Tous les réacteurs nucléaires de puissance à fission fonctionnent avec du combustible contenant de l’uranium et d’autres isotopes, mais alimenter un réacteur nucléaire est beaucoup plus compliqué que de s’y rendre avec un camion à benne rempli de minerai d’uranium et de le remplir. Bien que la fission nucléaire soit suffisamment simple pour pouvoir se produire sans intervention humaine, comme cela s’est produit par exemple dans les réacteurs à fission naturelle d’Oklo, dans un réacteur commercial, l’objectif est de créer une réaction nucléaire en chaîne qui cible un taux de combustion élevé (taux de fission), avec une libération d’énergie aussi constante que possible.
Chaque conception différente de réacteur à fission fait un certain nombre d’hypothèses sur les barres de combustible qui y sont insérées. Ces hypothèses peuvent concerner le taux d’enrichissement des isotopes fissiles comme l’U-235, la densité des pastilles de combustible individuelles, l’espacement entre les barres de combustible contenant ces pastilles, la configuration desdites barres de combustible ainsi que tout contrôle, modérateur et autres éléments. etc.
Les réacteurs à eau légère, les réacteurs à eau lourde, les réacteurs à neutrons rapides, les réacteurs à haute température et leurs proches d’aujourd’hui ont tous leurs propres préférences en matière de combustible, le combustible faiblement enrichi à dosage élevé (HALEU) étant la nouvelle nouveauté pour les nouvelles conceptions de réacteurs. Jetons un coup d’œil à ce qui se passe dans ces recettes de carburant.
Rassembler les ingrédients
Les matières premières sont généralement extraites du sol, l’extraction de l’uranium à partir de l’eau de mer étant un développement relativement nouveau. Les pays avec le plus de minerai d’uranium disponible pour l’extraction sont l’Australie (28%), le Kazakhstan (15%) et le Canada (9%), le Canada ayant le minerai d’uranium le plus riche. Généralement, le produit des mines d’uranium est U3O8, qui contient environ 85 % d’uranium. L’étape suivante dépend de la question de savoir si l’uranium naturel doit être enrichi, c’est-à-dire la quantité de matière fissile (U-235) augmentée par rapport au niveau naturel.
Une fois dans une usine de fabrication de combustible, l’uranium naturel d’origine se présentera sous l’une des deux formes suivantes, soit l’hexafluorure d’uranium (UF6) ou du trioxyde d’uranium (UO3), le premier étant le cas lorsque l’enrichissement a eu lieu. Avant que cela puisse être transformé en pastilles de combustible, cette forme devra être convertie en dioxyde d’uranium (UO2). Ces pastilles sont ce que l’on appelle généralement des pastilles de combustible en céramique, ce qui contraste avec les types de combustibles métalliques plus rarement utilisés (par exemple ZrU) qui ont été utilisés dans certains réacteurs jusqu’aux années 1980. Un atout majeur de l’UO2 les pastilles de céramique ont un point de fusion élevé de 2 865 °C, ce qui est une bonne propriété pour l’environnement à haute température d’un réacteur à fission nucléaire.
Les pastilles de combustible en céramique sont produites sous plusieurs centaines de MPa de pression, puis elles sont frittées à 1750°C sous une atmosphère sans oxygène (généralement argon-hydrogène). Les pastilles frittées sont ensuite usinées dans une dernière étape. Cela les amène aux dimensions exactes requises pour s’adapter aux barres de combustible, tout matériau retiré étant renvoyé à une partie antérieure du processus de fabrication des pastilles. Pour la plupart des types de réacteurs, ces pastilles mesurent environ 1 cm de diamètre et de longueur.
Un ajout intéressant à certaines pastilles peut être un absorbeur de neutrons combustible tel que le gadolinium (sous forme d’oxyde), qui est ajouté pour éliminer les neutrons au début du cycle du combustible, réduisant ainsi la réactivité et permettant une durée de vie plus longue du combustible. Plus communément, le diborure de zirconium est ajouté en tant qu’absorbant consommable sous la forme d’un revêtement mince sur des pastilles. Ceci est utilisé dans la plupart des réacteurs américains, y compris le type AP1000 (et ses dérivés) qui est également utilisé en Chine.
Emballez-le
Les crayons combustibles eux-mêmes sont généralement constitués d’un alliage de zirconium, qui a pour propriétés intéressantes d’avoir un point de fusion élevé, une haute résistance à la corrosion chimique, aux vibrations et aux chocs. Ces alliages sont également essentiellement transparents aux neutrons, ce qui signifie qu’ils n’interfèrent pas de manière notable dans la réaction en chaîne de fission nucléaire du réacteur. Ces barres de combustible contiennent un grand nombre de pastilles de combustible en céramique individuelles qui, après remplissage, sont rincées et finalement remplies d’hélium sous pression à quelques MPa. Il reste un peu d’espace entre les embouts et les pastilles de combustible qui est généralement rempli d’un ressort qui assure la compression de la pile de pastilles.
Ces barres individuelles sont ensuite fixées dans une ossature en acier, ce qui permet de contrôler les différents types de barres (combustible, modérateur, emplacements vides) selon les besoins du réacteur cible. Pour un réacteur moyen de type réacteur à eau sous pression (REP), ces assemblages combustibles mesurent entre 4 m et 5 m de haut et 20 cm de large. Près de 200 de ces assemblages iront dans un REP de 1 GWe, contenant environ 18 millions de pastilles. Alors que les assemblages combustibles occidentaux ont tendance à être rectangulaires, les réacteurs REP russes (VVER) utilisent des assemblages combustibles hexagonaux. Cela n’affecte cependant pas le fonctionnement de base.
Lors du rechargement d’un REP, seul un tiers ou un quart environ des assemblages combustibles sont retirés et remplacés par des assemblages neufs, le reste étant réarrangé pour optimiser le fonctionnement du réacteur et la combustion totale des assemblages combustibles anciens et nouveaux.
Le deuxième type de réacteur à fission le plus populaire est la conception du réacteur à eau bouillante (BWR), qui, comme son nom l’indique, fait bouillir directement l’eau pour créer de la vapeur, au lieu d’utiliser une boucle primaire sous pression comme avec les conceptions PWR. Bien que les REB ne puissent pas atteindre le même niveau d’efficacité que les REP, ils sont bien meilleurs pour les opérations de suivi de charge, ce qui est dû au fait que l’eau est conduite dans des canaux à travers l’assemblage combustible. Au fur et à mesure que l’eau se modère et se refroidit, la variation du débit modifie la production d’énergie.
En plus de cela, les assemblages combustibles REB présentent un certain nombre d’autres différences notables par rapport aux assemblages combustibles REP, mais aucune n’est aussi drastique que les assemblages combustibles du réacteur canadien à eau lourde sous pression (PHWR) CANDU. Ce type de réacteur à fission n’utilise pas d’eau légère (H2O), mais plutôt de l’eau lourde (D2O) qui a du deutérium plus lourd au lieu d’atomes d’hydrogène. Cette différence permet aux PHWR d’utiliser du combustible à l’uranium non enrichi, qui est assemblé en grappes courtes qui sont chargées dans des canaux de combustible dans le réacteur. Ce chargement et ce déchargement peuvent être effectués pendant que le réacteur tourne à pleine puissance, le déchargement se produisant à l’autre extrémité du canal de combustible. Cela signifie qu’un PHWR n’a pas à s’arrêter pour le ravitaillement ou le remaniement du carburant.
Les PHWR sont les réacteurs à fission les plus flexibles actuellement utilisés couramment, capables d’utiliser de l’uranium naturel non enrichi, de l’uranium enrichi, des oxydes mixtes et d’autres combustibles comme le thorium. Ils ont un certain chevauchement avec la conception soviétique RBMK qui peut également fonctionner avec du combustible à l’uranium non enrichi en raison de son utilisation de graphite comme modérateur, mais les PHWR sont nettement plus polyvalents.
Goût exotique
Étant donné que pratiquement tous les réacteurs à fission dans le monde aujourd’hui sont soit des réacteurs à eau légère (LWR) comme les REP et BWR courants, soit des PHWR (par exemple, la plupart des réacteurs canadiens), la plupart du combustible nucléaire produit est une sorte de combustible PWR, BWR ou PHWR , mais il existe des réacteurs plus exotiques qui ont encore une fois des besoins en combustible très différents. L’un d’entre eux sont les réacteurs à neutrons rapides (RNR), qui exigent encore une autre stratégie de ravitaillement. Les RNR utilisent généralement le concept de régions «semences» et «couverture», les régions de semences ayant une réactivité et une production de neutrons élevées. Les neutrons des régions de graines sont ensuite capturés par les isotopes fertiles dans les régions de couverture, les rendant fissiles.
Le combustible RNR est l’endroit où le cycle du combustible de l’uranium à passage unique de l’extraction, de la fission et de l’élimination s’effondre vraiment, le combustible usé LWR contenant des quantités importantes d’isotopes fertiles qui peuvent être transformés en combustible fissile pour être utilisé par le RNR ainsi qu’en combustible LWR frais. . Cela chevauche quelque peu le retraitement traditionnel du combustible usé des LWR qui élimine l’uranium et le plutonium, ce qui permet de les utiliser dans le combustible à oxyde mixte (MOX). Le combustible MOX se distingue à nouveau du combustible REMIX qui mélangeait du combustible usé retraité avec de l’uranium faiblement enrichi.
Ce qui est un facteur commun à tous ces types de combustibles, cependant, c’est qu’ils ciblent des réacteurs qui fonctionnent à des températures assez banales. Les développements les plus récents se sont concentrés sur les combustibles à haute température, destinés à être utilisés dans des réacteurs à haute température qui fonctionnent entre 750 °C et 950 °C avec de l’hélium comme caloporteur. Le réacteur chinois HTR-PM et la conception Xe-100 de X-energy basée aux États-Unis utilisent des éléments combustibles sphériques dans une configuration à lit de galets, ce qui se traduit par une procédure de chargement et de déchargement du combustible plus proche de celle des PHWR. L’objectif de la Chine est d’utiliser la conception HTR-PM jusqu’ici réussie dans une configuration HTR-PM600 – trois réacteurs de 200 MW combinés – qui peuvent remplacer les chaudières des centrales au charbon, ce qui augmentera massivement la demande pour ce type de combustible en cas de succès.
HALEU
Les lecteurs attentifs ont peut-être remarqué qu’au cours des dernières années, de nombreuses startups nucléaires basées aux États-Unis ont annoncé de nouvelles conceptions de réacteurs. Beaucoup d’entre eux nécessitent un combustible dit à haut dosage d’uranium faiblement enrichi (HALEU). Alors que le parc actuel de réacteurs à fission des États-Unis fonctionne avec du combustible enrichi jusqu’à 5 %, HALEU est enrichi entre 5 et 20 %, ce qui permet des conceptions plus compactes, une plus grande efficacité et beaucoup plus de temps entre les ravitaillements. Cela se compare aux petits réacteurs des sous-marins américains qui fonctionnent avec > 90 % de carburant hautement enrichi en U-235, ce qui leur donne un temps de ravitaillement de 20 à 25 ans. Au-dessus de 20 %, l’U-235 est considéré comme « hautement enrichi » (HEU).
Comme l’enrichissement de l’uranium nécessite un certain niveau de capacité de production qui n’existe pas encore aujourd’hui, il y a un petit rattrapage en cours dans l’industrie industrielle. Cela a conduit par exemple TerraPower à annoncer un retard dans le démarrage de son premier SMR Natrium. Auparavant, la Russie était un fournisseur majeur de HALEU, mais depuis la guerre en Ukraine, la dépendance s’est maintenant déplacée vers la capacité de production nationale des États-Unis, qui est en train de se développer rapidement.
La géopolitique mise à part, ce qui devrait être clair à ce stade, c’est l’immense variété des types de combustibles nucléaires et de leurs applications, avec les nouveaux réacteurs de génération IV qui s’y ajoutent. Avec une demande croissante d’énergie fiable et à faible émission de carbone, il semblerait que le jeu soit lancé pour extraire autant d’énergie que possible de chaque gramme d’uranium extrait.
