La centrale nucléaire de Beloyarsk , qui abrite les réacteurs BN-600 et BN-800 , est la seule centrale nucléaire à surgénération encore en exploitation commerciale en 2026. Un r...
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La centrale nucléaire de Beloyarsk , qui abrite les réacteurs BN-600 et BN-800 , est la seule centrale nucléaire à surgénération encore en exploitation commerciale en 2026.
Les réacteurs surgénérateurs y parviennent grâce à leur économie neutronique suffisamment élevée pour produire plus de combustible fissile qu'ils n'en consomment. Ces neutrons supplémentaires sont absorbés par le matériau fertile chargé dans le réacteur avec le combustible fissile. Ce matériau fertile irradié se transmute alors en matériau fissile, lequel peut subir des réactions de fission .
Les réacteurs surgénérateurs ont d'abord été considérés comme attrayants car ils utilisaient plus complètement le combustible d'uranium que les réacteurs à eau légère , mais l'intérêt a diminué après les années 1960 à mesure que de nouvelles réserves d'uranium ont été découvertes et que de nouvelles méthodes d' enrichissement de l'uranium ont réduit les coûts du combustible.
Des réacteurs surgénérateurs ont été développés et exploités en Russie, en Inde, au Japon, aux États-Unis, en France et en Chine, mais seule la Russie exploite actuellement un réacteur surgénérateur à neutrons rapides commercial (en avril 2026).
La production d'actinides transuraniens lourds dans les réacteurs à fission de neutrons thermiques actuels repose sur la capture et la désintégration de neutrons. À partir de l'uranium-238, des isotopes du plutonium, de l'américium et du curium sont produits. Dans un réacteur surgénérateur à neutrons rapides, tous ces isotopes peuvent être utilisés comme combustible.
Plusieurs types de réacteurs surgénérateurs sont possibles :
Un réacteur surgénérateur est un réacteur nucléaire conçu pour une très grande économie neutronique , avec un taux de conversion supérieur à 1,0. En principe, presque tous les réacteurs peuvent être adaptés pour devenir surgénérateurs. Par exemple, le réacteur à eau légère , un réacteur thermique à modération poussée, a évolué vers le concept RMWR , utilisant de l'eau légère sous forme supercritique à faible densité pour accroître suffisamment l'économie neutronique et permettre la surgénération.
Outre les réacteurs refroidis à l'eau, de nombreux autres types de réacteurs surgénérateurs sont actuellement envisagés. Il s'agit notamment des réacteurs refroidis par sels fondus , par gaz et par métal liquide, déclinés en de nombreuses variantes. Presque tous ces types de réacteurs peuvent être alimentés à l' uranium , au plutonium , à divers actinides mineurs ou au thorium , et peuvent être conçus pour répondre à différents objectifs, tels que la production de combustible fissile, un fonctionnement stable à long terme ou l'incinération active des déchets nucléaires .
Les réacteurs existants sont parfois classés en deux grandes catégories selon leur spectre neutronique, ce qui permet généralement de distinguer ceux conçus pour utiliser principalement l'uranium et les transuraniens de ceux conçus pour utiliser le thorium et éviter les transuraniens. Ces réacteurs sont :
Les réacteurs surgénérateurs thermiques utilisent des neutrons à spectre thermique ou lents (c'est-à-dire modérés ) pour produire de l'uranium 233 fissile à partir de thorium . Compte tenu du comportement des différents combustibles nucléaires, un réacteur surgénérateur thermique n'est considéré comme commercialement viable qu'avec du thorium, ce qui évite l'accumulation de transuraniens plus lourds.
réacteur surgénérateur rapide
Schéma illustrant la différence entre les LMFBR de type boucle et à piscineRéacteur surgénérateur expérimental II , qui a servi de prototype pour le réacteur à neutrons rapides intégral
Type en boucle , dans lequel le fluide de refroidissement primaire circule à travers des échangeurs de chaleur primaires situés à l'extérieur de la cuve du réacteur (mais à l'intérieur du bouclier biologique en raison de la présence de 24 Na radioactif dans le fluide de refroidissement primaire).
Type piscine , dans lequel les échangeurs de chaleur et les pompes primaires sont immergés dans la cuve du réacteur
De nombreux réacteurs à neutrons rapides (RNR) entourent le cœur d'une enveloppe de tubes contenant de l'uranium-238 non fissile. Ce dernier, en capturant les neutrons rapides issus de la réaction au sein du cœur, se transforme en plutonium-239 fissile (comme une partie de l'uranium présent dans le cœur), lequel est ensuite retraité et utilisé comme combustible nucléaire. D'autres conceptions de RNR reposent sur la géométrie du combustible (qui contient également de l'uranium-238), agencée de manière à obtenir une capture suffisante de neutrons rapides. La section efficace de fission du plutonium-239 (ou de l'uranium-235 fissile) est beaucoup plus faible dans un spectre rapide que dans un spectre thermique, de même que le rapport entre la section efficace de fission du <sup> 239</sup> Pu/ <sup>235</sup> U et la section efficace d'absorption de l'<sup> 238 </sup> U. Ceci augmente la concentration de <sup>239</sup> Pu/ <sup>235</sup> U nécessaire au maintien d'une réaction en chaîne , ainsi que le rapport entre la régénération et la fission. En revanche, un réacteur à neutrons rapides ne nécessite aucun modérateur pour ralentir les neutrons , tirant parti du fait que les neutrons rapides produisent un plus grand nombre de neutrons par fission que les neutrons lents. C'est pourquoi l'eau liquide ordinaire , étant à la fois modérateur et absorbeur de neutrons , est un fluide caloporteur primaire inadapté aux réacteurs à neutrons rapides. Étant donné les importantes quantités d'eau nécessaires dans le cœur pour refroidir le réacteur, le rendement en neutrons et, par conséquent, la régénération du <sup>239 </sup> Pu sont fortement affectés. Des travaux théoriques ont été menés sur des réacteurs à eau à modération réduite , qui pourraient présenter un spectre suffisamment rapide pour fournir un taux de régénération légèrement supérieur à 1. Ceci entraînerait probablement une réduction de puissance inacceptable et des coûts élevés dans un réacteur refroidi à l'eau liquide, mais le fluide caloporteur, l'eau supercritique, du réacteur à eau supercritique (RESC), possède une capacité thermique suffisante pour permettre un refroidissement adéquat avec moins d'eau, rendant ainsi possible la réalisation d'un réacteur à eau à spectre rapide.
Le type de fluide caloporteur, les températures et le spectre des neutrons rapides soumettent le matériau de gainage du combustible (généralement de l'acier inoxydable austénitique ou des aciers ferritiques-martensitiques) à des conditions extrêmes. La compréhension des dommages causés par les radiations, des interactions avec le fluide caloporteur, des contraintes et des températures est essentielle au fonctionnement sûr de tout cœur de réacteur. Tous les matériaux utilisés jusqu'à présent dans les réacteurs à neutrons rapides refroidis au sodium présentent des limites connues. L'acier allié renforcé par dispersion d'oxydes est considéré comme le matériau de gainage du combustible résistant aux radiations à long terme, capable de pallier les insuffisances des matériaux actuellement utilisés.
Réacteur à neutrons rapides intégral
L'un des modèles de réacteur à neutrons rapides, conçu spécifiquement pour répondre aux problèmes d'élimination des déchets et du plutonium, était le réacteur rapide intégré (RRI, également connu sous le nom de réacteur surgénérateur rapide intégré, bien que le réacteur d'origine ait été conçu pour ne pas produire un surplus net de matière fissile).
Pour résoudre le problème de l'élimination des déchets, l'IFR disposait d'une unité de retraitement du combustible par électrolyse sur site. Cette unité recyclait l'uranium et tous les transuraniens (et pas seulement le plutonium) par électrodéposition , ne laissant dans les déchets que des produits de fission à courte période . Certains de ces produits de fission pouvaient ensuite être séparés pour des usages industriels ou médicaux, tandis que le reste était envoyé dans un site de stockage de déchets. Le système de pyrotraitement de l'IFR utilise des cathodes de cadmium fondu et des électroraffineurs pour retraiter le combustible métallique directement sur le site du réacteur. Ces systèmes mélangent tous les actinides mineurs avec l'uranium et le plutonium. Compacts et autonomes, ils évitent le transport de matériaux contenant du plutonium hors du site du réacteur surgénérateur. Les réacteurs surgénérateurs intégrant cette technologie seraient très probablement conçus avec des taux de surgénération proches de 1,00, de sorte qu'après un chargement initial d'uranium enrichi et/ou de plutonium, le réacteur ne serait rechargé qu'avec de petites quantités d' uranium naturel . Une quantité d'uranium naturel équivalente à un bloc de la taille d'une caisse de lait, livrée une fois par mois, suffirait à alimenter un tel réacteur d'un gigawatt. Ces réacteurs surgénérateurs autonomes sont actuellement envisagés comme l'objectif ultime des concepteurs de réacteurs nucléaires : l'autonomie et l'autosuffisance. Le projet a été annulé en 1994 par la secrétaire à l'Énergie des États-Unis, Hazel O'Leary .
Le premier réacteur à neutrons rapides construit et exploité fut le réacteur à plutonium rapide de Los Alamos (« Clementine ») à Los Alamos, au Nouveau-Mexique. Clementine était alimenté par du plutonium en phase delta stabilisé au gallium et refroidi au mercure. Il comportait une « fenêtre » de thorium 232 en prévision d'expériences de surgénération, mais aucun rapport n'a été publié à ce sujet.
Un autre réacteur rapide proposé est un réacteur rapide à sels fondus , dans lequel les propriétés modératrices des sels fondus sont négligeables. Ceci est généralement obtenu en remplaçant les fluorures de métaux légers (par exemple LiF, BeF₂ ) présents dans le sel porteur par des chlorures de métaux plus lourds (par exemple KCl, RbCl, ZrCl₄ ) .EBR-I , 1951) à plus de 1 000 MWe . En 2006, cette technologie n'était pas économiquement compétitive par rapport aux réacteurs thermiques, mais l'Inde , le Japon, la Chine, la Corée du Sud et la Russie ont investi massivement dans la recherche et le développement des RSR, anticipant une évolution positive à long terme grâce à la hausse du prix de l'uranium. L'Allemagne, en revanche, a abandonné cette technologie pour des raisons de sécurité. Le réacteur surgénérateur rapide SNR-300 a été achevé après 19 ans de travaux, malgré des dépassements de coûts s'élevant à 3,6 milliards d' Le réacteur de Shippingport, utilisé comme prototype de réacteur surgénérateur à eau légère pendant cinq ans à partir d'août 1977
Le réacteur à eau lourde de dernière génération est l'une des rares applications à grande échelle du thorium envisagées. L'Inde développe cette technologie, motivée par ses importantes réserves de thorium ; près d'un tiers des réserves mondiales de thorium se trouvent en Inde, pays qui ne dispose pas de réserves importantes d'uranium.
Le troisième et dernier cœur du réacteur de 60 MWe de la centrale nucléaire de Shippingport était un réacteur surgénérateur au thorium à eau légère, mis en service en 1977. Il utilisait des pastilles de dioxyde de thorium et d'oxyde d'uranium 233 ; initialement, la teneur en U-233 des pastilles était de 5 à 6 % dans la zone d'ensemencement, de 1,5 à 3 % dans la zone de couverture et nulle dans la zone de réflecteur. Fonctionnant à 236 MWth, il générait 60 MWe et a finalement produit plus de 2,1 milliards de kilowattheures d'électricité. Après cinq ans, le cœur a été retiré et contenait près de 1,4 % de matière fissile de plus qu'à son installation, démontrant ainsi la surgénération à partir du thorium.
Les réacteurs surgénérateurs pourraient, en principe, extraire la quasi-totalité de l'énergie contenue dans l'uranium ou le thorium, réduisant ainsi les besoins en combustible d'un facteur 100 par rapport aux réacteurs à eau légère à passage unique, largement utilisés, qui extraient moins de 1 % de l'énergie de l'actinide (uranium ou thorium) extrait de la Terre. Le rendement élevé des réacteurs surgénérateurs pourrait considérablement atténuer les préoccupations liées à l'approvisionnement en combustible, à l'énergie consommée pour l'extraction minière et au stockage des déchets radioactifs. L'extraction d'uranium à partir de l'eau de mer (actuellement trop coûteuse pour être rentable) fournirait suffisamment de combustible pour alimenter les réacteurs surgénérateurs et satisfaire les besoins énergétiques mondiaux pendant 5 milliards d'années, au rythme de consommation énergétique de 1983, faisant ainsi de l'énergie nucléaire une énergie renouvelable . Outre l'eau de mer, les roches granitiques de la croûte terrestre contiennent en moyenne des quantités importantes d'uranium et de thorium qui, grâce aux réacteurs surgénérateurs, pourraient fournir une énergie abondante pour la durée de vie restante du Soleil sur la séquence principale de son évolution.
De manière générale, le combustible nucléaire usé comprend trois composants principaux. Le premier est constitué des produits de fission , fragments d'atomes de combustible résultant de leur fission pour libérer de l'énergie. Ces produits de fission comprennent des dizaines d'éléments et des centaines d'isotopes, tous plus légers que l'uranium. Le deuxième composant principal est constitué des transuraniens (atomes plus lourds que l'uranium), produits à partir d'uranium ou d'atomes plus lourds présents dans le combustible lorsqu'ils absorbent des neutrons sans subir de fission. Tous les isotopes transuraniens appartiennent à la série des actinides du tableau périodique , et sont donc souvent appelés actinides. Le composant majoritaire est l'uranium résiduel, composé d'environ 98,25 % d'uranium 238, 1,1 % d'uranium 235 et 0,65 % d'uranium 236. L'U-236 provient de la réaction de capture sans fission où l'U-235 absorbe un neutron mais ne libère qu'un rayon gamma de haute énergie au lieu de subir une fission.
Le comportement physique des produits de fission diffère nettement de celui des actinides. En particulier, les produits de fission ne subissent pas de fission et ne peuvent donc pas être utilisés comme combustible nucléaire. De fait, comme ils sont souvent des poisons neutroniques (absorbant les neutrons susceptibles d'entretenir une réaction en chaîne), les produits de fission sont considérés comme les « cendres » nucléaires résiduelles de la consommation de matières fissiles. Par ailleurs, seuls sept isotopes de produits de fission à longue durée de vie ont une demi-vie supérieure à cent ans, ce qui rend leur stockage ou leur élimination géologique moins problématique que pour les matières transuraniennes.
Face aux préoccupations croissantes concernant les déchets nucléaires, les cycles de combustible surgénérateurs suscitent un regain d'intérêt car ils permettent de réduire les déchets d'actinides, notamment le plutonium et les actinides mineurs. Les réacteurs surgénérateurs sont conçus pour utiliser la fission des déchets d'actinides comme combustible et ainsi les convertir en produits de fission. Après son extraction d'un réacteur à eau légère, le combustible nucléaire usé subit une désintégration complexe, chaque nucléide se désintégrant à un rythme différent. Il existe un écart important entre les périodes de désintégration des produits de fission et celles des isotopes transuraniens. Si les transuraniens sont laissés dans le combustible usé, leur lente désintégration, sur une période de 1 000 à 100 000 ans, générerait la majeure partie de la radioactivité présente dans ce combustible. Par conséquent, l'élimination des transuraniens des déchets permet de réduire considérablement la radioactivité à long terme du combustible nucléaire usé.
Les réacteurs à eau légère commerciaux actuels produisent effectivement de nouveaux matériaux fissiles, principalement sous forme de plutonium. N'ayant jamais été conçus comme des réacteurs surgénérateurs, ils ne convertissent pas suffisamment d'uranium-238 en plutonium pour remplacer l'uranium-235 consommé. Néanmoins, au moins un tiers de l'énergie produite par les réacteurs nucléaires commerciaux provient de la fission du plutonium généré dans le combustible. Même avec ce niveau de consommation de plutonium, les réacteurs à eau légère ne consomment qu'une partie du plutonium et des actinides mineurs qu'ils produisent, et des isotopes non fissiles du plutonium s'accumulent, ainsi que des quantités importantes d'autres actinides mineurs.
Les cycles de combustible surgénérateurs suscitent un regain d'intérêt en raison de leur potentiel de réduction des déchets d'actinides, notamment divers isotopes du plutonium et les actinides mineurs (neptunium, américium, curium, etc.) . Les réacteurs surgénérateurs à cycle de combustible fermé utiliseraient la quasi-totalité des isotopes de ces actinides qui leur sont introduits, ce qui réduirait leurs besoins en combustible d'un facteur d'environ 100. Le volume de déchets produits serait également réduit d'un facteur d'environ 100. Malgré cette réduction considérable du volume de déchets, l' activité de ces déchets reste comparable à celle des déchets produits par un réacteur à eau légère
Les déchets d'un réacteur surgénérateur présentent un comportement de désintégration différent car ils sont composés de matériaux différents. Les déchets d'un réacteur surgénérateur sont principalement constitués de produits de fission, tandis que les déchets d'un réacteur à eau légère sont principalement composés d'isotopes d'uranium non utilisés et d'une grande quantité de transuraniens. Après plus de 100 000 ans d'arrêt de production du combustible nucléaire usé d'un réacteur à eau légère, les transuraniens constitueraient la principale source de radioactivité. Leur élimination permettrait de réduire considérablement la radioactivité à long terme du combustible usé.
En principe, les cycles de combustible des réacteurs surgénérateurs permettent de recycler et de consommer tous les actinides , ne laissant que les produits de fission. Comme l'indique le graphique de cette section, les produits de fission présentent une particularité dans leur période radioactive totale : aucun produit de fission n'a une période radioactive comprise entre 91 et 200 000 ans. Du fait de cette particularité physique, après plusieurs centaines d'années de stockage, l'activité des déchets radioactifs d'un réacteur à neutrons rapides chuterait rapidement au faible niveau des produits de fission à longue durée de vie . Cependant, pour bénéficier de cet avantage, il est nécessaire de séparer très efficacement les transuraniens du combustible usé. Si les méthodes de retraitement du combustible utilisées laissent une grande fraction des transuraniens dans le flux de déchets final, cet avantage serait fortement réduit
Les neutrons rapides du réacteur à neutrons rapides (RNR) peuvent fissionner les noyaux d'actinides possédant un nombre pair de protons et de neutrons. Ces noyaux sont généralement dépourvus des résonances de neutrons thermiques à basse vitesse caractéristiques des combustibles fissiles utilisés dans les réacteurs à eau légère (REL). Le cycle du combustible au thorium produit intrinsèquement des quantités moindres d'actinides lourds. Le matériau fertile du cycle du thorium a une masse atomique de 232, tandis que celui du cycle de l'uranium a une masse atomique de 238. Cette différence de masse implique que le thorium-232 nécessite six captures neutroniques supplémentaires par noyau avant que les éléments transuraniens puissent être produits. Outre cette simple différence de masse, le réacteur dispose de deux opportunités de fission des noyaux à mesure que leur masse augmente : d'abord sous forme de noyaux combustibles efficaces U233, puis, après absorption de deux neutrons supplémentaires, sous forme de noyaux combustibles U235.
Un réacteur dont la fonction principale est la destruction des actinides plutôt que l'augmentation des stocks de combustible fissile est parfois appelé réacteur à combustion . La surgénération et la combustion dépendent toutes deux d'une bonne économie de neutrons, et de nombreux modèles permettent l'une ou l'autre. Les réacteurs surgénérateurs entourent le cœur d'une couverture fertile. Les réacteurs à combustion de déchets entourent le cœur de déchets non fertiles destinés à être détruits. Certains modèles ajoutent des réflecteurs ou des absorbeurs de neutrons.
Conception
Probabilités de fission de certains actinides, sous l'effet de neutrons thermiques et rapides. Les pourcentages de fission thermique et rapide indiquent la fraction de noyaux fissurés lorsqu'ils sont frappés par un neutron donné. Les noyaux restants subissent une capture neutronique.
Isotope
section efficace de fission thermique
% de fission thermique
section efficace de fission rapide
% de fission rapide
grange
59
2.063 grange
95
n = non fissile
Taux de conversion
L'un des indicateurs de performance d'un réacteur est le « taux de conversion », défini comme le rapport entre le nombre d'atomes fissiles produits et le nombre d'atomes fissiles consommés. Tous les réacteurs nucléaires proposés, à l'exception des réacteurs à actinides spécialement conçus et exploités présentent un certain degré de conversion. Tant qu'une quantité quelconque de matière fissile est présente dans le flux neutronique du réacteur, de nouveaux atomes fissiles sont toujours créés. Lorsque le taux de conversion est supérieur à 1, on parle souvent de « taux de reproduction ».
Par exemple, les réacteurs à eau légère couramment utilisés ont un taux de conversion d'environ 0,6. Les réacteurs à eau lourde pressurisée fonctionnant à l'uranium naturel ont un taux de conversion de 0,8. Dans un réacteur surgénérateur, le taux de conversion est supérieur à 1. Le « seuil de rentabilité » est atteint lorsque le taux de conversion atteint 1,0 et que le réacteur produit autant de matière fissile qu'il en consomme.
Temps de doublement
Le temps de doublement correspond au temps nécessaire à un réacteur surgénérateur pour produire suffisamment de matière fissile neuve afin de remplacer le combustible initial et de produire également une quantité équivalente de combustible pour un autre réacteur nucléaire. Ce temps était considéré comme un indicateur important de la performance des réacteurs surgénérateurs au début du développement nucléaire, lorsque l'uranium était perçu comme une ressource rare. Cependant, l'uranium étant aujourd'hui plus abondant qu'on ne le pensait, et compte tenu de la quantité de plutonium présente dans le combustible usé, le temps de doublement est devenu un critère moins pertinent dans la conception des réacteurs surgénérateurs modernes.
Burnup
Le taux de combustion mesure la quantité d'énergie extraite d'une masse donnée de métal lourd dans le combustible, souvent exprimée (pour les réacteurs de puissance) en gigawatt-jours par tonne de métal lourd. Ce taux est un facteur important pour déterminer les types et les abondances d'isotopes produits par un réacteur à fission. Les réacteurs surgénérateurs ont, de par leur conception, un taux de combustion élevé par rapport aux réacteurs conventionnels, car ils produisent une plus grande partie de leurs déchets sous forme de produits de fission, la plupart, voire la totalité, des actinides étant destinés à être fissurés et détruits.
Par le passé, le développement des réacteurs surgénérateurs s'est concentré sur des réacteurs à faible taux de surgénération, allant de 1,01 pour le réacteur de Shippingport fonctionnant au thorium et refroidi à l'eau légère conventionnelle, à plus de 1,2 pour le réacteur soviétique BN-350 refroidi au métal liquide . Des modèles théoriques de réacteurs surgénérateurs utilisant du sodium liquide comme fluide caloporteur dans des tubes situés à l'intérieur des éléments combustibles (construction « tube dans calandre ») suggèrent que des taux de surgénération d'au moins 1,8 sont possibles à l'échelle industrielle . Le réacteur d'essai soviétique BR-1 a atteint un taux de surgénération de 2,5 dans des conditions non commerciales
Retraitement
La fission du combustible nucléaire dans tout réacteur produit inévitablement des produits de fission absorbant les neutrons . Le combustible issu d'un réacteur surgénérateur doit ensuite être retraité pour éliminer ces produits . Cette étape est indispensable pour exploiter pleinement la capacité de produire autant, voire plus, de combustible que consommé. Tout retraitement présente un risque de prolifération , car il peut extraire du combustible usé des matières utilisables pour la fabrication d'armes nucléaires. La technique de retraitement la plus courante, PUREX , est particulièrement préoccupante car elle a été expressément conçue pour séparer le plutonium. Les premières propositions concernant le cycle du combustible des réacteurs surgénérateurs soulevaient un risque de prolifération encore plus important, car elles prévoyaient l'utilisation de PUREX pour séparer le plutonium sous une forme isotopique très intéressante pour la fabrication d'armes nucléaires.
Plusieurs pays développent des méthodes de retraitement qui ne séparent pas le plutonium des autres actinides. Par exemple, le procédé d'électrolyse pyrométallurgique sans eau , utilisé pour retraiter le combustible d'un réacteur à neutrons rapides intégré , laisse d'importantes quantités d'actinides radioactifs dans le combustible. Parmi les systèmes de retraitement plus conventionnels à base d'eau, on peut citer SANEX, UNEX, DIAMEX, COEX et TRUEX, ainsi que des propositions visant à combiner PUREX avec ces procédés et d'autres co-procédés. Tous ces systèmes présentent une résistance à la prolifération légèrement supérieure à celle de PUREX, bien que leur taux d'adoption soit faible.
Dans le cycle du thorium, le thorium-232 se forme en se convertissant d'abord en protactinium-233, qui se désintègre ensuite en uranium-233. Si le protactinium demeure dans le réacteur, de faibles quantités d'uranium-232 sont également produites. Ce dernier contient du thallium-208, un puissant émetteur gamma , dans sa chaîne de désintégration. À l'instar des réacteurs à uranium, plus le combustible et les matériaux fertiles restent longtemps dans le réacteur, plus ces éléments indésirables s'accumulent. Dans les réacteurs au thorium commerciaux envisagés , des niveaux élevés d'uranium-232 pourraient s'accumuler, entraînant des doses de rayonnement gamma extrêmement élevées pour tout uranium issu du thorium. Ces rayons gamma compliquent la manipulation en toute sécurité d'une arme et la conception de son électronique ; c'est pourquoi l'uranium-233 n'a jamais été envisagé pour la fabrication d'armes, au-delà des démonstrations de faisabilité.
Bien que le cycle du thorium puisse présenter un risque de prolifération en ce qui concerne l'extraction de l'uranium-233 du combustible (du fait de la présence d'uranium-232), il comporte un risque de prolifération lié à une autre voie d'extraction de l'uranium-233. Cette voie consiste à extraire chimiquement le protactinium-233 et à le laisser se désintégrer en uranium-233 pur hors du réacteur. Ce procédé constitue une opération chimique manifeste qui n'est pas nécessaire au fonctionnement normal de ces réacteurs, mais il pourrait se produire en toute impunité, hors du contrôle d'organisations telles que l'Agence internationale de l'énergie atomique (AIEA). Il est donc impératif de s'en prémunir.
Production
Comme de nombreux aspects de l'énergie nucléaire, les réacteurs surgénérateurs rapides ont fait l'objet de nombreuses controverses au fil des ans. En 2010, le Groupe international d'experts sur les matières fissiles ( GIEC) a déclaré : « Après six décennies et des dépenses équivalentes à des dizaines de milliards de dollars, la promesse des réacteurs surgénérateurs reste largement insatisfaite et les efforts visant à les commercialiser ont été progressivement réduits dans la plupart des pays. » En Allemagne, au Royaume-Uni et aux États-Unis, les programmes de développement de réacteurs surgénérateurs ont été abandonnés. La justification du développement des réacteurs surgénérateurs – parfois explicite, parfois implicite – reposait sur les hypothèses clés suivantes :
On s'attendait à ce que l'uranium soit rare et que les gisements à haute teneur s'épuisent rapidement si l'énergie de fission était déployée à grande échelle ; la réalité, cependant, est que depuis la fin de la guerre froide , l'uranium est beaucoup moins cher et plus abondant que ne l'avaient prévu les premiers concepteurs.
On s'attendait à ce que les réacteurs surgénérateurs deviennent rapidement compétitifs économiquement avec les réacteurs à eau légère qui dominent aujourd'hui le secteur nucléaire, mais la réalité est que leurs coûts d'investissement sont au moins 25 % supérieurs à ceux des réacteurs refroidis à l'eau.
On pensait que les réacteurs surgénérateurs pouvaient être aussi sûrs et fiables que les réacteurs à eau légère, mais des problèmes de sécurité sont évoqués concernant les réacteurs à neutrons rapides utilisant du sodium comme fluide caloporteur, où une fuite pourrait provoquer un incendie de sodium.
On s'attendait à ce que les risques de prolifération liés aux réacteurs surgénérateurs et à leur cycle de combustible « fermé », dans lequel le plutonium serait recyclé, puissent être maîtrisés. Cependant, puisque les réacteurs surgénérateurs produisent du plutonium à partir d'U-238 et que les réacteurs au thorium produisent de l'U-233 fissile à partir de thorium, tous les cycles de surgénération pourraient théoriquement présenter des risques de prolifération. Or, l'U-232, toujours présent dans l'U-233 produit dans les réacteurs surgénérateurs, est un puissant émetteur gamma via ses produits de filiation, ce qui rendrait la manipulation de l'arme extrêmement dangereuse et son élimination facile.
Certains anciens opposants au nucléaire se sont ralliés à cette énergie, la considérant comme une source d'électricité propre, car les réacteurs surgénérateurs recyclent efficacement la majeure partie de leurs déchets. Ceci résout l'un des principaux problèmes liés à l'énergie nucléaire. Le documentaire « Pandora's Promise » défend les réacteurs surgénérateurs, car ils constituent une véritable alternative à haute puissance aux énergies fossiles. Selon le film, une livre d'uranium fournit autant d'énergie que 5 000 barils de pétrole .
programme nucléaire en trois phases . Le réacteur prototype surgénérateur rapide (PFBR) de 500 MWe de Kalpakkam a atteint sa première criticité le 6 avril 2026 , marquant une étape majeure du programme indien. Ce programme vise à utiliser le thorium-232 fertile pour produire de l'uranium-233 fissile. L'intérêt de l'Inde pour le thorium s'explique par ses importantes réserves nationales, bien que des ressources en thorium soient également disponibles en abondance à l'échelle mondiale.
BHAVINI , une entreprise indienne du secteur nucléaire, a été créée en 2003 pour construire, mettre en service et exploiter tous les réacteurs surgénérateurs rapides de deuxième génération prévus dans le cadre du programme nucléaire indien en trois phases . Pour mener à bien ce projet, le FBR-600 est un réacteur à piscine refroidi au sodium d'une puissance de 600 MWe.
Le réacteur expérimental chinois à neutrons rapides est un réacteur de type piscine refroidi au sodium, d'une puissance de 65 MW (thermique) et de 20 MW (électrique), avec une durée de vie nominale de 30 ans et un taux de combustion cible de 100 MWj/kg.
Chine
Le réacteur expérimental à neutrons rapides chinois (CER) est un prototype de 25 MW(e) du réacteur prototype à neutrons rapides chinois (CPNR) en projet. Il a commencé à produire de l'électricité en 2011. La Chine a lancé un projet de recherche et développement sur la technologie des réacteurs surgénérateurs thermiques à sels fondus de thorium (réacteur au thorium à fluorure liquide), annoncé officiellement lors de la conférence annuelle de l' Académie chinoise des sciences en 2011. Son objectif final était d'étudier et de développer un système nucléaire à sels fondus à base de thorium sur une période d'environ 20 ans.
Corée du Sud
La Corée du Sud développe un modèle de réacteur à neutrons rapides modulaire standardisé destiné à l'exportation, afin de compléter les modèles de réacteurs à eau pressurisée standardisés et de réacteurs CANDU qu'elle a déjà développés et construits, mais elle ne s'est pas encore engagée à construire un prototype.
Modèle en coupe du réacteur BN-600, remplacé par la famille de réacteurs BN-800Construction du réacteur BN-800
Russie
La Russie prévoit d'accroître significativement son parc de réacteurs surgénérateurs rapides. Le réacteur BN-800 (800 MWe) de Beloyarsk , achevé en 2012, a succédé au BN-600, plus petit . Il a atteint sa pleine capacité de production en 2016. La construction d'un réacteur BN-1200, plus puissant (1 200 MWe), devait initialement s'achever en 2018, et deux réacteurs BN-1200 supplémentaires devaient être construits d'ici fin 2030. Cependant, en 2015, Rosenergoatom a reporté sine die la construction afin d'améliorer la conception du combustible, suite à l'expérience acquise avec le réacteur BN-800, et pour des raisons de coûts.
En 2010, le gouvernement français a alloué 651,6 millions Commissariat à l'énergie atomique pour finaliser la conception d' ASTRID (Advanced Sodium Technological Reactor for Industrial Demonstration), un réacteur de quatrième génération de 600 MW dont la conception devait être finalisée en 2020. PRISM et travaillait de concert avec la France au développement d'ASTRID. En 2019, le CEA a annoncé que ce modèle ne serait pas construit avant le milieu du siècle.
Kirk Sorensen, ancien scientifique de la NASA et ingénieur nucléaire en chef chez Teledyne Brown Engineering , est depuis longtemps un fervent défenseur du cycle du combustible au thorium et, plus particulièrement, des réacteurs au thorium à fluorure liquide. En 2011, il a fondé Flibe Energy, une entreprise visant à développer des réacteurs LFTR de 20 à 50 MW destinés à alimenter des bases militaires.
En octobre 2010, GE Hitachi Nuclear Energy a signé un protocole d'accord avec les exploitants du site de Savannah River du département de l'Énergie des États-Unis . Cet accord devrait permettre la construction d'une centrale de démonstration basée sur le réacteur surgénérateur rapide S-PRISM de l'entreprise avant même que le projet n'obtienne l'approbation complète de la Commission de réglementation nucléaire ( NRC). En octobre 2011, le journal The Independent a rapporté que l'Autorité britannique de déclassement nucléaire (NDA) et des conseillers de haut niveau du ministère de l'Énergie et du Changement climatique (DECC) avaient demandé des informations techniques et financières sur le réacteur PRISM, notamment dans le but de réduire les stocks de plutonium du pays.
Le réacteur à ondes progressives (TWR) proposé dans un brevet d' Intellectual Ventures est un réacteur surgénérateur rapide conçu pour ne pas nécessiter de retraitement du combustible pendant toute sa durée de vie, qui s'étend sur plusieurs décennies. Dans ce réacteur, l'onde de combustion ne se propage pas d'une extrémité à l'autre, mais progressivement de l'intérieur vers l'extérieur. De plus, la composition du combustible évoluant par transmutation nucléaire, les barres de combustible sont continuellement réorganisées au sein du cœur afin d'optimiser le flux neutronique et la consommation de combustible à tout instant. Ainsi, au lieu de laisser l'onde se propager à travers le combustible, c'est le combustible lui-même qui est déplacé par une onde de combustion largement stationnaire. Ceci contredit de nombreux reportages médiatiques qui ont popularisé le concept, le comparant à un réacteur à combustion statique avec une zone de combustion se déplaçant le long d'une barre de combustible. En remplaçant une configuration de cœur statique par un cœur à « onde stationnaire » ou « soliton » géré activement, la conception de TerraPower évite le problème du refroidissement d'une zone de combustion très variable. Dans ce scénario, la reconfiguration des barres de combustible est effectuée à distance par des dispositifs robotisés. L’enceinte de confinement reste fermée pendant toute la procédure, et il n’y a pas d’arrêt de production associé.
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