Le MOX qu'est ce que c'est ? Définition du MOX est un combustible nucléaire qui contient de l’uranium et du plutonium.  L’uranium utilisé est de l’uranium naturel ou de l’uranium issu du traitement de combustibles usés. Le plutonium provient également du traitement de combustibles usés.

 

areva

 

 

MOX : DEFINITION

MOX est un combustible nucléaire qui contient de l’uranium et du plutonium. Le combustible MOX (ou MOx) est un combustible nucléaire constitué d'environ 7 % de plutonium et 93 % d'uranium appauvri. Le terme MOX est l'abréviation de « Mélange d'OXydes » (ou Mixed OXides en anglais) car le combustible MOX contient du dioxyde de plutonium (PuO2) et du dioxyde d'uranium appauvri (UO2).

Actuellement, le MOX n'est produit que par le groupe français Areva.

 

MOX : fabrication

Le combustible MOX est constitué d’un mélange d’oxyde d’uranium et d’oxyde de plutonium. L’uranium utilisé est de l’uranium naturel ou de l’uranium issu du traitement de combustibles usés. Le plutonium provient également du traitement de combustibles usés.


Le procédé de fabrication du combustible MOX en France est le procédé MIMAS (« micronized masterblend »). Il comporte les sept étapes suivantes :


1 - La production du mélange primaire, dont la teneur en plutonium est d’environ 30 % ; ce mélange est constitué d’oxyde d’uranium, d’oxyde de plutonium et de « chamotte » (pastilles de combustible MOX rebutées, concassées et broyées).


2 - La production du mélange secondaire : de l’oxyde d’uranium est ajouté au mélange primaire pour obtenir la teneur en plutonium recherchée, entre 5 et 12,5 %, selon les besoins des réacteurs.


3 – Le pastillage : après une étape d’homogénéisation, la poudre est transférée dans des presses permettant d’obtenir des pastilles dites « pastilles crues ».


4 – Le frittage : les pastilles crues sont introduites dans des fours dont la température s’élève jusqu’à 1 700 °C.


5 – La rectification : pour obtenir le diamètre requis, les pastilles frittées sont rectifiées à sec entre deux meules. Les pastilles non conformes sont utilisées pour fabriquer la « chamotte ».


6 – Le gainage : les pastilles rectifiées sont introduites dans des tubes métalliques pour constituer les crayons.


7– L’assemblage : les crayons sont placés dans une structure métallique ou « squelette » pour former un assemblage combustible MOX.

 

Chacune des ces étapes comporte une série de contrôles de qualité portant sur la conformité physique (géométrie, densité, aspect), chimique et isotopique des produits.


A l’exception de la dernière étape, dans laquelle le combustible est confiné à l’intérieur des gaines des crayons, soudées étanches, les opérations sur la matière mise en œuvre sont réalisées à l’intérieur de boîtes à gants. Ce sont des enceintes à parois métalliques, équipées de panneaux de vision transparents munis de dispositifs et de gants permettant des entrées et sorties de matériels et des interventions à l’intérieur de l’enceinte tout en assurant le confinement de la matière radioactive à l’intérieur de cette dernière. Ces boîtes à gants dont l’étanchéité est caractérisée par un très faible taux de fuite, sont maintenues en dépression par rapport aux locaux les abritant afin de réduire les risques de transfert des poudres d’oxyde de plutonium et d’uranium dans l’atmosphère des locaux.


Ce procédé est mis en œuvre dans l’usine MELOX, dont la capacité de production est de 195 tML /an. A l’exception de l’étape d’assemblage, ce procédé a été mis en œuvre jusqu’en 2003 dans l’atelier de technologie du plutonium (ATPu), dont la capacité de production était d’environ 40 tML/an.

 

photo satellite fukushima

MOX : Le cycle de vie du Mox

La fabrication des combustibles MOX (mélange d’oxyde de plutonium et d’oxyde d’uranium) est assurée en France par l’usine MELOX de Marcoule. L’oxyde de plutonium (PuO2) provient des usines de La Hague. L’oxyde d’uranium (UO2) est actuellement fourni par l’usine AREVA ANF de Lingen en Allemagne.

 

 

Le cycle du MOX - Cliquer pour voir l'image en grand format

 

 

La capacité annuelle de production de l’usine MELOX est limitée à 195 tonnes d’uranium et de plutonium (environ 220 tonnes d’oxydes mixtes contenus dans les éléments combustibles). La masse de combustibles MOX EDF fabriquée annuellement est de l’ordre de 120 tonnes d’uranium et de plutonium (soit un flux de traitement d’environ 1050 t/an de combustibles usés à base d’uranium naturel enrichi (UNE) dans les usines de La Hague). Un combustible UNE usé contient environ 1 % de plutonium (le plutonium produit en réacteur est d’ailleurs partiellement consommé durant le cycle) : tout réacteur (moxé ou pas) contient du plutonium (environ 0,4 tonne si non moxé et environ 2 tonnes si moxé).

 

Actuellement, 22 réacteurs de 900 MWe sont autorisés à recevoir du combustible MOX ; la teneur moyenne en plutonium du combustible MOX est de 8,65 % et devrait être portée ultérieurement à 9,5 % ; l’uranium utilisé est de l’uranium appauvri (qui est un sous-produit des usines d’enrichissement de l’uranium). Les assemblages MOX irradiés sont ensuite acheminés vers les piscines d’entreposage de La Hague en attente d’un traitement ultérieur.

 

L’utilisation des combustibles MOX a débuté en 1987 et une extension à 24 réacteurs de 900 MWe est prévue dans les prochaines années. De 1987 à nos jours, environ 3000 assemblages MOX ont été chargés en réacteur, soit environ 80 tonnes de plutonium recyclées et 8000 tonnes d’uranium naturel économisées.

 

Les principaux risques associés à la fabrication du combustible MOX dans l’usine MELOX sont liés à la présence de plutonium :

  • débits de dose neutronique et gamma élevés aux postes de travail, imposant des protections radiologiques et une exploitation automatisée ;
  • risque de contamination, imposant le travail en enceintes à étanchéité spécifiée ;
  • risque de criticité, imposant des limitations de masse de plutonium et de produits hydrogénés ;
  • risque lié au dégagement de chaleur, imposant des entreposages refroidis, selon les masses présentes.

 



Pour les transports, les emballages utilisés sont adaptés aux caractéristiques des combustibles MOX (notamment protections radiologiques pour les émissions neutroniques et paniers borés pour maîtriser les risques de criticité). Des emballages spécifiques ont ainsi été développés pour le transport des combustibles neufs et usés. 

 

 

L’utilisation en réacteur nécessite des règles particulières de radioprotection pour le chargement et le déchargement des combustibles et des études spécifiques pour le cycle d’exploitation (comme pour toute gestion de combustible en réacteur).

 

Après irradiation, les assemblages MOX usés sont entreposés dans les piscines des réacteurs avant leur transfert à l’usine de La Hague. Compte tenu d’une puissance thermique résiduelle plus élevée que celle des combustibles UNE usés, ils nécessitent un entreposage plus long avant transfert.

 

Même si la faisabilité du traitement des combustibles MOX est établie, leur traitement est différé dans l’attente du développement des réacteurs de 4ème génération. Ils restent donc actuellement entreposés en piscines pour refroidissement.

 

Télécharger cette page en pdf : le cycle du combustible MOX.

 

Source : ISRN

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