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

Historiquement, la plupart des reacteurs experimentaux, en particulier les Reacteurs de Test et de Recherche, producteurs de hauts flux neutroniques, ont utilise du combustible metallique a haut enrichissement en U235 (>90%). La politique actuelle est de plafonner l'enrichissement en U235 a 20% (objectif de non-proliferation). Apres une premiere generation de combustible enrichi a 19.75% en U235 de type siliciure non retraitable, un consensus s'est degage au niveau international autour d'une nouvelle generation de combustible enrichi a 19.75% en U235, le combustible U-Mo (uranium - molybdene). Ce combustible permet de maintenir, voire d'ameliorer, les performances actuelles des reacteurs tout en garantissant une fin de cycle acceptable (combustible retraitable).CEA, COGEMA, CERCA, FRAMATOME et TECHNICATOME ont regroupe leurs moyens techniques, financiers et leur savoir-faire pour developper en commun ce nouveau combustible U-Mo. Il est destine aux reacteurs existants deja convertis ou devant se convertir a l'uranium faiblement enrichi (en France, en Allemagne, au Japon, en Suede, ...) ainsi qu'aux nouveaux reacteurs tels que le RJH en France ou RRR en Australie. Ce programme de R& D demarre en 1999 est conduit en coherence avec les travaux realises aux USA par l'Argonne National Laboratory. Compte tenu de la necessite imperieuse pour les reacteurs de disposer en 2006 de ce nouveau combustible, seul a offrir une veritable solution de fin de cycle, l'objectif du groupe U-Mo francais est de terminer la R& D et la qualification du combustible en 2005.