Bibliographie & annexes
Présentation
RÉSUMÉ
Cet article présente les notions de base sur le combustible des réacteurs nucléaires et sur le «cycle du combustible ». Il précise les ordres de grandeur sur les flux de matières nucléaires gérées dans ce cycle et introduit les notions de base sur la chimie de l'uranium et des actinides. Les différentes étapes du processus appelé « amont du cycle du combustible », qui consiste à l'élaboration d'un élément combustible prêt à être chargé dans un réacteur nucléaire sont décrites, de même que la prospection et le traitement de l'uranium, sa conversion, son enrichissement, et enfin la fabrication du combustible. Pour chacun de ces secteurs, les aspects techniques sont traités en décrivant les procédés mis en oeuvre et les outils industriels utilisés, ainsi que les marchés de chaque secteur d'activité.
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This paper presents some basics on fuel for nuclear reactors and on what is called the "fuel cycle". We also state some orders of magnitude, particularly on nuclear material flows in this cycle, and introduce some basics on the chemistry of uranium and actinides. We go on to describe the different stages of the process commonly called "front-end of the fuel cycle" which consists in developing a fuel element ready to be loaded into a nuclear reactor core. We in turn examine the exploration and processing of uranium, its conversion, its enrichment, and finally fuel fabrication. For each of these sectors, we deal not only with the technical aspects, in particular when describing the processes involved and industrial tools used, but we also address the corresponding markets.
Auteur(s)
-
Évelyne BERTEL : Administrateur principal à l’Agence pour l’énergie nucléaire de l’Organisation de coopération et de développement économiques (OCDE/AEN)
INTRODUCTION
Le combustible destiné à l’alimentation des réacteurs nucléaires présente des caractéristiques spécifiques qui le différencient des combustibles fossiles utilisés dans les centrales électriques thermiques classiques.
Tout d’abord, contrairement aux combustibles classiques, le combustible nucléaire n’est pas « brûlé » ; l’énergie est produite dans le cœur du réacteur par des réactions de fission des noyaux. Ce type de réactions produit des quantités d’énergie plus de 10 000 fois supérieures, à masse égale de combustible, à celles dégagées par la combustion du charbon, du pétrole ou du gaz naturel.
Par ailleurs, l’élaboration du combustible nucléaire à partir de la matière première nécessite une série de transformations beaucoup plus complexes que celles qui entrent dans la préparation des combustibles fossiles. En outre, après son utilisation dans le réacteur, le combustible nucléaire contient encore des matières énergétiques éventuellement réutilisables et des produits radioactifs résiduels. Il doit donc subir des traitements appropriés préalablement à son évacuation définitive.
L’ensemble des opérations de transformation, de la mine au réacteur et du réacteur au dépôt d’évacuation définitive des déchets radioactifs constitue le cycle du combustible nucléaire. Le développement de la production d’électricité d’origine nucléaire a donné naissance à un secteur industriel spécifique couvrant ces activités. Le présent article décrit succinctement les procédés mis en œuvre à chaque étape du cycle du combustible et donne un aperçu des capacités industrielles mises en place dans le monde pour la production d’uranium et de services du cycle. La situation du marché international du cycle du combustible et ses aspects économiques sont également traités brièvement.
Bien que non reconnu par le Système international (SI), il est d’usage, dans la profession, d’utiliser le MWe pour indiquer une puissance électrique de 1 MW.
L'expertise technique et scientifique de référence
KEYWORDS
nuclear reactor | uranium | nuclear fuel | enrichment | fuel fabrication
VERSIONS
- Version courante de janv. 2016 par Dominique GRENECHE
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Cycle du combustible des autres filières de réacteurs2. Cycle du combustible des réacteurs à eau ordinaire
2.1 Généralités
Les réacteurs à eau ordinaire utilisent du combustible à l’uranium enrichi à environ 3 à 4 % en isotope 235. Les assemblages combustibles sont constitués de pastilles d’uranium enrichi placées dans des gaines de Zircalloy formant des crayons réunis en faisceaux dans des assemblages de structure métallique qui sont chargés dans le réacteur.
L’ensemble des opérations conduisant de l’uranium naturel à l’assemblage fini prêt à être chargé en réacteur inclut les étapes principales suivantes :
-
production de concentré ;
-
conversion en hexafluorure et purification ;
-
enrichissement isotopique ;
-
fabrication des assemblages.
Après son utilisation dans le réacteur, le combustible déchargé doit être stocké provisoirement et, ultérieurement, soit évacué en l’état soit retraité. Dans le premier cas, les étapes principales de la partie terminale du cycle du combustible incluent :
-
stockage intermédiaire ;
-
conditionnement et évacuation définitive du combustible irradié.
Dans le second cas, le cycle inclut les opérations suivantes :
-
retraitement ;
-
traitement et évacuation définitive des déchets.
Dans ce dernier cas, les matières fissiles issues du retraitement, uranium et plutonium, peuvent être recyclées dans du combustible oxyde mixte appelé combustible MOX. Le combustible MOX contenant un mélange d’oxydes d’uranium et de plutonium peut être utilisé soit dans des réacteurs à eau ordinaire, soit dans des réacteurs à neutrons rapides.
Pour chacune des étapes du cycle du combustible nucléaire, des installations spécialisées ont été mises en place dans divers pays. En outre, le transport des matières nucléaires entre les différentes installations du cycle du combustible et les réacteurs, qui nécessite des moyens spécialisés, a donné naissance à un secteur industriel spécifique. L’ensemble de ces moyens et installations constitue l’industrie du cycle du combustible nucléaire.
Il existe de multiples modes de gestion du combustible...
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Cycle du combustible des réacteurs à eau ordinaire
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Dans les Techniques de l’Ingénieur
BACHER (P.) - CROCHON (J.-P.) - Réacteurs nucléaires. Généralités. - B 3 020 (1991). Traité Génie nucléaire, volume B 8I.
LEFÈVRE (J.) - Matière et matériaux. - BE 3 500 (1997). Traité Génie nucléaire, volume B 8II.
POTY (B.) - ROUX (J.) - Minerais d’uranium. - BN 3 570 (1998). Traité Génie nucléaire, volume B 8II.
MICHEL (P.) - Production de concentrés d’uranium naturel. - BE 3 580 (1997). Traité Génie nucléaire, volume B 8II.
RIGO (L.) - FARON (R.) - Raffinage et conversion des concentrés d’uranium. - B 3 590 (1995). Traité Génie nucléaire, volume B 8II.
MASSIGNON (D.) - Enrichissement de l’uranium. - B 3 600 (1992). Traité Génie nucléaire, volume B 8II.
MONEYRON (G.) - Technologie et fabrication du combustible à base d’uranium....
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