Irradiation de combustible à plutonium sans uranium dans le réacteur Halden

L'irradiation de Mox en réacteur n'entraîne pas une réduction très efficace du plutonium recyclé dans la mesure où une petite partie de l'uranium 238 contenue dans la matrice de combustible capture à nouveau des neutrons et se retransforme en plutonium. Ceci peut être tout à fait souhaitable dans le sens de l'utilisation durable de l'uranium. Mais si l'on renonce à un nouveau recyclage, il faut viser une teneur en plutonium la plus faible possible dans les assemblages combustibles usés puisque ceci conduit à une diminution de la radiotoxicité à long terme dans le dépôt de stockage final. C'est la raison pour laquelle on recherche des procédés qui permettraient de "brûler" si possible l'intégralité du plutonium tout en utilisant la technique commerciale actuelle du réacteur à eau légère.
L'une des méthodes prometteuses dans ce domaine est l'utilisation d'un combustible à matrice inerte (Inert Matrix Fuel, IMF). Le plutonium est emballé dans une matrice neutroniquement inerte - sans uranium - qui ne peut pas donner lieu à la formation de nouveau plutonium dans le réacteur. L'Institut Paul-Scherrer (PSI) joue un rôle mondial de premier plan dans le secteur de la recherche sur l'IMF (Bulletin no 13/1998). Au cours des expérimentations conduites au PSI, l'oxyde de zirconium stabilisé à l'yttrium s'est révélé un matériau de matrice approprié pour le plutonium. L'oxyde de zirconium présente l'avantage d'être chimiquement très inerte et convient donc aussi comme matrice pour le stockage final direct. Dans des conditions acides comme basiques, sa solubilité est encore plus faible que celle de l'oxyde de silicium avec lequel on vitrifie les déchets de haute activité. On citera comme inconvénient sa conductibilité de la chaleur plus faible que celle du Mox. L'oxyde de zirconium stabilisé à l'yttrium n'est d'ailleurs pas un petit nouveau parmi les matériaux. On l'utilise par exemple pour fabriquer des prothèses de la hanche.
Le PSI est parvenu à produire de l'IMF monophasique et homogène sous forme de pastilles aussi bien à l'aide d'un processus de mélange et de broyage à sec que par le procédé humide de la gélification interne. Le combustible a été placé dans trois crayons et instrumenté à Kjeller, en Norvège. Il est irradié dans le réacteur d'essai de l'OCDE à Halden et comparé avec du Mox que l'on a chargé en même temps dans le réacteur.
Les premiers résultats obtenus après un cycle court montrent que l'on peut bien prévoir la conductibilité thermique et le comportement déterminant du matériau de l'IMF. Du fait de la conductibilité plus faible de la chaleur, les températures au centre du crayon combustible sont plus élevées qu'avec le Mox. On a observé un refrittage du combustible étonnamment puissant qui n'a toutefois exercé pratiquement aucune influence sur les températures du combustible. Le refrittage n'a semble-t-il guère modifié la géométrie extérieure des pastilles, et donc l'espace entre la pastille et la gaine qui est important pour la température du combustible. Du fait du faible taux de combustion, aucun relâchement de gaz de fission n'a encore pu être observé. Ce relâchement, ainsi que la stabilité thermique, feront l'objet d'un suivi tout particulier lors du prochain cycle à puissance plus élevée. En cas de réussite de ce deuxième cycle, l'objectif du PSI est d'insérer quelques crayons IMF dans un assemblage combustible Mox et de pouvoir les tester dans un réacteur à eau sous pression commercial.