vignette|Assemblage combustible. vignette|Modèle de l'atome.
Le combustible nucléaire est le produit qui, contenant des isotopes fissiles (uranium, plutonium…), fournit l'énergie dans le cœur d'un réacteur nucléaire en entretenant la réaction en chaîne de fission nucléaire.
Les termes « combustible » et « combustion » sont utilisés par analogie à la chaleur dégagée par une matière en feu, mais sont inappropriés pour caractériser tant le produit que son action. En effet, la combustion est une réaction d'oxydoréduction (échange d'électrons) tandis que la « combustion » des matières radioactives provient de réactions nucléaires (fission de noyaux atomiques).
Les matières fissiles sont utilisées pour la propulsion nucléaire de navires militaires (en particulier de porte-avions et de sous-marins nucléaires), ainsi que comme combustible dans les centrales nucléaires. Un réacteur à eau pressurisée de comporte environ de combustible renouvelé périodiquement, par parties.
Le combustible UOX () est constitué de pastilles de dioxyde d'uranium (UO2). Ces pastilles sont empilées dans des tubes en alliage de zirconium d'environ quatre mètres de longueur, aussi appelés « gaines ». L'ensemble pastilles-gaine constitue un crayon. Les crayons sont bouchés aux deux extrémités et sont pressurisés avec de l'hélium. Les crayons sont ensuite réunis en assemblages combustible constitués d'environ .
Fabrication du combustible nucléaire Procédé
vignette|Pastilles combustibles.
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 pour la plupart un combustible d'oxyde d'uranium UOX (). Certaines applications spécifiques requièrent un combustible métallique (anciens réacteurs Magnox par exemple).
L'UF enrichi est converti en poudre d'oxyde d'uranium dans un premier temps. L'oxyde d'uranium est ensuite comprimé sous forme de pastilles (de 7 à de diamètre pour les réacteurs à eau pressurisée, REP). Ces pastilles sont elles-mêmes empilées dans un tube : la gaine. Selon le type de réacteur, le gainage est réalisé : en alliage de zirconium, le Zircaloy, qui n'absorbe pas les neutrons thermiques et permet donc de ne pas réduire le bilan neutronique du réacteur en évitant les captures stériles ; en acier inoxydable pour les réacteurs à neutrons rapides à caloporteur sodium (l'acier n'est pas absorbant pour les neutrons rapides) ou pour certains concepts de réacteurs à neutrons thermiques (AGR par exemple). Dans ce dernier cas, cela demande un surcroît d'enrichissement pour compenser les captures stériles ; en aluminium, principalement pour des assemblages expérimentaux.
La gaine est close à ses extrémités par des bouchons pseudo-coniques soudés. Un ressort est situé entre le haut de la colonne fissile et le bouchon supérieur de sorte à assurer le maintien des pastilles. Le crayon ainsi constitué est rempli sous hélium. Ce gaz n'est pas activable et prévient ainsi la formation d'éléments radioactifs gazeux dans l'interstice (ou gap) pastille - gaine.
Les crayons sont ensuite assemblés en réseaux verticaux d'environ 250 crayons parallèles (selon le type de réacteur), dans des assemblages. Des grilles horizontales assurent le maintien en faisceaux tandis qu'un dispositif de préhension situé en haut de l'assemblage facilite sa manutention et permet l'accrochage dans le cœur. Les grilles sont munies d'ailettes, ce qui assure un mélange turbulent du fluide caloporteur circulant entre les crayons. En France, les assemblages les plus couramment utilisés comportent , soit , moins guides et un tube d'instrumentation.
Le combustible MOX () est fabriqué à partir du plutonium de retraitement et de l'uranium appauvri produit lors de l'étape d'enrichissement. La forme physico-chimique du combustible est identique à celle de l'oxyde d'uranium (UOX).
Installations industrielles De nombreux pays disposent d'usines de fabrication de combustible. Les capacités mondiales de fabrication sont de l'ordre de (tML : tonnes de métal lourd) pour le combustible UOX des réacteurs à eau légère et 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 pour REP et RNR.
Le gouvernement britannique annonce le le lancement d'un programme de production de combustible à base d'uranium faiblement enrichi à teneur élevée (HALEU), indispensable pour alimenter de nombreux modèles de réacteurs avancés, dont les petits réacteurs modulaires (PRM ou SMR). Le premier site de production, dans le nord-ouest de l'Angleterre, doit être opérationnel au début des années 2030. Le combustible HALEU, dont la teneur en varie de 5 à 20 %, supérieure à celle de 5 % du combustible alimentant la plupart des centrales nucléaires en exploitation, n'est jusqu'ici produit commercialement que par la Russie..
Les États-Unis lancent en 2025 plusieurs appels d'offres pour le développement des services d'enrichissement, de conversion et de stockage d'uranium faiblement enrichi (LEU) et moyennement enrichi (HALEU). Le HALEU Availability Program met à disposition 20 tonnes de HALEU issus des stocks fédéraux. Le DOE a formalisé une politique d'acquisition de HALEU destinée à stimuler durablement la production commerciale. Les besoins de l'industrie sont estimés à d'ici 2035. En , un appel d'offres est lancé, mettant à disposition 20 tonnes de plutonium provenant des stocks militaires ; quatre entreprises (Curio, Lightbridge, Oklo et Newcleo) manifestent leur intérêt pour le recyclage de ce plutonium. Le DOE met en place un Fuel Line Pilot Program afin de construire et d'exploiter des lignes de production de combustible destinées à la recherche, au développement et à la démonstration. Standard Nuclear est la première entreprise sélectionnée, en , pour produire du combustible TRISO (Tri-structural isotropic). En septembre, quatre autres sociétés déposent leurs propositions : Oklo pour le combustible métallique, Terrestrial Energy pour les sels fondus, Triso-X et Valar Atomics pour le TRISO. Framatome et Standard Nuclear annoncent ensuite la création de la coentreprise Standard Nuclear-Framatome pour produire de TRISO dès 2027 à Richland (Washington). Oklo dépose en une demande d'autorisation auprès de la NRC pour construire une usine de recyclage du combustible usé à Oak Ridge (Tennessee), puis conclut en un accord avec Newcleo pour construire conjointement une usine de fabrication de combustible. Triso-X, filiale de X-Energy, lance en la construction à Oak Ridge de sa première usine commerciale, TX-1, pour fournir le combustible nécessaire à 12 réacteurs Xe-100Valérie Faudon, Les États-Unis à marche forcée pour reprendre la tête sur les réacteurs innovants, SFEN, 26 novembre 2025..
Dans le cadre de son programme Advanced Fuel Management, qui vise à alimenter les réacteurs à eau pressurisée avec du combustible à des niveaux de combustion plus élevés (LEU+ pour Low-Enriched Uranium > 5 %), l'usine de Framatome à Richland a été autorisée par la Commission de régulation nucléaire (NRC) à produire du combustible enrichi au-delà de 5 %. La mise en production est prévue pour 2027. La hausse du taux de combustion permet, d’une part, d’augmenter le rendement et la performance du combustible, et d'autre part, de contribuer à réduire les arrêts de tranche, en allongeant les cycles d’exploitation des réacteurs américains de 18 à 24 moisFrançois Terminet, États-Unis : Framatome autorisé à produire du combustible LEU+ enrichi à plus de 5 %, SFEN, 22 mai 2026..
Cycle du combustible nucléaire vignette|redresse=1.4|Schéma simplifié de la filière nucléaire.
Le cycle du combustible nucléaire comporte les étapes suivantes : amont du cycle (extraction minière de l'uranium naturel, conversion, enrichissement, fabrication du combustible) ; irradiation en réacteur ; aval du cycle (entreposage intermédiaire du combustible irradié, traitement du combustible irradié, entreposage des déchets radioactifs et des combustibles irradiés, stockage) ; transport du combustible nucléaire et des matières radioactives.
Combustible nucléaire irradié vignette|redresse=1.2|Réacteur CROCUS de l'EPFL. Principaux éléments contenus dans les combustibles nucléaires irradiésCEA / Direction des Programmes, Informations sur l'énergie : édition 2004, Direction de la communication, CEA, Paris, 2005. (en kilogrammes par tonne de combustible , après trois ans de refroidissement).
Uranium : d'enrichissement d'environ 1 %.
Actinides Masse (kg) neptunium 0,43 plutonium 10 américium 0,38 curium 0,042
Produits de fission Masse (kg) Produits de fission Masse (kg) Kr, Xe 6,0 Tc 0,23 Cs, Rb 3,1 Ru, Rh, Pd 0,86 Sr, Ba 2,5 Ag, Cd, In, Sn, Sb 0,25 Y, La 1,7 Ce 2,5 Zr 3,7 Pr 1,2 Se, Te 0,56 Nd 4,2 Mo 3,5 Sm 0,82 I 0,23 Eu 0,15
Aval du cycle
Dans certaines filières de réacteurs, parmi lesquelles les réacteurs à eau pressurisée et les réacteurs à eau bouillante (les plus répandues), les combustibles usés peuvent être retraités, ce qui permet de séparer les constituants valorisables pour une nouvelle utilisation de ceux qui ne peuvent être recyclés et constituent des déchets nucléaires ultimes, tout en conditionnant ceux-ci sous une forme physico-chimique plus stable et plus apte à l'entreposage ou au stockage (en surface ou en profondeur).
Dans les réacteurs à eau pressurisée actuels (de type Westinghouse), le temps de séjour moyen des assemblages de combustible est de . Au terme de cette période, il reste pour une tonne de combustible : 930 kg d'uranium enrichi à environ 1 % ; 56,6 kg de produits de fission ; des actinides : 12 kg de plutonium, 1 kg de neptunium, 0,8 kg d’américium, 0,6 kg de curiumHamid Aït Abderrahim, Transmuter les déchets nucléaires avec Myrrha, Pour la Science, , ..
Si l'uranium et le plutonium peuvent être réutilisés en fabriquant des MOx, les produits de fission et les actinides mineurs sont vitrifiés et stockés. Il faut entre et un million d'années pour que la radiotoxicité des actinides mineurs chute et rejoigne celle de l'uranium naturel. La transmutation se donne pour objectif de les muter en espèces nettement moins radiotoxiques. Par exemple, le projet MYRRHA permettrait la combustion de barre composées jusqu'à 50 % de ces actinides. Après transmutation, leur radiotoxicité rejoindrait celle de l'uranium en seulement .
Les gaines de zirconium entourant le combustible et les structures internes de l'assemblage combustible ne sont pas recyclées et font partie des déchets à vie longuePhilippe Bihouix et Benoît de Guillebon, Quel futur pour les métaux ? Raréfaction des métaux, un nouveau défi pour la société, EDP Sciences, p. 205..
Notes et références
Voir aussi Articles connexes Uranium Plutonium Radioactivité Réaction nucléaire Réacteur nucléaire Cycle du combustible nucléaire Centrale nucléaire Déchets nucléaires Assemblage de combustible nucléaire
Liens externes Quelles ressources en combustibles nucléaires ? , notes de synthèse illustrées, IFP Énergies nouvelles et CEA.
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