Cycle du combustible nucléaire

Les opérations de l'amont du cycle consistent en l'extraction et la mise en forme physico-chimique des matières fissiles pour leur usage en réacteur. L'amont du cycle comprend jusqu'à quatre étapes.

yellowcake

L'extraction de l'uranium naturel permet d'obtenir les ressources fissiles nécessaires à la fabrication du combustible. Elle est réalisée en 2 étapes. Le minerai, dont la teneur est de 1 à 2 kg d'uranium par tonne, est extrait d'une mine souterraine ou à ciel ouvert. Il est ensuite concentré par attaque et extraction chimique pour former le yellowcake, une pâte jaune dont la teneur est d'environ 750 kg d'U/t.

Les principaux pays producteurs sont le Canada et l'Australie. En 2006, la production mondiale annuelle était de l'ordre de 40 000 t d'uranium.

Hexafluorure d'uranium UF₆

Le yellowcake répond à des objectifs de facilité de transport (concentration). L'uranium y est concentré sous la forme d'octaoxyde de triuranium U₃O₈. Cependant, les techniques d'enrichissement de l'uranium actuellement mises en œuvre nécessitent la conversion préalable de l'U₃O₈ en hexafluorure d'uranium UF₆.

La conversion est réalisée en deux étapes. Le raffinage par dissolution et extraction permet d'obtenir un nitrate d'uranyle UO₂(NO₃)₂ de grande pureté (> 99,95 %). La conversion en elle-même met en œuvre une série de procédés chimiques (précipitation, calcination, réduction, fluoration et oxydation) pour obtenir l'hexafluorure d'uranium.

Les capacités mondiales de conversion sont réparties au sein des usines de douze pays : Canada, France (usine de Malvesi dans l'Aude et nouvelle usine Comurhex 2 à Tricastin dans la Drôme, inaugurée en septembre 2018[2]), fédération de Russie, Royaume-Uni, États-Unis, Argentine, Brésil, Chine, République de Corée, Pakistan, Japon et Iran.

L'UF₆ obtenu au terme de l'étape de conversion chimique n'est pas directement exploitable en réacteur. En effet, les réacteurs à eau légère (REP et REB par exemple) sont caractérisés par des captures absorbantes dans le modérateur. Cette dégradation du bilan neutronique nécessite un surcroît de neutrons, fourni par l'emploi d'uranium enrichi en isotope 235. Les réacteurs modérés à l'eau lourde bénéficient d'un bilan neutronique suffisamment excédentaire pour fonctionner à l'uranium naturel. Le combustible destiné aux CANDU peut donc se passer de l'étape d'enrichissement.

L'augmentation de la teneur de l'uranium en son isotope 235 est l'étape dite d'enrichissement. Deux techniques sont actuellement mises en œuvre : la diffusion gazeuse et l'ultra-centrifugation. À l'issue de cette étape, l'uranium enrichi (sous forme d'hexafluorure) peut servir à la fabrication de combustible tandis que l'uranium appauvri est entreposé pour utilisation ultérieure ou considéré comme déchet.

En 2001, les capacités mondiales d'enrichissement s'élevaient à 50 millions d'unités de travail de séparation ou UTS (travail nécessaire à la séparation d'un kilogramme d'uranium en deux lots de teneur isotopique différente) par an, réparties sensiblement à parité entre les deux techniques.

Pastilles combustibles UOX

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 un combustible d'oxyde d'uranium UOX (Uranium OXide) ou un combustible métallique (réacteurs Magnox par exemple).

La première étape de la fabrication du combustible comprend la modification des caractéristiques physico-chimiques des matières fissiles. Cette étape est différente selon les filières. Les matières fissiles sont ensuite encapsulées dans des gaines pour constituer des crayons. Enfin, ces crayons sont mis en réseau dans des assemblages combustible.

De nombreux pays disposent d'usines de fabrication de combustible. En 2015, les capacités mondiales de fabrication sont de 14 669 tML/an (tML : tonnes de métal lourd) pour le combustible UOX des réacteurs à eau légère, 4 025 tML/an pour le combustible des réacteurs à eau lourde (majoritairement au Canada). Les autres usines de fabrication concernent le combustible AGR (au Royaume-Uni) ainsi que 245 tML/an de combustibles MOX (majoritairement en France) pour REP et RNR[3].

Lors de l'irradiation en réacteur, le combustible subit des modifications physico-chimiques dues aux réactions nucléaires sous flux neutronique.

• Un atome d'uranium 238 peut capturer un neutron pour former par désintégration radioactive β un atome de plutonium 239. D'autres isotopes de l'uranium et du plutonium peuvent se former par captures successives, de même que des transuraniens.
• Un atome de ²³³U, ²³⁵U, ²³⁹Pu ou ²⁴¹Pu peut fissionner à la suite d'un choc avec un neutron thermique. Dans les réacteurs à neutrons rapides, d'autres isotopes sont fissiles. Il se forme alors deux produits de fission, dont certains sont gazeux. La production thermique ainsi que la formation de gaz au sein de la pastille conduisent à des déformations mécaniques (gonflement et dégradation). Par ailleurs, les variations thermiques conduisent à des déformations de la gaine (flambage).

L'usure du combustible est évaluée par son taux de combustion ou burnup en GW.jr/tML[Note 1]. Le combustible est d'autant mieux utilisé que le taux de combustion est élevé et l'enrichissement résiduel faible. Toutefois, de hauts taux de combustion détériorent la gaine et les caractéristiques neutroniques du cœur (sûreté des plans de chargement).

Après passage en réacteur, le combustible UOX irradié contient donc de l'uranium 235 et 238 avec un enrichissement moindre que dans le combustible neuf, d'autres isotopes de l'uranium en faibles quantités, du plutonium dont l'isotopie dépend du taux de combustion, des actinides mineurs et des produits de fission. Le combustible MOX irradié contient les mêmes composants en proportions différentes.

Il existe 440 réacteurs nucléaires en opération dans le monde en 2005.

Les opérations de l'aval du cycle consistent à gérer les matières radioactives issues de l'irradiation du combustible. L'aval du cycle comprend des opérations de transformation physico-chimique du combustible irradié ainsi que la gestion à court et long terme des déchets radioactifs. La radioactivité des matières de l'aval du cycle conduit à l'émission de rayonnements ionisants ainsi qu'à un dégagement thermique important, ce qui contraint l'ensemble des procédés mis en œuvre.

Le combustible déchargé des réacteurs est fortement irradiant gamma et neutron, car il contient une proportion importante de produits de fission à vie courte et très actifs. La décroissance radioactive de ces éléments dégage aussi une chaleur importante. La première phase de l'aval du cycle consiste donc à gérer le rayonnement et la thermicité des assemblages jusqu'à ce que la décroissance radioactive fasse disparaître les éléments à la durée de vie la plus courte.

Le combustible est tout d'abord stocké en centrale dans la piscine dédiée du bâtiment combustible. L'eau assure les rôles de radioprotection et de dissipateur thermique. Le stockage en eau dure a minima quelques années pour réduire les isotopes les plus actifs dont la durée de vie est inférieure à cette période. Le combustible irradié est ainsi plus facile à transporter.

Dans un second temps, le combustible irradié est placé dans un site d'entreposage. Cette étape permet de gérer les flux et la thermicité dans l'attente d'un stockage définitif ou d'un traitement. Usuellement, cet entreposage est réalisé en piscine. L'entreposage à sec (sous air ou atmosphère inerte) se développe toutefois rapidement, car son niveau de sécurité est meilleur face à l'hypothèse d'un accident qui romprait les piscines. Selon les démonstrations de sûreté, les entreposages peuvent s'envisager sur des durées de l'ordre de 50 à 100 ans.

Après irradiation en réacteur, le combustible usé contient des matières dites valorisables (uranium faiblement enrichi et plutonium principalement, actinides mineurs sous certaines hypothèses) et des produits de fission. Le traitement du combustible irradié consiste à séparer les matières valorisables des déchets.

Selon le procédé de séparation mis en œuvre, les différents actinides peuvent être extraits isolément ou conjointement. Par exemple, le procédé PUREX extrait isolément l'uranium et le plutonium tandis que les produits de fission et les actinides mineurs sont extraits conjointement. À l'issue de ce procédé, les actinides mineurs et les produits de fission sont calcinés puis vitrifiés au sein d'une matrice inerte qui assure la stabilité physico-chimique du colis de déchets. Les autres matières disponibles sont le plutonium (sous forme métal ou oxyde), qui peut être utilisé conjointement avec de l'uranium appauvri afin de fabriquer du combustible MOX et l'uranium, dont l'enrichissement est égal à celui du combustible irradié.

Les capacités mondiales de traitement sont concentrées dans un nombre restreint de pays : France - Usine de retraitement de la Hague (1 700 tonnes par an), Royaume-Uni - Sellafield (900 tonnes par an), Russie - Mayak (400 tonnes par an) et Japon (14 tonnes par an) pour les combustibles des réacteurs à eau légère, Royaume-Uni (1 500 tonnes par an) et Inde (275 tonnes par an) pour les autres combustibles. L'usine de retraitement de West Valley aux États-Unis est arrêtée depuis 1972.

Les déchets du procédé de traitement (produits de fission et actinides mineurs vitrifiés dans le cadre du procédé PUREX, coques et embouts compactés, etc.) sont entreposés dans l'attente d'une solution définitive d'évacuation. Dans le cadre d'un cycle sans traitement, les combustibles irradiés sont considérés comme des déchets. Cet entreposage, qui vise une durée supérieure à celle requise pour l'entreposage intermédiaire, consiste à conditionner les matières radioactives puis à les entreposer dans des ouvrages en surface ou sub-surface sur une durée séculaire ou pluri-séculaire.

Pendant la période d'entreposage, les isotopes radioactifs décroissent, ce qui diminue à la fois l'activité et la thermicité des matières entreposées. Au terme de cette étape, les matières radioactives sont donc plus faciles à manipuler (pour un éventuel traitement) et moins contraignantes en ce qui concerne l'émission de chaleur dans l'optique d'un stockage en couche géologique.

Le 30 septembre 2003, un centre d'entreposage est mis en service aux Pays-Bas avec une durée de vie prévisionnelle de 100 ans : l'installation HABOG[4], exploitée par COVRA.

Schéma de principe du projet Yucca Mountain

Le stockage en couche géologique profonde consiste à conditionner les déchets, puis à les disposer dans des ouvrages souterrains adaptés. Certains types de déchets, tels ceux de haute activité et à vie longue (y compris éventuellement des assemblages de combustible irradié) et ceux de moyenne activité et à vie longue, émettent pendant des durées pluri-séculaires ou pluri-millénaires des rayonnements ionisants. L'objectif d'un stockage profond est de garantir l'absence d'impact de ces déchets sur le long terme, en situation normale ou dégradée.

En 2006, il existe plusieurs laboratoires de recherche souterrains dans le monde, destinés à l'évaluation de la faisabilité des différents concepts. Différentes formations-hôtes sont étudiées : tuf, granite, sel, argile, etc. Une installation pilote existe aux États-Unis pour le stockage de déchets militaires (WIPP). Il a accueilli des déchets transuraniens à partir de 1999, mais a été fermé en février 2014 à la suite d'un incident. Il est rouvert en 2016, pour une activité limitée[5]. En 2016, plusieurs éboulements compromettent sa remise en service[6]. Quelques pays ont avalisé ce mode de gestion de long terme.

Colis de déchets transuraniens

Bien que le transport n'opère pas en lui-même de transformation du combustible, il fait partie intégrante du cycle du combustible. Les matières radioactives sont transportées sous forme solide, mis à part l'hexafluorure d'uranium considéré comme un gaz. Le transfert des assemblages neufs et usés ainsi que des matières radioactives et des déchets est réalisé dans des emballages spécifiquement conçus.

Les contraintes liées à la radioactivité varient selon l'activité des matières. Alors que les assemblages neufs de combustible uranium émettent peu et ne nécessitent pas de blindage, le combustible usé de même que les déchets de haute-activité demandent des précautions spécifiques.

Cycle à stockage direct

Le cycle à stockage direct (sans traitement) appelé once-through par les anglo-saxons, ce cycle est le plus classique.

Le combustible uranium est irradié en réacteur puis entreposé pour stockage sans traitement (autre que conditionnement). Dans le cadre de ce scénario de cycle, le combustible irradié est considéré comme déchet ultime.

Plusieurs filières de réacteur sont utilisées avec un tel cycle : REP, REB, CANDU notamment.

La comparaison des 3 filières fait apparaître un arbitrage entre l'amont et l'aval du cycle. Un réacteur produit d'autant plus de déchets de faible activité (résidus miniers notamment) qu'il produit moins de déchets de haute activité (combustible irradié). C'est donc un arbitrage entre le volume des déchets et leur activité qui peut être réalisé à travers le choix d'une filière.

Il est une bonne approximation de la stratégie mise en œuvre pour le parc électronucléaire de 6 pays : États-Unis, Canada, Suède, Finlande, Espagne et Afrique du Sud[10].

Le combustible uranium enrichi est irradié en réacteur, avec un taux de combustion réduit par rapport à celui du cycle à stockage direct. Le combustible UOX irradié contient alors du plutonium avec une isotopie favorable (seuls les isotopes impairs du plutonium sont fissiles en spectre thermique).

Cycle avec mono-recyclage du plutonium

soit 0,33 t de plutonium (métal) pour 1 GW an_e pour se ramener à la même unité que pour le cycle à stockage direct.

Le combustible irradié est traité pour en extraire le plutonium qui, mélangé avec de l'uranium appauvri issu de l'étape d'enrichissement, est recyclé en combustible MOX (mixed oxide) neuf. Ce nouveau combustible est alors introduit en réacteur pour produire de l'énergie.

L'uranium issu du traitement, de même que les produits de fission et les actinides mineurs, sont des déchets ultimes destinés au stockage définitif. Le combustible MOX irradié est aussi un déchet ultime (pas de multi-recyclage). Sa thermicité nécessite un entreposage plus long que celui des autres déchets avant mise en stockage définitif.

La base de comparaison retenue pour ce cycle est un parc chargé à 75 % en UOX destiné à un taux de combustion de 33 GW jr/tML et à 25 % en MOX destiné à un taux de combustion de 43,5 GW jr/tML. Dans un tel cycle, le plutonium formé dans le combustible UOX est intégralement utilisé pour la fabrication de combustible MOX. Le plutonium de seconde génération (formé dans le combustible MOX irradié) n'est pas recyclé.

Ce cycle peut être comparé au cycle à stockage direct REP. Le mono-recyclage du plutonium permet une économie de ressources naturelles, ainsi qu'une moindre production de déchets dans l'amont du cycle. Le traitement du combustible usé conduit à isoler le plutonium, ce qui est défavorable vis-à-vis de la non-prolifération. Les quantités de combustible usé à stocker définitivement sont moins importantes que dans le stockage direct d'un facteur 4, mais la thermicité est défavorable. Le traitement du combustible usé permet une concentration des matières les plus actives et ainsi de spécialiser la gestion des déchets ultimes.

Ce cycle théorique est une bonne approximation du cycle actuellement mis en œuvre par la France, l'Allemagne et la Belgique (parmi d'autres). En France par exemple, les réacteurs qualifiés pour utiliser du MOX (dits moxables) sont 20 REP 900 MW. Environ un tiers du cœur est chargé en combustible MOX tandis que les autres assemblages contiennent du combustible UOX. Les démonstrations de sûreté inhérentes à la conduite d'un réacteur ne permettent pas, en 2006, de charger plus de MOX dans un REP. Le réacteur EPR est conçu pour accepter jusqu'à 50 % de combustible MOX. En 2006, les États-Unis projettent de recourir au traitement des combustibles irradiés ainsi qu'au recyclage du plutonium militaire.

Selon la gestion de cœur retenue (taux de combustion atteint notamment), l'enrichissement résiduel du combustible irradié est supérieur à la teneur en isotope 235 de l'uranium naturel. Il existe ainsi un potentiel de recyclage de cet uranium.

Cycle avec mono-recyclage de l'uranium

Dans ce scénario, le combustible UOX déchargé est traité afin d'isoler l'uranium. Cet uranium de retraitement (URT) est alors ré-enrichi (URE). Il peut alors être utilisé pour fabriquer du combustible neuf. Ce combustible est alors introduit en réacteur au côté d'assemblages UOX "classiques".

L'uranium du combustible irradié possède une isotopie dégradée par rapport à l'uranium neuf. La proportion de l'isotope 236 augmente. Or, cet isotope agit comme un poison neutronique par des captures stériles. Par ailleurs, les impuretés formées au cours de l'irradiation complexifient le traitement. Pour ces raisons, en 2006, le traitement n'est envisagé que pour l'uranium de première génération. Le multi-recyclage n'est considéré qu'à plus long terme.

Par rapport à un cycle REP à stockage direct avec un taux de combustion identique, il y a un gain au niveau de la consommation de ressources, une moindre quantité de combustible irradié à stocker définitivement mais des déchets de traitement à gérer.

Ce cycle peut aussi être combiné avec un recyclage du plutonium.

De nombreux pays ont développé des programmes de recyclage de l'URT (notamment Suède, Belgique, Royaume-Uni ou encore Russie)[12] et l'uranium de retraitement enrichi est actuellement utilisé comme combustible dans les 4 tranches de la centrale nucléaire de Cruas, en France. L'utilisation de l'uranium de retraitement est favorisée dans un contexte de prix de l'uranium élevé.

Depuis le début de la production électronucléaire, les exploitants cherchent à augmenter les taux de combustion par de nouveaux plans de chargement et des innovations techniques sur les crayons (poisons consommables et nouvel alliage de gaine par exemple). Cela consiste principalement en une augmentation de l'enrichissement initial du combustible (en uranium 235 ou en plutonium). Il existe ainsi une réserve de réactivité plus importante en début de cycle d'irradiation, ce qui permet de maintenir les crayons en cœur plus longtemps et donc d'augmenter le taux de combustion.

Le taux de combustion final du combustible définit, avec la gestion du cœur (rechargement en 1/3, 1/4, etc.), la durée des cycles entre chaque arrêt de tranche pour rechargement. En allongeant la durée des cycles d'irradiation, l'augmentation des taux de combustion assure une meilleure disponibilité des centrales. Par ailleurs, les ressources fissiles sont utilisées plus efficacement.

Les limitations à cette augmentation proviennent des contraintes de sûreté de fonctionnement ainsi que du comportement mécanique des crayons :

• la réactivité supplémentaire introduite en début de cycle d'irradiation doit être compensée par une augmentation de la concentration en bore dans l'eau du circuit primaire -limitée par la solubilité du bore- ainsi que par des crayons contenant des poisons consommables et dont l'anti-réactivité décroît au fur et à mesure de l'irradiation. Ces dispositions modifient le comportement du réacteur, en particulier en cas d'accident de vidange ;
• l'usure thermo-mécanique des gaines peut conduire à des phénomènes de flambage des crayons qui, en cas d'arrêt d'urgence, gêneraient la descente des barres. Des tests périodiques sont ainsi conduit en cours de cycle pour vérifier le bon fonctionnement des barres d'arrêt.

Considérant les réacteurs innovants, les RNR à caloporteur sodium sont conçus pour des taux de combustion jusqu'à 100 GWj/tML. le développement des combustibles à confinant graphite (boulets notamment) pour les réacteurs à haute ou très haute température permet d'envisager des taux de combustion bien plus importants, de plusieurs centaines de GWj/tML.

Le développement de nouveaux alliages de gaine (alliage M5 d'Orano notamment) permet d'atteindre de plus hauts taux de combustion dans les REP grâce aux propriétés mécaniques améliorées. Ainsi, en France, EDF envisage des taux de combustion de 52 puis 60 GWj/tML pour le futur.

Le combustible MOX irradié déchargé des réacteurs à eau légère contient encore une quantité significative de plutonium fissile. Le multi-recyclage du plutonium consiste à traiter ce combustible irradié pour en extraire les matières valorisables puis fabriquer du combustible neuf. Dans ce scénario, les actinides mineurs et les produits de fission sont des déchets ultimes mis en stockage définitif.

La mise en œuvre d'un tel cycle apparaît délicate au-delà de 2 recyclages du fait de la montée des isotopes pairs dans le plutonium, isotopes qui ne sont pas fissiles en spectre thermique.

Dans un combustible UOX irradié, la fraction des isototopes pairs est de l'ordre de 31,4 % pour un combustible à 33 GWj/tML à 39,1 % pour un taux de combustion de 60 GWj/tML.

En 2006, le multi-recyclage n'est pas mis en œuvre pour des contraintes de sûreté de fonctionnement.

La surrégénération est la propriété d'un cycle au cours duquel la quantité de matière fissile formée est supérieure à la quantité de matière fissile consommée. Le taux de surrégénération est la quantité de matière fissile finale rapportée à la quantité de matière fissile initiale.

Dans un réacteur avec une bonne économie de neutrons, les matériaux fertiles (disposés en couvertures ou bien mélangés aux fissiles) capturent des neutrons afin de former des matières fissiles. Étant donné que le nombre de neutrons émis par fission est supérieur à deux, il y a théoriquement la possibilité de fabriquer plus de matière fissile qu'il n'y en a de consommée. En effet, il faut un neutron pour alimenter la réaction nucléaire en chaîne et un neutron pour régénérer le combustible. Les neutrons excédentaires sont alors capturés pour fabriquer un surcroit de matière fissile.

En pratique, les captures dans les structures et le caloporteur réduisent la quantité de neutrons disponible, ce qui constitue la contrainte première concernant le choix du caloporteur et de l'éventuel modérateur.

Un cycle surrégénérateur correspond donc au multi-recyclage des matériaux fissiles. Le stock de matières fissiles initial (plutonium ou uranium 233 de retraitement, uranium enrichi) est reconstitué par captures fertiles et n'est donc pas consommé. Les ressources naturelles consommées correspondent uniquement aux matières fertiles (uranium 238 et thorium).

Un spectre rapide est obtenu lorsque le flux neutronique n'est pas modéré. Pour ce faire, le caloporteur ne doit pas être modérateur (le fluide caloporteur ne doit pas ralentir les neutrons avant qu'ils atteignent un nouveau noyau fissile). Ainsi, la recherche d'un taux de surrégénération élevé conduit à privilégier un caloporteur peu capturant. Ces cycles impliquent ainsi des réacteurs à caloporteur gaz, sodium ou plomb-bismuth.

Dans un réacteur à neutrons rapides, la surrégénération est obtenue par le traitement du combustible irradié et des couvertures fertiles disposées en périphérie de cœur. Le plutonium est particulièrement performant en spectre rapide et un cycle uranium 238/plutonium est donc préféré à un cycle thorium/uranium 233 (qui reste envisageable).

Le cycle surrégénérateur en spectre rapide est le concept développé initialement en France avec les réacteurs "Rapsodie", "Phenix" et "Superphénix". Un réacteur à caloporteur sodium d'origine soviétique a fonctionné au Kazakhstan et produit de l'eau potable par dessalement et de la chaleur pour alimenter un réseau de chauffage urbain. D'autres pays ont étudié ce cycle et font ou ont fait fonctionner des réacteurs de ce type, notamment le Japon et l'Inde.

Comme pour les réacteurs rapides, des cycles uranium 238/plutonium ou thorium/uranium 233 sont envisageables. Considérant les bonnes propriétés neutroniques de l'uranium 233 en spectre thermique et épithermique, le cycle au thorium est privilégié.

Le combustible UOX ou MOX irradié contient de l'uranium et du plutonium, des produits de fission et des actinides mineurs (américium, curium et neptunium). Alors que les produits de fission sont des déchets, les actinides mineurs sont potentiellement utilisables. Le recyclage des actinides mineurs consiste ainsi en leur séparation des autres composants du combustible irradié, puis leur irradiation en réacteur.

Selon l'état-de-l'art des recherches menées en 2006, la faisabilité du recyclage des actinides mineurs en réacteur à eau légère est délicate sinon impossible. Le recyclage des actinides mineurs est envisagée dans des réacteurs à neutrons rapides ou dans des réacteurs hybrides type ADS (Accelerator Driven System ou réacteur piloté par accélérateur).

Les différents cycles associés dépendent :

• du degré de séparation des actinides mineurs (isolation des 3 actinides, séparation conjointe du plutonium et de l'américium, etc.),
• de la possibilité de générer de l'énergie avec l'irradiation des actinides.

Sur la base des cycles actuellement mis en œuvre, le recyclage des actinides mineurs peut prendre la forme d'un cycle de production d'actinides mineurs dans des REP électrogènes avec leur élimination dans des réacteurs électrogènes (réacteurs à neutrons rapides) ou dans des réacteurs "brûleurs" non électrogènes (réacteurs hybrides pilotés par accélérateur).

D'importantes recherches sont menées au niveau international sur le recyclage des actinides mineurs. En France, les expérimentations dans les installations Atalante (séparation poussée) ou Phénix (transmutation) menées dans le cadre de la Loi Bataille participe de ces travaux.

L'acronyme DUPIC signifie Direct Use of PWR fuel in CANDU. C'est donc l'utilisation du combustible uranium enrichi irradié en réacteur à eau sous pression dans des réacteurs à eau lourde CANDU.

Lorsque le combustible uranium est déchargé des REP, sa teneur en uranium 235 reste supérieure à celle de l'uranium naturel. Étant donné les très bonnes performances neutroniques des réacteurs CANDU (peu de captures stériles dans le modérateur), il est possible de fabriquer un combustible CANDU à partir du combustible irradié en REP sans étape de ré-enrichissement intermédiaire.

L'économie de ce cycle est discutable car le cycle DUPIC implique de ne pas élever les taux de combustion en REP, ce qui n'est pas favorable du point de vue de la consommation des ressources en uranium. Le cycle DUPIC n'est pas mis en œuvre en 2006 et les recherches à son propos sont en suspens, notamment en Corée du Sud.

En France, la loi 2005-781 définissant les orientations de la politique énergétique française fixait l'objectif de la mise en service d’un prototype de réacteur de quatrième génération en 2020[13]. En 2014, le CEA espérait seulement en obtenir l'autorisation de construction vers 2019, et au niveau mondial aucun modèle commercial n'était attendu avant 2040-2050[14].

Selon Stanislas Subbotin, de l’Institut Kurchatov, interrogé par l'OPECST, les difficultés posées par la fermeture du cycle du combustible sont telles (en matière d'investissement en équipements de retraitement notamment), que cela « donne à penser que des stratégies d’attente vont prévaloir à court terme dans ce domaine, repoussant au XXIIe siècle la perspective d’une fermeture véritable du cycle »[15].

Une vision du cycle du combustible selon le concept « renouvelable » a été proposée à l’Université de Lancaster au Royaume-Uni. Le cycle commence par l’extraction de l’uranium de l’eau de mer en utilisant des déchets de biomasse plongés en sac poreux dans l’eau de mer de refroidissement de centrales nucléaires côtières. Après un temps de contact de l’ordre du mois, les échantillons sont séchés, brûlés et l’uranium est recueilli de la cendre par procédé hydro-métallurgique classique[16].

Le cycle est complété par la consommation de l’uranium naturel sous forme de chlorure (37-Cl) en réacteur à sel fondu rapide[17]. Elle permet de brûler l’entièreté de l’uranium extrait de l’eau de mer de refroidissement d’un réacteur à sel fondu rapide pendant un an. Le travail de R&D sur le réacteur est réalisé en collaboration avec TEI. Le développement du réacteur à sel fondu rapide pourrait avoir lieu en fin de la décennie 2020.

• Liste d'installations du cycle du combustible nucléaire
• Énergie nucléaire
• Cycle du combustible nucléaire en France

• Le cycle du combustible nucléaire expliqué par Bernard Boullis sur le site du CEA
• La sûreté du cycle du combustible sur le site de l'Autorité de Sûreté Nucléaire (ASN)
• (en) [PDF] Country nuclear fuel cycle profiles - second edition (2005) : Rapport technique 425 de l'AIEA fournissant un panormama pays par pays des cycles du combustible nucléaire mis en œuvre

• OCDE/AEN -Direction pour le développement de l'énergie nucléaire, Le cycle du combustible nucléaire : Aspects économiques, environnementaux et sociaux, 2002 (principale source de l'article)
• (en)OCDE/AEN - Nuclear development division, Accelerator-driven systems (ADS) and fast reactors (FR) in advanced nuclear fuel cycles : a comparative study, 2002