Généralités
Enrichissement de l’uranium
B3600 v1 Archive

Généralités
Enrichissement de l’uranium

Auteur(s) : Daniel MASSIGNON

Date de publication : 10 févr. 1992

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1 - Généralités

  • 1.1 - Isotopes de l’uranium
  • 1.2 - Enrichissement de l’uranium
  • 1.3 - Développement des principaux procédés

2 - Principes de la séparation isotopique. Critères de choix d’un procédé

3 - Principaux procédés de séparation

4 - Comparaison et discussion

Sommaire

Présentation

Auteur(s)

  • Daniel MASSIGNON : Ancien Chef du Service de Chimie-Physique du Commissariat à l’Énergie Atomique

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INTRODUCTION

L’industrie de l’enrichissement de l’uranium a maintenant déjà cinquante ans. Elle présente pourtant l’aspect d’une industrie en pleine jeunesse. En effet, plusieurs procédés d’enrichissement sont en présence sur le marché mondial et un effort considérable de recherche et développement est fait sur beaucoup d’autres. La France occupe une place de premier plan dans ce marché et dans cet effort de renouvellement. Pour mieux comprendre les raisons de la compétition de procédés aussi différents, nous allons d’abord rappeler la grande variété de composition du matériau à enrichir, l’uranium, et la grande diversité des besoins auxquels doit faire face cette industrie.

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DOI (Digital Object Identifier)

https://doi.org/10.51257/a-v1-b3600

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1. Généralités

1.1 Isotopes de l’uranium

L’uranium est un mélange d’isotopes dont les propriétés nucléaires sont différentes. L’uranium naturel contient 0,720 0 % d’atomes de l’isotope 235U de masse 235 (ou 0,711 en poids), 99,274 5 % environ d’atomes de 238U et, en équilibre radioactif avec ce dernier, 0,005 5 % de 234. Les demi-vies de 235U et 238U sont respectivement 7,1 × 108 et 4,5 × 109 ans ; elles sont suffisamment longues pour expliquer leur présence dans l’écorce terrestre.

C’est l’isotope 235U qui entretient la réaction en chaîne dans les réacteurs à neutrons thermiques par lesquels il est fissile. Il est aussi fissile, comme 238U, par les neutrons rapides et peut aussi être utilisé dans les réacteurs surgénérateurs associé au plutonium.

Dans le combustible de tous ces réacteurs, la teneur en 235U diminue au cours du fonctionnement. Des atomes subissent la fission, d’autres sont transformés par captures et désintégrations en d’autres actinides. C’est ainsi que l’on rencontre dans l’uranium extrait par traitement des combustibles irradiés en réacteur des isotopes de l’uranium de trop courte demi-vie pour être présents dans l’écorce terrestre, comme 232U (73,6 ans) et 236U (2,4 × 107 ans) avec des teneurs variables selon les conditions d’irradiation. En particulier, l’activité γ et la demi-vie relativement longue de 232U, de quelques transuraniens et de quelques produits de fission résiduels peuvent poser un problème lors du réenrichissement et lors de l’utilisation d’un combustible réenrichi. Enfin, la présence de 236U, dont la section efficace de capture pour les neutrons lents est élevée, impose de réenrichir à une teneur plus élevée en 235U. L’élimination de ces contaminants par séparation isotopique est aussi un problème industriel.

Si le premier réacteur construit par l’homme a divergé en 1942 (Enrico Fermi, Chicago), la première...

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