vignette|Schéma simplifié d'un cycle du combustible nucléaire : (1) extraction-enrichissement-fabrication (2) retraitement après usage (3) stockage ou (4) recyclage.
Le cycle du combustible nucléaire (ou chaîne du combustible nucléaire) est l'ensemble des opérations de fourniture de combustible aux réacteurs nucléaires, puis de gestion du combustible irradié, depuis l'extraction du minerai jusqu'à la gestion des déchets radioactifs.
Ces opérations constituent les différentes étapes du cycle du combustible nucléaire qui interviennent en amont ou en aval du cycle selon qu'elles se déroulent avant ou après son irradiation dans un réacteur.
Plusieurs stratégies se distinguent par l'absence ou la présence d'étapes telles que l'enrichissement de l'uranium et le traitement du combustible irradié.
En 2006, deux grandes catégories existent : les cycles sans recyclage qui considèrent tout le combustible irradié comme déchet et les cycles avec recyclage partiel consistant 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 – 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.
Types de cycles
Pour pouvoir être réalisé industriellement, un réacteur nucléaire doit utiliser un isotope fissile, de demi-vie suffisamment longue et pouvant être produit industriellement. Les isotopes répondant à cette contrainte sont : l'uranium 235, isotope naturellement présent dans l'uranium à un taux de 0,72 % ; l'uranium 233, formé par irradiation à partir du thorium ; le plutonium 239 (et de manière secondaire le plutonium 241), formé par irradiation à partir de l'uranium 238. Par ailleurs, un réacteur contiendra toujours un isotope fertile, qu'il soit naturellement mélangé au matériau fissile (cas de l'uranium naturel), ou qu'il soit nécessaire pour régénérer la matière fissile. Les deux isotopes fertiles présents dans la nature, que l'on peut utiliser dans un réacteur nucléaire, sont le thorium 232 et l'uranium 238.
Suivant les combinaisons possibles d'isotopes fissiles et fertiles, on peut donc schématiser les cycles de combustibles suivantsJacques Ligou, Introduction au génie nucléaire, Presses polytechniques et uyniversitaires romandes. : consommation d'235U et irradiation d'238U produisant du 239Pu : c'est le cycle nucléaire du , qui construit à partir de l'uranium naturel des stocks de plutonium pouvant servir à une utilisation ultérieure. L'uranium étant la seule matière fissile naturellement présente en quantités significatives, une industrie nucléaire s'amorce nécessairement par un tel cycle ; consommation de 239Pu et irradiation d'238U régénérant le 239Pu : c'est le cycle surgénérateur au plutonium, qui permet de valoriser tout l'uranium (uranium naturel ou uranium appauvri) comme ressource énergétique, nécessairement dans des réacteurs à neutrons rapides ; consommation d'235U ou de 239Pu et irradiation de thorium, pour produire de l'uranium 233 : c'est un cycle de transition nécessaire pour amorcer un cycle du thorium ultérieur ; consommation d'233U et irradiation de thorium régénérant l'233U : c'est le cycle du thorium, également surgénérateur, qui permet de valoriser tout le thorium comme ressource énergétique. Le passage aux cycles surgénérateurs n'est possible que si des stocks suffisants d'235U enrichi et/ou de 239Pu ont été constitués : ces matières soulèvent d'évidents problèmes de prolifération nucléaire potentielle, mais sont par ailleurs nécessaires pour le passage à des cycles surgénérateurs.
Le cycle du thorium présente de nombreux avantages théoriques : le thorium est trois à quatre fois plus abondant que l'uranium, , et sa matière fissile, l'233U, est très peu propice à une prolifération nucléaire du fait de la faible quantité d'232U qu'elle contient, dont un descendant est très fortement irradiant (ce qui rend cet uranium très facile à détecter et dangereux à manipuler sans moyens élaborés). Son inconvénient est de ne pouvoir être atteint industriellement qu'après deux étapes intermédiaires (accumulation de 239Pu, puis d'233U).
Étapes du cycle
Usuellement, le cycle du combustible est décomposé en une phase amont et une phase aval par rapport à l'irradiation en réacteur.
vignette|redresse=2|centre|Illustration des notions d'amont et d'aval du cycle. Cette décomposition 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 en réacteur. L'amont du cycle comprend jusqu'à quatre étapes.
Extraction minière de l'uranium naturel
vignette|redresse=.5|. 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 d'uranium par tonne, est extrait d'une mine souterraine ou à ciel ouvert. Il est ensuite concentré par attaque et extraction chimique pour former le yellowcake, une pâte jaune dont la teneur est d'environ .
Les principaux pays producteurs sont le Canada et l'Australie. En 2006, la production mondiale annuelle était de l'ordre de d'uranium.
Conversion
vignette|redresse=2|Hexafluorure d'uranium UF6. Le yellowcake répond à des objectifs de facilité de transport (concentration). L'uranium y est concentré sous la forme d'octaoxyde de triuranium . Cependant, les techniques 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 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 et nouvelle usine Comurhex 2 à Tricastin dans la Drôme, inaugurée en Uranium : Orano inaugure son usine à plus d'un milliard au Tricastin, Les Échos, 10 septembre 2018.), 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 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 par l'emploi d'uranium enrichi en isotope 235. Les réacteurs modérés à l'eau lourde bénéficient d'un bilan neutronique suffisamment excédentaire pour fonctionner à l'uranium naturel. Le combustible destiné aux CANDU peut donc se passer de l'étape d'enrichissement.
L'augmentation de la teneur de l'uranium en son isotope 235 est l'étape dite d'enrichissement. Deux techniques sont actuellement mises en œuvre : la diffusion gazeuse et l'ultracentrifugation. 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 (travail nécessaire à la séparation d'un kilogramme d'uranium en deux lots de teneur isotopique différente) par an, réparties sensiblement à parité entre les deux techniques.
Fabrication du combustible
vignette|redresse=.7|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 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 selon les filières. Les matières fissiles sont ensuite encapsulées dans des gaines pour constituer des crayons. Enfin, ces crayons sont mis en réseau dans des assemblages combustible.
De nombreux pays disposent d'usines de fabrication de combustible. En 2015, les capacités mondiales de fabrication sont de (tML : tonnes de métal lourd) pour le combustible UOX des réacteurs à eau légère, 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 de combustibles MOX (majoritairement en France) pour REP et RNRUranium Maps and Statistics, wise-uranium.org, 18 juillet 2018..
Irradiation en réacteur
Lors de l'irradiation en réacteur, le combustible subit des modifications physico-chimiques dues aux réactions nucléaires sous flux neutronique. Un atome d'uranium 238 peut capturer un neutron pour former par désintégration radioactive β un atome de plutonium 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 à la suite d'un choc avec un neutron thermique. 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 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 ou burnup en GW.jr/tML GW.jr/tML : le gigawatt x jour / tonne de métal lourd est l'unité de mesure de l'énergie fournie par le combustible au cours de son passage en réacteur.. 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 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 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 des procédés mis en œuvre.
Entreposage intermédiaire du combustible irradié