Le cycle du combustible

Le combustible nucléaire est conçu pour fournir la puissance attendue du réacteur, en utilisant au mieux la matière fissile. La conception de l’élément combustible doit, en outre, autoriser une certaine souplesse dans le fonctionnement du réacteur, afin de lui permettre de s’adapter aux variations de puissance imposées par le réseau. Cela doit se faire sans que les radionucléides* issus des réactions nucléaires soient libérés dans le circuit primaire du réacteur. Ces contraintes se rejoignent, en fait, pour imposer au combustible nucléaire des qualités d’étanchéité, de robustesse et de fiabilité.

L’assemblage combustible d’un réacteur à eau ordinaire est toujours constitué de « crayons* » contenant les matières nucléaires, arrangés en réseau à maille carrée dans une « structure » assurant notamment leur maintien mécanique.

Le crayon combustible est fait de pastilles d’oxyde d’uranium ou d’oxyde mixte d’uranium et de plutonium (d’un diamètre et d’une hauteur d’environ 1 cm) empilées dans des tubes de métal (gaines* en alliage de zirconium) fermés aux extrémités (étanchéité).

La robustesse et la fiabilité du combustible doivent permettre un long séjour en réacteur (actuellement quatre ans, avec un objectif de six ans vers 2010 pour les réacteurs français).

L’intégrité de la gaine est très importante, car c’est elle qui constitue la première « barrière* » entre les produits radioactifs et l’environnement. La gaine du crayon combustible doit rester étanche en situation incidentelle ou accidentelle, même en fin de vie du crayon combustible.

Or :

• Certains produits de fission sont gazeux : leur production augmente progressivement la pression à l’intérieur des gaines ;
• La composition chimique des pastilles est modifiée par l’apparition des produits de fission et des actinides ;
• La céramique combustible gonfle sous irradiation et impose une contrainte à la gaine qui la contient (interaction pastille- gaine).

L’irradiation du U 238 forme du Pu. Seuls les isotopes* impairs du Pu et U 235 sont fissiles aux neutrons thermiques.

Dans un réacteur à eau, un certain nombre de neutrons sont absorbés par l’eau : il serait impossible d’entretenir la réaction en chaîne si on utilisait pour combustible de l’uranium naturel, qui ne contient que 0,7 % d’isotope 235 fissile. Il est donc nécessaire d’enrichir l’uranium, jusqu’à une teneur d’environ 4 % d’U 235 (voir infra, encadré et figure ci-dessous).

Le jeu combiné des fissions et des captures de neutrons dans le combustible d’un réacteur à eau peut être résumé ainsi (voir figure ci-contre) : on part de 100 atomes d’uranium, dont 4 d’isotope 235 (fissile) et 96 d’isotope 238. Sur les 4, un seul survivra, et 3 subiront la fission.

Sur les 96 U 238 initiaux, 3 seront transformés en Pu et 93 survivront. Sur les 3 Pu formés, 2 subiront la fission et un seul survivra. Au total, il y aura eu 3 + 2 = 5 fissions : seuls 5 % du métal lourd seront donc consommés dans un réacteur à eau. Dans un réacteur à neutrons rapides*, le schéma serait très différent avec une plus grande consommation de l’isotope U 238 fertile.

On sort le combustible du réacteur lorsqu’il ne contient plus assez de noyaux fissiles pour entretenir la réaction en chaîne (généralement au bout de quatre ans, dans un réacteur à eau).

Après son séjour dans le réacteur, le combustible ne contient plus assez de matière fissile pour maintenir la réaction en chaîne, mais il n’est pas épuisé pour autant. Comme le montre la figure ci-contre (Réactions au sein des assemblages combustibles standard dans les REP), il contient encore une quantité importante de matières fissile et fertile* qu’il est intéressant de récupérer. Il contient également des produits de fission et des actinides mineurs qui le rendent extrêmement radioactif et d’une manipulation malaisée.

La finalité du retraitement est double :

• Récupérer les matières énergétiquement valorisables ;
• Séparer ces matières des véritables déchets et conditionner ces derniers sous une forme inerte et sûre (vitrification*).

En France, ces opérations sont réalisées dans l’usine Cogema de La Hague (Manche).

La majeure partie de la radiotoxicité du combustible usé vient du plutonium. C’est une raison supplémentaire pour le recycler et ne pas le laisser dans les déchets.

Le cycle du combustible

Ce n’est pas directement le minerai d’uranium qui constitue le combustible nucléaire. Pour que les noyaux lourds* puissent être utilisés dans un réacteur, ils doivent suivre un « cycle du combustible » qui combine de nombreuses étapes industrielles :

• L’extraction du minerai d’uranium ;
• La concentration du minerai ;
• La conversion des concentrés d’uranium en hexafluorure d’uranium (UF₆) gazeux ;
• L’enrichissement* isotopique de l’uranium sous forme UF₆, pour augmenter la proportion de noyaux fissiles U 235, trop faible dans l’uranium naturel ;
• La fabrication du combustible (conversion du fluorure en oxyde d’uranium enrichi UO₂, pastillage, frittage* des pastilles, crayonnage, assemblage des crayons en faisceaux).

Le combustible produit alors de l’énergie pendant quatre ans environ dans le réacteur. Les étapes ultérieures sont alors :

• L’entreposage temporaire, sous eau, du combustible usé ;
• La gestion du combustible usé. Cette étape diffère selon que l’on considère un cycle « fermé » ou « ouvert ».

Le cycle ouvert, qui n’est pas vraiment un cycle, se termine par la disposition finale du combustible usé, considéré alors en bloc comme un déchet*. Le cycle ouvert est pour l’instant pratiqué aux États-Unis, en Suède…

Le cycle du combustible fermé est celui pratiqué en France, en Allemagne, en Suisse, au Japon… On y trouve les sousétapes suivantes :

• Le traitement chimique du combustible usé pour récupérer les matériaux fissiles et fertiles qu’il contient encore, en vue de les recycler ;
• Le recyclage du plutonium sous forme de combustible MOX* (acronyme de Mixed OXide fuel ) ;
• Le conditionnement des déchets, et, en particulier, la vitrification des déchets très radioactifs issus de la fission ;
• La disposition finale des déchets conditionnés.

Chaque installation du cycle, usine d’enrichissement*, de fabrication ou de retraitement est dimensionnée pour alimenter plusieurs dizaines de réacteurs de grande taille.

Pourquoi recycler le plutonium ?

Le combustible MOX… Aujourd’hui, on recycle le plutonium dans les réacteurs à eau, REP et REB, qui constituent l’essentiel du parc électronucléaire mondial. Cela permet à la fois d’économiser de l’uranium enrichi, auquel le plutonium se substitue en partie, et d’éviter que le plutonium ne finisse dans les déchets ultimes ou ne s’accumule « sur étagère » après avoir été séparé lors du traitement des combustibles usés. Ce recyclage se fait dans les combustibles MOX. La combinaison traitement / recyclage permet également de réduire significativement les quantités de combustibles usés entreposés en piscine.

Un combustible MOX, constitué d’une solution solide d’oxydes de plutonium et d’uranium, est extérieurement identique en tous points au combustible à uranium enrichi qu’il remplace. Les pastilles qui remplissent les gaines ont les mêmes dimensions : seuls changent leur composition et leur procédé de fabrication.

Dans le coeur d’un réacteur à eau, du fait notamment de la présence d’isotopes non fissiles du plutonium, il faut mettre environ deux fois plus de plutonium pour obtenir l’équivalence énergétique d’un assemblage enrichi en 235U :pour remplacer de l’uranium enrichi à 4 %, il faudra un mélange contenant environ 8 % de plutonium et 92 % d’uranium appauvri. En fin de vie, le combustible MOX ne contiendra plus qu’environ 4 % de plutonium. Il y a donc consommation nette de plutonium : le recours au MOX permet de limiter la croissance de l’inventaire en plutonium dans le parc de réacteurs.

Le recyclage du combustible usé sous forme de MOX a débuté expérimentalement en Belgique au début des années soixante pour être ensuite industrialisé. L’Allemagne et la Suisse ont suivi, puis la France à partir de 1985. Aujourd’hui, le Japon se prépare, à son tour, à « MOXer » des REB et des REP, et les États-Unis y réfléchissent sérieusement.

En France, EDF a décidé de recycler progressivement son plutonium dans une partie des réacteurs de son parc. Les vingt réacteurs MOXés recyclent la totalité du plutonium effectivement extrait par traitement des combustibles EDF à l’usine UP2-800 de La Hague. Le « bilan plutonium » d’un REP MOXé est équilibré : il consomme dans ses assemblages MOX autant de plutonium qu’il en produit dans ses assemblages à uranium enrichi.

La rentabilité économique du MOX dépend beaucoup du taux d’irradiation autorisé, c’est-à-dire de la quantité totale d’énergie que peut fournir un combustible donné, d’où la recherche, menée actuellement, qui vise à augmenter ce taux. Aucun obstacle fondamental ne s’oppose à une durée d’irradiation longue pour le MOX, car le comportement des assemblages MOX en réacteur est très voisin de celui des combustibles à uranium.