Origine et développement du combustible Uranium-Molybdène (U-Mo)

¹ TECHNICATOME
² CEA
³ CERCA
⁴ COGEMA
⁵ FRAMATOME ANP

Résumé

Historiquement, la plupart des réacteurs expérimentaux, en particulier les Réacteurs de Test et de Recherche, producteurs de hauts flux neutroniques, ont utilisé du combustible métallique à haut enrichissement en U235 (>90%). La politique actuelle est de plafonner l'enrichissement en U235 à 20% (objectif de non-prolifération). Après une première génération de combustible enrichi à 19.75% en U235 de type siliciure non retraitable, un consensus s'est dégagé au niveau international autour d'une nouvelle génération de combustible enrichi à 19.75% en U235, le combustible U-Mo (uranium - molybdène). Ce combustible permet de maintenir, voire d'améliorer, les performances actuelles des réacteurs tout en garantissant une fin de cycle acceptable (combustible retraitable).

CEA, COGEMA, CERCA, FRAMATOME et TECHNICATOME ont regroupé leurs moyens techniques, financiers et leur savoir-faire pour développer en commun ce nouveau combustible U-Mo. Il est destiné aux réacteurs existants déjà convertis ou devant se convertir à l'uranium faiblement enrichi (en France, en Allemagne, au Japon, en Suède, ...) ainsi qu'aux nouveaux réacteurs tels que le RJH en France ou RRR en Australie. Ce programme de R& D démarré en 1999 est conduit en cohérence avec les travaux réalisés aux USA par l'Argonne National Laboratory. Compte tenu de la nécessité impérieuse pour les réacteurs de disposer en 2006 de ce nouveau combustible, seul à offrir une véritable solution de fin de cycle, l'objectif du groupe U-Mo français est de terminer la R& D et la qualification du combustible en 2005.