Brevet FR3157965A1 — publié le 20250704

Méthode de production de combustible nucléaire La méthode de production d’un combustible nucléaire est mise en œuvre à partir d’éléments nucléaires comprenant une matière fissile contenue dans une gaine, une capsule ou un matériau composite formé par la matière fissile dispersée dans une matrice. La méthode de traitement comprend la découpe des éléments nucléaires en fragments, la réduction en poudre des fragments pour obtenir une poudre, et l’utilisation de la poudre pour la fabrication de combustible nucléaire. Figure 1 Méthode de production de combustible nucléaire La présente invention concerne le domaine de la production de combustible nucléaire. A la fin de la production d’éléments nucléaires comprenant de la matière fissile contenue dans une gaine ou une capsule ou un matériau composite formée par la matière fissile dispersée dans une matrice, tels que des crayons de combustible nucléaire, des plaques de combustible nucléaire, des cibles médicales nucléaires, des particules de combustible nucléaire comprenant de la matière fissile encapsulée (par ex. du combustible nucléaire du type TRISO de l’anglais (« Tri-structural Isotropic ») ou des combustibles nucléaires composites comprenant de la matière fissile dispersée dans une matrice, en particulier une matrice métallique (par ex. du combustible nucléaire de type cermet), des examens non-destructifs sont réalisés pour vérifier la conformité des éléments nucléaires. En cas de non-conformité d’un élément nucléaire, celui-ci est rebuté. Il y a aussi certains éléments nucléaires conformes mais non utilisés ou très faiblement irradiés qui sont mis au rebut. Le pourcentage d’éléments nucléaires rebutés est non-négligeable. Ces éléments nucléaires rebutés peuvent être difficiles à valoriser et sont donc comptabilisé comme des déchets nucléaires dont la gestion est couteuse. Un des buts de l’invention est de permettre la valorisation d’éléments nucléaires qui ont été rebutés au cours de la production ou qui n’ont pas servi ou qui ont été très faiblement irradiés. A cet effet, l’invention propose une méthode de production d’un combustible nucléaire à partir d’éléments nucléaires comprenant chacun une matière fissile contenue dans une gaine, une capsule ou un matériau composite formé par la matière fissile dispersée dans une matrice, la méthode de traitement comprenant : - la découpe des éléments nucléaires en fragments ; - la réduction en poudre des fragments pour obtenir une poudre ; et - l’utilisation de la poudre pour la fabrication de combustible nucléaire. La méthode de production de combustible nucléaire en partant d’éléments nucléaires comprenant de la matière fissile contenue dans une gaine ou une capsule ou dispersée dans une matrice, permet de valoriser des éléments nucléaires non irradiés ou faiblement irradiés, tels que des éléments nucléaires rebutés ou des éléments nucléaires non rebutés mais pas ou peu utilisés, tout en permettant de produire du combustible nucléaire pour différentes applications. La fragmentation des éléments nucléaires suivie de la réduction en poudre des fragments permet de former une poudre appropriée pour la production de combustible nucléaire, en particulier pour la production de combustible nucléaire de puissance destiné à être utilisé dans un réacteur nucléaire de production d’électricité. Dans des exemples de réalisation particuliers, la méthode de production comprend une ou plusieurs des caractéristiques optionnelles suivantes, prises individuellement ou selon toutes les combinaisons techniquement possibles : - la méthode de production comprend l’ajout d’uranium appauvri aux fragments avant la réduction en poudre ; - de l’uranium appauvri est ajouté aux fragments si l’enrichissement de la matière fissile des éléments nucléaires en uranium 235 (U-235) est égal ou supérieur à 4,5% en masse ; - la réduction en poudre comprend la fusion des fragments de manière à obtenir une masse fondue, et l’atomisation de la masse fondue ou la friction et le malaxage des fragments ; - la réduction en poudre comprend le broyage du matériau obtenu à l’issue de la fusion et atomisation des fragments ou de la friction et malaxage des fragments ; - la réduction en poudre comprend le broyage des fragments ; - la méthode de production comprend le tamisage de la poudre ; - les particules de poudre possèdent un diamètre moyen égal ou inférieur à 2 mm, de préférence égal ou inférieur à 1.000 micromètres, encore de préférence égale ou inférieur à 200 micromètres ; - la méthode de production comprend l’oxydation de la poudre par traitement thermique sous une atmosphère oxydante ; - l’oxydation est réalisée à une température égale ou inférieure à 2.000°C, de préférence à une température égale ou inférieure à 1.300°C et/ou à une température égale ou supérieure à 300°C ; - l’atmosphère oxydante est une atmosphère sèche ou une atmosphère humide, en particulier un atmosphère d’air sec ou d’air humide ; - la poudre est utilisée pour la production de combustible nucléaire pour réacteur à haute température (ou HTR de l’anglais « High Temperature Reactor ») ou du combustible nucléaire pour un petit réacteur modulaire (ou SMR de l’anglais « Small Modular Reactor ») ou une plaque métallique enrichie en matériau fissile, par exemple à 20% ou plus en poids ou de l’uranium faiblement enrichi et haut dosage (ou HALEU de l’anglais « High Assay Low Enriched Uranium) ou de l’uranium faiblement enrichi (ou LEU de l’anglais « Low Enriched Uranium ») ou du combustible nucléaire pour un réacteur à neutrons rapides à uranium (ou RNR pour « Réacteur à Neutrons Rapides ») ; - la matière fissile contient de de l’uranium et/ou du plutonium, l’uranium étant en particulier présent sous forme d’oxyde d’uranium, par exemple UO2, U4O9, U3O7, U3O8 et/ou d’oxycarbure d’uranium (UCO) et/ou de carbure d’uranium (UxCy) et/ou d’alliage métallique d’uranium et/ou d’intermétallique d’uranium, par exemple U-Si, en particulier U3Si2, U-Al, U-Mo, U-Zr, U-Nb ; - les éléments nucléaires sont des éléments nucléaires non-irradiés ou faiblement irradiés et/ou ou rebutés ; - les éléments nucléaires utilisés pour la mise en œuvre de la méthode de production comprennent des éléments de combustible nucléaire, par exemple pour réacteur à haute température (ou HTR de l’anglais « High Temperature Reactor ») et/ouou pour petit réacteur modulaire (ou SMR de l’anglais « Small Modular Reactor ») et/ouou pour réacteur à neutrons rapides à uranium (ou RNR pour « Réacteur à Neutrons Rapides ») et/ou pour réacteur à eau pressurisée (ou PWR de l’anglais « Pressurized Water Reactor ») et/ou pour réacteur à eau bouillante (ou BWR de l’anglais « Boiling Water Reactor »), et/ou des plaques de combustible nucléaire et/ou des cibles médicales nucléaires et/ou des particules de combustible nucléaire encapsulé, par exemple de type TRISO (de l’anglais « Tristructural-isotropic ») et/ou des éléments de combustible nucléaire comprenant un matériau composite contenant la matière fissile dispersée dans une matrice, par exemple de type cermet (céramique – métal) ou cercer (céramique-céramique), et/ou des éléments de combustible nucléaire de type MOX (de l’anglais « Mixed-Oxydes ») ; - le combustible nucléaire produit est un combustible nucléaire de puissance prévu pour une utilisation dans un réacteur nucléaire de production d’énergie, et/ou les éléments nucléaires comprennent des éléments de combustible nucléaire de réacteur de recherche, des cibles de production de radio-isotopes et/ou des éléments de combustible nucléaire de puissance. L’invention apparaîtra plus clairement à la lecture de la description qui va suivre, donnée uniquement à titre d’exemple non limitatif, et faite en référence aux dessins dans lesquels : - FIG. 1 la FIG. 1 illustre des étapes d’une méthode de production de combustible nucléaire ; - FIG. 2 la FIG. 2 est une vue schématique en coupe d’un crayon de combustible nucléaire ; - FIG. 3 la FIG. 3 est une vue schématique en coupe d’un élément de combustible nucléaire en forme de plaque ; - FIG. 4 la FIG. 4 est une vue schématique en coupe d’une particule de combustible nucléaire de type TRISO ; - FIG. 5 la FIG. 5 est une vue schématique en coupe d’une particule de combustible nucléaire réalisée en matériau composite comprenant de la matière fissile dispersée dans une matrice. La méthode de production illustrée sur la FIG. 1 vise à produire du combustible nucléaire en utilisant des éléments nucléaires 2 comprenant chacun une matière fissile 4 contenue dans une gaine 6 ou dans une capsule 8 ou dans un matériau composite 10 comprenant la matière fissile 4 dispersée dans une matrice 12. La matière fissile 4 contient par exemple de l’uranium et/ou du plutonium. La matière fissile 4 contient par exemple de l’uranium sous la forme d’oxyde d’uranium, en particulier de UO 2 , U 4 O 9 , U 3 O 7 ou U 3 O 8 , et/ou sous forme d’oxycarbure d’uranium (UCO) et/ou sous forme de nitrure d’uranium (UN) et/ou sous forme de carbure d’uranium (U x C y ) et/ou sous forme d’alliage métallique d’uranium ou d’intermétallique d’uranium, par exemple sous forme d’alliage métallique d’uranium ou d’intermétallique d’uranium choisi parmi uranium-aluminium (U-Al), uranium-silicium (U-Si), en particulier U 3 Si 2 , uranium molybdène (U-Mo), uranium-zirconium (U-Zr) ou uranium-nobium (U-Nb). La matière fissile 4 contient par exemple du plutonium sous la forme d’oxyde de plutonium, en particulier PuO 2 . Dans des exemples de réalisation, la matière fissile 4 comprend un mélange d’oxyde d’uranium et d’oxyde de plutonium. Un combustible nucléaire contenant une telle matière fissile 4 est généralement désigné par le sigle MOX (de l’anglais « Mixed Oxides »). Dans des exemples de réalisation, des éléments nucléaires 2 comprennent chacun une gaine 6 renfermant la matière fissile 4. La gaine 6 est une enveloppe étanche recevant la matière fissile 4. La gaine 6 est par exemple réalisée en aluminium, en un alliage à base d’aluminium, en zirconium pur, en un alliage à base de zirconium, i.e. un alliage comprenant au moins 95% de zirconium en pourcentage massique, ou en acier. Des exemples d’alliage d’aluminium comprennent par exemple l’aluminium 5754 ou l’aluminium 6061 ou un alliage aluminium-fer-nickel (Al-Fe-Ni). Des exemples d’alliage de zirconium comprennent M5, Zr-1%Nb, Zr-2.5%Nb, Q12, Zircaloy-2, Zyrcaloy-4. Des exemples d’acier comprennent l’acier AISI 304 ou l’acier 15-15Ti. La gaine 6 est optionnellement munie d’un revêtement de protection recouvrant une surface externe de la gaine 6. Le revêtement de protection est par exemple réalisé en chrome pur ou un alliage à base de chrome, i.e. un alliage comprenant au moins 85% de chrome en pourcentage massique. Des éléments nucléaires 2 comprenant une gaine 6 comprennent par exemple des crayons de combustible nucléaire, des plaques de combustible nucléaire et/ou des cibles médicales nucléaires. Comme illustré sur la FIG. 2 , un crayon de combustible nucléaire est un élément nucléaire 2 qui comprend une gaine 6 comprenant un tube 14 s’étendant suivant un axe d’extension A et fermé à chacune de ses extrémités par un bouchon 15, la matière fissile 4 se présentant sous la forme d’une poudre ou, comme visible sur le FIG. 2 , d’une colonne de pastilles 16 empilées dans la gaine 6. Un plenum 17 est de préférence ménagé entre un des deux bouchons 15 et la matière fissile 4, par exemple à l’aide d’un ressort 19 intercalé entre la matière fissile 4 et le bouchon 15. Le tube 14 et/ou les bouchons 15 sont généralement réalisés en zirconium ou en alliage à base de zirconium. Des crayons de combustible nucléaire sont par exemple utilisés dans les réacteurs nucléaires pour la production d’électricité, en particulier dans les réacteurs nucléaires à eau sous pression (ou PWR de l’anglais « Pressure Water Reactor ») ou les réacteurs nucléaires à eau bouillante (ou BWR de l’anglais « Boiling Water Reactor ») ou les réacteurs à neutron rapide (ou RNR). Comme illustré sur la FIG. 3 , une plaque de combustible nucléaire ou une cible médicale nucléaire est un élément nucléaire 2 qui comprend par exemple une gaine 6 possédant un cadre 18 présentant une ouverture centrale 18A dans laquelle est logée un noyau 20 formé de matière fissile 4, et deux plaques de fermeture 22 prenant le cadre 18 et la matière fissile 4 en sandwich. Le cadre 18 et les deux plaques de fermeture 22 sont généralement réalisées en aluminium ou en alliage à base d’aluminium. Des plaques de combustible nucléaire sont par exemple utilisées dans des réacteurs nucléaires de recherche. Des cibles médicales nucléaires sont par exemple utilisées pour la production de radio-isotopes. Pour ce faire, elles sont par exemple placées dans un réacteur nucléaire de production d’énergie ou dans un réacteur nucléaire de recherche afin d’être irradiées pour provoquer la fission de la matière fissile 4 et la formation de radio-isotopes. De telles radio-isotopes peuvent ensuite être utilisés dans des applications médicales. Comme illustré sur la FIG. 4 , dans des exemples de réalisation, les éléments nucléaires 2 comprennent des particules de combustible nucléaire 24 formées de matière fissile 4 encapsulée dans une capsule 8. La matière fissile 4 forme un noyau 26 de la particule de combustible nucléaire 24. La capsule 8 forme une enveloppe étanche autour de la matière fissile 4. La capsule 8 est généralement intimement liée à la matière fissile 4. La capsule 8 n’est généralement pas séparable de la matière fissile 4 sans endommager la capsule 8 et la matière fissile 4. La particule de combustible nucléaire 24 est par exemple de forme sphérique ou sphéroïdale. La capsule 8 est avantageusement multicouche et comprend plusieurs couches de capsule 8A, 8B, 8C superposées. Chaque couche de capsule 8A, 8B, 8C est par exemple réalisée dans matériau céramique et/ou un matériau à base de carbone. Les couches de capsule 8A, 8B, 8C comprennent par exemple des couches de capsules 8A, 8B, 8C réalisées dans des matériaux différents. Dans des exemples de réalisation, la capsule 8 comprend trois couches de capsule 8A, 8B, 8C. En particulier, la capsule 8 comprend trois couches de capsule 8A, 8B, 8C réalisées dans deux matériaux différents. Deux couches de capsules 8A, 8C sont réalisées dans un premier matériau et une couche de capsule 8B est réalisée dans un deuxième matériau différent du premier matériau. La couche de capsule 8B réalisée dans le deuxième matériau est par exemple une couche de capsule 8B intermédiaire située entre les deux couches de capsule 8A, 8C réalisée dans le premier matériau qui définissent une couche de capsule 8A interne et une couche de capsule 8C externe. De telles particules de combustible nucléaire sont connues sous le sigle TRISO (de l’anglais « TRI-structural Isotropic»). Le premier matériau est par exemple du carbone pyrolitique (PyC) et le deuxième matériau est par exemple du carbure de silicium (SiC). Comme illustré sur la FIG. 5 , dans des exemples de réalisation, les éléments nucléaires 2 comprennent un matériau composite 10 formée de la matière fissile 4 dispersée dans une matrice 12. La matrice 12 est par exemple une matrice métallique. Un tel matériau composite 10 est aussi connu sous le nom de « cermet ». La matrice 12 métallique est par exemple réalisée en zirconium ou en alliage à base de zirconium ou en acier. La matrice 12 par exemple une matrice céramique. Un tel matériau composite 10 est aussi connu sous le nom de « cercer ». La matrice 12 céramique est par exemple de type fluorine tel UO 2 , et contient des oxydes d’actinides (Pu, Am,…). Les éléments nucléaires 2 formés à partir du matériau composite 10 se présentent par exemple sous la forme de particules de combustible nucléaire 30, par exemple de forme sphérique ou sphéroïdale ou cylindrique, réalisées dans la matériau composite 10 optionnellement revêtu d’un revêtement 32. Le revêtement 32 est par exemple un revêtement métallique est réalisé en zirconium ou un en alliage à base de zirconium ou en acier (pour les RNR). En revenant à la FIG. 1 , la méthode de production comprend une étape E1 de découpe d’éléments nucléaires 2 en fragments. La découpe est réalisée par exemple dans une machine de découpe 34. La machine de découpe 34 est par exemple une machine de découpe laser, une scie à fil ou une scie à disque circulaire. La découpe est de préférence réalisée de manière que les fragments 36 présentent des dimensions de l’ordre du centimètre et de préférence d’un maximum de 5 cm. La découpe est réalisée sur les éléments nucléaires 2 comprenant chacun la matière fissile 4 contenue dans une gaine 6, une capsule 8 ou un matériau composite 10. Les fragments 36 comprennent donc de la matière fissile 4 et en outre de la matière provenant de la gaine 6, de la capsule 8 ou de la matrice 12 du matériau composite 10. Optionnellement, la méthode de production comprend une étape E2 d’ajustement de teneur en uranium, comprenant l’ajout d’uranium appauvri 38 aux fragments 36. L’uranium appauvri est de l’uranium dont la composition isotopique présente une faible teneur en uranium 235 (U235), de préférence comprises entre 0,2% et 0,4% en pourcentage massique. L’uranium appauvri 38 est un sous-produit de l’enrichissement de l’uranium ou du traitement du combustible usé, i.e. du combustible déjà irradié. L’uranium appauvri 38 est par exemple fourni sous la forme de poudre d’uranium appauvri ou de blocs métalliques d’uranium appauvri. De préférence, de l’uranium appauvri 38 est ajouté aux fragments 36 seulement si l’enrichissement de la matière fissile 4 des éléments nucléaires 2 en uranium 235 (U-235) est égal ou supérieur à 4,5% en masse. La méthode de production comprend une étape E3 de réduction des fragments 36 en poudre. Lorsque de l’uranium appauvri est ajouté aux fragments 36, la réduction en poudre des fragments 36 est réalisée avant l’ajout d’uranium appauvri 38 ou après l’ajout d’uranium appauvri 38, auquel cas la réduction en poudre est réalisée sur le mélange de fragments 36 et d’uranium appauvri 38. La réduction des fragments 36 en poudre avant l’ajout d’uranium appauvri 38 est par exemple possible lorsque l’uranium appauvri 38 est ajouté sous forme de poudre. De préférence, la réduction des fragments 36 en poudre est réalisée après l’ajout d’uranium appauvri 38, à partir du mélange de fragments 36 et d’uranium appauvri 38. Ceci permet un meilleur contrôle des paramètres de la poudre obtenue à partir de l’étape E3 de réduction en poudre. L’étape E3 de réduction en poudre comprend par exemple une sous-étape E31 de fusion et atomisation des fragments 36 éventuellement mélangés avec de l’uranium appauvri 38. La fusion est réalisée par exemple dans un four 40, en particulier un four à arc électrique, un four à induction, ou par fusion en creuset froid. La fusion conduit à la formation d’une masse fondue 42 qui est atomisée pour former un matériau pulvérulent. L’atomisation est réalisée par exemple à l’aide d’un atomiseur à électrode tournante ou d’un atomiseur à disque rotatif ou d’un atomiseur à gaz ou d’un atomiseur à torche plasma. La sous-étape E31 de fusion et atomisation est mise en œuvre par exemple pour la matière fissile 4 réalisée en matériaux ductiles, par exemple lorsque la matière fissile 4 des éléments nucléaires 2 de départ contient de l’oxyde d’uranium U 3 O 8 , de l’alliage métallique d’uranium ou de l’oxycarbure d’uranium. L’étape E3 de réduction en poudre comprend par exemple une sous-étape E32 de friction et malaxage mise en œuvre sur les fragments 36, éventuellement mélangés avec de l’uranium appauvri 38. La sous-étape E32 de fiction et malaxage est réalisée par exemple à l’aide d’un malaxeur 43. L’étape E3 de réduction en poudre comprend par exemple une sous-étape E33 de broyage mise en œuvre sur le matériau issu de la sous-étape E31 de fusion et atomisation des fragments 36 ou sur le matériau issu de la sous-étape E32 de friction et malaxage, en particulier pour les matériaux ductiles, ou sur les fragments 36 éventuellement mélangés avec de l’uranium appauvri 38. Le broyage est mis en œuvre directement sur les fragments 36 par exemple lorsque la matière fissile 4 est réalisée dans des matériaux fragiles, par exemple en UO 2 . La sous-étape E33 de broyage est réalisée par exemple à l’aide d’un broyeur 44, en particulier un broyeur à anneaux ou d’un broyeur à boulet, ou d’un concasseur à mâchoires de concassage. Selon des exemples de mise en œuvre, l’étape E3 de réduction en poudre comprend une sous-étape E31 de fusion et atomisation ou une sous-étape E32 de friction et malaxage, suivie d’une sous étape E33 de broyage. Selon des exemples de mise en œuvre, l’étape E3 de réduction en poudre comprend seulement une sous-étape E31 de fusion et atomisation ou une sous étape E32 de fiction et malaxage. Dans de tels exemples de mise en œuvre, la réduction en poudre est effectuée sans sous-étape de broyage E32. Selon des exemples de mise en œuvre, l’étape E3 de réduction en poudre comprend une sous étape de broyage E32. Le broyage est dans ce cas réalisé sur les fragments 36, éventuellement après ajout de l’uranium appauvri 38. Dans de tels exemples de mise en œuvre, la réduction en poudre est effectuée sans sous-étape E31 de fusion et atomisation ni sous-étape E32 de friction et malaxage. La méthode de production comprend optionnellement une étape E34 de tamisage de le poudre obtenue à l’issue de l’étape E3 de réduction en poudre. Le tamisage est par exemple réalisé dans une cribleuse 46. Le tamisage est réalisé par exemple par passage de la poudre à travers un tamis de la cribleuse 46 ou successivement à travers plusieurs tamis de la cribleuse 46. L’étape de tamisage E4 n’est pas nécessaire si la poudre obtenue à l’issue de l’étape de réduction en poudre E3 présente les caractéristiques recherchées. La méthode de production est mise en œuvre de telle manière qu’à l’issue de l’étape E3 de réduction en poudre, éventuellement suivie de l’étape E4 de tamisage, les particules de la poudre P obtenues présentent un diamètre moyen égal ou inférieur à 2 mm, de préférence égal ou inférieur à 1.000 micromètres, encore de préférence égal ou inférieur à 200 micromètres. Le diamètre moyen des particules de la poudre P est mesuré par exemple par mesure au tamis, par mesure au microscope, par mesure au granulomètre laser ou par mesure au morpho-granulomètre. Optionnellement, la méthode de production comprend une étape E5 d’oxydation de la poudre P. L’oxydation est réalisée par exemple par traitement thermique de la poudre P sous une atmosphère oxydante statique ou un balayage d’atmosphère oxydante, par exemple une atmosphère d’air sec ou humide. Un traitement thermique sous air statique ou un balayage d’air permet d’oxyder la matière. Il faut s’assurer du renouvellement du volume réactionnel de manière à atteindre l’oxydation visée. De préférence, l’oxydation est réalisée à une température égale ou inférieure à 2.000°C, en particulier à une température égale ou inférieure à 1.300°C, et/ou à une température égale ou supérieure à 300°C. Typiquement, l’oxydation complète de la matière fissile 4, en particulier de matière fissile 4 uranifère, est réalisée à une température comprise entre 500 °C et 650°C pour des durées de traitement par cycle de six ou huit heures. La poudre P convenablement oxydée contient de préférence de l’oxyde d’uranium, par exemple une forme d’UO 2 sur-stœchiométrique ou une forme d’U 3 O 8 , et des oxydes métalliques résultant de l’oxydation de métaux de matrices d’éléments nucléaires 2 comprend un matériau composite 10 contenant la matière fissile 4 ou de métaux contenus dans des gaines 6 ou des capsules 8 d’éléments nucléaires 2 à partir de laquelle la poudre P a été fabriquée. Lorsque la poudre P est fabriquée à partir d’éléments nucléaires 2 possédant des gaines 4 formées d’aluminium ou d’alliage à base d’aluminium, la poudre contient de l’oxyde d’aluminium, en particulier Al 2 O 3 . La présence d’oxyde d’uranium dans la poudre P permet son utilisation dans le procédé de fabrication de combustible nucléaire de puissance, i.e. de combustible nucléaire prévu pour une utilisation dans un réacteur nucléaire de production d’électricité. De préférence, tout l’uranium contenu dans la poudre P est sous forme d’oxydes d’uranium (UO 2 , U 4 O 9 , U 3 O 7 , U 3 O 8 ). Les autres éléments chimiques contenus dans la poudre P peuvent être sous forme d’oxyde métallique. La teneur en masse de l’élément uranium de la poudre P est de préférence égal ou supérieure à 10% en masse. La méthode de production comprend l’utilisation de la poudre P pour la production de combustible nucléaire, i.e. de matière fissile pour la fabrication d’élément nucléaires 2 tels que des crayons de combustible nucléaire pour des réacteurs nucléaires de production d’énergie ou des plaques de combustible nucléaire pour des réacteurs nucléaires de recherche. La méthode de production comprend l’utilisation de la poudre P pour la production : d’uranium faiblement enrichi (ou LEU de l’anglais « Low Enriched Uranium ») ; d’uranium à faiblement enrichissement et haut dosage (ou HALEU de l’anglais « High Assay Low Enriched Uranium) ; de combustible nucléaire pour réacteur à haute température (ou HTR de l’anglais « High Temperature Reactor ») ; de combustible nucléaire pour un petit réacteur modulaire (ou SMR de l’anglais « Small Modular Reactor ») ; de plaques métalliques enrichies en matériau fissile, par exemple à 20% ou plus en poids ; et/ou de combustible nucléaire pour un réacteur à neutrons rapides à uranium (ou RNR pour « Réacteur à Neutrons Rapides ») quel que soit le réfrigérant primaire : plomb, dans les réacteurs LFR (de l’anglais « Lead-cooled Fast Reactor ») ; Helium, dans les réacteurs GFR (de l’anglais « Gas-cooled Fast Reactor »), Sodium, dans les réacteurs SFR (de l’anglais « Sodium-cooled Fast Reactor ») Plomb-bismuth, dans les réacteurs LBE-FR (de l’anglais “Lead-Bismuth Eutectic cooled Fast Reactor”) Sels-fondus, dans les réacteurs MS-FR (de l’anglais « Molten Salt cooled Fast Reactor »). Des exemples de mise en œuvre de la méthode de production de combustible nucléaire à partir d’élément nucléaires 2 sont précisés par la suite. Dans un premier exemple, les éléments nucléaires 2 sont des plaques de combustible nucléaire pour réacteur nucléaire de recherche ou des cibles médicales nucléaires. La matière fissile 4 de tels éléments nucléaires 2 comprend généralement de l’uranium sous la forme d’alliage ou d’intermétallique d’uranium ou d’oxyde d’uranium. La méthode de production comprend la découpe des éléments nucléaires 2 en fragments 36 et optionnellement l’ajout aux fragments 36 d’uranium appauvri 38, si la teneur en uranium 235 de la matière fissile 4 des éléments nucléaires 2 est supérieure à 4,5%. Si l’uranium contenu dans la matière fissile 4 des éléments nucléaires 2 se trouve sous la forme d’alliage métallique d’uranium ou d’intermétallique d’uranium, la méthode de production comprend la réduction des fragments 36 en poudre par fusion et atomisation, éventuellement suivie d’un broyage, ou par friction et malaxage, éventuellement suivie d’un broyage, ou directement par broyage. La méthode de production comprend optionnellement le tamisage de la poudre. La méthode de production comprend ensuite l’oxydation de la poudre P, puis l’utilisation de la poudre P pour la fabrication de combustible nucléaire. Dans un deuxième exemple, les éléments nucléaires 2 sont des éléments de combustible nucléaire pour réacteur nucléaire à haute température (HTR). La matière fissile 4 de tels éléments nucléaires 2 comprend notamment de l’uranium sous la forme d’oxyde d’uranium et/ou d’oxycarbure d’uranium et/ou de carbure d’uranium U x C y . La méthode de production comprend la découpe des éléments nucléaires 2 en fragments 36 et optionnellement l’ajout aux fragments 36 d’uranium appauvri 38, si la teneur en uranium 235 de la matériau fissile 4 des éléments nucléaires 2 est supérieure à 4,5%. Dans le cas où l’uranium contenu dans la matériau fissile 4 des éléments nucléaires 2 se trouve sous la forme d’oxyde d’uranium UO 2 ou d’oxycarbure d’uranium UCO, la réduction en poudre est de préférence réalisée directement par broyage des fragments 36. La méthode de production comprend optionnellement le tamisage de la poudre P. La méthode de production comprend ensuite optionnellement l’oxydation de la poudre P, en particulier si l’uranium contenu dans la matériau fissile 4 des éléments nucléaires 2 se trouve sous la forme d’oxycarbure d’uranium UCO ou de carbures d’uranium U x C y . La méthode de production comprend ensuite l’utilisation de la poudre pour la fabrication de combustible nucléaire. Dans un troisième exemple, les éléments nucléaires 2 sont des éléments de combustible nucléaire pour un réacteur nucléaire modulaire (SMR) ou un réacteur nucléaire rapide (RNR). La matière fissile 4 de tels éléments nucléaires 2 comprend généralement de l’uranium sous la forme d’oxyde d’uranium ou d’alliage métallique d’uranium. La méthode de production comprend la découpe des éléments nucléaires 2 en fragments 36 et optionnellement l’ajout aux fragments 36 d’uranium appauvri 38, si la teneur en uranium 235 de la matériau fissile 4 des éléments nucléaires 2 est supérieure à 4,5%. La méthode de production comprend la réduction en poudre des fragments 36 par fusion et atomisation ou par friction et malaxage, éventuellement suivi d’un broyage, en particulier dans le cas où l’uranium contenu dans la matériau fissile 4 des éléments nucléaires 2 se trouve sous la forme d’alliage métallique d’uranium. Alternativement, La méthode de production comprend la réduction en poudre par broyage des fragments 36, en particulier dans le cas où l’uranium contenu dans la matériau fissile 4 des éléments nucléaires 2 se trouve sous la forme d’oxyde d’uranium, par exemple UO 2 ou U 3 O 8 . La méthode de production comprend ensuite l’oxydation de la poudre P si l’uranium contenu dans la matériau fissile 4 des éléments nucléaires 2 rebutés se trouve sous la forme d’alliage métallique d’uranium. L’étape d’oxydation de la poudre P n’est pas nécessaire si l’uranium contenu dans la matériau fissile 4 des éléments nucléaires 2 rebutés se trouve sous la forme d’oxyde d’uranium, par exemple UO 2 ou U 3 O 8 . La méthode de production comprend ensuite l’utilisation de la poudre pour la fabrication de combustible nucléaire. La méthode de production de combustible nucléaire proposée permet de valoriser facilement des éléments nucléaires 2 comprenant de la matière fissile 4 contenue dans une gaine 6, une capsule 8 ou dans un matériau composite 10, en les utilisant pour produire une poudre P uranifère, contenant de préférence de l’oxyde d’uranium, permettant la production de combustible nucléaire. La méthode de production est facile à mettre en œuvre et permet d’obtenir une poudre P uranifère avec une composition et une granulométrie appropriée, en particulier avec une teneur en uranium enrichi et un diamètre moyen des particules de la poudre P qui sont appropriés. La méthode de production permet de transformer des rebuts de fabrication et/ou des produits non irradiés ou faiblement irradiés en combustible nucléaire. La méthode de production de réduire les stockages intermédiaires et définitifs des rebuts de fabrication et/ou des produits non irradiés ou faiblement irradiés en produisant du combustible nucléaire. Elle permet de réduire la consommation globale d’uranium à la hauteur des rebuts de production qui sont généralement supérieur à 5%. La méthode de production limite la production de déchets, la poudre produite à l’issue de la mise en œuvre de la méthode de production pouvant entièrement être utilisée pour la production de combustible nucléaire de puissance. La méthode de production permet aussi de séparer l’uranium d’autres éléments chimiques dans la filière de traitement des déchets. Ces avantages procurent un gain environnemental et un gain financier. Méthode de production d’un combustible nucléaire à partir d’éléments nucléaires comprenant chacun une matière fissile contenue dans une gaine, une capsule ou un matériau composite formé par la matière fissile dispersée dans une matrice, la méthode de traitement comprenant : la découpe des éléments nucléaires en fragments ; la réduction en poudre des fragments pour obtenir une poudre ; et l’utilisation de la poudre pour la fabrication de combustible nucléaire. Méthode de production selon la revendication 1, comprenant l’ajout d’uranium appauvri aux fragments avant la réduction en poudre. Méthode de production selon la revendication 2, dans laquelle de l’uranium appauvri est ajouté aux fragments si l’enrichissement de la matière fissile des éléments nucléaires en uranium 235 (U-235) est égal ou supérieur à 4,5% en masse. Méthode de production selon l’une quelconque des revendications précédentes, dans laquelle la réduction en poudre comprend la fusion des fragments de manière à obtenir une masse fondue, et l’atomisation de la masse fondue ou la friction et le malaxage des fragments. Méthode de production selon la revendication 4, dans laquelle la réduction en poudre comprend le broyage du matériau obtenu à l’issue de la fusion et atomisation des fragments ou de la friction et malaxage des fragments. Méthode de production selon l’une quelconque des revendications précédentes, dans laquelle la réduction en poudre comprend le broyage des fragments. Méthode de production selon l’une quelconque des revendications précédentes, comprenant le tamisage de la poudre. Méthode de production selon l’une quelconque des revendications précédentes, dans laquelle les particules de poudre possèdent un diamètre moyen égal ou inférieur à 2 mm, de préférence égal ou inférieur à 1.000 micromètres, encore de préférence égale ou inférieur à 200 micromètres. Méthode de production selon l’une quelconque des revendications précédentes, comprenant l’oxydation de la poudre par traitement thermique sous une atmosphère oxydante. Méthode de production selon la revendication 9, dans laquelle l’oxydation est réalisée à une température égale ou inférieure à 2.000°C, de préférence à une température égale ou inférieure à 1.300°C et/ou à une température égale ou supérieure à 300°C. Méthode de production selon la revendication 9 ou 10, dans laquelle l’atmosphère oxydante est une atmosphère sèche ou une atmosphère humide, en particulier un atmosphère d’air sec ou d’air humide. Méthode de production selon l’une quelconque des revendications précédentes, dans laquelle la poudre est utilisée pour la production de combustible nucléaire pour réacteur à haute température (ou HTR de l’anglais « High Temperature Reactor ») ou du combustible nucléaire pour un petit réacteur modulaire (ou SMR de l’anglais « Small Modular Reactor ») ou une plaque métallique enrichie en matériau fissile, par exemple à 20% ou plus en poids ou de l’uranium faiblement enrichi et haut dosage (ou HALEU de l’anglais « High Assay Low Enriched Uranium) ou de l’uranium faiblement enrichi (ou LEU de l’anglais « Low Enriched Uranium ») ou du combustible nucléaire pour un réacteur à neutrons rapides à uranium (ou RNR pour « Réacteur à Neutrons Rapides »). Méthode de production selon l’une quelconque des revendications précédentes, dans laquelle la matière fissile contient de de l’uranium et/ou du plutonium, l’uranium étant en particulier présent sous forme d’oxyde d’uranium, par exemple UO 2 , U 4 O 9 , U3O 7 , U 3 O 8 et/ou d’oxycarbure d’uranium (UCO) et/ou de carbure d’uranium (U x C y ) et/ou d’alliage métallique d’uranium et/ou d’intermétallique d’uranium, par exemple U-Si, en particulier U 3 Si 2 , U-Al, U-Mo, U-Zr, U-Nb. Méthode de production selon l’une quelconque des revendications précédentes, dans laquelle les éléments nucléaires sont des éléments nucléaires non-irradiés ou faiblement irradiés et/ou ou rebutés. Méthode de production selon l’une quelconque des revendications précédentes dans laquelle les éléments nucléaires utilisés pour la mise en œuvre de la méthode de production comprennent des éléments de combustible nucléaire, par exemple pour réacteur à haute température (ou HTR de l’anglais « High Temperature Reactor ») et/ouou pour petit réacteur modulaire (ou SMR de l’anglais « Small Modular Reactor ») et/ouou pour réacteur à neutrons rapides à uranium (ou RNR pour « Réacteur à Neutrons Rapides ») et/ou pour réacteur à eau pressurisée (ou PWR de l’anglais « Pressurized Water Reactor ») et/ou pour réacteur à eau bouillante (ou BWR de l’anglais « Boiling Water Reactor »), et/ou des plaques de combustible nucléaire et/ou des cibles médicales nucléaires et/ou des particules de combustible nucléaire encapsulé, par exemple de type TRISO (de l’anglais « Tristructural-isotropic ») et/ou des éléments de combustible nucléaire comprenant un matériau composite contenant la matière fissile dispersée dans une matrice, par exemple de type cermet (céramique – métal) ou cercer (céramique-céramique), et/ou des éléments de combustible nucléaire de type MOX (de l’anglais « Mixed-Oxydes »). Méthode de production selon l’une quelconque des revendications précédentes, dans laquelle le combustible nucléaire produit est un combustible nucléaire de puissance prévu pour une utilisation dans un réacteur nucléaire de production d’énergie, et/ou les éléments nucléaires comprennent des éléments de combustible nucléaire de réacteur de recherche, des cibles de production de radio-isotopes et/ou des éléments de combustible nucléaire de puissance.