Cycle du combustible nucléaire - Définition et Explications

Source: Wikipédia sous licence CC-BY-SA 3.0.
La liste des auteurs de cet article est disponible ici.

Introduction

Le cycle du combustible nucléaire, aussi appelé chaîne du combustible nucléaire, est l'ensemble des opérations destinées à fournir du combustible aux réacteurs nucléaires, puis à gérer le combustible irradié, depuis l'extraction du minerai jusqu'à la gestion des déchets. Ces opérations constituent alors les différentes étapes du cycle du combustible (Un combustible est une matière qui, en présence d'oxygène et d'énergie, peut se combiner à l'oxygène (qui sert de comburant) dans une réaction chimique générant de la chaleur : la...) nucléaire (Le terme d'énergie nucléaire recouvre deux sens selon le contexte :) qui interviennent en amont ou en aval du cycle selon qu'elles se déroulent avant ou après son irradiation (En physique nucléaire, l'irradiation désigne l'action d'exposer (volontairement ou accidentellement) un organisme, une substance, d'un corps à un flux de rayonnements ionisants : rayons alpha,...) dans un réacteur (Un réacteur peut désigner :).

Il existe plusieurs stratégies de cycle du combustible qui se distinguent par l'absence ou la présence de certaines étapes, en particulier celles d'enrichissement de l'uranium (L'uranium est un élément chimique de symbole U et de numéro atomique 92. C'est un élément naturel assez fréquent : plus abondant que l'argent, autant que le molybdène ou l'arsenic, quatre fois moins abondant...) et de traitement du combustible irradié. En 2006, les cycles du combustible mis en œuvre dans le monde (Le mot monde peut désigner :) peuvent être répartis en deux grandes catégories. Les cycles sans recyclage (Le recyclage est un procédé de traitement des déchets industriels et des déchets ménagers qui permet de réintroduire, dans le cycle de production d'un produit, des matériaux qui le composent. L'un des exemples qui illustre ce procédé est...) consistent à considérer tout (Le tout compris comme ensemble de ce qui existe est souvent interprété comme le monde ou l'univers.) le combustible irradié comme déchet (Un déchet (détritus, résidu..) est un objet en fin de vie ou une substance issue d'un processus, jugés devenus inutiles ou dangereux ou encombrants,...). Les cycles avec recyclage partiel (Le mot partiel peut être employé comme :) consistent à extraire du combustible irradié déchargé des réacteurs tout ou partie des matières valorisables – c'est-à-dire susceptibles d'être réutilisées pour fournir de l'énergie (Dans le sens commun l'énergie désigne tout ce qui permet d'effectuer un travail, fabriquer de la chaleur, de la lumière, de produire un mouvement.) – afin de fabriquer du combustible neuf. 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.

Étapes du cycle

Usuellement, le cycle du combustible est décomposé en une phase (Le mot phase peut avoir plusieurs significations, il employé dans plusieurs domaines et principalement en physique :) amont et une phase aval par rapport à l'irradiation en réacteur.

Illustration des notions d'amont et d'aval du cycle

Cette décomposition (En biologie, la décomposition est le processus par lequel des corps organisés, qu'ils soient d'origine animale ou végétale dès l'instant...) est quelque peu perturbée lorsque le cycle intègre des opérations de recyclage. En effet, le traitement 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.

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 (L’usage est l'action de se servir de quelque chose.) en réacteur. L'amont du cycle comprend jusqu'à quatre étapes.

Extraction minière de l'uranium naturel

yellowcake

L'extraction de l'uranium naturel permet d'obtenir les ressources fissiles nécessaires à la fabrication du combustible. Elle est réalisée en 2 étapes. Le minerai, dont la teneur est de 1 à 2 kg d'uranium par tonne ( La tonne représente différentes unités de mesure ; Une tonne est un grand et large tonneau ; Une tonne-pompe est un fourgon...), est extrait d'une mine souterraine ou à ciel (Le ciel est l'atmosphère de la Terre telle qu'elle est vue depuis le sol de la planète.) ouvert. Il est ensuite concentré par attaque et extraction chimique pour former le yellowcake, une pâte jaune (Il existe (au minimum) cinq définitions du jaune qui désignent à peu près la même couleur :) dont la teneur est d'environ 750 kg d'U/t.

Les principaux pays (Pays vient du latin pagus qui désignait une subdivision territoriale et tribale d'étendue restreinte (de l'ordre de quelques centaines de km²), subdivision de la civitas gallo-romaine. Comme la civitas qui subsiste le plus souvent sous forme de...) producteurs sont le Canada et l'Australie (L’Australie (officiellement Commonwealth d’Australie) est un pays de l’hémisphère Sud dont la superficie couvre la plus...). En 2006, la production mondiale annuelle est de l'ordre de 40 000 t d'uranium.

Conversion

Hexafluorure d'uranium UF6

Le yellowcake répond à des objectifs de facilité de transport (Le transport est le fait de porter quelque chose, ou quelqu'un, d'un lieu à un autre, le plus souvent en utilisant des véhicules et des voies de communications (la...) (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.

La conversion est réalisée en deux étapes. Le raffinage par dissolution et extraction permet d'obtenir un nitrate (Les nitrates (autrefois nommés nitre, souvent synonyme de salpêtre) sont les sels de l'acide nitrique. La formule chimique de l’ion nitrate est NO3−.) d'uranyle UO2(NO3)2 de grande pureté (>99,95 %). La conversion en elle-même met en œuvre une série de procédés chimiques (précipitation, calcination, réduction, fluoration et oxydation) pour obtenir l'hexafluorure d'uranium.

Les capacités mondiales de conversion sont réparties au sein des usines de douze pays : Canada, France (usine de Malvesi dans l'Aude), Fédération de Russie, Royaume-Uni, États-Unis, Argentine, Brésil, Chine, République de Corée, Pakistan, Japon et Iran.

Enrichissement

L'UF6 obtenu au terme de l'étape de conversion chimique n'est pas directement exploitable en réacteur. En effet, les réacteurs à eau (L’eau est un composé chimique ubiquitaire sur la Terre, essentiel pour tous les organismes vivants connus.) 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 (Les Foúrnoi Korséon (Grec: Φούρνοι Κορσέων) appelés plus communément Fourni, sont un archipel de petites îles grecques situées...) par l'emploi d'uranium enrichi en isotope 235. Les réacteurs modérés à l'eau lourde (L'eau lourde est de l’oxyde de deutérium (formule : D2O ou 2H2O). Chimiquement, elle est identique à l’eau normale (H2O), mais les atomes d’hydrogène dont elle est...) bénéficient d'un bilan neutronique suffisamment excédentaire pour fonctionner à l'uranium naturel. Le combustible destiné aux CANDU peut donc se passer (Le genre Passer a été créé par le zoologiste français Mathurin Jacques Brisson (1723-1806) en 1760.) 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 (Dans le langage courant, le terme diffusion fait référence à une notion de « distribution », de « mise à disposition » (diffusion d'un produit, d'une information), voire de « vaporisation »...) gazeuse et l'ultra-centrifugation. À l'issue de cette étape, l'uranium enrichi (sous forme d'hexafluorure) 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 par an, réparties sensiblement à parité entre les deux technologies.

Fabrication du combustible

Pastilles combustibles UOX

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 un combustible d'oxyde (Un oxyde est un composé de l'oxygène avec un élément moins électronégatif, c'est-à-dire tous sauf le fluor. Oxyde désigne également l'ion oxyde O2-.) d'uranium UOX (Uranium OXide) ou un combustible métallique (réacteurs Magnox par exemple).

La première étape de la fabrication du combustible comprend la modification des caractéristiques physico chimiques des matières fissiles. Cette étape est différente (En mathématiques, la différente est définie en théorie algébrique des nombres pour mesurer l'éventuel défaut de dualité d'une...) selon les filières. Les matières fissiles sont ensuite encapsulées dans des gaines pour constituer des crayons. Enfin, ces crayons sont mis en réseau (Un réseau informatique est un ensemble d'équipements reliés entre eux pour échanger des informations. Par analogie avec un filet (un réseau est un « petit rets », c'est-à-dire un petit filet), on appelle nœud (node)...) dans des assemblages combustibles.

De nombreux pays disposent d'usines de fabrication de combustible. Les capacités mondiales de fabrication sont de l'ordre de 12 000 tML/an (tML : tonnes de métal (Un métal est un élément chimique qui peut perdre des électrons pour former des cations et former des liaisons métalliques ainsi que des liaisons ioniques dans le cas des métaux alcalins. Les métaux...) lourd) 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 (Le Combustible MOX (abréviation de mixed oxide) est un combustible nucléaire fabriqué à partir du plutonium et de l'uranium appauvri. Le terme MOX est l'abréviation de : "Mélange d'OXydes". Le...) pour REP et RNR.

Irradiation en réacteur

Lors de l'irradiation en réacteur, le combustible subit des modifications physico-chimiques dues aux réactions nucléaires sous flux (Le mot flux (du latin fluxus, écoulement) désigne en général un ensemble d'éléments (informations / données, énergie, matière, ...) évoluant dans un sens commun. Plus...) neutronique.

  • Un atome (Un atome (grec ancien ἄτομος [atomos], « que l'on ne peut diviser ») est la plus petite partie d'un corps simple pouvant se combiner...) d'uranium 238 peut capturer un neutron (Le neutron est une particule subatomique. Comme son nom l'indique, le neutron est neutre et n'a donc pas de charge électrique (ni positive, ni négative). Les neutrons, avec les...) pour former par désintégration radioactive β un atome de plutonium (Le plutonium est un métal lourd de symbole chimique Pu et de numéro atomique 94, très dense — approximativement 1,74 fois plus lourd que le plomb —...) 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 (Dès que deux entitées interagissent de manière violente, on dit qu'il y a choc, que ce soit de civilisation ou de particules de hautes énergies.) avec un neutron thermique (La thermique est la science qui traite de la production d'énergie, de l'utilisation de l'énergie pour la production de chaleur ou de froid, et des transferts de chaleur suivant différents phénomènes...). 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 (Un gaz est un ensemble d'atomes ou de molécules très faiblement liés et quasi-indépendants. Dans l’état gazeux, la matière n'a pas de forme propre ni de volume...) 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 taux de combustion (La combustion est une réaction chimique exothermique d'oxydoréduction. Lorsque la combustion est vive, elle se traduit par une flamme voire une...) ou burnup en GW.jr/tML. 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 (Le Combustible MOX (abréviation de mixed oxide) est un combustible nucléaire fabriqué à partir du plutonium et de l'uranium appauvri. Le terme MOX est l'abréviation de : "Mélange d'OXydes". Le combustible MOX contient les oxydes...) irradié contient les mêmes composants en proportions différentes.

Il existe 440 réacteurs nucléaires en opération dans le monde en 2005.

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 du combustible irradié ainsi que la gestion à court et long terme des déchets radioactifs. La radioactivité (La radioactivité, phénomène qui fut découvert en 1896 par Henri Becquerel sur l'uranium et très vite confirmé par Marie Curie pour le thorium, est un phénomène physique naturel au cours duquel des noyaux...) 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 (En théorie des ensembles, un ensemble désigne intuitivement une collection d’objets (les éléments de l'ensemble),...) des procédés mis en œuvre.

Entreposage intermédiaire du combustible irradié

Le combustible déchargé des réacteurs est fortement irradiant gamma et neutron et dégage une chaleur (Dans le langage courant, les mots chaleur et température ont souvent un sens équivalent : Quelle chaleur !) importante due aux décroissances radioactives. La première phase de l'aval du cycle consiste donc à gérer le rayonnement (Le rayonnement, synonyme de radiation en physique, désigne le processus d'émission ou de transmission d'énergie impliquant une particule porteuse.) 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 (La radioprotection désigne l'ensemble des mesures prises pour assurer la protection de l'homme et de son environnement contre les effets néfastes des rayonnements ionisants.) et de dissipateur thermique. Le stockage en eau dure a minima quelques années afin de diminuer la puissance (Le mot puissance est employé dans plusieurs domaines avec une signification particulière :) résiduelle du combustible à travers la décroissance radioactive des produits de fission à vie (La vie est le nom donné :) courte. Le combustible irradié est ainsi plus facile à transporter.

Dans un second temps (Le temps est un concept développé par l'être humain pour appréhender le changement dans le monde.), 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 traitement. Usuellement, cet entreposage est réalisé en piscine. L'entreposage à sec (sous air (L'air est le mélange de gaz constituant l'atmosphère de la Terre. Il est inodore et incolore. Du fait de la diminution de la pression de l'air avec l'altitude, il est...) ou atmosphère (Le mot atmosphère peut avoir plusieurs significations :) 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.

Traitement du combustible irradié

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 traitement du combustible irradié consiste à séparer les matières valorisables des déchets.

Selon le procédé de séparation (D'une manière générale, le mot séparation désigne une action consistant à séparer quelque chose ou son résultat. Plus particulièrement il est employé dans...) mis en œuvre, les différents actinides peuvent être extraits isolément ou conjointement. Par exemple, le procédé PUREX extrait isolément l'uranium et le plutonium tandis que les produits de fission et les actinides mineurs sont extraits conjointement. À l'issue de ce procédé, les actinides mineurs et les produits de fission sont calcinés puis vitrifiés au sein d'une matrice inerte (Inerte est l'état de faire peu ou rien.) 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.

Les capacités mondiales de traitement sont concentrées dans un nombre (La notion de nombre en linguistique est traitée à l’article « Nombre grammatical ».) restreint de pays : France - Usine de retraitement de la Hague (1 700 tonnes/an), Royaume-Uni - Sellafield (Le site de Sellafield est le principal complexe de la filière électronucléaire britannique. Initialement nommé Windscale, il a été rebaptisé Sellafield à la suite d'un grave accident dans l'un de ses...) (900 tonnes/an), Russie - Mayak (400 tonnes/an) et Japon (14 tonnes/an) pour les combustibles des réacteurs à eau légère, Royaume-Uni (1 500 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.

Entreposage des déchets radioactifs et des combustibles irradiés

Les déchets du procédé de traitement (produits de fission et actinides mineurs vitrifiés dans le cadre du procédé PUREX, coques et embouts compactés, etc.) sont entreposés dans l'attente d'une solution définitive d'évacuation. Dans le cadre d'un cycle sans traitement, les combustibles irradiés sont considérés comme des déchets. Cet entreposage, qui vise une durée supérieure à celle requise pour l'entreposage intermédiaire, consiste à conditionner les matières radioactives puis à les entreposer dans des ouvrages en surface (Une surface désigne généralement la couche superficielle d'un objet. Le terme a plusieurs acceptions, parfois objet géométrique, parfois...) 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 (Le terme d'activité peut désigner une profession.) et la thermicité des matières entreposées. Au terme de cette étape, les matières radioactives sont donc plus faciles à manipuler (pour un éventuel traitement) et moins contraignantes en termes d'émission de chaleur dans l'optique (L'optique est la branche de la physique qui traite de la lumière, du rayonnement électromagnétique et de ses relations avec la vision.) 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.

Stockage en couche géologique profonde

Schéma de principe du projet Yucca Mountain

Le stockage en couche géologique profonde consiste à conditionner les déchets, puis à les disposer dans des ouvrages souterrains adaptés. 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 (La moyenne est une mesure statistique caractérisant les éléments d'un ensemble de quantités : elle exprime la grandeur qu'auraient chacun des membres de...) 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'absence d'impact de ces déchets sur le long terme, en situation (En géographie, la situation est un concept spatial permettant la localisation relative d'un espace par rapport à son environnement proche ou non. Il inscrit un lieu dans...) normale ou dégradée.

En 2006, il existe plusieurs laboratoires de recherche (La recherche scientifique désigne en premier lieu l’ensemble des actions entreprises en vue de produire et de développer les connaissances scientifiques. Par extension...) souterrains dans le monde, destinés à l'évaluation de la faisabilité des différents concepts. Différentes formations-hôtes sont étudiées : tuf, granite, sel, argile (L'argile (nom féminin) est une roche sédimentaire, composée pour une large part de minéraux spécifiques, silicates en général d'aluminium plus ou moins hydratés, qui présentent une structure...), 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.

Transport du combustible nucléaire et des matières radioactives

Colis de déchets transuraniens

Bien que le transport n'opère 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 selon l'activité des matières. Alors que les assemblages neufs de combustible uranium émettent peu et ne nécessitent pas de blindage, le combustible usé de même que les déchets de haute-activité demandent des précautions spécifiques.

Page générée en 0.156 seconde(s) - site hébergé chez Amen
Ce site fait l'objet d'une déclaration à la CNIL sous le numéro de dossier 1037632
Ce site est édité par Techno-Science.net - A propos - Informations légales
Partenaire: HD-Numérique