Cycle du combustible nucléaire
Un article de Wikivisual, l'encyclopédie libre.
Le cycle du combustible nucléaire, aussi appelé chaîne du combustible nucléaire, est l'ensemble des opérations destiné à fournir du combustible aux réacteurs nucléaires puis à gérer le combustible irradié, depuis l'extraction du minerai jusqu'au stockage des déchets ultimes.
Les cycles du combustible mis en œuvre dans le monde en 2006 sont de deux types : sans recyclage (le combustible irradié est considéré comme déchet ultime) et avec recyclage partiel du combustible irradié. Ce recyclage consiste à extraire du combustible usé déchargé des réacteurs tout ou partie des matières valorisables (susceptibles d'être réutilisées pour fournir de l'énergie). 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.
Sommaire
|
[modifier] Etapes du cycle
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 retraitement 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.
[modifier] Amont du cycle
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.
[modifier] Extraction minière de l'uranium naturel
- Article détaillé : Mine d'uranium.
Le minerai d'uranium est extrait seul ou en tant que co- ou sous-produit de l'extraction d'or, de cuivre ou de phosphate. Le minerai d'uranium est classiquement produit dans des mines d'uranium à ciel ouvert (28%<ref>OECD/NEA - IAEA -Joint NEA/IAEA Uranium Group, Uranium 2001: resources, production and demand, Les éditions de l'OCDE - OCDE/AEN, Paris, 2002</ref>) ou par travaux miniers souterrains (43%). Plus récemment, une technique par injection de solutions acides ou basiques (lixivation in situ) est utilisée pour l'extraction des gisements de grès (15%). Ces techniques sont dites conventionnelles. D'autres techniques telles la lixivation en tas voire la récupération des eaux d'exhaure sont aussi mises en œuvre et qualifiées de non conventionnelles.
Du point de vue prospectif, la récupération de l'uranium dissous dans l'eau de mer est étudiée au Japon sans toutefois pouvoir conclure sur la faisabilité industrielle du procédé.
Selon les gisements, le minerai considéré comme exploitable a une teneur en uranium de l'ordre de 1 à 200 kg d'uranium par tonne de minerai.
L'uranium est donc concentré aux abords de la mine par concassage puis diverses opérations chimiques :
- attaque chimique (oxydation, lixivation) ;
- extraction du métal (échange d'ions, extraction par solvant) ;
- extraction de l'uranium (précipitation puis lavage, séchage et emballage).
Le résultat est une pâte jaune nommée yellowcake dont la teneur en uranium est de 750 kg/tonne. Dans le yellowcake, l'uranium est concentré sous la forme U3O8.
| En 2000, les deux principaux pays producteurs sont le Canada (10 683 tonnes d'U), avec notamment les centres de Key Lake et McArthur River, et l'Australie (7 579 tonnes d'U), avec notamment Ranger et Olympic Dam. Le Kazakhstan dispose de réserves importantes et s'affirme comme un futur gros fournisseur. L'uranium est relativement bien distribué géographiquement avec de nombreux autres pays producteurs tels l'Afrique du Sud, le Niger (Mine d'Arlit), la Namibie, l'Ouzbekistan, l'Ukraine, les États-Unis et la Russie. En 2000, la production mondiale atteignait 36 112 tonnes d'uranium. |
<div style="clear:both;" />
[modifier] Conversion de l'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.
Deux étapes sont nécessaires à cette opération :
- le raffinage :
- dissolution par l'acide nitrique,
- éventuellement filtration,
- puis extraction avec une solution de TBP ;
Cette étape permet d'obtenir un nitrate d'uranyle de grande pureté (>99,95%).
- la conversion en elle-même :
- précipitation du nitrate d'uranyle par l'ammoniac gazeux pour obtenir du diuranate d'ammonium (DUA),
- calcination du diuranate d'ammonium, vers 400 °C, pour produire l'UO3,
- réduction de l'UO3 par l'hydrogène pour obtenir de l'UO2,
- hydrofluoration d'UO2 par l'acide fluorhydrique HF dans un four pour produire l'UF4,
- fluoration de l'UF4 dans un réacteur à flamme pour obtenir de l'UF6.
L'UF6 obtenu est solide à température ambiante, gazeux à pression normale et 56,4°C et liquide sous 1,5 atmosphères et à 64°C.
Yellowcake + nitrate d'uranyle |
+ Diuranate |
+ Dioxyde d'uranium |
+ UF4 |
| Les capacités mondiales de conversion sont réparties au sein des usines de douze pays : Canada, France, Fédération de Russie, Royaume-Uni, États-Unis, Argentine, Brésil, Chine, République de Corée, Pakistan, Japon et Iran. |
<div style="clear:both;" />
[modifier] Enrichissement
- Article détaillé : Enrichissement de l'uranium.
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. Des recherches ont aussi été menées pour développer les technologies SILVA (Séparation isotopique par Laser de la vapeur atomique) et CHEMEX (procédé chimique), qui n'ont finalement pas été retenues.
- La technologie de diffusion gazeuse est la première à avoir été mise en œuvre au niveau industriel. Vaporisé, l'UF6 diffuse à travers des parois poreuses. L'isotope 238 diffuse cependant plus difficilement que les isotopes légers, ce qui permet d'augmenter l'enrichissement. Le gain est très faible au niveau d'un diffuseur, raison pour laquelle les étages de diffusion sont placés en série. Il forment alors des groupes qui sont eux-mêmes assemblés en cascade.
- La technologie d'ultra-centrifugation a été mise au point plus tardivement mais se révèle plus efficace. L'UF6 gazeux est placé dans des centrifugeuses qui tournent à grande vitesse. La rotation crée une force centrifuge qui repousse les atomes vers la périphérie avec une force proportionnelle à leur masse Il y a donc un enrichissement progressif du gaz localisé au centre de la centrifugeuse. Étant donnée la faiblesse des flux traités par chaque unité, de nombreuses centrifugeuses sont placées en parallèle. Par ailleurs, cette disposition assure la modularité de l'installation.
A la fin de cette étape, l'uranium enrichi 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<ref>UTS : l'unité de travail de séparation représente le travail nécessaire à la séparation de l'uranium en deux lots de teneur isotopique différente.</br> La quantité d'UTS s'exprime par :</br>
S = Mc.Vc + Mr.Vr - Ma.Va</br> avec Vx = (2.ex - 1).ln(ex / (1 - ex))</br> M : masse ; e : enrichissement en 235U</br> a : uranium d'alimentation ; c : uranium chargé en réacteur ; r : uranium rejeté</ref> par an, réparties sensiblement à parité entre les deux technologies. La technologie de diffusion gazeuse équipe l'usine française du Tricastin - Georges Besse (10,8 millions d'UTS/an) ainsi que l'usine américaine de Paducah (11,3 millions d'UTS/an) et l'usine chinoise de Lanzhou (0,45 million d'UTS/an). La technologie d'ultra-centrifugation est employée en Allemagne (Gronau : 1,3 million d'UTS/an), au Japon (Rokkasho-Mura : 1,05 millions d'UTS/an), dans les Pays-Bas (Almelo : 1,5 million d'UTS/an), dans la Fédération de Russie (4 usines pour un total de 20 millions d'UTS/an), au Royaume-Uni (Capenhurst : 2 millions d'UTS/an) ainsi qu'en Chine (Shaanxi : 0,45 millions d'UTS/an) qui dispose des deux technologies. L'usine russe de Seversk a la particularité de pouvoir ré-enrichir l'uranium de retraitement. Cette technologie est aussi à la base du projet de l'usine Georges Besse II qui doit remplacer la première usine d'enrichissement d'Eurodif à sa fermeture. |
<div style="clear:both;" />
[modifier] Fabrication du combustible
- Article détaillé : Combustible nucléaire.
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'oxyde d'uranium est comprimé sous forme de pastilles (de 7 à 8 mm de diamètre pour les REP). Ces pastilles sont elles-même 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 d'améliorer 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 parti 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). <div style="clear:both;" />
| De nombreux pays disposent d'usines de fabrication de combustible. Les capacités mondiales de fabrication sont de l'ordre de 12 000 tML/an 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. |
<div style="clear:both;" />
[modifier] Irradiation en réacteur
- Article détaillé : Réacteur nucléaire.
Lors de l'irradiation en réacteur, le combustible subit des modifications physico-chimiques dues aux réactions nucléaires sous flux neutronique.
- Un atome d'uranium 238 peut capturer un neutron pour former par désintégration radioactive β un atome de plutonium 239. D'autres isotopes de l'uranium et du plutonium peuvent se former par captures successives, de même que des transuraniens.
- Un atome de 233U, 235U, 239Pu ou 241Pu peut fissionner suite à un choc avec un neutron thermique. Dans les réacteurs à neutrons rapides, d'autres isotopes sont fissiles. Il se forme alors deux produits de fission, dont certains sont gazeux. La production thermique ainsi que la formation de gaz au sein de la pastille conduisent à des déformations mécaniques (gonflement et dégradation). Par ailleurs, les variations thermiques conduisent à des déformations de la gaine (flambage).
L'usure du combustible est évaluée par son de taux de combustion ou burnup en GWjr/TML<ref> GWjr/tML : le gigawatt x jour / tonne de métal lourd est l'unité de mesure de l'énergie fournie par le combustible au cours de son passage en réacteur.</ref>. 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
Principaux éléments contenus dans les combustibles irradiés<ref>CEA - Direction des Programmes Informations sur l'énergie : édition 2004, Direction de la communication du CEA, Paris, 2005 </ref>(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 |
| Il existe 440 réacteurs nucléaires en opération dans le monde en 2005. |
[modifier] Aval du cycle
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 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.
[modifier] Entreposage intermédiaire
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 à 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 retraitement. 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.
| Produits de fission | Période | Produits de fission | Période |
|---|---|---|---|
| 85Kr | 10,71 ans | 90Sr | 28,15 ans |
| 99Tc | 6,01 heures | 125I | 59,4 jours |
| 131I | 8,02 jours | 133FXe | 5,243 jours |
| 133MXe | 2,19 jours | 134Cs | 2,065 ans |
| 137Cs | 30,17 ans | 152Eu | 13,5 ans |
[modifier] Retraitement du combustible irradié
- Article détaillé : Retraitement nucléaire.
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 retraitement du combustible irradié consiste à séparer les matières valorisables des déchets. Ce traitement différentiel concentre la radioactivité résiduelle des déchets en des colis homogènes de façon à adapter pour chaque volume le mode de gestion de long terme.
Le procédé chimique PUREX (Plutonium and Uranium Recovery by EXtraction) actuellement utilisé permet de séparer le plutonium et l'uranium indépendamment l'un de l'autre des actinides mineurs et des produits de fission par une méthode d'extraction liquide-liquide :
- élimination des gaines (par cisaillage - dissolution par exemple) ;
- dissolution du combustible irradié dans l'acide nitrique ;
- récupération des solides insolubles ;
- extraction de l'uranium et du plutonium par un solvant organique de 30% de tributyl-phosphate (TBT) dans du dodécane ;
- récupération des produits de fission dans la phase acide nitrique ;
- extraction du plutonium de la solution uranium/plutonium par réduction du plutonium ;
- épuration, concentration et transformation chimique de l'uranium et du plutonium.
A l'issue de cette étape, 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.
D'autres procédés sont actuellement en cours de développement : des procédés en voie aqueuse (UREX, TRUEX, DIAMEX, SANEX, UNEX, THOREX) ainsi que des procédés pyrométallurgiques.
|
Les capacités mondiales de retraitement sont concentrées dans un nombre restreint de pays : France - La Hague (1700 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 (1500 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. |
[modifier] Entreposage de longue durée
- Article détaillé : Entreposage de longue durée des déchets radioactifs.
L'entreposage de longue durée est une extension de l'entreposage intermédiaire qui concerne le combustible irradié et les déchets de haute activité et à vie longue. Les matières radioactives sont conditionnées (étuis pour les assemblages, colisage pour les déchets) puis entreposés 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 retraitement) 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. |
[modifier] Stockage en couche géologique profonde
- Article détaillé : Stockage des déchets radioactifs en couche géologique profonde.
Le stockage en couche géologique profonde consiste à conditionner les déchets, puis à les disposer dans des ouvrages souterrains adaptés. Selon le type de déchets, la nature de la couche géologique et les concepts d'alvéole de stockage, le conditionnement peut être métallique ou béton.
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'abscence d'impact de ces déchets sur le long terme, en situation normale ou dégradée.
| En 2006, il existe plusieurs laboratoires 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. |
[modifier] Transport du combustible nucléaire et des matières radioactives
- Article détaillé : Transport du combustible nucléaire.
Bien que le transport n'opére 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 selont l'activité des matières. Alors que les assemblages neufs de combustible uranium émettent peu et ne nécessite pas de blindage, le combustible usé de même que les déchets de haute-activité demandent des précautions spécifiques. <div style="clear:both;" />
[modifier] Cycles du combustible actuellement mis en œuvre
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.
[modifier] Cycle à stockage direct
Le cycle à stockage direct (sans retraitement) 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. <div style="clear:both;" />
| Filière | Enrichissement | Taux de combustion (GW.jr/tML) | Résidus miniers (t) | Résidus de concentration (t) | Déchets de conversion sol (t) / liq (m3) | Uranium appauvri (t) | Déchets de fabrication sol (m3) / liq (m3) | Combustible irradié (t) |
| REP | 3.6% | 42 | 540 000 | 110 000 | 145 / 1344 | 181 | 12.7 / 229 | 28.8 |
|---|---|---|---|---|---|---|---|---|
| REB | 3% | 37 | 500 000 | 100 000 | 134 / 1248 | 163 | 14.4 / 260 | 32.7 |
| CANDU | 0.71% | 7 | 400 000 | 80 000 | 108 / 1002 | 0 | 76.3 / 1373 | 173 |
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 [1]. |
[modifier] Cycle uranium avec mono-recyclage du plutonium
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).
| Isotope | Masse en kg/TWhe | Fraction isotopique |
|---|---|---|
| 238 | 0.6 | 1.6% |
| 239 | 22.3 | 58.7% |
| 240 | 8.6 | 22.6% |
| 241 | 4.6 | 12.1% |
| 242 | 1.9 | 5.0% |
| Total Pu | 38 | 100% |
soit 0.33 t de plutonium (métal) pour 1 GW.ane pour se ramener à la même unité que pour le cycle à stockage direct.
Le combustible irradié est retraité 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 retraitement, 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.
| Filière | Enrichissement | Taux de combustion (GW.jr/tML) | Résidus miniers (t) | Résidus de concentration (t) | Déchets de conversion sol (t) / liq (m3) | Uranium appauvri (t) | Déchets de fabrication sol (m3) / liq (m3) | Combustible irradié (t) |
| REP UOX - 75% | 3.2% | 33 | 460 000 | 90 000 | 122 /1127 | 149 | 12.2 / 218 | déchets de retraitement |
|---|---|---|---|---|---|---|---|---|
| REP MOX - 25% | 5.3% (en Pu) | 43.5 | - | - | - / - | -6 | 3.1 / 55 | 7 |
| Total | - | - | 460 000 | 90 000 | 122 / 1127 | 143 | 15.3 / 273 | 7 + déchets de retraitement |
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 retraitement 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 retraitement 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, la Belgique et le Japon (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 retraitement des combustibles irradiés ainsi qu'au recyclage du plutonium militaire. |
[modifier] Cycles du combustible prospectifs
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.
A l'initiative du DOE (Département à l'Energie) américain, la recherche sur les systèmes nucléaires de nouvelle génération a été internationalisée au sein du Forum International Génération 4. Cette collaboration vise à développer et promouvoir des systèmes nucléaires selon les critères :
- de durabilité (sustainability), que ce soit en terme de consommation de ressources ou de production de déchets,
- de performance économique par rapport aux autres énergies, ainsi que de maîtrise des risques financiers,
- de sûreté et de fiabilité,
- de résistance à la prolifération et aux menaces terroristes.
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 retraitement : 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. <div style="clear:both;" />
[modifier] Cycle uranium de retraitement
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 retraité 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 retraitement. Pour ces raisons, en 2006, le retraitement n'est envisagé que pour l'uranium de première génération. Le multi-recyclage n'est considéré qu'à plus long terme. <div style="clear:both;" />
| Filière | Enrichissement | Taux de combustion (GW.jr/tML) | Résidus miniers (t) | Résidus de concentration (t) | Déchets de conversion sol (t) / liq (m3) | Uranium appauvri (t) | Déchets de fabrication sol (m3) / liq (m3) | Combustible irradié (t) |
| REP UOX - 82% | 3.6% | 42 | 440 000 | 90 000 | 118 /1097 | 148 | 10.4 / 187 | déchets de retraitement |
|---|---|---|---|---|---|---|---|---|
| REP URT - 18% | 3.6% | 42 | - | - | - / - | 18 | 2.7 / 48 | 5.3 |
| Total | - | - | 440 000 | 90 000 | 118 / 1097 | 166 | 13.1 / 235 | 5.3 + déchets de retraitement |
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 retraitement à gérer.
Ce cycle peut aussi être combiné avec un recyclage du plutonium.
| En France, les cœurs de deux réacteurs (centrale de Cruas) ont été chargés en uranium de retraitement depuis 1999 à titre expérimental. Toutefois, le ré-enrichissement de l'URT n'est pas réalisé en France avec la technique de diffusion gazeuse. Les impuretés de l'oxyde créées lors de l'irradiation compliquent cette tâche. En 2001, seule l'usine russe de Seversk le pratique, y compris pour des clients étrangers telle la France. L'utilisation de l'uranium de retraitement serait favorisée dans un contexte de prix de l'uranium élevé. |
[modifier] Cycles classiques avec haut taux de combustion
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.
| Filière | Enrichissement | Taux de combustion (GW.jr/tML) | Résidus miniers (t) | Résidus de concentration (t) | Déchets de conversion sol (t) / liq (m3) | Uranium appauvri (t) | Déchets de fabrication sol (m3) / liq (m3) | Combustible irradié (t) |
| REP UOX - 33 GWjr/tML | 3.2% | 33 | 610 000 | 120 000 | 162 / 1503 | 199 | 16.2 / 291 | 36.7 |
|---|---|---|---|---|---|---|---|---|
| REP UOX - 42 GWjr/tML | 3.6% | 42 | 540 000 | 110 000 | 145 / 1344 | 181 | 12.7 / 229 | 28.8 |
| REP UOX - 60 GWjr/tML | 5% | 60 | 540 000 | 110 000 | 144 / 1340 | 188 | 8.9 / 160 | 20.2 |
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.
Les limitations à cette augmentation proviennent des contraintes de sûreté de fonctionnement ainsi que du comportement mécanique des crayons :
- la réactivité supplémentaire introduite en début de cycle d'irradiation doit être compensée par une augmentation de la concentration en bore dans l'eau du circuit primaire -limitée par la solubilité du bore- ainsi que par des crayons contenant des poisons consommables et dont l'anti-réactivité décroit au fur et à mesure de l'irradiation. Ces dispositions modifient le comportement du réacteur, en particulier en cas d'accident de vidange ;
- l'usure thermo-mécanique des gaines peut conduire à des phénomènes de flambage des crayons qui, en cas d'arrêt d'urgence, gêneraient la descente des barres. Des tests périodiques sont ainsi conduit en cours de cycle pour vérifier le bon fonctionnement des barres d'arrêt.
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. |
[modifier] Multi-recyclage du plutonium en réacteurs à neutrons thermiques type REP
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 retraiter 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.
| Isotope | Masse intiale (kg/TW.he) | Isotopie initiale | Masse après irradiation (+4 ans) (kg/TW.he) | Isotopie après irradiation |
| 238 | 6.8 | 2.9% | 7.5 | 4.4% |
| 239 | 126 | 53.0% | 63.5 | 37.4% |
| 240 | 59.5 | 25.0% | 52.8 | 31.1% |
| 241 | 26.9 | 11.3% | 24.6 | 14.5% |
| 242 | 18.7 | 7.9% | 21.5 | 12.7% |
| Total isotopes pairs | 85 | 35.8% | 81.8 | 48.2% |
|---|
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. |
[modifier] Cycles surrégénérateurs
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. Etant 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).
[modifier] Cycles en réacteurs à neutrons rapides
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 retraitement 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).
 |
[modifier] Cycles en réacteur à neutrons thermiques
Les réacteurs à sels fondus ont un cœur en graphite percé de canaux dans lesquels circule un sel de matières fissiles et fertiles. Le concept associe au réacteur une usine de retraitement en ligne chargée de séparer les produits de fission (ainsi qu'éventuellement les actinides mineurs) au fur et à mesure de leur production en réacteur. 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.
Un scénario de transition du parc REP vers un parc de RSF surrégénérateurs thorium/uranium 233 consisterait ainsi à brûler le plutonium existant en REP sur matrice thorium de sorte à constituer un stock d'uranium 233 pour le démarrage de RSF. L'avantage d'un cycle à base d'uranium 233 est de ne pas introduire d'uranium 238 en RSF et ainsi de limiter la production de plutonium et d'actinides mineurs, ce qui est favorable du point de vue déchets.
| Le réacteur nucléaire de Shippingport a, au cours d'une irradiation expérimentale, démontré la faisabilité de la surrégénération en spectre épithermique, avec un combustible uranium 233 sur support thorium. Les réacteurs à sels fondus constituent l'une des options de recherche retenues dans le cadre du Forum Internantion Generation IV. |
[modifier] Recyclage des actinides mineurs
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).
Les différents cycles associés dépendent :
- du degré de séparation des actinides mineurs (isolation des 3 actinides, séparation conjointe du plutonium et de l'américium, etc.),
- de la possibilité de générer de l'énergie avec l'irradiation des actinides.
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. |
[modifier] Cycle DUPIC
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. Etant 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 terme de consommation des ressrouces 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. |
[modifier] Voir aussi
[modifier] Articles connexes
[modifier] Liens externes
- Le cycle du combustible sur le site internet de la Cogema
- Le cycle du combustible sur le site internet du CEA
- Le cycle du combustible sur le site internet de EDF
- Le cycle du combustible sur le site internet de la SFEN
- Le site internet La France nucléaire de l'association WISE-Paris
[modifier] Ouvrages pour approfondir
- OCDE/AEN -Direction pour le développement de l'énergie nucléaire, Le cycle du combustible nucléaire : Aspects économiques, environnementaux et sociaux, Les éditions de l'OCDE, Paris, OCDE/AEN, 2002
- (en)OCDE/AEN - Nuclear development division, Accelerator-driven systems (ADS) and fast reactors (FR) in advanced nuclear fuel cycles : a comparative study, Les éditions de l'OCDE -OCDE/AEN, Paris, 2002
[modifier] Notes
<references/>
| Image:Crystal 128 energy.png | Portail de l'énergie – Accédez aux articles de Wikipédia concernant les énergies. |
de:Brennstoffkreislauf en:Nuclear fuel cycle es:Ciclo del combustible nuclear fa:چرخه سوخت هستهای fi:Ydinpolttoainekierto ru:Ядерное топливо
