Combustible nucléaire

Lecombustible nucléaireest le produit qui, contenant desisotopes fissiles(uranium,plutonium…), fournit l'énergie dans le cœur d'unréacteur nucléaireen entretenant laréaction en chaînedefission nucléaire.

Assemblage combustible.

Modèle de l'atome.

Les termes «combustible» et «combustion» sont utilisés par analogie à la chaleur dégagée par une matière enfeu,mais sont inappropriés pour caractériser tant le produit que son action. En effet, la combustion est uneréaction d'oxydoréduction(échange d'électrons) tandis que la « combustion » des matières radioactives provient deréactions nucléaires(fission denoyaux atomiques).

Les matières fissiles sont utilisées pour lapropulsion nucléairede navires militaires (en particulier deporte-avionset desous-marins nucléaires), ainsi que comme combustible dans lescentrales nucléaires.Unréacteur à eau pressuriséede 1 300MWecomporte environ 100 tonnes de combustible renouvelé périodiquement, par parties.

Le combustible UOX (Uranium Oxide) est constitué depastillesdedioxyde d'uranium(UO₂). Ces pastilles sont empilées dans des tubes en alliage dezirconiumd'environ quatre mètres de longueur, aussi appelés « gaines ». L'ensemble pastilles-gaine constitue un crayon. Les crayons sont bouchés aux deux extrémités et sont pressurisés avec de l'hélium.Les crayons sont ensuite réunis enassemblages combustibleconstitués d'environ250 éléments.

Fabrication du combustible nucléaire

Procédé

Pastilles combustibles.

L'étape de fabrication du combustible est destinée à donner aux matières nucléaires la forme physico-chimique adéquate pour une irradiation en réacteur. Les centrales électrogènes utilisent pour la plupart un combustible d'oxyde d'uranium UOX (uranium oxide). Certaines applications spécifiques requièrent un combustible métallique (anciens réacteursMagnoxpar exemple).

L'UF₆enrichi est converti en poudre d'oxyde d'uranium dans un premier temps. L'oxyde d'uranium est ensuite comprimé sous forme depastilles(de 7 à 8mmde diamètre pour lesréacteurs à eau pressurisée,REP). Ces pastilles sont elles-mêmes empilées dans un tube: la gaine. Selon le type de réacteur, le gainage est réalisé:

• en alliage dezirconium,leZircaloy,qui n'absorbe pas les neutrons thermiques et permet donc de ne pas réduire lebilan neutroniquedu réacteur en évitant les captures stériles;
• enacier inoxydablepour lesréacteurs à neutrons rapidesàcaloporteursodium (l'acier n'est pas absorbant pour les neutrons rapides) ou pour certains concepts de réacteurs à neutrons thermiques (AGRpar exemple). Dans ce dernier cas, cela demande un surcroît d'enrichissement pour compenser les captures stériles;
• en aluminium, principalement pour des assemblages expérimentaux.

La gaine est close à ses extrémités par des bouchons pseudo-coniques soudés. Un ressort est situé entre le haut de la colonnefissileet le bouchon supérieur de sorte à assurer le maintien des pastilles. Le crayon ainsi constitué est rempli soushélium.Ce gaz n'est pasactivableet prévient ainsi la formation d'éléments radioactifs gazeux dans l'interstice (ou gap) pastille - gaine.

Les crayons sont ensuite assemblés en réseaux verticaux d'environ 250 crayons parallèles (selon le type de réacteur), dans desassemblages.Des grilles horizontales assurent le maintien en faisceaux tandis qu'un dispositif de préhension situé en haut de l'assemblage facilite sa manutention et permet l'accrochage dans le cœur. Les grilles sont munies d'ailettes, ce qui assure un mélange turbulent dufluide caloporteur— l'eau du circuit primaire — circulant entre les crayons. En France, les assemblages les plus couramment utilisés comportent264 éléments,soit 17 × 17 rangées, moins24 tubesguides et un tube d'instrumentation^{[réf. nécessaire]}.

Lecombustible MOX(mixed-oxide) est fabriqué à partir duplutoniumderetraitementet de l'uranium appauvriproduit lors de l'étape d'enrichissement. La forme physico-chimique du combustible est identique à celle de l'oxyde d'uranium (UOX).

Installations industrielles

De nombreux pays disposent d'usines de fabrication de combustible. Les capacités mondiales de fabrication sont de l'ordre de 12 000tML/an(tML: tonnes de métal lourd^{[C'est-à-dire?]}) pour le combustible UOX des réacteurs à eau légère et 5 000tML/anpour le combustible des réacteurs à eau lourde (majoritairement au Canada). Les autres usines de fabrication concernent le combustibleAGR(au Royaume-Uni) ainsi que les combustiblesMOXpourREPetRNR.

Le gouvernement britannique annonce le 7 janvier 2024 le lancement d'un programme de production de combustible à base d'uranium faiblement enrichià teneur élevée (HALEU), indispensable pour alimenter de nombreux modèles de réacteurs avancés, dont lespetits réacteurs modulaires(SMR). Le premier site de production, dans le nord-ouest de l'Angleterre, doit être opérationnel au début des années 2030. Le combustible HALEU, dont la teneur enuranium 235varie de 5 à 20 %, supérieure à celle de 5 % du combustible alimentant la plupart des centrales nucléaires en exploitation, n'est jusqu'ici produit commercialement que par la Russie.

Cycle du combustible nucléaire

Schéma simplifié de la filière nucléaire.

Le cycle du combustible nucléaire comporte les étapes suivantes:

• amont du cycle (extraction minière de l'uranium naturel, conversion, enrichissement, fabrication du combustible);
• irradiation en réacteur;
• aval du cycle (entreposage intermédiaire du combustible irradié, traitement du combustible irradié, entreposage des déchets radioactifs et des combustibles irradiés, stockage);
• transport du combustible nucléaire et des matières radioactives.

Combustible nucléaire irradié

Réacteur CROCUS de l'EPFL.

Principaux éléments contenus dans les combustibles nucléaires irradiés(en kilogrammes par tonne de combustibleREP 1300,après trois ans de refroidissement).

Uranium:935,548kgd'enrichissement d'environ 1 %.

Actinides	Masse (kg)
neptunium	0,43
plutonium	10
américium	0,38
curium	0,042

Produits de fission	Masse (kg)	Produits de fission	Masse (kg)
Kr,Xe	6,0	Tc	0,23
Cs,Rb	3,1	Ru,Rh,Pd	0,86
Sr,Ba	2,5	Ag,Cd,In,Sn,Sb	0,25
Y,La	1,7	Ce	2,5
Zr	3,7	Pr	1,2
Se,Te	0,56	Nd	4,2
Mo	3,5	Sm	0,82
I	0,23	Eu	0,15

Aval du cycle

Dans certaines filières de réacteurs, parmi lesquelles lesréacteurs à eau pressuriséeet lesréacteurs à eau bouillante(les plus répandues), les combustibles usés peuvent être retraités, ce qui permet de séparer les constituants valorisables pour une nouvelle utilisation de ceux qui ne peuvent être recyclés et constituent desdéchets nucléairesultimes, tout en conditionnant ceux-ci sous une forme physico-chimique plus stable et plus apte à l'entreposageou au stockage (en surfaceouen profondeur).

Dans les réacteurs à eau pressurisée actuels (de typeWestinghouse), le temps de séjour moyen des assemblages de combustible est de 4,5 ans. Au terme de cette période, il reste pour une tonne de combustible:

• 930 kg d'uraniumenrichi à environ 1 %;
• 56,6 kg deproduits de fission;
• desactinides:
  • 12 kg deplutonium,
  • 1 kg deneptunium,
  • 0,8 kg d’américium,
  • 0,6 kg decurium.

Si l'uranium et le plutonium peuvent être réutilisés en fabriquant desMOx,les produits de fission et les actinides mineurs sontvitrifiéset stockés. Il faut entre 300 000 ans et un million d'années pour que laradiotoxicitédes actinides mineurs chute et rejoigne celle de l'uranium naturel. Latransmutationse donne pour objectif de les muter en espèces nettement moins radiotoxiques. Par exemple, le projetMYRRHApermettrait la combustion de barre composées jusqu'à 50 % de ces actinides. Après transmutation, leur radiotoxicité rejoindrait celle de l'uranium en seulement 300 ans.

Les gaines dezirconiumentourant le combustible et les structures internes de l'assemblage combustible ne sont pas recyclées et font partie des déchets à vie longue.

Voir aussi

Articles connexes

• Uranium
• Plutonium
• Radioactivité
• Réaction nucléaire
• Réacteur nucléaire
• Cycle du combustible nucléaire
• Centrale nucléaire
• Déchets nucléaires

Liens externes

• Quelles ressources en combustibles nucléaires?[PDF],notes de synthèse illustrées,IFP Énergies nouvellesetCEA.