Lernzettel: Cycle du combustible nucléaire et enrichment

📋 Plan du Cours

1. Cycle du combustible nucléaire front-end
2. Fission nucléaire et réaction en chaîne
3. Objectifs du combustible nucléaire
4. Ressources d’uranium et enjeux d’approvisionnement
5. Exploration et méthodes de prospection
6. Sites miniers et remaniement après exploitation
7. Conversion de l’uranium vers UF6
8. Procédés de conversion sec et humide
9. Production industrielle d’UF6 et contrôle qualité
10. Enrichissement isotopique et unité SWU
11. Techniques d’enrichissement par échange chimique
12. Enrichissement par laser et procédé Calutron

📖 1. Cycle du combustible nucléaire front-end

🔑 Notions clés & Définitions

• Front-end du cycle du combustible : Ensemble des étapes industrielles qui transforment le minerai d’uranium en combustible prêt pour le réacteur, avant l’utilisation en centrale.
• Fission nucléaire : Réaction où un noyau lourd se scinde après capture d’un neutron, produisant des fragments et des neutrons supplémentaires.
• Réaction en chaîne : Processus où les neutrons issus des fissions provoquent de nouvelles fissions, permettant de maintenir la criticité.
• Uranium naturel : Mélange isotopique présent dans la nature, dont seule une faible fraction est constituée d’isotopes fissiles.
• Uranium enrichi : Uranium dont la proportion d’isotope fissile a été augmentée par rapport à l’uranium naturel.

📝 Points essentiels

• Le front-end comprend : extraction minière, conversion chimique, enrichissement, puis fabrication du combustible.
• La fission est déclenchée par un neutron incident ; la fission spontanée existe mais reste extrêmement rare.
• Pour chaque fission, le noyau produit en moyenne 2,5 neutrons, qui peuvent alimenter la réaction en chaîne.
• La réaction en chaîne dépend du nombre de neutrons qui restent libres après captures dans le cœur.
• Dans l’uranium naturel, l’isotope U-235 représente 0,72% et constitue la fraction fissile usuelle.
• Le combustible doit fournir l’énergie, maintenir la réactivité du cœur sans emballement, et confiner les produits de fission.

💡 Astuce mémo

Fission → fragments + ~2,5 neutrons ; réaction en chaîne si un neutron reste libre pour relancer une fission.

📖 2. Fission nucléaire et réaction en chaîne

🔑 Notions clés & Définitions

• Réaction en chaîne : Processus nucléaire où une fission produit des neutrons qui déclenchent d’autres fissions, maintenant la réaction.
• Fission nucléaire : Réaction où un noyau lourd se scinde en noyaux plus légers, libérant de l’énergie et des neutrons.
• Neutron : Particule subatomique sans charge qui peut provoquer une fission lorsqu’elle est capturée par un noyau fissile.
• Cycle du combustible nucléaire partiellement-clos : Organisation du cycle où une partie du combustible est recyclée, réduisant l’usage de matière neuve.
• Cycle du combustible nucléaire ouvert : Organisation du cycle où le combustible est principalement utilisé puis traité sans recyclage aussi poussé que dans un cycle partiellement-clos.

📝 Points essentiels

• Plusieurs étapes industrielles sont nécessaires avant l’utilisation du combustible, ce qui correspond au « front end » du cycle.
• Un cycle « partiellement-clos » (ex. ORANO) inclut un recyclage partiel du combustible, contrairement à un cycle « ouvert » (ex. CAMECO).
• La réaction en chaîne dépend du fait que les neutrons issus des fissions provoquent de nouvelles fissions plutôt que d’être perdus.
• Les neutrons produits par une fission sont la cause directe de la poursuite de la réaction en chaîne.
• Le combustible nucléaire est lié à la disponibilité de matières premières, notamment l’uranium, dont l’extraction et la préparation conditionnent le cycle.
• Le contexte du cycle « partiellement-clos » et « ouvert » sert à comprendre comment la matière (uranium/plutonium) est réutilisée ou non dans l’industrie.

💡 Astuce mémo

Fission → neutrons → nouvelles fissions : la réaction en chaîne se propage comme un domino.

📖 3. Objectifs du combustible nucléaire

🔑 Notions clés & Définitions

• Exploration minière indirecte : Ensemble de méthodes qui infèrent la présence de gisements à partir de mesures physiques (gravité, magnétisme, résistivité, ondes sismiques) plutôt que d’un prélèvement direct.
• Méthodes gravimétriques : Méthodes d’exploration qui détectent des variations du champ gravitationnel dues à des différences de densité dans le sous-sol.
• Méthodes électriques et électromagnétiques : Méthodes d’exploration qui mesurent la résistivité ou la réponse du sol à un courant injecté ou à une induction pour cartographier des structures.
• Tomographie sismique : Technique d’exploration qui reconstruit une image 3D du volume à partir de la propagation d’ondes dans le sol.

📝 Points essentiels

• Les objectifs d’exploration ont évolué en trois périodes : 1945-1958 « militaire », 1974-1983 « civil », 2003-2009 « civil ».
• Les méthodes indirectes incluent gravimétrie, magnétisme, méthodes électriques/électromagnétiques et sismique, avec reconstruction 3D par tomographie.
• La gravimétrie exploite une modification du champ gravitationnel liée à la géologie et à la densité des formations.
• Les méthodes électriques/électromagnétiques mesurent la résistivité via un courant injecté par électrodes ou par induction.
• La méthode sismique étudie la propagation d’ondes de compression et permet aussi de mesurer des ondes acoustiques.
• La tomographie fournit une « image » en trois dimensions du volume exploré à partir des données sismiques.

💡 Astuce mémo

Gravité→densité, Élec→résistivité, Sismique→ondes, Tomo→image 3D.

📖 4. Ressources d’uranium et enjeux d’approvisionnement

🔑 Notions clés & Définitions

• Désintégration α : Type de désintégration où le noyau émet un noyau d’hélium $^4_2He$, ce qui diminue le nombre de masse de 4 et le numéro atomique de 2.
• Désintégration β− : Type de désintégration où le noyau émet un électron et un antineutrino, ce qui augmente le numéro atomique de 1 sans changer le nombre de masse.
• Équilibre séculaire : Régime d’une chaîne radioactive où, après un temps long devant toutes les périodes sauf la première, les activités des nucléides deviennent égales et varient très peu sur des durées courtes.
• Famille de l’uranium 238 : Chaîne radioactive issue de $^{238}U$ menant notamment à $^{226}Ra$ puis $^{222}Rn$ et à ses descendants jusqu’à $^{206}Pb$.

📝 Points essentiels

• Pour une désintégration α : $^{A}_{Z}X\rightarrow {}^{A-4}_{Z-2}Y+{}^{4}_{2}He$.
• Pour une désintégration β− : $^{A}_{Z}X\rightarrow {}^{A}_{Z+1}Y+e^-+\bar\nu$ (le nombre de masse $A$ reste constant).
• De $^{238}U$ à $^{222}Rn$ par α : il faut $4$ désintégrations α (car $238-4\times4=222$ et $92-4\times2=86$).
• De $^{238}U$ à $^{222}Rn$ par β− : il faut $2$ désintégrations β− (car $92+2=94$ puis les étapes de la chaîne ramènent au $Z=86$ via les α indiquées dans la figure).
• En équilibre séculaire, les activités de tous les nucléides de la famille deviennent égales et pratiquement indépendantes du temps sur des durées courtes devant la période du premier nucléide.
• Pour un échantillon contenant $1\,kg$ de $^{238}U$, la masse de $^{226}Ra$ en équilibre séculaire vaut environ $3{,}39\,mg$ (avec les périodes $T_{1/2}(^{238}U)=4{,}47\times10^9\,ans$ et $T_{1/2}(^{226}Ra)=1599\,ans$).

💡 Astuce mémo

α : $A-4$ et $Z-2$ ; β− : $A$ inchangé et $Z+1$ ; équilibre séculaire : activités toutes égales après un temps long (sauf la 1ère période).

📖 5. Exploration et méthodes de prospection

🔑 Notions clés & Définitions

• Leaching acide : Procédé d’extraction où le minerai est attaqué par un acide pour mettre l’uranium en solution sous une forme soluble.
• Oxydant Fe3+ : Espèce oxydante utilisée pour convertir l’uranium en état d’oxydation plus soluble, car l’uranium tétravalent est peu soluble.
• Extraction par amines tertiaires : Étape de purification par extraction liquide-liquide où une amine tertiaire capte l’uranium depuis la phase aqueuse.
• Échange d’ions sur résines : Technique de purification-concentration où l’uranium est fixé sur des résines pour séparer les ions de la solution.
• Yellow cake : Produit solide intermédiaire obtenu après précipitation de composés d’uranium, avant calcination.

📝 Points essentiels

• Le leaching est généralement réalisé avec H2SO4 et nécessite un oxydant (souvent Fe3+) pour favoriser la solubilité de l’uranium.
• La solubilité est expliquée par le passage de U4+ (peu soluble) à U6+ (forme soluble, ex. uranyle sulfate).
• Le broyage se fait en plusieurs étapes : primaire 150–250 mm, secondaire 50–70 mm, tertiaire 15–30 mm, puis broyage par barres jusqu’à 1–2 mm et par billes jusqu’à 150–600 μm.
• Le broyage se fait généralement avec de l’eau, qui doit ensuite être éliminée par décantation et filtration.
• La séparation de la solution contenant U des déchets solides inclut lavage en contre-courant (décanteur ou classifieur) puis filtration (filtres rotatifs continus ou filtres à bande).
• La précipitation peut utiliser magnésie, soude ou ammoniac pour former des uranates (MgUO4, Na2U2O7, (NH4)2U2O7) avant d’obtenir le yellow cake.

💡 Astuce mémo

U4+ → Fe3+ → U6+ : l’oxydant “débloque” la solubilité pour passer en solution.

📖 6. Sites miniers et remaniement après exploitation

🔑 Notions clés & Définitions

• Remaniement de site : Ensemble des actions visant à modifier et stabiliser un site minier après l’arrêt de l’exploitation pour limiter les impacts environnementaux.
• Lagunage d’effluents : Mode de gestion des rejets liquides consistant à stocker des effluents dans des bassins avant traitement ou évacuation.
• INB ECRIN : Installation nucléaire de base mentionnée comme cadre de gestion sur le site de Malvési à partir de 2015.
• Malvési : Site industriel cité pour la production d’UF4 par procédés humides et pour la gestion d’effluents depuis 1959.

📝 Points essentiels

• À Malvési, des effluents de nitrates sont gérés dans des lagunes depuis 1959.
• L’INB ECRIN est indiquée comme active depuis 2015 sur le site de Malvési.
• La section relie la production chimique (conversion UF6/UF4) à la présence d’effluents, donc à la nécessité de gestion post-exploitation.
• Les procédés de conversion humides génèrent des étapes de purification et de séchage, qui impliquent des flux à traiter avant rejet.
• Les sites miniers et installations associées doivent satisfaire des exigences de pureté pour l’UF6, ce qui conditionne aussi la gestion des impuretés et effluents.

💡 Astuce mémo

Malvési = « lagunes depuis 1959 » + « INB ECRIN depuis 2015 » : pense chronologie post-exploitation.

📖 7. Conversion de l’uranium vers UF6

🔑 Notions clés & Définitions

• UF6 : Composé chimique utilisé comme forme gazeuse de l’uranium pour permettre l’enrichissement isotopique.
• Uranium naturel : Mélange d’isotopes où $^{235}$U est minoritaire (environ 0,72%) et $^{238}$U majoritaire (environ 99,28%).
• Enrichissement isotopique : Procédé visant à augmenter la fraction de $^{235}$U dans le combustible par séparation isotopique.
• SWU : Unité de travail de séparation qui mesure la “difficulté” nécessaire pour obtenir une masse enrichie à partir d’un mélange initial.
• Fraction molaire en $^{235}$U : Grandeur notée $x$ qui représente la proportion de $^{235}$U dans un flux (entrée, produit ou résidu) exprimée en fraction molaire.

📝 Points essentiels

• Le besoin d’enrichissement vient du fait que l’uranium naturel contient environ 0,72% de $^{235}$U, alors que les réacteurs exigent une teneur plus élevée.
• Les procédés d’enrichissement reposent sur des différences liées aux propriétés nucléaires sensibles au nombre de neutrons (donc à la masse), pas sur des différences chimiques.
• La SWU est proportionnelle à la quantité de matière traitée et à l’effort nécessaire pour atteindre le niveau d’enrichissement demandé.
• La SWU permet d’exprimer la capacité de production d’uranium enrichi (par cellule élémentaire, par étape ou par installation).
• La capacité mondiale est d’environ 50 millions de SWU/an en 2008 et d’environ 44 millions de SWU/an en 2018.
• L’enrichissement se caractérise par le % de $^{235}$U dans le produit et dans le résidu pauvre, et la teneur du résidu appauvri est un paramètre clé d’optimisation car la teneur du produit est imposée par le réacteur.

💡 Astuce mémo

UF6 = “forme gazeuse pour séparer $^{235}$U” ; SWU = “travail pour passer du résidu pauvre au produit enrichi”.

📖 8. Procédés de conversion sec et humide

🔑 Notions clés & Définitions

• Enrichissement de l’uranium : Opération qui augmente la fraction de $^{235}$U dans un flux d’UF6 en produisant un courant enrichi et un courant appauvri.
• Facteur de séparation : Grandeur qui mesure l’efficacité d’un étage en comparant les concentrations de $^{235}$U dans les sorties enrichie et appauvrie.
• Cascade d’enrichissement : Assemblage de plusieurs étages, eux-mêmes composés de cellules, pour cumuler les séparations élémentaires jusqu’à l’enrichissement visé.
• Diffusion gazeuse : Procédé d’enrichissement où les molécules d’UF6 se séparent par diffusion isotherme à travers une barrière.
• Centrifugation : Procédé d’enrichissement basé sur la séparation due à un champ gravitationnel intense créé par rotation rapide d’un cylindre.

📝 Points essentiels

• L’exploitant fixe la teneur de $^{235}$U du produit à partir du réacteur à charger, puis choisit la meilleure combinaison d’apport d’UF6 et d’UTS en partant de la teneur du résidu appauvri.
• Les procédés d’enrichissement se classent en faible enrichissement élémentaire (diffusion gazeuse, centrifugation, procédés aérodynamiques, échange chimique) et en fort enrichissement élémentaire (laser, procédé électrom
• La cascade est organisée en stages en parallèle (mêmes contenus) puis en succession de stages pour cumuler la séparation.
• Dans une cellule élémentaire, le flux d’entrée est scindé en deux flux (un enrichi et un appauvri) et la cellule est traversée par deux flux (un montant et un descendant).
• Le facteur de séparation d’un stage correspond au rapport des contenus des sorties enrichie et appauvrie.
• Diffusion gazeuse : principe de diffusion moléculaire isotherme, avec barrière devant résister à la corrosion par UF6 (ex. nickel fritté, alumine frittée).

💡 Astuce mémo

Cascade = « étages en série » pour cumuler la séparation, « cellules en parallèle » pour traiter le même contenu.

📖 9. Production industrielle d’UF6 et contrôle qualité

🔑 Notions clés & Définitions

• UF6 : UF6 est le composé chimique utilisé comme forme gazeuse de l’uranium pour l’enrichissement isotopique.
• Centrifugation : La centrifugation est un procédé d’enrichissement qui sépare les isotopes grâce à la différence de comportement dans un champ centrifuge.
• Centrifuge cascade : Une centrifuge cascade est l’assemblage en série de centrifugeuses pour augmenter progressivement le facteur d’enrichissement.
• CHEMEX : CHEMEX est un procédé d’enrichissement par échange chimique utilisant des réactions d’oxydo-réduction d’ions d’uranium.
• SILVA : SILVA est un procédé d’enrichissement par séparation isotopique au laser sur la vapeur atomique d’uranium.

📝 Points essentiels

• Le facteur de séparation $$ dépend de la vitesse angulaire et de la vitesse périphérique de la centrifugeuse, ce qui conditionne le niveau d’enrichissement obtenu.
• À 300 K, les facteurs de séparation donnés pour des vitesses périphériques sont : 200 m s-1 → 1,02 ; 400 m s-1 → 1,1 ; 600 m s-1 → 1,24 ; 800 m s-1 → 1,47.
• Un facteur de séparation élémentaire faible impose l’usage de cascades pour atteindre des enrichissements significatifs.
• La centrifugation en usine (ex. Georges Besse II) repose sur des architectures en cascade, avec une comparaison GB I vs GB II présentée dans la source.
• Les procédés aérodynamiques (nozzle, vortex) utilisent UF6 dilué dans H2 et ne comportent pas de pièce rotative, mais demandent un coût énergétique élevé et un facteur de séparation faible.
• Le procédé par échange chimique CHEMEX repose sur une oxydo-réduction des ions U(III) et U(IV) et sur une extraction liquide-liquide avec circulation en sens opposés de solutions aqueuses et organiques.

💡 Astuce mémo

Centrifugeuse = vitesse périphérique → facteur de séparation ; faible α ⇒ cascade (on empile).

📖 10. Enrichissement isotopique et unité SWU

🔑 Notions clés & Définitions

• Enrichissement isotopique : Procédé qui augmente la fraction d’un isotope fissile dans un mélange d’uranium pour atteindre une composition cible.
• SWU : Unité de travail de séparation qui mesure l’effort nécessaire pour séparer des isotopes et produire un uranium enrichi.
• Séparation par laser : Procédé d’enrichissement utilisant des lasers pour agir sélectivement sur des isotopes, afin d’obtenir un enrichissement de l’uranium.
• Procédé électromagnétique Calutron : Procédé d’enrichissement à grande échelle basé sur la séparation électromagnétique des ions, historiquement utilisé au site Y-12.
• Traité de non-prolifération (TNP) : Traité international signé en 1968 et appliqué en 1970, encadrant l’accès aux matières nucléaires et les contrôles via l’IAEA.

📝 Points essentiels

• La séparation par laser permet d’obtenir directement un enrichissement de quelques % en $^{235}$U avec une faible consommation énergétique, mais l’exploitation industrielle est difficile notamment à cause des lasers.
• Le procédé électromagnétique Calutron a été mis à l’échelle industrielle en 1941 (Y-12 à Oak Ridge) avec un excellent facteur de séparation, mais avec un coût énergétique très élevé.
• La consommation spécifique et le facteur d’enrichissement sont liés par une relation de type $\alpha$ (facteur d’enrichissement) dans les techniques de séparation.
• Le scénario de base UxC sert à prévoir des fournitures d’enrichissement mises sur le marché, exprimées en millions d’UTS.
• Le TNP (signé en 1968, appliqué en 1970) vise à limiter la prolifération en reconnaissant cinq puissances nucléaires et en imposant des engagements de non-armement aux autres États signataires.
• Pour l’usage civil, le rôle de contrôle des matières nucléaires pacifiques est confié à l’IAEA, créée par l’ONU en 1957, et le traité est étendu indéfiniment en 1995.

💡 Astuce mémo

Laser = faible énergie mais dur à industrialiser ; Calutron = bon tri mais énergie énorme ; TNP = 5 puissances + contrôles IAEA.

📖 11. Techniques d’enrichissement par échange chimique

🔑 Notions clés & Définitions

• REP : Un REP est un réacteur à rechargement réalisé à l’arrêt, où l’assemblage combustible doit rester fiable pendant le séjour en cœur.
• UOX : L’UOX désigne un combustible où la matière fissile est sous forme d’oxydes d’uranium, notamment UO2.
• MOX : Le MOX désigne un combustible où la matière fissile est sous forme d’oxydes mixtes d’uranium et de plutonium, notamment (U,Pu)O2.
• UO2+x : UO2+x est une forme non stœchiométrique du dioxyde d’uranium, où l’écart à la stœchiométrie O/M crée des défauts ponctuels.
• Pyrohydrolyse de UF6 : La pyrohydrolyse de UF6 est une étape de conversion chimique qui transforme l’hexafluorure d’uranium en poudre d’UO2 via des réactions avec vapeur d’eau et hydrogène.

📝 Points essentiels

• La matière fissile est portée par des oxydes UO2 (UOX) ou (U,Pu)O2 (MOX), choisis pour leur stabilité chimique et leur compatibilité avec l’eau.
• Les oxydes sont réfractaires et résistent à la température, ce qui limite les dégradations thermiques en réacteur.
• L’oxygène de l’oxyde absorbe peu les neutrons, ce qui contribue à la réactivité du cœur.
• Les cristallites d’oxyde retiennent bien les produits de fission, ce qui améliore la tenue du combustible.
• La céramique combustible est un matériau polycristallin dense (~95 % de la densité théorique, 10,96), constitué de grains de quelques micromètres (10–15 \mu{}m).
• La structure cristalline est de type fluorine CaF2, cristallisant en cubique à faces centrées pour le réseau de l’actinide (U ou U/Pu).

💡 Astuce mémo

UOX/MOX = Oxyde stable + O peu absorbant + grains qui retiennent les fissions.

📖 12. Enrichissement par laser et procédé Calutron

🔑 Notions clés & Définitions

• Pyrohydrolyse réductrice : Réaction de défluoration d’UO2F2 sous vapeur d’eau et hydrogène qui produit UO2 et génère HF.
• Procédé voie sèche : Chaîne de fabrication de la poudre UO2 sans étape humide, à partir de la conversion en UO2.
• Mélangeur à vis orbitale : Équipement de mélange des poudres sous courant d’azote pour limiter l’oxydation.
• Porogène : Additif organique qui crée une porosité contrôlée pendant le frittage, puis s’élimine totalement.
• Lubrifiant de poudre : Additif qui assure la lubrification de la poudre lors du pressage pour améliorer la mise en forme.

📝 Points essentiels

• La défluoration suit : UO2F2 + H2O + H2 → UO2 + 2 HF + H2O, avec un four tournant sous flux de vapeur d’eau et d’hydrogène.
• Le procédé de référence annoncé ne génère pas d’effluents liquides, ce qui limite les contraintes liées aux études de criticité.
• La formulation du mélange UO2 tient compte des propriétés d’usage (O/U, frittabilité, effet porogène) et d’additifs issus du recyclage (U3O8) ainsi que d’additifs organiques.
• Le porogène sert à ajuster la densité des pastilles après frittage selon les spécifications, et il est éliminé totalement lors du frittage.
• Le lubrifiant garantit la lubrification de la poudre au pressage.
• Le mélange est réalisé dans un mélangeur à vis orbitale sous courant d’azote pour éviter l’oxydation de la poudre.

💡 Astuce mémo

HF = « Fluor » : la défluoration libère 2 HF par mole de UO2F2.

📅 Repères chronologiques

Date	Événement
1945-1958	Période « militaire » des objectifs d’exploration
1974-1983	Période « civil » des objectifs d’exploration
2003-2009	Période « civil » des objectifs d’exploration
1789	Découverte du « metallic uranium » par Klaproth
1896	Découverte de la radioactivité de l’uranium par Becquerel
1957	Création de l’IAEA par l’ONU
1968	Signature du Traité de non-prolifération (TNP)
1970	Application du TNP
1995	Extension indéfinie du TNP
2008	Capacité mondiale d’enrichissement : ~50 millions de SWU/an (ordre de grandeur)

📊 Tableaux de synthèse

Cycles du combustible : partiellement-clos vs ouvert

Type de cycle	Exemple	Recyclage
Partiellement-clos	ORANO	Recyclage partiel du combustible
Ouvert	CAMECO	Recyclage moins poussé (principalement usage puis traitement)

⚠️ Pièges & confusions fréquents

1. Confondre fission et réaction en chaîne : la chaîne dépend du fait qu’un neutron reste libre pour relancer une fission, pas du simple fait qu’il y ait des neutrons.
2. Croire que l’oxygène de l’oxyde absorbe beaucoup les neutrons : dans le cours, il absorbe peu, ce qui contribue à la réactivité du cœur.
3. Mélanger les rôles : la SWU mesure l’effort de séparation, tandis que le % de 235U du produit est fixé par le réacteur à charger (et le résidu appauvri sert à optimiser).
4. Inverser les équations de désintégration : en α, A diminue de 4 et Z de 2 ; en β−, A reste constant et Z augmente de 1.
5. Penser que l’UF6 est choisi pour des raisons chimiques : le cours insiste que les procédés d’enrichissement reposent sur des différences liées aux propriétés nucléaires sensibles au nombre de neutrons (masse).
6. Oublier que la diffusion gazeuse nécessite une barrière résistante à la corrosion par UF6 (ex. nickel fritté, alumine frittée) et donc pas n’importe quel matériau.
7. Confondre « voie sèche » et « voie humide » de fabrication de la poudre UO2 : la voie sèche passe par pyrohydrolyse de UF6, la voie humide par conversion ADU (ammonium diuranate).

✅ Checklist Examen

1. Définir le front-end du cycle du combustible et lister ses étapes (extraction minière, conversion chimique, enrichissement, fabrication du combustible).
2. Expliquer la fission et la réaction en chaîne en précisant le rôle du neutron incident et la condition « un neutron reste libre ».
3. Donner les ordres de grandeur du cours : ~2,5 neutrons par fission et la fraction fissile usuelle de l’uranium naturel (U-235 = 0,72%).
4. Relier les objectifs d’exploration aux trois périodes 1945-1958, 1974-1983, 2003-2009, puis associer méthodes indirectes et grandeurs mesurées (gravité→densité, élec→résistivité, sismique→ondes, tomographie→image 3D).
5. Décrire les deux types de désintégration demandés (α et β−) et calculer le nombre de désintégrations α et β− pour passer de 238U à 222Rn (4 α puis 2 β−).
6. Définir l’équilibre séculaire et conclure que les activités deviennent égales après un temps long devant toutes les périodes sauf la première, puis utiliser les périodes données pour relier 1 kg de 238U à la masse de 226
7. Ra en équilibre séculaire (~3,39 mg).
8. Expliquer le principe du leaching acide : H2SO4, besoin d’un oxydant (souvent Fe3+), passage de U4+ peu soluble à U6+ soluble, puis citer les étapes de broyage et de séparation solution/déchets solides.
9. Décrire la précipitation menant au yellow cake (magnésie/soude/ammoniac) et rappeler l’idée générale de la calcination vers U3O8 pour la vente.
10. Donner la chronologie citée pour Malvési : lagunes d’effluents depuis 1959 et INB ECRIN indiquée active depuis 2015, et relier conversion UF6/UF4 et nécessité de gestion des effluents.
11. Expliquer pourquoi l’enrichissement est nécessaire (U naturel ~0,72% U-235 vs besoins réacteur) et rappeler que les procédés exploitent des différences nucléaires liées à la masse (pas à la chimie).
12. Définir SWU/UTS et expliquer ce qu’elle mesure (effort nécessaire) ainsi que l’idée d’optimisation via la teneur du résidu appauvri (le produit est imposé par le réacteur).
13. Comparer les procédés d’enrichissement par familles (faible enrichissement élémentaire : diffusion/centrifugation/aérodynamique/échange chimique ; fort enrichissement élémentaire : laser, électromagnétique Calutron) et é
14. noncer le rôle de la cascade (étages en série, cellules en parallèle).