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Auteur(s)
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André BERTHET : Ancien chef du département combustibles à EDF Direction de l’équipement-SEPTEN
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Lire l’articleINTRODUCTION
Le combustible au plutonium mis au point pour les réacteurs à eau légère est aujourd’hui un produit industriel utilisé par les exploitants de centrales en Belgique, en Allemagne, en Suisse et en France.
Le MOX (« Mixed Oxides ») est le nom couramment utilisé pour désigner ce combustible. Il se présente sous la forme d’une céramique dans laquelle l’oxyde de plutonium (PuO2) est intimement mélangé avec une matrice d’oxyde d’uranium (UO2), cet uranium pouvant être naturel, appauvri ou issu du retraitement.
Le plutonium n’existe pas dans la nature. Il est formé en réacteur par capture de neutrons. Une partie est consommée par fission in situ, le reste est présent dans le combustible usé déchargé du réacteur.
Le plutonium est une matière fissile à fort potentiel énergétique. Un gramme de plutonium dans le MOX produit la même quantité d’électricité qu’une tonne de pétrole.
Initialement prévu pour être utilisé dans les réacteurs à neutrons rapides, le plutonium peut se substituer à l’uranium 235 dans les réacteurs à eau. Cette utilisation, qui nécessite le retraitement du combustible irradié, contribue à la fermeture du cycle du combustible et valorise les matières fissiles récupérables.
Cet article n’a pas pour objet de traiter de façon exhaustive tous les aspects de l’utilisation du plutonium dans les réacteurs à eau légère, mais seulement de mettre en évidence les faits marquants.
Après un rappel de la démarche qui a conduit à la situation actuelle, les principaux domaines techniques spécifiques au MOX sont développés et des voies d’évolutions sont évoquées.
Pour des raisons évidentes, les études et développements présentés s’appuient largement sur les réalisations en France. Sur le plan national, une coordination efficace entre les acteurs principaux qui sont les laboratoires de recherche, les industriels du nucléaire et l’exploitant EDF, a permis à l’utilisation du plutonium dans les réacteurs de devenir une réalité industrielle.
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4. Actions de recherche et de développement
4.1 Évolution des actions de recherche et développement sur le MOX
La décision de recycler, à l’échelle industrielle, du plutonium dans les REP a été prise à une époque où l’essentiel de l’expérience française sur la fabrication et le comportement du combustible était issu de l’expérience sur le RNR.
L’étendue des connaissances et la richesse de l’expérience issues des travaux sur les oxydes mixtes des RNR : techniques de fabrication, propriétés des oxydes d’uranium et de plutonium, comportement sous irradiation, retraitement..., ont constitué un héritage appréciable.
En parallèle aux développements du combustible RNR, l’intérêt pour le combustible MOX commençait à apparaître tant en France qu’à l’étranger.
Dès 1963, le premier assemblage MOX fabriqué par Belgonucléaire était chargé dans le réacteur BR3 en Belgique.
En 1968, le réacteur bouillant italien de Garigliano recevait une recharge de combustible MOX.
Suivait, sous l’égide d’EURATOM, un programme de recherches destiné à valider les outils de calcul de neutronique. Les expériences critiques réalisées dans les réacteurs Minerve et Eole du CEA, sur différentes configurations d’assemblages ont permis de mesurer certains paramètres fondamentaux de la physique du cœur : distribution de puissance, efficacité des absorbants, effet Doppler, coefficient de température...
Le programme EURATOM a mis en œuvre, dans le réacteur de la centrale nucléaire des Ardennes, le chargement d’assemblages MOX expérimentaux de deux types différents : « tout plutonium » (Westinghouse) et à « îlots plutonium » (association Belgonucléaire-CEA-RBU). Des crayons ont fait l’objet d’analyses isotopiques sur l’uranium, le plutonium et les actinides mineurs ainsi que d’examens destructifs en laboratoire chaud.
En Europe, dès 1968, Alkeim en Allemagne fabriquait des assemblages MOX dans son usine de Hanau.
En Suisse, des assemblages MOX étaient chargés dans le réacteur Beznau 1. En France, une expérimentation était lancée dans la CAP (chaudière avancée prototype) au CEA. Elle contenait deux types d’assemblages fabriqués, les uns par Belgonucléaire, les autres par le CEA au CFCa.
Prise en compte de l’expérience sur le RNR, acquisition de connaissance en neutronique...
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