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Le combustible Mox, dont les pastilles sont constituées d’un mélange
d’oxyde de plutonium (PuO2) et d’uranium (UO2), a toujours été
utilisé dans les réacteurs à neutrons rapides (RNR) ; actuellement il
est utilisé dans certains réacteurs à eau légère.
Dans le combustible RNR, le plutonium constitue 15-30 % de la matière nucléaire dans chaque assemblage[RGN iii-iv.96] ; dans le combustible REP Mox fabriqué pour EDF, le plutonium ne constitue en moyenne qu’environ 5-7 % de la matière nucléaire dans chaque assemblage. L’uranium de base peut être naturel, appauvri, ou URT.
Le procédé de fabrication du Mox est semblable à celui de fabrication du combustible standard, mais il y a trois différences importantes :
--L’atelier ou usine Mox reçoit et mélange les poudres d’UO2 et de PuO2 avant de fabriquer les pastilles et les assemblages. Deux installations fabriquent le Mox en France : ATPu à Cadarache et Melox à Marcoule. Le CEA utilisait à ATPu à Cadarache le procédé Coca (CObroyage CAdarache), qui consiste à cobroyer en une seule opération un mélange de poudres UO2 et PuO2, respectant la composition finale du produit. La Cogéma, qui a acquis l’atelier, n’était pas satisfaite. Pour Melox, la Cogéma utilise le procédé Mimas, développé par Belgonucléaire. On crée un mélange d’UO2 et de PuO2 avec une proportion élevée de PuO2, on broie le mélange, et ensuite on le dilue en ajoutant plus d’UO2. En 1996, Cadarache a substitué Mimas à Coca en ce qui concerne la fabrication de Mox-REP [Comag viii-x.96].
--La fabrication du Mox est compliquée par le fait que la composition des éléments du combustible et celle d’une des matières premières varient. Pour éviter les problèmes d’interface entre les assemblages Mox et les assemblages standards dans le réacteur, chaque assemblage Mox est constitué de trois teneurs en plutonium différentes, la teneur étant plus forte dans les éléments du centre de l’assemblage que dans ceux de sa périphérie. De plus, la composition isotopique du plutonium varie de lot en lot.
--Dans une usine de fabrication de Mox, il y a un niveau supérieur d’activité neutron et gamma autour des matières et des matériels, en particulier en raison de la présence de plutonium 238 et d’américium 241. La fabrication doit être réalisée rapidement après le retraitement pour éviter la formation de l’américium autant que possible, et des mesures rigoureuses doivent être prises pour protéger les travailleurs, le public, et l’environnement.
La fabrication de combustible en plaques à plutonium pour les Célestin et pour les réacteurs de recherche a eu lieu à Cadarache, probablement en utilisant un procédé semblable à celui des plaques UAl et UAlx, mais avec la condition aggravante de devoir travailler rapidement et de protéger les personnes et l’environnement dans des conditions plus difficiles.
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