Présentation
RÉSUMÉ
Cet article présente les notions de base sur le combustible des réacteurs nucléaires et sur le «cycle du combustible ». Il précise les ordres de grandeur sur les flux de matières nucléaires gérées dans ce cycle et introduit les notions de base sur la chimie de l'uranium et des actinides. Les différentes étapes du processus appelé « amont du cycle du combustible », qui consiste à l'élaboration d'un élément combustible prêt à être chargé dans un réacteur nucléaire sont décrites, de même que la prospection et le traitement de l'uranium, sa conversion, son enrichissement, et enfin la fabrication du combustible. Pour chacun de ces secteurs, les aspects techniques sont traités en décrivant les procédés mis en oeuvre et les outils industriels utilisés, ainsi que les marchés de chaque secteur d'activité.
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This paper presents some basics on fuel for nuclear reactors and on what is called the "fuel cycle". We also state some orders of magnitude, particularly on nuclear material flows in this cycle, and introduce some basics on the chemistry of uranium and actinides. We go on to describe the different stages of the process commonly called "front-end of the fuel cycle" which consists in developing a fuel element ready to be loaded into a nuclear reactor core. We in turn examine the exploration and processing of uranium, its conversion, its enrichment, and finally fuel fabrication. For each of these sectors, we deal not only with the technical aspects, in particular when describing the processes involved and industrial tools used, but we also address the corresponding markets.
Auteur(s)
-
Évelyne BERTEL : Administrateur principal à l’Agence pour l’énergie nucléaire de l’Organisation de coopération et de développement économiques (OCDE/AEN)
INTRODUCTION
Le combustible destiné à l’alimentation des réacteurs nucléaires présente des caractéristiques spécifiques qui le différencient des combustibles fossiles utilisés dans les centrales électriques thermiques classiques.
Tout d’abord, contrairement aux combustibles classiques, le combustible nucléaire n’est pas « brûlé » ; l’énergie est produite dans le cœur du réacteur par des réactions de fission des noyaux. Ce type de réactions produit des quantités d’énergie plus de 10 000 fois supérieures, à masse égale de combustible, à celles dégagées par la combustion du charbon, du pétrole ou du gaz naturel.
Par ailleurs, l’élaboration du combustible nucléaire à partir de la matière première nécessite une série de transformations beaucoup plus complexes que celles qui entrent dans la préparation des combustibles fossiles. En outre, après son utilisation dans le réacteur, le combustible nucléaire contient encore des matières énergétiques éventuellement réutilisables et des produits radioactifs résiduels. Il doit donc subir des traitements appropriés préalablement à son évacuation définitive.
L’ensemble des opérations de transformation, de la mine au réacteur et du réacteur au dépôt d’évacuation définitive des déchets radioactifs constitue le cycle du combustible nucléaire. Le développement de la production d’électricité d’origine nucléaire a donné naissance à un secteur industriel spécifique couvrant ces activités. Le présent article décrit succinctement les procédés mis en œuvre à chaque étape du cycle du combustible et donne un aperçu des capacités industrielles mises en place dans le monde pour la production d’uranium et de services du cycle. La situation du marché international du cycle du combustible et ses aspects économiques sont également traités brièvement.
Bien que non reconnu par le Système international (SI), il est d’usage, dans la profession, d’utiliser le MWe pour indiquer une puissance électrique de 1 MW.
L'expertise technique et scientifique de référence
KEYWORDS
nuclear reactor | uranium | nuclear fuel | enrichment | fuel fabrication
VERSIONS
- Version courante de janv. 2016 par Dominique GRENECHE
DOI (Digital Object Identifier)
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Combustibles nucléaires et filières de réacteurs3. Cycle du combustible des autres filières de réacteurs
3.1 Réacteurs graphite-gaz
La filière des réacteurs à uranium naturel refroidis au gaz carbonique et modérés au graphite a été développée, en particulier en France et au Royaume-Uni, dans les années 1950 et 1960. En France, il n’y a plus aucun réacteur de cette filière actuellement. Les réacteurs de ce type utilisent du combustible à l’uranium naturel sous forme métallique. Leur cycle du combustible est plus simple que celui des réacteurs à eau ordinaire puisqu’il n’est pas nécessaire de passer par l’étape d’enrichissement. La conversion (réduction) du concentré en uranium métal s’effectue par magnésiothermie. Le combustible est constitué de cartouches en uranium métallique placées dans des gaines en alliage de magnésium et de zirconium absorbant peu les neutrons. Le taux d’irradiation du combustible au déchargement est nettement plus faible que dans le cas des réacteurs à eau ordinaire, inférieur à 5 000 MW·j/t en général. Le combustible doit être retraité rapidement pour éviter la corrosion des gaines en milieu aqueux.
Une génération plus récente de réacteurs graphite-gaz, développée au Royaume-Uni sous le nom de Advanced Gas-cooled Reactors/AGR, utilise un combustible à l’oxyde d’uranium légèrement enrichi. Le cycle du combustible de ces réacteurs est très similaire à celui des réacteurs à eau ordinaire.
HAUT DE PAGE3.2 Réacteurs à eau lourde
La filière de réacteurs à eau lourde a été développée essentiellement au Canada pour le marché national et international. Ces réacteurs qui utilisent comme fluide caloporteur l’eau lourde absorbant faiblement les neutrons peuvent fonctionner avec un combustible à l’uranium naturel. Le combustible se présente sous forme de crayons composés de pastilles d’oxyde d’uranium naturel placées, comme pour les réacteurs à eau ordinaire, dans des gaines en Zircalloy. En vue d’accroître le taux d’irradiation maximal du combustible au déchargement, il est envisagé d’utiliser dans ce type de réacteurs du combustible à l’uranium légèrement enrichi (à environ 1,2 %). Le retraitement du combustible...
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Cycle du combustible des autres filières de réacteurs
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Dans les Techniques de l’Ingénieur
BACHER (P.) - CROCHON (J.-P.) - Réacteurs nucléaires. Généralités. - B 3 020 (1991). Traité Génie nucléaire, volume B 8I.
LEFÈVRE (J.) - Matière et matériaux. - BE 3 500 (1997). Traité Génie nucléaire, volume B 8II.
POTY (B.) - ROUX (J.) - Minerais d’uranium. - BN 3 570 (1998). Traité Génie nucléaire, volume B 8II.
MICHEL (P.) - Production de concentrés d’uranium naturel. - BE 3 580 (1997). Traité Génie nucléaire, volume B 8II.
RIGO (L.) - FARON (R.) - Raffinage et conversion des concentrés d’uranium. - B 3 590 (1995). Traité Génie nucléaire, volume B 8II.
MASSIGNON (D.) - Enrichissement de l’uranium. - B 3 600 (1992). Traité Génie nucléaire, volume B 8II.
MONEYRON (G.) - Technologie et fabrication du combustible à base d’uranium....
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