MOX

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Posté par woody 22/04/2009 @ 00:13

Tags : mox, nucléaire, energie, economie

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MOX

Cette page recense les différentes significations (codes, sigles, abréviations, etc.) résultant du rapprochement des lettres M, O et X.

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Combustible MOX

Le combustible MOX est un combustible nucléaire fabriqué à partir du plutonium et de l'uranium appauvri. Le terme MOX est l'abréviation de : "Mélange d'OXydes". Le combustible MOX contient les oxydes d'uranium (UO2) et de plutonium (PuO2).

Le combustible MOX est fabriqué à partir du plutonium créé par capture neutronique de l'uranium 238 dans les réacteurs nucléaires et isolé lors du processus de traitement des combustibles irradiés. Ce plutonium est mixé avec de l'uranium appauvri issu de l'étape d'enrichissement du combustible.

Le MOX est apparu vers les années 1960 dans les centres de recherche (la première irradiation connue est celle du réacteur BR3 de Mol (Belgique) en 1964) et fut même testé par les États-Unis qui le rejetèrent le considérant dangereux et peu rentable.

Dans les années 1980, le gouvernement français met en place un programme de combustible nucléaire utilisant le plutonium. EDF signa alors un accord avec la COGEMA pour utiliser du combustible MOX dans certains de ses réacteurs nucléaires, sous la condition que cela soit économiquement intéressant. Pourtant, en 1989, EDF a calculé que l'utilisation du MOX ne serait pas économiquement intéressante. Les coûts additionnels sur 10 ans de l'utilisation du combustible MOX à la place de l'uranium étaient estimés à 2,3 milliards de francs, soit environ 350 millions d'euros. Mais puisque le contrat de traitement était déjà signé avec la COGEMA, EDF décida de poursuivre le programme MOX afin de maintenir l'option de traitement ouverte pour les prochaines générations de réacteurs nucléaires. Dans une note secrète, EDF émit aussi l'avis que l'abandon du MOX aurait des "conséquences préjudiciables pour l'ensemble de la filière électronucléaire".

L'explication du député français Bataille sur l'origine de l'utilisation du MOX en France est la suivante : l'échec (...) de la filière des surgénérateurs posait le problème de la pertinence du traitement. Pourquoi, en effet, continuer des opérations compliquées et coûteuses s'il n'existe plus de débouché pour les produits issus du recyclage ? Face à cette situation, la France, qui disposait avec les installations de l'usine de retraitement de la Hague d'importantes capacités de traitement, a décidé de se tourner vers une solution alternative : la fabrication du combustible MOX, qui est un mélange de 6 à 7 % de plutonium avec 93 % d'uranium appauvri.

Actuellement, l'usine Mélox du site nucléaire de Marcoule dans le Gard produit 140 tonnes de MOX par an.

Une dizaine de compagnies électriques japonaises gérant des centrales atomiques ont des projets d'utilisation de Mox, à partir de mars 2011 pour la plupart, décembre 2010 pour Kyushu Electric Power Company dans la 3e tranche de la centrale nucléaire de Genkai. Areva a signé des contrats en 2006 puis 2008 avec quatre de ces sociétés pour la fabrication du MOX.

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Cycle du combustible nucléaire

Hexafluorure d'uranium UF6

Le cycle du combustible nucléaire, aussi appelé chaîne du combustible nucléaire, est l'ensemble des opérations destinées à fournir du combustible aux réacteurs nucléaires, puis à gérer le combustible irradié, depuis l'extraction du minerai jusqu'à la gestion des déchets. Ces opérations constituent alors les différentes étapes du cycle du combustible nucléaire qui interviennent en amont ou en aval du cycle selon qu'elles se déroulent avant ou après son irradiation dans un réacteur.

Il existe plusieurs stratégies de cycle du combustible qui se distinguent par l'absence ou la présence de certaines étapes, en particulier celles d'enrichissement de l'uranium et de traitement du combustible irradié. En 2006, les cycles du combustible mis en œuvre dans le monde peuvent être répartis en deux grandes catégories. Les cycles sans recyclage consistent à considérer tout le combustible irradié comme déchet. Les cycles avec recyclage partiel consistent à extraire du combustible irradié déchargé des réacteurs tout ou partie des matières valorisables – c'est-à-dire susceptibles d'être réutilisées pour fournir de l'énergie – afin de fabriquer du combustible neuf. Théoriquement, un cycle est dit ouvert lorsque les matières valorisables du combustible irradié ne sont pas recyclées. Un cycle est dit fermé dans le cadre d'un recyclage des isotopes fissiles.

Usuellement, le cycle du combustible est décomposé en une phase amont et une phase aval par rapport à l'irradiation en réacteur.

Cette décomposition est quelque peu perturbée lorsque le cycle intègre des opérations de recyclage. En effet, le traitement du combustible est une étape de l'aval du cycle pour le combustible irradié. En revanche, le recyclage des matières valorisables est une étape de l'amont du cycle pour le combustible neuf fabriqué à partir de ces matières valorisables.

Les opérations de l'amont du cycle consistent en l'extraction et la mise en forme physico-chimique des matières fissiles pour leur usage en réacteur. L'amont du cycle comprend jusqu'à quatre étapes.

L'extraction de l'uranium naturel permet d'obtenir les ressources fissiles nécessaires à la fabrication du combustible. Elle est réalisée en 2 étapes. Le minerai, dont la teneur est de 1 à 200 kg d'uranium par tonne, est extrait d'une mine souterraine ou à ciel ouvert. Il est ensuite concentré par attaque et extraction chimique pour former le yellowcake, une pâte jaune dont la teneur est d'environ 750 kg d'U/t.

Les principaux pays producteurs sont le Canada et l'Australie. En 2006, la production mondiale annuelle est de l'ordre de 40 000 t d'uranium.

Le yellowcake répond à des objectifs de facilité de transport (concentration). Cependant, les technologies d'enrichissement de l'uranium actuellement mises en œuvre nécessitent la conversion préalable de l'U3O8 en hexafluorure d'uranium UF6.

La conversion est réalisée en deux étapes. Le raffinage par dissolution et extraction permet d'obtenir un nitrate d'uranyle UO2(NO3)2 de grande pureté (>99,95 %). La conversion en elle-même met en œuvre une série de procédés chimiques (précipitation, calcination, réduction, fluoration et oxydation) pour obtenir l'hexafluorure d'uranium.

Les capacités mondiales de conversion sont réparties au sein des usines de douze pays : Canada, France (usine de Malvesi dans l'Aude), Fédération de Russie, Royaume-Uni, États-Unis, Argentine, Brésil, Chine, République de Corée, Pakistan, Japon et Iran.

L'UF6 obtenu au terme de l'étape de conversion chimique n'est pas directement exploitable en réacteur. En effet, les réacteurs à eau légère (REP et REB par exemple) sont caractérisés par des captures absorbantes dans le modérateur. Cette dégradation du bilan neutronique nécessite un surcroît de neutrons, fourni par l'emploi d'uranium enrichi en isotope 235. Les réacteurs modérés à l'eau lourde bénéficient d'un bilan neutronique suffisamment excédentaire pour fonctionner à l'uranium naturel. Le combustible destiné aux CANDU peut donc se passer de l'étape d'enrichissement.

L'augmentation de la teneur de l'uranium en son isotope 235 est l'étape dite d'enrichissement. Deux technologies sont actuellement mises en œuvre : la diffusion gazeuse et l'ultra-centrifugation. À l'issue de cette étape, l'uranium enrichi (sous forme d'hexafluorure) peut servir à la fabrication de combustible tandis que l'uranium appauvri est entreposé pour utilisation ultérieure ou considéré comme déchet.

En 2001, les capacités mondiales d'enrichissement s'élevaient à 50 millions d'UTS par an, réparties sensiblement à parité entre les deux technologies.

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 un combustible d'oxyde d'uranium UOX (Uranium OXide) ou un combustible métallique (réacteurs Magnox par exemple).

La première étape de la fabrication du combustible comprend la modification des caractéristiques physico chimiques des matières fissiles. Cette étape est différente selon les filières. Les matières fissiles sont ensuite encapsulées dans des gaines pour constituer des crayons. Enfin, ces crayons sont mis en réseau dans des assemblages combustibles.

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.

Lors de l'irradiation en réacteur, le combustible subit des modifications physico-chimiques dues aux réactions nucléaires sous flux neutronique.

L'usure du combustible est évaluée par son taux de combustion ou burnup en GW.jr/tML. Le combustible est d'autant mieux utilisé que le taux de combustion est élevé et l'enrichissement résiduel faible. Toutefois, de hauts taux de combustion détériorent la gaine et les caractéristiques neutroniques du cœur (sûreté des plans de chargement).

Après passage en réacteur, le combustible UOX irradié contient donc de l'uranium 235 et 238 avec un enrichissement moindre que dans le combustible neuf, d'autres isotopes de l'uranium en faibles quantités, du plutonium dont l'isotopie dépend du taux de combustion, des actinides mineurs et des produits de fission. Le combustible MOX irradié contient les mêmes composants en proportions différentes.

Il existe 440 réacteurs nucléaires en opération dans le monde en 2005.

Les opérations de l'aval du cycle consistent à gérer les matières radioactives issues de l'irradiation du combustible. L'aval du cycle comprend des opérations de transformation physico-chimique du combustible irradié ainsi que la gestion à court et long terme des déchets radioactifs. La radioactivité des matières de l'aval du cycle conduit à l'émission de rayonnements ionisants ainsi qu'à un dégagement thermique important, ce qui contraint l'ensemble des procédés mis en œuvre.

Le combustible déchargé des réacteurs est fortement irradiant gamma et neutron et dégage une chaleur importante due aux décroissances radioactives. La première phase de l'aval du cycle consiste donc à gérer le rayonnement et la thermicité des assemblages.

Le combustible est tout d'abord stocké en centrale dans la piscine dédiée du bâtiment combustible. L'eau assure les rôles de radioprotection et de dissipateur thermique. Le stockage en eau dure a minima quelques années afin de diminuer la puissance résiduelle du combustible à travers la décroissance radioactive des produits de fission à vie courte. Le combustible irradié est ainsi plus facile à transporter.

Dans un second temps, le combustible irradié est placé dans un site d'entreposage. Cette étape permet de gérer les flux et la thermicité dans l'attente d'un stockage définitif ou d'un traitement. Usuellement, cet entreposage est réalisé en piscine. L'entreposage à sec (sous air ou atmosphère inerte) se développe toutefois rapidement. Selon les démonstrations de sûreté, les entreposages peuvent s'envisager sur des durées de l'ordre de 50 à 100 ans.

Après irradiation en réacteur, le combustible usé contient des matières dites valorisables (uranium faiblement enrichi et plutonium principalement, actinides mineurs sous certaines hypothèses) et des produits de fission. Le traitement du combustible irradié consiste à séparer les matières valorisables des déchets.

Selon le procédé de séparation mis en œuvre, les différents actinides peuvent être extraits isolément ou conjointement. Par exemple, le procédé PUREX extrait isolément l'uranium et le plutonium tandis que les produits de fission et les actinides mineurs sont extraits conjointement. À l'issue de ce procédé, les actinides mineurs et les produits de fission sont calcinés puis vitrifiés au sein d'une matrice inerte qui assure la stabilité physico-chimique du colis de déchets. Les autres matières disponibles sont le plutonium (sous forme métal ou oxyde), qui peut être utilisé conjointement avec de l'uranium appauvri afin de fabriquer du combustible MOX et l'uranium, dont l'enrichissement est égal à celui du combustible irradié.

Les capacités mondiales de traitement sont concentrées dans un nombre restreint de pays : France - Usine de retraitement de la Hague (1 700 tonnes/an), Royaume-Uni - Sellafield (900 tonnes/an), Russie - Mayak (400 tonnes/an) et Japon (14 tonnes/an) pour les combustibles des réacteurs à eau légère, Royaume-Uni (1 500 tonnes/an) et Inde (275 tonnes/an) pour les autres combustibles. L'usine de retraitement de West Valley aux États-Unis est arrêtée depuis 1972.

Les déchets du procédé de traitement (produits de fission et actinides mineurs vitrifiés dans le cadre du procédé PUREX, coques et embouts compactés, etc.) sont entreposés dans l'attente d'une solution définitive d'évacuation. Dans le cadre d'un cycle sans traitement, les combustibles irradiés sont considérés comme des déchets. Cet entreposage, qui vise une durée supérieure à celle requise pour l'entreposage intermédiaire, consiste à conditionner les matières radioactives puis à les entreposer dans des ouvrages en surface ou sub-surface sur une durée séculaire ou pluri-séculaire.

Pendant la période d'entreposage, les isotopes radioactifs décroissent, ce qui diminue à la fois l'activité et la thermicité des matières entreposées. Au terme de cette étape, les matières radioactives sont donc plus faciles à manipuler (pour un éventuel traitement) et moins contraignantes en terme d'émission de chaleur dans l'optique d'un stockage en couche géologique.

Le 30 septembre 2003, un centre d'entreposage est mis en service aux Pays-Bas avec une durée de vie prévisionnelle de 100 ans : l'installation HABOG, exploitée par COVRA.

Le stockage en couche géologique profonde consiste à conditionner les déchets, puis à les disposer dans des ouvrages souterrains adaptés. Certains types de déchets, tels ceux de haute activité et à vie longue (y compris éventuellement des assemblages de combustible irradié) et ceux de moyenne activité et à vie longue, émettent pendant des durées pluri-séculaires ou pluri-millénaires des rayonnements ionisants. L'objectif d'un stockage profond est de garantir l'absence d'impact de ces déchets sur le long terme, en situation normale ou dégradée.

En 2006, il existe plusieurs laboratoires de recherche souterrains dans le monde, destinés à l'évaluation de la faisabilité des différents concepts. Différentes formations-hôtes sont étudiées : tuf, granite, sel, argile, etc. Une installation pilote existe aux États-Unis pour le stockage de déchets militaires (WIPP). Quelques pays ont avalisé ce mode de gestion de long terme.

Bien que le transport n'opère pas en lui-même de transformation du combustible, il fait partie intégrante du cycle du combustible. Les matières radioactives sont transportées sous forme solide, mis à part l'hexafluorure d'uranium considéré comme un gaz. Le transfert des assemblages neufs et usés ainsi que des matières radioactives et des déchets est réalisé dans des emballages spécifiquement conçus.

Les contraintes liées à la radioactivité varient selon l'activité des matières. Alors que les assemblages neufs de combustible uranium émettent peu et ne nécessitent pas de blindage, le combustible usé de même que les déchets de haute-activité demandent des précautions spécifiques.

La description des différents cycles est avant tout théorique. Dans la pratique, la gestion du parc est rarement figée à long terme et différentes options sont envisagées en fonction de l'évolution du contexte.

Les cycles peuvent être comparés par leur bilan matière. Chaque étape du cycle produit des déchets dont la quantité peut être rapportée à la production électrique obtenue in fine. Les comparaisons s'appuient sur le calculateur de l'association WISE avec les paramètres par défaut et une production de 1 GW.ane.

Le cycle à stockage direct (sans traitement) appelé once-through par les anglo-saxons, ce cycle est le plus classique.

Le combustible uranium est irradié en réacteur puis entreposé pour stockage sans traitement (autre que conditionnement). Dans le cadre de ce scénario de cycle, le combustible irradié est considéré comme déchet ultime.

Plusieurs filières de réacteur sont utilisées avec un tel cycle : REP, REB, CANDU notamment.

La comparaison des 3 filières fait apparaître un arbitrage entre l'amont et l'aval du cycle. Un réacteur produit d'autant plus de déchets de faible activité (résidus miniers notamment) qu'il produit moins de déchets de haute activité (combustible irradié). C'est donc un arbitrage entre le volume des déchets et leur activité qui peut être réalisé à travers le choix d'une filière.

Il est une bonne approximation de la stratégie mise en œuvre pour le parc électronucléaire de 6 pays : États-Unis, Canada, Suède, Finlande, Espagne et Afrique du Sud.

Le combustible uranium enrichi est irradié en réacteur, avec un taux de combustion réduit par rapport à celui du cycle à stockage direct. Le combustible UOX irradié contient alors du plutonium avec une isotopie favorable (seuls les isotopes impairs du plutonium sont fissiles en spectre thermique).

Le combustible irradié est traité pour en extraire le plutonium qui, mélangé avec de l'uranium appauvri issu de l'étape d'enrichissement, est recyclé en combustible MOX (mixed oxide) neuf. Ce nouveau combustible est alors introduit en réacteur pour produire de l'énergie.

L'uranium issu du traitement, de même que les produits de fission et les actinides mineurs, sont des déchets ultimes destinés au stockage définitif. Le combustible MOX irradié est aussi un déchet ultime (pas de multi-recyclage). Sa thermicité nécessite un entreposage plus long que celui des autres déchets avant mise en stockage définitif.

La base de comparaison retenue pour ce cycle est un parc chargé à 75 % en UOX destiné à un taux de combustion de 33 GW∙jr/tML et à 25 % en MOX destiné à un taux de combustion de 43,5 GW∙jr/tML. Dans un tel cycle, le plutonium formé dans le combustible UOX est intégralement utilisé pour la fabrication de combustible MOX. Le plutonium de seconde génération (formé dans le combustible MOX irradié) n'est pas recyclé.

Ce cycle peut être comparé au cycle à stockage direct REP. Le mono-recyclage du plutonium permet une économie de ressources naturelles, ainsi qu'une moindre production de déchets dans l'amont du cycle. Le traitement du combustible usé conduit à isoler le plutonium, ce qui est défavorable vis-à-vis de la non-prolifération. Les quantités de combustible usé à stocker définitivement sont moins importantes que dans le stockage direct d'un facteur 4, mais la thermicité est défavorable. Le traitement du combustible usé permet une concentration des matières les plus actives et ainsi de spécialiser la gestion des déchets ultimes.

Ce cycle théorique est une bonne approximation du cycle actuellement mis en œuvre par la France, l'Allemagne et la Belgique (parmi d'autres). En France par exemple, les réacteurs qualifiés pour utiliser du MOX (dits moxables) sont 20 REP 900 MW. Environ un tiers du cœur est chargé en combustible MOX tandis que les autres assemblages contiennent du combustible UOX. Les démonstrations de sûreté inhérentes à la conduite d'un réacteur ne permettent pas, en 2006, de charger plus de MOX dans un REP. Le réacteur EPR est conçu pour accepter jusqu'à 50 % de combustible MOX. En 2006, les États-Unis projettent de recourir au traitement des combustibles irradiés ainsi qu'au recyclage du plutonium militaire.

Selon la gestion de cœur retenue (taux de combustion atteint notamment), l'enrichissement résiduel du combustible irradié est supérieur à la teneur en isotope 235 de l'uranium naturel. Il existe ainsi un potentiel de recyclage de cet uranium.

Dans ce scénario, le combustible UOX déchargé est traité afin d'isoler l'uranium. Cet uranium de retraitement (URT) est alors ré-enrichi (URE). Il peut alors être utilisé pour fabriquer du combustible neuf. Ce combustible est alors introduit en réacteur au côté d'assemblages UOX "classiques".

L'uranium du combustible irradié possède une isotopie dégradée par rapport à l'uranium neuf. La proportion de l'isotope 236 augmente. Or, cet isotope agit comme un poison neutronique par des captures stériles. Par ailleurs, les impuretés formées au cours de l'irradiation complexifient le traitement. Pour ces raisons, en 2006, le traitement n'est envisagé que pour l'uranium de première génération. Le multi-recyclage n'est considéré qu'à plus long terme.

Par rapport à un cycle REP à stockage direct avec un taux de combustion identique, il y a un gain au niveau de la consommation de ressources, une moindre quantité de combustible irradié à stocker définitivement mais des déchets de traitement à gérer.

Ce cycle peut aussi être combiné avec un recyclage du plutonium.

De nombreux pays ont développé des programmes de recyclage de l'URT (notamment Suède, Belgique, Royaume-Uni ou encore Russie). L'utilisation de l'uranium de retraitement est favorisée dans un contexte de prix de l'uranium élevé.

Le développement des réacteurs de nouvelle génération s'accompagne de la mise au point de systèmes nucléaires au sens large qui intègrent le cycle du combustible. Ces cycles doivent répondent plus efficacement aux objectifs de développement durable, tout en intégrant les contraintes technologiques, économiques et (géo)politiques.

D'autres pays ne participent pas directement au Forum International Génération 4 mais poursuivent leur propres recherches, bien souvent en collaboration avec les pays membres du forum.

En 2006, le Département à l'énergie américain lance un nouveau projet de coopération internationale relatif aux technologies de traitement du combustible usé : le partenariat mondial pour l'énergie nucléaire.

Enfin, les pays qui ont décidé l'abandon de l'énergie nucléaire adaptent leur cycle en fonction de leur stratégie de gestion du combustible irradié.

Depuis le début de la production électronucléaire, les exploitants cherchent à augmenter les taux de combustion par de nouveaux plans de chargement et des innovations techniques sur les crayons (poisons consommables et nouvel alliage de gaine par exemple). Cela consiste principalement en une augmentation de l'enrichissement initial du combustible (en uranium 235 ou en plutonium). Il existe ainsi une réserve de réactivité plus importante en début de cycle d'irradiation, ce qui permet de maintenir les crayons en cœur plus longtemps et donc d'augmenter le taux de combustion.

Le taux de combustion final du combustible définit, avec la gestion du cœur (rechargement en 1/3, 1/4, etc.), la durée des cycles entre chaque arrêt de tranche pour rechargement. En allongeant la durée des cycles d'irradiation, l'augmentation des taux de combustion assure une meilleure disponibilité des centrales. Par ailleurs, les ressources fissiles sont utilisées plus efficacement.

Considérant les réacteurs innovants, les RNR à caloporteur sodium sont conçus pour des taux de combustion jusqu'à 100 GW.jr/tML. le développement des combustibles à confinant graphite (boulets notamment) pour les réacteurs à haute ou très haute température permet d'envisager des taux de combustion bien plus importants, de plusieurs centaines de GWjr/tML.

Le développement de nouveaux alliages de gaine (alliage M5 d'Areva notamment) permet d'atteindre de plus hauts taux de combustion dans les REP grâce aux propriétés mécaniques améliorées. Ainsi, en France, EDF envisage des taux de combustion de 52 puis 60 GWjr/tML pour le futur.

Le combustible MOX irradié déchargé des réacteurs à eau légère contient encore une quantité siginificative de plutonium fissile. Le multi-recyclage du plutonium consiste à traiter ce combustible irradié pour en extraire les matières valorisables puis fabriquer du combustible neuf. Dans ce scénario, les actinides mineurs et les produits de fission sont des déchets ultimes mis en stockage définitif.

La mise en œuvre d'un tel cycle apparaît délicate au delà de 2 recyclages du fait de la montée des isotopes pairs dans le plutonium, isotopes qui ne sont pas fissiles en spectre thermique.

Dans un combustible UOX irradié, la fraction des isototopes pairs est de l'ordre de 31.4% pour un combustible à 33 GWjr/tML à 39.1% pour un taux de combustion de 60 GWjr/tML.

En 2006, le multi-recyclage n'est pas mis en œuvre pour des contraintes de sûreté de fonctionnement.

La surrégénération est la propriété d'un cycle au cours duquel la quantité de matière fissile formée est supérieure à la quantité de matière fissile consommée. Le taux de surrégénération est la quantité de matière fissile finale rapportée à la quantité de matière fissile initiale.

Dans un réacteur avec une bonne économie de neutrons, les matériaux fertiles (disposés en couvertures ou bien mélangés aux fissiles) capturent des neutrons afin de former des matières fissiles. Étant donné que le nombre de neutrons émis par fission est supérieur à deux, il y a théoriquement la possibilité de fabriquer plus de matière fissile qu'il n'y en a de consommée. En effet, il faut un neutron pour alimenter la réaction nucléaire en chaîne et un neutron pour régénérer le combustible. Les neutrons excédentaires sont alors capturés pour fabriquer un surcroit de matière fissile.

En pratique, les captures dans les structures et le caloporteur réduisent la quantité de neutrons disponible, ce qui constitue la contrainte première concernant le choix du caloporteur et de l'éventuel modérateur.

Un cycle surrégénérateur correspond donc au multi-recyclage des matériaux fissiles. Le stock de matières fissiles initial (plutonium ou uranium 233 de retraitement, uranium enrichi) est reconstitué par captures fertiles et n'est donc pas consommé. Les ressources naturelles consommées correspondent uniquement aux matières fertiles (uranium 238 et thorium).

Un spectre rapide est obtenu lorsque le flux neutronique n'est pas modéré. Pour ce faire, le caloporteur ne doit pas être modérateur. Par ailleurs, la recherche d'un taux de surrégénération élevé conduit à privilégier un caloporteur peu capturant. Ces cycles impliquent ainsi des réacteurs à caloporteur gaz, sodium ou plomb-bismuth.

Dans un réacteur à neutrons rapides, la surrégénération est obtenue par le traitement du combustible irradié et des couvertures fertiles disposées en périphérie de cœur. Le plutonium est particulièrement performant en spectre rapide et un cycle uranium 238/plutonium est donc préféré à un cycle thorium/uranium 233 (qui reste envisageable).

Le cycle surrégénérateur en spectre rapide est le concept développé initialement en France avec Superphénix. Un réacteur à caloporteur sodium d'origine soviétique a fonctionné au Kazakstan et produit de l'eau potable par dessalement et de la chaleur pour alimenter un réseau de chauffage urbain. D'autres pays ont étudié ce cycle et font ou ont fait fonctionner des réacteurs de ce type, notamment le Japon et l'Inde.

Comme pour les réacteurs rapides, des cycles uranium 238/plutonium ou thorium/uranium 233 sont envisageables. Considérant les bonnes propriétés neutroniques de l'uranium 233 en spectre thermique et épithermique, le cycle au thorium est privilégié.

Le combustible UOX ou MOX irradié contient de l'uranium et du plutonium, des produits de fission et des actinides mineurs (américium, curium et néptunium). Alors que les produits de fission sont des déchets, les actinides mineurs sont potentiellement utilisables. Le recyclage des actinides mineurs consiste ainsi en leur séparation des autres composants du combustible irradié, puis leur irradiation en réacteur.

Selon l'état-de-l'art des recherches menées en 2006, la faisabilité du recyclage des actinides mineurs en réacteur à eau légère est délicate sinon impossible. Le recyclage des actinides mineurs est envisagée dans des réacteurs à neutrons rapides ou dans des réacteurs hybrides type ADS (Accelerator Driven System ou réacteur piloté par accélérateur).

Sur la base des cycles actuellement mis en œuvre, le recyclage des actinides mineurs peut prendre la forme d'un cycle de production d'actinides mineurs dans des REP électrogènes avec leur élimination dans des réacteurs électrogènes (réacteurs à neutrons rapides) ou dans des réacteurs "brûleurs" non électrogènes (réacteurs hybrides pilotés par accélérateur).

D'importantes recherches sont menées au plan international sur le recyclage des actinides mineurs. En France, les expérimentations dans les installations Atalante (séparation poussée) ou Phénix (transmutation) menées dans le cadre de la Loi Bataille participe de ces travaux.

L'acronyme DUPIC signifie Direct Use of PWR fuel in CANDU. C'est donc l'utilisation du combustible uranium enrichi irradié en réacteur à eau sous pression dans des réacteurs à eau lourde CANDU.

Lorsque le combustible uranium est déchargé des REP, sa teneur en uranium 235 reste supérieure à celle de l'uranium naturel. Étant données les très bonnes performances neutroniques des réacteurs CANDU (peu de captures stériles dans le modérateur), il est possible de fabriquer un combustible CANDU à partir du combustible irradié en REP sans étape de ré-enrichissement intermédiaire.

L'économie de ce cycle est discutable car le cycle DUPIC implique de ne pas élever les taux de combustion en REP, ce qui n'est pas favorable en termes de consommation des ressources en uranium. Le cycle DUPIC n'est pas mis en œuvre en 2006 et les recherches à son propos sont en suspens, notamment en Corée du Sud.

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Site nucléaire de Marcoule

Sur le site de Marcoule, AREVA est le partenaire industriel de référence du CEA pour l'assainissement et le démantèlement des installations nucléaires arrivées en fin de vie ainsi que pour l'expoitation d'installations industrielles. Le site de Marcoule a vu naitre les applications industrielles et militaires du plutonium en France. L'arrivée en fin de vie de certaines installations se traduit par la mise en place de chantiers de démantèlement, et le lancement de nouveaux projets.

Au moyen des réacteurs Célestin, deux réacteurs nucléaires entrés en service à Marcoule en 1967 et 1968, AREVA (ex-COGEMA) assure la production de tritium pour les besoins de la Défense nationale. Les militaires utilisent le tritium dans les têtes nucléaires et les têtes thermonucléaires et également dans les études de fusion à confinement inertiel. En raison de la demi-vie relativement brève du tritium, les militaires doivent périodiquement remplacer le tritium dans les armes nucléaires stockées.

Depuis 1995, l'usine MELOX fabrique des assemblages combustibles MOX (Mixed Oxide), élaborés à partir d'un mélange d'oxyde d'uranium et de plutonium. Le MOX permet de recycler le plutonium issu du combustible nucléaire, récupéré lors des opérations de traitement du combustible usé à l'usine de retraitement de la Hague.

Les réacteurs G1, G2 et G3 de la filière UNGG sont en phase de démantèlement.

Le réacteur Phénix est actuellement en exploitation. Avec ce réacteur expérimental, des recherches sont menées par le CEA et EDF sur la filière des réacteur à neutrons rapides.

L'ATelier Alpha et Laboratoires pour ANalyses, Transuraniens et Études de retraitement (ATALANTE) est un laboratoire du Commissariat à l'énergie atomique consacré à la recherche sur le traitement des combustibles irradiés et la gestion des déchets radioactifs de haute activité et à vie longue.

Il est actuellement impossible de neutraliser la radioactivité, seul le temps la fait diminuer progressivement. Des recherches sont menées à Marcoule (notamment dans Atalante et le réacteur Phénix) pour explorer la possibilité de transmuter une partie des éléments radioactifs en atomes stables ou à vie plus courte.

Pour l'instant, ces processus risquent de créer de nouveaux déchets et consomment plus d'énergie que ne pourraient produire les centrales nucléaires. Certains scientifiques considèrent que cette voie ne restera qu'une coûteuse curiosité de laboratoire.

Selon le CEA, les déchets seraient entreposés pour 300 ans maximum. Il ne s'agirait donc que d'une solution temporaire mais qui s'étendrait sur des périodes séculaires, au prix d'une surveillance et d'une maintenance constante.

Le site de Marcoule est pressenti pour accueillir un tel centre d'entreposage, d'autres lieux seront probablement concernés ailleurs en France.

La radioactivité n'est pas neutralisée par un traitement thermique, seul le temps la fait diminuer progressivement. Toutefois, le traitement thermiques des déchets radioactifs permet d'améliorer le conditionnement et de réduire leur volume.

Le centre nucléaire de traitement et de conditionnement des déchets faiblement radioactifs (Centraco) traite les déchets métalliques et les déchets combustibles. Centraco fond des ferrailles en provenance d'EDF, de AREVA et d'autres sociétés. Centraco est aussi équipé d'un incinérateur destiné à brûler 5 000 t/an de déchets dits faiblement contaminés provenant de AREVA, EDF et d'autres producteurs.

Le Visiatome est un musée scientifique. Sur 600 m² d'exposition, construit sous forme de parcours, le Visiatome vise à répondre aux interrogations du public sur la question des déchets radioactifs et de leur devenir.

Marcoule était un des cinq sites envisagés (avec Flamanville, Penly, Chooz et Tricastin) pour la construction du deuxième réacteur EPR français.

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Combustible nucléaire

Pastilles combustibles

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.

Ces 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 (environ 20 en France) 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).

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).

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.

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Source : Wikipedia