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1 - CYCLE DU COMBUSTIBLE

2 - AMONT DU CYCLE

3 - AVAL DU CYCLE

  • 3.1 - Cycle sans traitement des combustibles usés (cycle ouvert)
  • 3.2 - Cycle avec traitement des combustibles usés (cycle fermé)

4 - ASPECTS ÉCONOMIQUES DU CYCLE

5 - RÉUSSITE DU CYCLE DU COMBUSTIBLE DE L'INDUSTRIE FRANÇAISE

| Réf : BN3500 v1

Amont du cycle
Cycle du combustible nucléaire - Introduction

Auteur(s) : Jean-Marie GRAS

Date de publication : 10 janv. 2010

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Auteur(s)

  • Jean-Marie GRAS : Ancien responsable du programme « Aval du cycle du combustible nucléaire et systèmes nucléaires du futur » à EDF R

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INTRODUCTION

L'ensemble des opérations de transformation, de l'extraction du minerai d'uranium jusqu'au stockage des déchets radioactifs, en passant par la fabrication du combustible constitue le cycle du combustible nucléaire. La France est l'un des rares pays disposant sur son territoire de l'ensemble des installations permettant la conversion, l'enrichissement, la fabrication, le traitement et le recyclage des matières nucléaires. Elle est devenue une référence à l'échelle mondiale dans ce domaine.

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De la conception au prototypage, jusqu'à l'industrialisation, la référence pour sécuriser le développement de vos projets industriels.

VERSIONS

Il existe d'autres versions de cet article :

DOI (Digital Object Identifier)

https://doi.org/10.51257/a-v1-bn3500


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2. Amont du cycle

Le combustible neuf est le produit final des opérations de l'amont du cycle ; elles visent tout d'abord à préparer la matière première, à base de 235U et 238U pour la filière à eau légère, puis à la fabrication de l'assemblage combustible. La préparation de la matière première comporte les étapes successives suivantes :

  • extraction du minerai d'uranium en mines souterraines, carrières à ciel ouvert ou par lixiviation ;

  • concentration de l'Unat du minerai (qui souvent contient moins de 1 % d'uranium) par voie chimique, sur le site même d'extraction, qui aboutit au yellow cake contenant 60 à 70 % d'uranium ;

  • conversion des concentrés d'uranium (uranates et oxydes) en hexafluorure UF6 , solide à température ambiante et gazeux à température modérée ;

  • enrichissement isotopique de l'uranium pour augmenter la proportion de noyaux fissiles 235U (0,7 % dans l'Unat), à la teneur requise pour les réacteurs à eau (de l'ordre de 4 % pour les combustibles actuels). L'uranium appauvri est utilisé pour la fabrication du combustible MOX, mélangé avec la poudre de PuO, mais la plus grande partie est sortie du cycle et entreposée en attendant le déploiement de réacteurs à neutrons rapides qui permettront de mieux utiliser 238U.

Après une étape préalable consistant à convertir UF6 en oxyde d'uranium enrichi UO, la fabrication du combustible proprement dit comporte les quatre étapes suivantes :

  • élaboration des matériaux : tubes de gaines en alliage de zirconium et pièces de structure ;

  • préparation des poudres de UO2 (ou de UO2 et PuO2 dans le cas des combustibles MOX), pastillage et frittage des pastilles ;

  • crayonnage : introduction des pastilles dans les tubes de gaines et fermeture des crayons ;

  • assemblage des crayons en faisceaux.

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BIBLIOGRAPHIE

  • (1) - PATARIN (L.) -   Le cycle du combustible nucléaire.  -  Collection Génie atomique, INSTN, EDP Sciences (2002).

  • (2) - 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 (2002).

  • (3) - CEA -   Le cycle du combustible nucléaire.  -  Direction de la communication (2002).

  • (4) -   Le cycle du combustible.  -  In BARRÉ (B.), Tout sur l'énergie nucléaire, Areva, p. 45-76 (2002).

  • (5) -   Le cycle du combustible REP.  -  In BARRÉ (B.) et BAUQUIS (P.R.), Comprendre l'avenir, l'énergie nucléaire, éditions Hirlé, p. 63-81 (2007).

  • (6) - AIEA -   Country nuclear fuel cycle profiles.  -  Technical reports...

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