SharePoint
Aide
 

Le cycle du combustible

Le cycle du combustible

Fermer

Authentification

Email :

Mot de passe :

La fabrication du combustible, son irradiation en réacteur, puis la gestion du combustible usé constituent le cycle du combustible. De manière conventionnelle, le cycle débute avec l’extraction du minerai d’uranium et s’achève avec le stockage des combustibles usés ou celui des divers déchets radioactifs provenant de leur traitement et le recyclage des matières valorisables issues de ce traitement (cf. schéma ci-après).

Cycle du combustible - Source : Rapport de l’ASN sur l’État de la sûreté nucléaire et de la radioprotection en France en 2008


Le minerai d’uranium est extrait, puis purifié et concentré sur les sites miniers. Le concentré solide est ensuite transformé en hexafluorure d’uranium (UF6) gazeux au cours de l’opération dite de conversion réalisée en deux étapes. La première étape est réalisée par l’établissement COMURHEX de Malvési (Aude), la seconde par celui de Pierrelatte (Drôme). Ces installations mettent en œuvre de l’uranium naturel dont la teneur en isotope 235 est de l’ordre de 0,7 %.

La plupart des réacteurs dans le monde utilisent de l’uranium légèrement enrichi en isotope 235 de l’uranium. La filière des réacteurs à eau sous pression (REP) nécessite, par exemple, de l’uranium enrichi entre 3 % et 5 % en isotope 235. L’enrichissement en isotope 235 de l’uranium est actuellement assuré par l’usine Eurodif du Tricastin utilisant le procédé de diffusion gazeuse; l’usine Georges BESSE II en cours de démarrage réalisera cet enrichissement par le procédé de centrifugation. Dans ces deux procédés, l’uranium sous forme d’hexafluorure d’uranium est séparé en deux flux, l’un s’enrichissant, l’autre s’appauvrissant en isotope 235.

Le procédé mis en œuvre dans l’usine de fabrication de combustibles à base d’oxyde d’uranium (usine FBFC de Romans-sur-Isère) transforme l’hexafluorure d’uranium en poudre d’oxyde d’uranium. Les pastilles combustibles fabriquées avec cet oxyde sont gainées pour constituer les crayons, lesquels sont réunis pour former les assemblages de combustible.

Ces assemblages sont alors introduits dans le cœur du réacteur nucléaire où ils délivrent de l’énergie par fission des noyaux d’uranium 235. Les réactions de fission entrainent une consommation de l’uranium 235 et la génération de produits radioactifs dits produits de fission. Les captures neutroniques par les noyaux lourds conduisent également à la production de plutonium et autres actinides (neptunium, américium, curium…).

Après une période de l’ordre de trois à cinq ans, le combustible usé est extrait du réacteur pour refroidir en piscine, d’abord sur le site même du réacteur, puis dans l’usine de retraitement AREVA NC de La Hague. Dans cette usine, l’uranium et le plutonium des combustibles usés sont séparés des produits de fission et des autres actinides. L’uranium de retraitement (URT) qui contient encore de l’ordre de 0,9 % d’isotope 235 et le plutonium purifiés sont entreposés en vue d’une réutilisation future. Les produits de fissions et autres actinides sont conditionnés dans du verre coulé en conteneurs, en vue de leur stockage ultérieur en couche géologique profonde.

L’uranium de retraitement après enrichissement (URE) est utilisé pour la fabrication d’assemblages combustibles dans l’usine FBFC de Romans-sur-Isère. Ces assemblages sont utilisés dans des réacteurs à eau pressurisée (REP) français.

Le plutonium issu du retraitement est utilisé pour fabriquer, dans l’usine MELOX de Marcoule et également auparavant dans l’atelier de technologie du plutonium (ATPu), du combustible MOX (mélange d’oxydes d’uranium et de plutonium), utilisé notamment dans des REP de 900 MWe du parc français.

L’uranium appauvri, considéré par les industriels français comme une matière potentiellement valorisable dans les réacteurs du futur, est entreposé sous forme d’oxyde.

Certains combustibles irradiés peuvent également être considérés comme un déchet ultime destiné à être stocké en couche géologique profonde.

(Dernière mise à jour : Février 2013)