L’hexafluorure d’uranium (UF6) enrichi est transformé en poudre de dioxyde d’uranium (UO2) via une opération de défluoration. Cette poudre est compactée puis frittée afin de former des pastilles d’UO2 enrichi, lesquelles sont ensuite insérées dans des tubes de zirconium appelés crayons. Alternativement, un Mélange d’OXydes (MOX) d’uranium appauvri et de plutonium peut être utilisé en substitution à l’UO2 enrichi.
264 crayons comptant environ 300 pastilles chacun, sont réunis dans une structure métallique formant un Assemblage Combustible (AC).
Note : l’unité tonnes de métal lourd (tML) ne comptabilise que les tonnes de métal, et non les masses d’oxygène par exemple. Cette unité présente l’avantage de ne pas dépendre de la forme physique de la matière, qui varie tout au long des opérations du cycle.
Procédé
Selon les usines, la conversion peut être réalisée selon une voie dite humide ou une voie dite sèche.
Le dioxyde d’uranium (UO2) est un composé solide, se présentant sous la forme de cristaux noirs
Pour la plupart des réacteurs, les pastilles réalisées ont un diamètre de 1 cm et une longueur légèrement supérieure au centimètre. L’uranium enrichi est un peu plus radioactif que les autres formes, principalement du fait de la présence plus importante en uranium 234. Pour les enrichissements de l’ordre de 3 %, l’activité spécifique est de l’ordre de 60 000 Bq/g, contre 25 400 Bq/g pour l’uranium naturel.
Des poisons neutroniques comme le gadolinium ou du diborure de zirconium peuvent être incorporés afin de limiter la réactivité initiale du combustible en réacteur.
Les assemblages produits doivent être en capacité de conserver leur intégrité sous de fortes contraintes (corrosion, haute température, radiations, vibrations, …).
L’amélioration de la résistance des AC produits ainsi que l’ajout de poisons neutroniques permet d’augmenter le burn-up, et donc d’allonger les périodes d’exploitation (au prix d’un enrichissement plus élevé).
Présentation d'un assemblage combustible pour réacteur à eau pressurisée
La composition d’un assemblage combustible pour réacteur à eau pressurisée est présentée sur la figure ci-dessous.
Capacités de production
La figure ci-dessous présente les capacités de production d’assemblages combustibles (hors MOX) pour réacteurs à eau pressurisée installées en 2020.
Données issues de [1].
Fabrication d'assemblages combustibles MOX
Le combustible MOX consiste à mélanger :
- du PuO2 issu du retraitement ;
de l’uranium appauvri sous forme UO2 (l’uranium appauvri issu de l’enrichissement est sous forme UF6, ou U3O8 s’il a été défluoré, il doit être converti en UO2).
Une fois la poudre de mélange d’oxydes obtenue, les opérations à réaliser pour obtenir les assemblages combustibles sont analogues à celles nécessaires pour un combustible classique, mais nécessitent des barrières de confinement et des protections biologiques supplémentaires.
En France, le combustible MOX est utilisé dans 22 réacteurs de 900 MWe et contribue ainsi à la production de près de 10 % de l’électricité nucléaire en France, soit environ 7 % de l’électricité produite en France. Il permet ainsi une économie d’uranium naturel de l’ordre de 10 %.
Le niveau de traitement des combustibles UNE usés est adapté aux besoins nécessaires à la fabrication de combustibles MOX et à la capacité des réacteurs à recevoir ce combustible dans le but d’éviter l’entreposage de plutonium séparé, conformément au traité sur la non-prolifération du 1er juillet 1968.
Données issues de [1].
Fabrication d'assemblages combustibles URE
Si l’URT a des caractéristiques comparables à celles de l’uranium naturel, des différences subsistent :
- l’URT possède environ 0,8 % d’isotope 235, contre 0,711 % pour l’uranium naturel ;
- l’URT possède des traces d’isotopes 232 dont les descendants sont des émetteurs gamma intenses, imposant des contraintes en terme de radioprotection ;
- l’URT contient des traces d’isotopes 234 et 236, qui sont neutrophages et imposent un enrichissement plus élevé en isotope 235.
Données issues de [2].
L’URT contient également des traces de produits de fission 144Ce, 103Ru, 106Ru, 137Cs, 95Zr, 95Nb dont l’activité globale est extrêmement faible (quelques Bq/g).
Ainsi, des contraintes s’imposent lors des étapes de conversion, enrichissement et fabrication des combustibles associées à l’uranium de retraitement :
- Conversion : opérations similaires mais avec une protection accrue des travailleurs et une gestion des déchets spécifiques ;
- Enrichissement : ligne dédiée avec protections biologiques nécessaires ;
- Fabrication des assemblages : lignes dédiées avec protections biologiques nécessaires.
Par ailleurs, les conteneurs de transport (cylindres 30B) ayant contenu de l’URE doivent être lavés avant d’être réutilisés.
En France, l’URT, une fois converti puis enrichi et mis en assemblages (dits URE), a été utilisé entre 1994 et 2013 dans les réacteurs de la centrale de Cruas. Sur l’ensemble de cette période, près de 4350 tonnes d’URT ont été ré-enrichies. En 2018, EDF a décidé de relancer cette filière à partir de 2023 (cf. [2]).
- AC : Assemblage combustible ;
- MOX : Mélange d’oxydes (d’uranium et de plutonium) ;
- tML : tonne de métal lourd ;
- UNE : Uranium naturel enrichi ;
- URE : Uranium de retraitement enrichi.
[1] Nuclear Fuel and its Fabrication