Les termes « combustible » et « combustion » sont utilisés par analogie à la chaleur dégagée par une matière enfeu, mais sont inappropriés pour caractériser tant le produit que son action. En effet, la combustion est uneréaction d'oxydoréduction (échange d'électrons) tandis que la « combustion » des matières radioactives provient deréactions nucléaires (fission denoyaux atomiques).
Le combustible UOX (Uranium Oxide) est constitué depastilles dedioxyde d'uranium (UO2). Ces pastilles sont empilées dans des tubes en alliage dezirconium 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 enassemblages combustible constitués d'environ250 éléments.
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 (uranium oxide). Certaines applications spécifiques requièrent un combustible métallique (anciens réacteursMagnox par exemple).
L'UF6 enrichi est converti en poudre d'oxyde d'uranium dans un premier temps. L'oxyde d'uranium est ensuite comprimé sous forme depastilles (de 7 à 8 mm de diamètre pour lesréacteurs 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 dezirconium, leZircaloy, qui n'absorbe pas les neutrons thermiques et permet donc de ne pas réduire lebilan neutronique du réacteur en évitant les captures stériles ;
enacier inoxydable pour lesréacteurs à neutrons rapides àcaloporteur 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 colonnefissile et le bouchon supérieur de sorte à assurer le maintien des pastilles. Le crayon ainsi constitué est rempli soushélium. Ce gaz n'est pasactivable 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 desassemblages. 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 dufluide caloporteur — l'eau du circuit primaire — circulant entre les crayons. En France, les assemblages les plus couramment utilisés comportent264 éléments, soit 17 × 17 rangées, moins24 tubes guides et un tube d'instrumentation[réf. nécessaire].
Lecombustible MOX (mixed-oxide) est fabriqué à partir duplutonium deretraitement 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).
Le gouvernement britannique annonce le 7 janvier 2024 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 lespetits réacteurs modulaires (PRM ouSMR). 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 enuranium 235 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[1].
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.
Principaux éléments contenus dans les combustibles nucléaires irradiés[2](en kilogrammes par tonne de combustibleREP 1300, après trois ans de refroidissement).
Dans certaines filières de réacteurs, parmi lesquelles lesréacteurs à eau pressurisée et lesréacteurs 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 desdéchets 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 ouen profondeur).
Dans les réacteurs à eau pressurisée actuels (de typeWestinghouse), le temps de séjour moyen des assemblages de combustible est de 4,5 ans. Au terme de cette période, il reste pour une tonne de combustible :
Si l'uranium et le plutonium peuvent être réutilisés en fabriquant desMOx, les produits de fission et les actinides mineurs sontvitrifiés et stockés. Il faut entre 300 000 ans et un million d'années pour que laradiotoxicité des actinides mineurs chute et rejoigne celle de l'uranium naturel. Latransmutation se donne pour objectif de les muter en espèces nettement moins radiotoxiques. Par exemple, le projetMYRRHA permettrait la combustion de barre composées jusqu'à 50 % de ces actinides. Après transmutation, leur radiotoxicité rejoindrait celle de l'uranium en seulement 300 ans[3].
Les gaines dezirconium entourant le combustible et les structures internes de l'assemblage combustible ne sont pas recyclées et font partie des déchets à vie longue[4].
