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L'énergie à découvert

 | 
Rémy Mosseri
, 
Catherine Jeandel

Quatrième partie. L'énergie nucléaire

9. La filière thorium

Elsa Merle-Lucotte

Texte intégral

Cycles de l’uranium et du thorium

1Contrairement à l’uranium 235 (235U) – sur lequel repose presque entièrement le nucléaire de fission actuellement – les deux autres isotopes lourds présents naturellement dans la croûte terrestre, 238U et 232Th, ne fissionnent pas lors de leur interaction avec un neutron lent. Par contre un neutron lent pénétrant dans un de ces noyaux peut y être capturé et transformer ces noyaux respectivement en 239U pour le premier et en 233Th pour le second. L’238U et le 232Th sont appelés « noyaux fertiles », car ils vont se transformer en quelques jours par « décroissance radioactive » respectivement en 239Pu et 233U, noyaux fissiles, avec l’intervention du protactinium (Pa) et du neptunium (Np), selon les cheminements suivants :

2Cycle uranium :

3Cycle thorium :

4Ces éléments fertiles étant naturellement beaucoup plus abondants sur Terre que l’235U, qui représente seulement 0,72 % de l’uranium naturel, de tels cycles permettent d’envisager une production d’énergie nucléaire de fission massive durant plus d’un millénaire.

5Cependant, le caractère non fissile du thorium naturel implique qu’il faudrait ajouter de la matière fissile afin d’amorcer la réaction en chaîne et de produire ainsi des neutrons permettant de transformer le 232Th fertile en 233U fissile. L’233U, une fois créé, est un excellent noyau fissile : c’est même l’isotope pour lequel le rapport entre la probabilité de capture d’un neutron non suivie de fission (formation de 234U) et la probabilité de fission après capture, est le plus faible de tous les éléments fissiles, ce qui correspond à une minimisation des pertes de neutrons dans le combustible*. La probabilité relative de capture et de fission des isotopes impactés par des neutrons dépend de l’énergie de ces derniers (neutrons dits « lents » pour les basses énergies, et « rapides » à haute énergie). Atteindre une situation de régénération de la matière fissile, c’est-à-dire remplacer un noyau d’233U fissile disparu par fission ou capture, par un autre noyau d’233U généré par capture sur le thorium (et définir ainsi un réacteur régénérateur), est possible pour le couple (232Th, 233U) à neutrons lents ou à neutrons rapides, contrairement au couple (238U, 239Pu) pour lequel cela n’est possible que pour les neutrons rapides.

Le thorium comme combustible solide

6Dans l’hypothèse d’un déploiement de la génération suivante de réacteurs nucléaires plus tardif par rapport aux projections actuelles et d’une augmentation importante de la consommation mondiale d’uranium dans les prochaines décennies, l’utilisation du thorium dans les réacteurs actuels à spectre neutronique thermique de type REP (réacteur fonctionnant avec de l’eau légère et de l’uranium légèrement enrichi) ou CANDU* (réacteur fonctionnant avec de l’eau lourde et de l’uranium naturel) peut être envisagée. Le plutonium du combustible REP usé pourrait être utilisé par exemple dans des réacteurs chargés en thorium et plutonium pour produire de l’233U, qui alimenterait une troisième strate de réacteurs chargés en Th/233U et proches de la régénération, dits réacteurs « à haut taux de conversion ». Le facteur de conversion d’un réacteur, indicateur du bilan entre production et consommation de noyaux fissiles, n’était pas un critère de conception pour les réacteurs actuels, et n’a donc pas été optimisé jusqu’à présent. Ainsi, obtenir un facteur de conversion de 0,9 au lieu de la valeur d’environ 0,5 des REP actuels permettrait d’atteindre un taux d’utilisation de l’uranium naturel de 4 % contre 1 % actuellement. De plus, l’uranium produit à partir du thorium présente également l’avantage de ne pas se détériorer au cours du temps, contrairement au plutonium dont l’isotope fissile 241 disparaît avec une période de quinze ans. Il représente donc un moyen de « stocker » de la matière fissile dans de bonnes conditions.

Réacteurs à sels fondus en cycle thorium

7La seconde option proposée est de développer des réacteurs nucléaires de 4e génération basés sur le cycle thorium. La plupart des réacteurs fonctionnant ou ayant fonctionné utilisent un combustible sous forme solide. Les réacteurs à sels fondus (RSF) ont la particularité d’utiliser un combustible liquide, ce qui présente des avantages potentiels comme l’homogénéité du combustible qui permet une combustion uniforme sans plan de chargement, la possibilité de retraiter ou d’alimenter le combustible durant le fonctionnement du réacteur, ou encore la possibilité de transfert du combustible par écoulement gravitationnel pour reconfigurer le cœur sans intervention vers des cuves conçues pour évacuer passivement la puissance résiduelle.

8Aujourd’hui, les chercheurs étudient un concept innovant de réacteur à sels fondus en spectre rapide et cycle thorium, alliant les avantages des réacteurs homogènes (pilotage du cœur sans l’aide de barres de contrôle ou de commande grâce à d’excellents coefficients de contre réaction) avec ceux des réacteurs à sels fondus (fonctionnement sans pression à haute température). Ce nouveau concept a été retenu par le forum international GEN IV en 2008 sous le nom de MSFR (Molten Salt FastReactor). Nos études ont montré (figure) qu’un cœur orthocylindrique vide de tout élément de structure et entouré d’une couverture radiale fertile liquide, en rouge sur la figure, contenant un fluorure de lithium et de thorium, maximise la surrégénération de la matière fissile tout en fixant tous les coefficients de contre-réaction thermique et de vide à des valeurs permettant un excellent niveau de stabilité et de sûreté intrinsèque du cœur. Dans un tel réacteur, le combustible liquide circule de bas en haut dans le cœur du réacteur où ont lieu les fissions et où le combustible s’échauffe. Le combustible, qui sert aussi ici de caloporteur, est dirigé ensuite hors cœur vers des échangeurs de chaleur, avant d’entrer à nouveau refroidi en bas du cœur. Le combustible effectue un tour de ce circuit combustible en quelques secondes.

9Une réserve de réactivité* n’est pas nécessaire dans un réacteur à combustible liquide, dont la composition peut être ajustée en ligne sans arrêter le réacteur. La très forte stabilité neutronique du cœur et l’absence de réserve de réactivité, qui permettent de fonctionner de manière sûre avec un plus faible taux de neutrons retardés que dans les réacteurs à combustibles solides, associées au spectre neutronique rapide, rendent possible l’utilisation d’actinides dans le MSFR. Il est ainsi possible de considérer une grande diversité de compositions de combustible que ce soit pour le démarrage de la filière que pour un mode de fonctionnement comme incinérateur d’actinides. Le retraitement d’un tel combustible est réalisé in situ, en deux parties. D’une part, un processus d’injection/extraction de bulles de gaz dans le sel combustible en cœur a pour objectif de nettoyer le sel des particules solides en suspension et des produits de fission gazeux dissous. D’autre part, un retraitement chimique et un contrôle du sel combustible sont effectués in situ sur de faibles volumes de sel sans arrêt du réacteur. Grâce au spectre neutronique rapide de ce type de réacteurs, la capture de neutrons par les produits de fission, proportionnelle à l’inverse de la vitesse des neutrons, est fortement réduite, ce qui rend léger le retraitement du combustible, avec moins de 0,1 % du volume total du combustible à retraiter chaque jour.

Schéma conceptuel d’un réacteur MSFR

10Les difficultés à résoudre pour parvenir à un réacteur industrialisable sont par exemple la tenue à long terme des matériaux à température élevée, qui peut entraîner un repli sur des modes de fonctionnement moins performants, ou encore la gestion des conditions de solidification locale en paroi froide lorsque l’on approche les limites de solubilité de certains composants du liquide. De même, une démarche et des outils nécessaires au développement des études de sûreté pour un réacteur à combustible liquide sont à mettre au point, les méthodes utilisées pour les réacteurs actuels n’étant pas directement transposables. Les expériences du passé aux États-Unis et en France ont montré que la technologie des sels fondus était viable, mais il reste à reconstituer une expertise dans ce domaine, à la fois pour les concepteurs et les autorités de sûreté.

Bibliographie

Références bibliographiques

• D. GRENÈCHE et M. LECOMTE – Optimisation de l’utilisation des ressources dans les réacteurs à eau légère, Revue Générale du Nucléaire, n° 5, 2010.

• D. HEUER et E. MERLE-LUCOTTE – Un concept innovant : les réacteurs à sels fondus, Science au Présent, 2009.

Table des illustrations

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Légende Schéma conceptuel d’un réacteur MSFR
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Auteur

Physicienne, Professeur des Universités, École d’ingénieurs PHELMA, Grenoble.
merle@lpsc.in2p3.fr

© CNRS Éditions, 2013

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