Le combustible MOX (ou MOx) est un combustible nucléaire constitué d'environ 8,5 % de plutonium et 91,5 % d'uranium appauvri. Le terme MOX est l'abréviation de « mélange d'oxydes » (ou mixed oxides en anglais) car le combustible MOX contient plus exactement du dioxyde de plutonium (PuO2) et du dioxyde d'uranium appauvri (UO2). Il se présente sous forme de poudre, granulés ou pastilles.
Actuellement, le MOX n'est produit que par l'usine Melox du groupe français Orano. Cette production constitue un débouché civil pour le plutonium issu des combustibles usés retraités à l'usine de la Hague. Les États-Unis et la Russie ont aussi envisagé que leurs surplus militaires de plutonium puissent être éliminés sous forme de MOx dans le cadre de la politique internationale de désarmement nucléaire.
Le MOX est apparu vers les années 1960 dans les centres de recherche (la première irradiation connue est celle du réacteur BR3 de Mol en 1964) et fut même testé par les États-Unis, qui le rejetèrent, le considérant dangereux et peu rentable.
L'explication du député français Christian Bataille sur l'origine de l'utilisation du MOX en France est la suivante : .
En 2010, dans le monde, la plupart des réacteurs nucléaires utilisent encore de l'uranium (UO2) comme combustible, mais en Europe, environ sont autorisés à utiliser du MOX, et plus de 30 font usage de ce droit.
Le combustible MOX est fabriqué dans une « jarre à boulets » où des galets broient à sec un mélange d'environ 3 % à 10 % de dioxyde de plutonium ajouté à du dioxyde d'uranium appauvri. De la qualité du broyage par les galets du broyeur dépendront les performances et l'aptitude au retraitement du plutonium. La poudre micronisée en fin de process doit être pure et parfaitement homogène en concentration de la solution solide (U,Pu)O2, ce qui implique une bonne interdiffusion des atomes U et Pu lors du frittage.
à partir d'un mélange de :
plutonium créé par capture neutronique de l' dans les réacteurs nucléaires et isolé lors du traitement du combustible usé ;
uranium appauvri issu de l'étape d'enrichissement de l'uranium.
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La surgénération ou surrégénération est la capacité d'un réacteur nucléaire à produire plus d'isotopes fissiles qu'il n'en consomme, en transmutant des isotopes fertiles en isotopes fissiles. Le seul isotope fissile disponible en tant que ressource naturelle sur Terre est l'uranium 235, directement exploitable dans le cycle du combustible nucléaire. La surgénération permet théoriquement de valoriser en tant que combustible nucléaire l'ensemble des matières fertiles tels l'uranium 238, qui représente plus de 99 % de l'uranium naturel, et le thorium, lui-même trois fois plus abondant que l'uranium.
L'uranium 238, noté U, est l'isotope de l'uranium dont le nombre de masse est égal à 238 : son noyau atomique compte et avec un spin 0+ pour une masse atomique de . Il est caractérisé par un excès de masse de et une énergie de liaison nucléaire par nucléon de . Son abondance naturelle est de 99,2742 %, le reste de l'uranium naturel (0,7258 %) étant constitué d'uranium 235 (0,7202 %) et d'uranium 234 (0,0055 %). L'uranium 238 est faiblement radioactif, avec une période de d'années ().
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