導入
核燃料サイクル は、核燃料チェーンとも呼ばれ、燃料を原子炉に供給し、鉱石の採掘から廃棄物管理まで、使用済み燃料を管理することを目的とした一連の作業です。これらの操作は核燃料サイクルのさまざまな段階を構成し、原子炉内での照射の前に行われるか後に行われるかに応じて、サイクルの上流または下流で行われます。
燃料サイクル戦略にはいくつかあり、特定の段階、特にウラン濃縮と使用済み燃料の処理の有無によって区別されます。 2006 年、世界中で実施されている燃料サイクルは 2 つの主要なカテゴリーに分類できます。リサイクルを行わないサイクルでは、すべての照射済み燃料を廃棄物とみなします。部分リサイクルを伴うサイクルは、新しい燃料を製造するために、原子炉から排出された照射済み燃料から回収可能な物質、つまりエネルギーを提供するために再利用できる物質のすべてまたは一部を抽出することから構成されます。理論的には、照射済み燃料から回収可能な物質がリサイクルされない場合、サイクルは開いていると言われます。核分裂性同位体のリサイクルという文脈では、サイクルは閉じていると言われます。
サイクルステージ
通常、燃料サイクルは原子炉照射に関して上流段階と下流段階に分けられます。
サイクルにリサイクル操作が含まれる場合、この分解は多少中断されます。実際、燃料処理は、照射済み燃料のサイクルの下流段階です。一方、回収可能な材料のリサイクルは、これらの回収可能な材料から作られる新しい燃料のサイクルの上流段階です。
サイクルの上流
サイクルの上流の操作は、原子炉で使用するための核分裂性物質の抽出と物理化学的成形で構成されます。サイクルのフロントエンドには最大 4 つのステージが含まれます。
天然ウランの採掘
天然ウランの抽出により、燃料の製造に必要な核分裂性資源を得ることが可能になります。 2段階で実施されます。この鉱石は 1トンあたり 1 ～ 2 kgのウランを含有しており、地下または露天の鉱山から採掘されます。次に、攻撃および化学抽出によって濃縮され、約750 kg U/tの含有量を有する黄色のペーストであるイエローケーキが形成されます。
主な生産国はカナダとオーストラリアです。 2006 年の世界の年間ウラン生産量は約40,000 トンでした。
変換
イエローケーキは持ち運びのしやすさ（集中力）という目的を満たしています。しかし、現在実施されているウラン濃縮技術では、事前にU 3 O 8を六フッ化ウランUF 6に変換する必要がある。
変換は 2 つのステップで実行されます。溶解および抽出による精製により、高純度 (> 99.95% ) の硝酸ウラニルUO 2 (NO 3 ) 2 を得ることができます。変換自体には、六フッ化ウランを得る一連の化学プロセス (沈殿、焼成、還元、フッ素化、酸化) が含まれます。
世界的な変換能力は、カナダ、フランス (オードのマルベシ工場)、ロシア連邦、英国、米国、アルゼンチン、ブラジル、中国、韓国、パキスタン、日本、イランの 12 か国の工場に分散されています。
エンリッチメント
化学変換段階の最後に得られる UF 6 は、反応器内で直接使用することはできません。実際、軽水炉(PWR や REB など) は減速材内に吸収剤が捕捉されるという特徴があります。この中性子バランスの悪化には、同位体 235 に富んだウランを使用することによって追加の中性子数が必要となります。重水で減速された原子炉は、天然ウランで運転するのに十分な過剰の中性子バランスの恩恵を受けます。したがって、CANDU 向けの燃料は濃縮段階なしで使用できます。
同位体 235 内のウランの含有量を増やすことは、いわゆる濃縮段階です。現在、ガス拡散と超遠心分離という 2 つの技術が導入されています。この段階の終わりに、濃縮ウラン（六フッ化物の形）は燃料の製造に使用できますが、劣化ウランは後で使用するために保管されるか、廃棄物として考慮されます。
2001 年、世界の濃縮能力は年間5,000 万 SWUに達し、2 つの技術にほぼ均等に配分されました。
燃料製造
燃料製造段階は、核物質に原子炉内での照射に適した物理化学的形態を与えることを目的としています。発電所では、酸化ウラン燃料 UOX (酸化ウラン) または金属燃料 (マグノックス原子炉など) が使用されます。
燃料製造の最初のステップには、核分裂性物質の物理化学的特性を変更することが含まれます。このステップは分野によって異なります。次に、核分裂性物質はシース内に封入されてロッドを形成します。最後に、これらの燃料棒は燃料集合体内でネットワーク化されます。
多くの国に燃料製造工場があります。世界の製造能力は、軽水炉用の UOX 燃料で12,000 tML/年(tML:重金属トン)、重水炉用燃料で5,000 tML/年程度です (主にカナダ)。他の製造工場は、AGR 燃料 (英国) および REP および RNR 用のMOX燃料に関係しています。
原子炉照射
原子炉内での照射中、燃料は中性子束下での核反応により物理化学的変化を受けます。
- ウラン 238原子は中性子を捕捉して、放射性β崩壊によってプルトニウム 239原子を形成することができます。ウランおよびプルトニウムの他の同位体は、超ウラン元素と同様に、連続捕獲によって形成される可能性があります。
- 233 U、 235 U、 239 Pu、または241 Pu の原子は、熱中性子による衝撃の後に核分裂する可能性があります。高速中性子炉では、他の同位体は核分裂性です。その後、2 つの核分裂生成物が形成され、その一部はガス状になります。熱生成およびペレット内のガスの形成により、機械的変形 (膨張および劣化) が発生します。さらに、熱変化によりシースの変形（座屈）が発生します。
燃料の摩耗は、GW.jr/tML の燃焼速度または燃焼度によって評価されます。燃焼速度が高く、残留濃縮度が低い場合、燃料はよりよく使用されます。しかし、高い燃焼率は被覆管と炉心の中性子特性（装荷計画の安全性）を悪化させます。
したがって、原子炉を通過した後の照射済み UOX 燃料には、新しい燃料より濃縮度の低いウラン 235および 238、少量のウランの他の同位体、同位体が燃焼速度に依存するプルトニウム、マイナーアクチニドおよび核分裂生成物が含まれます。使用済みMOX燃料には、同じ成分が異なる割合で含まれています。
2005 年には世界中で 440 基の原子炉が稼働しています。
サイクルの下流
サイクルのバックエンドでの作業は、燃料照射によって生じる放射性物質の管理で構成されます。サイクルのバックエンドには、放射性廃棄物の短期および長期管理だけでなく、照射済み燃料の物理化学的変換操作も含まれます。サイクル終了時の材料の放射能は、電離放射線の放出と大幅な熱放出を引き起こし、実行されるすべてのプロセスを制限します。
使用済燃料の中間貯蔵
原子炉から排出される燃料は、ガンマ線と中性子の照射が強く、放射性崩壊によりかなりの熱を放出します。したがって、下流サイクルの最初の段階は、アセンブリの放射と熱性の管理で構成されます。
燃料はまず発電所の燃料建屋の専用プールに保管されます。水は放射線防護とヒートシンクの役割を果たします。短寿命の核分裂生成物の 放射性崩壊を通じて燃料の残留出力を減らすために、水の貯蔵は少なくとも数年間続きます。したがって、使用済み燃料の輸送が容易になります。
第二に、使用済み燃料は保管場所に置かれます。このステップにより、最終的な保管または処理を待つ間に流量と熱状態を管理できるようになります。通常、この保管はプールで行われます。しかし、乾式保管 (空気または不活性雰囲気下) は急速に発展しています。安全性の実証に応じて、約 50 ～ 100 年間の保存が期待できます。
使用済燃料の処理
原子炉内での照射後の使用済み燃料には、いわゆる回収可能物質（主に低濃縮ウランとプルトニウム、特定の仮説ではマイナーアクチニド）と核分裂生成物が含まれます。使用済み燃料の処理は、廃棄物から回収可能な物質を分離することから構成されます。
使用する分離プロセスに応じて、さまざまなアクチニドを個別に抽出することも、一緒に抽出することもできます。たとえば、PUREX プロセスでは、ウランとプルトニウムが単独で抽出されますが、核分裂生成物とマイナー アクチニドは一緒に抽出されます。このプロセスの最後に、マイナーアクチニドと核分裂生成物は焼成され、その後不活性マトリックス内でガラス化され、廃棄物パッケージの物理化学的安定性が確保されます。利用可能な他の材料としては、劣化ウランと組み合わせて MOX 燃料を作ることができるプルトニウム (金属または酸化物の形) や、濃縮度が使用済み燃料と等しいウランがあります。
世界の処理能力は限られた数の国に集中しています: フランス – ラ・アーグ再処理工場 ( 1,700 トン/年)、イギリス –セラフィールド( 900 トン/年)、ロシア – マヤック ( 400 トン/年)、日本 ( 14 トン)軽水炉燃料は英国（ 1,500トン/年）、その他の燃料はインド（ 275トン/年）。米国のウェストバレー再処理工場は1972年以来閉鎖されている。
放射性廃棄物および使用済燃料の保管
処理プロセスからの廃棄物（PUREX プロセスの一部としてガラス化された核分裂生成物やマイナーアクチニド、圧縮されたシェルやチップなど）は、最終的な処分ソリューションを待つ間保管されます。処理を行わないサイクルでは、照射済み燃料は廃棄物とみなされます。この貯蔵は、中間貯蔵に必要な期間よりも長い期間を目標としており、放射性物質を調整した後、何世紀にもわたって地表または地下構造に貯蔵することからなる。
保管期間中、放射性同位体は減少し、保管された物質の活性と熱性の両方が低下します。したがって、この段階の終わりには、放射性物質は（処理の可能性のために）取り扱いが容易になり、地層への貯蔵を考慮した熱放出の制限が緩和されます。
2003 年 9 月 30 日、オランダで COVRA が運営する HABOG 施設という耐用年数100 年の保管センターが稼働を開始しました。
深層地層貯留
深部地中貯蔵は、廃棄物を調整し、適切な地下構造物に廃棄することから構成されます。高活性で長寿命の廃棄物（おそらく照射済み燃料集合体を含む）や、中程度の活性で長寿命の廃棄物など、特定の種類の廃棄物は、数世紀または数千年にわたって電離放射線を放出します。ディープストレージの目的は、通常の状況でも劣化した状況でも、長期にわたってこの廃棄物の影響がないことを保証することです。
2006 年の時点で、さまざまな概念の実現可能性を評価することを目的とした地下研究所が世界中にいくつかあります。凝灰岩、花崗岩、塩、粘土などのさまざまなホスト層が研究されています。米国には軍事廃棄物を保管するためのパイロット施設 (WIPP) が存在する。いくつかの国は、この長期的な管理方法を支持しています。
核燃料および放射性物質の輸送
輸送自体は燃料を変換しませんが、燃料サイクルの不可欠な部分です。放射性物質は、気体として考えられる六フッ化ウランとは別に、固体の形で輸送されます。新品および使用済みのアセンブリ、放射性物質および廃棄物の輸送は、特別に設計された梱包で行われます。
放射能に関連する制約は、物質の活性に応じて異なります。新しいウラン燃料集合体は放出がほとんどなく、遮蔽の必要がありませんが、使用済み燃料や高レベル廃棄物には特別な予防措置が必要です。