Combustible nucléaire
Le combustible nucléaire est le produit qui, contenant des matières fissiles (uranium, plutonium…), fournit l'énergie dans le cœur d'un réacteur nucléaire en entretenant la réaction nucléaire en chaîne de fission nucléaire.
Les termes combustible et combustion sont totalement inappropriés pour caractériser tant le produit que son action. En effet, la combustion est une réaction chimique d'oxydo-réduction (échange d'électrons) tandis que la « combustion » des matières radioactives provient de réactions nucléaires (fission de noyaux atomiques). Ces termes sont utilisés par analogie à la chaleur dégagée par une matière en feu.
Les matières fissiles sont utilisées pour la propulsion nucléaire de navires militaires (en particulier les porte-avions) et de sous-marins nucléaires, ainsi que comme combustible dans les centrales nucléaires : un réacteur à eau pressurisée de 1 300 MWe comporte environ 100 tonnes de combustible renouvelé périodiquement, par partie.
Le combustible UOX (Uranium Oxyde) est constitué par des pastilles de dioxyde d'uranium (UO2). Ces pastilles sont empilées dans des tubes en alliage de zirconium. Ces tubes d'environ 4 mètres de longueur sont 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 en assemblages constitués de 264 éléments pour ce qui est des assemblages les plus courant utilisés en France (17 X 17 = 289 - 24 tubes guides - 1 tube d'instrumentation ⇒ soit 264).
Fabrication du combustible nucléaire
Procédé
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 (réacteurs Magnox par exemple).
L'UF6 enrichi est converti en poudre d'oxyde d'uranium dans un premier temps.
L'oxyde d'uranium est ensuite comprimé sous forme de pastilles (de 7 à 8 mm de diamètre pour les REP). Ces pastilles sont elles-mêmes empilées dans un tube : la gaine. Selon le type de réacteur, le gainage est réalisé :
- en alliage de zirconium, le Zircaloy, qui n'absorbe pas les neutrons thermiques et permet donc de ne pas réduire le bilan neutronique du réacteur en évitant les captures stériles.
- en acier inoxydable pour les réacteurs à neutrons rapides à caloporteur sodium (l'acier n'est pas absorbant pour les neutrons rapides) ou pour certains concepts de réacteurs à neutrons thermiques (AGR par exemple). Dans ce dernier cas, ceci 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 colonne fissile et le bouchon supérieur de sorte à assurer le maintien des pastilles. Le crayon ainsi constitué est rempli sous hélium. Ce gaz n'est pas activable et 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 (selon le type de réacteur) crayons parallèles. 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.
Le combustible MOX (mixed-oxyde) est fabriqué à partir du plutonium de retraitement et de l'uranium appauvri produit 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 12 000 tML/an (tML : tonnes de métal lourd) pour le combustible UOX des réacteurs à eau légère et 5 000 tML/an pour le combustible des réacteurs à eau lourde (majoritairement au Canada). Les autres usines de fabrication concernent le combustible AGR (au Royaume-Uni) ainsi que les combustibles MOX pour REP et RNR.
Cycle du combustible 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
Principaux éléments contenus dans les combustibles nucléaires irradiés[1](en kg/tonne de combustible REP 1300, après 3 ans de refroidissement)
Uranium : 935,548 kg d'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 la filière des réacteurs à eau pressurisée, la plus répandue, les combustibles usés sont retraités, ce qui permet d'en récupérer une partie pour une nouvelle utilisation. Une autre partie n'est pas recyclée et constitue des déchets nucléaires. Les gaines de zirconium entourant le combustible ne sont pas recyclées et font partie des déchets à vie longue[2].
Voir aussi
Articles connexes
Bibliographie
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Liens externes
- (fr) Quelles ressources en combustibles nucléaires ? (Notes de synthèse, illustrée de graphiques, rédigées par des experts d'IFP Energies nouvelles et du CEA, PDF - 1.3 Mo)
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Notes et références
- CEA - Direction des Programmes Informations sur l'énergie : édition 2004, Direction de la communication du CEA, Paris, 2005
- Philippe Bihouix et Benoît de Guillebon, Quel futur pour les métaux ? Raréfaction des métaux, un nouveau défi pour la société, EDP Sciences, p. 205
