Les systèmes de réacteurs à neutrons rapides ont le potentiel d’extraire 60 fois plus d’énergie de l’uranium par rapport aux réacteurs thermiques existants, et ils contribuent à une réduction significative de la charge des déchets radioactifs. De grands progrès ont été réalisés ces derniers temps dans de nombreux pays qui développent activement les réacteurs et les technologies connexes du cycle du combustible.
C’était un réacteur à neutrons rapides refroidi par un métal liquide qui éclairait – avec le flash de quatre ampoules – la possibilité que notre monde puisse être alimenté par l’énergie nucléaire. Mais bien que ce moment pionnier en décembre. Le 20 novembre 1951, au Réacteur de sélection expérimental I du Laboratoire national d’Argonne (EBR I) dans l’Idaho, a engendré d’innombrables percées qui ont élargi de manière exponentielle le domaine de la technologie nucléaire, les réacteurs à neutrons rapides sont restés commercialement insaisissables.
1. Le réacteur d’élevage expérimental I (EBR I) a inauguré une nouvelle ère lorsqu’il est devenu le premier réacteur à produire des quantités utilisables d’électricité à partir de l’énergie nucléaire. Il a accompli cet exploit en décembre. 20, 1951, en allumant quatre ampoules. Le lendemain, la production d’EBR I a été augmentée, et à partir de ce moment jusqu’à sa mise hors service en 1964, EBR I a souvent généré toute l’électricité nécessaire pour alimenter son bâtiment. Source: Laboratoire national d’Argonne
Dans les décennies qui ont suivi la percée de l’Argonne (Figure 1), le concept selon lequel un réacteur nucléaire pouvait « produire » plus de combustible qu’il n’en consommait est rapidement devenu un sujet de recherche national adopté par une poignée d’autres pays, dont l’Union soviétique, le Royaume-Uni, la France, l’Allemagne, le Japon et l’Inde. Pourtant, à ce jour, seulement une vingtaine de réacteurs rapides ont fonctionné, certains depuis les années 1950, et un seul a fonctionné à capacité commerciale — le prototype commercial français Superphénix de 1 250 MWe, qui a fonctionné de 1985 à 1998, date à laquelle il a été fermé pour des raisons politiques.
Plus récemment, cependant, en raison des progrès techniques et de l’expérience opérationnelle croissante, l’intérêt pour la technologie des réacteurs rapides semble avoir de nouveau été ravivé. Fin 2016, la Russie a mis en ligne le BN-800 dans sa centrale nucléaire de Beloyarsk (une centrale gagnante en novembre 2016), un projet largement considéré comme le « réacteur rapide le plus puissant au monde. » Au moins 16 autres projets de réacteurs rapides se rapprochent du déploiement, menés par les États-Unis, la France, la Belgique, la Roumanie, la Russie, la Chine, la Corée du Sud, l’Inde et le Japon. Deux de ces projets – le BN-1200 de la Russie et le CDFBR-1200 de la Chine – pourraient être des projets commerciaux lorsqu’ils seront mis en ligne d’ici 2030.
Pendant ce temps, le monde est aujourd’hui aux prises avec des préoccupations concernant les déchets nucléaires avec plus d’urgence que jamais auparavant; après des années de harangue politique, peu de progrès ont été réalisés en matière de stockage et d’élimination du combustible usé. Argonne prédit: « Bien qu’ils soient actuellement très peu en activité, ils s’avéreront à terme essentiels pour étendre les approvisionnements mondiaux en uranium et en thorium à des dizaines de milliers d’années et pour éliminer la radiotoxicité à longue durée de vie du combustible nucléaire irradié. »
Réacteurs Rapides: Une race différente
Comme l’explique Argonne, lorsqu’un atome dans un réacteur nucléaire « fission » — ou se divise en plusieurs fragments plus petits — les neutrons sont libérés à haute énergie (vitesses rapides). Dans les réacteurs thermiques, qui constituent la majeure partie du parc nucléaire mondial, les neutrons de fission sont ralentis à de faibles énergies (thermiques) par des collisions avec des atomes légers à l’intérieur du réacteur — hydrogène dans l’eau dans les réacteurs refroidis à l’eau, deutérium dans l’eau lourde dans les réacteurs refroidis à l’eau lourde, ou carbone dans le graphite dans les réacteurs refroidis au gaz. La plupart des neutrons de ces réacteurs ralentissent à basse vitesse avant d’avoir une chance de provoquer des fissions ultérieures en entrant en collision avec des noyaux fissiles — qui sont généralement de l’uranium 235 (U-235).
« Dans un réacteur rapide, cependant, les neutrons de fission ne sont pas ralentis et provoquent plutôt des fissions en entrant en collision avec des noyaux fissiles à haute énergie », a déclaré le laboratoire. « Ceci est important car plus de neutrons sont libérés par les fissions causées par les neutrons à haute énergie que par les fissions causées par les neutrons thermiques. »Bien que chaque réaction de fission dans un réacteur détruit un atome fissile, des atomes fissiles peuvent également être créés lorsqu’un neutron est capturé dans une réaction avec un atome fertile, généralement U-238. »
Essentiellement, explique le laboratoire, dans un réacteur à éleveur rapide, de l’U-238 supplémentaire est ajouté de sorte que plus d’atomes fissiles sont créés que détruits par la fission. « Cela signifie que la quasi-totalité du minerai d’uranium d’origine (99,3% d’U-238 et 0,7% d’U-235) peut être utilisée comme combustible dans un réacteur à éleveur rapide. En revanche, seulement environ 1% de l’uranium d’origine est consommé dans un réacteur thermique. »L’effet, a-t-il noté, est qu’un réacteur rapide pourrait augmenter les ressources mondiales en uranium d’un facteur d’environ 60.
Un deuxième avantage, plus significatif, est que les réacteurs rapides » peuvent détruire, par fission, les matériaux (plutonium, américium, curium, etc.) qui rendent le combustible nucléaire irradié radioactif pendant plus de centaines d’années « , a déclaré Argonne. « Ces éléments fissionnent assez bien lorsqu’ils entrent en collision avec des neutrons rapides, alors qu’ils fissionnent beaucoup moins ou pas du tout lorsqu’ils entrent en collision avec des neutrons thermiques. Ainsi, ces matériaux fonctionnent comme combustible dans les réacteurs rapides, au lieu de fonctionner comme des déchets, comme ils le font dans les réacteurs thermiques. Cette caractéristique des réacteurs rapides rend le problème de l’élimination du combustible usé beaucoup plus simple en utilisant les parties de demi-vie les plus longues des déchets comme ressource énergétique. »
Le large éventail de technologies En cours de développement
Selon l’Agence internationale de l’énergie atomique (AIEA), l’augmentation potentielle que les systèmes à réacteurs rapides fonctionnant en cycle entièrement fermé offrent à l’efficacité du combustible nucléaire et à la gestion des déchets — et leurs implications pour la durabilité — est largement reconnue, et le développement actif se poursuit dans de nombreux pays sur les technologies des réacteurs, du liquide de refroidissement, du combustible et du cycle du combustible. Lors d’une conférence organisée en juin 2017 par l’agence pour la communauté mondiale des réacteurs rapides et du cycle du combustible associé en Russie (dont les actes ont été publiés en décembre dernier), un vaste éventail de projets de démonstration, de petite à grande échelle, étaient en cours d’étude, de conception et de construction.
Comme Subhash Chandra Chetal, ancien directeur du Centre indien Indira Gandhi pour la recherche atomique, l’a dit aux participants dans son discours d’ouverture, la variété des recherches est vertigineuse. « La communauté des réacteurs rapides est bien consciente qu’il n’existe pas de liquide de refroidissement parfait pour les réacteurs rapides et que le choix est de temps en temps délibéré à la fois dans les différents pays et dans les forums internationaux. »Le Forum international Génération IV (GIF), une association fondée en 2000 pour faire progresser l’énergie nucléaire dans sa quatrième génération, compte aujourd’hui 14 pays membres et a distillé près de 100 concepts existants en quatre catégories de spectre à neutrons rapides qui, selon lui, sont « les plus prometteuses. »
2. La construction d’un réacteur rapide BN—800 conçu par OKBM Afrikantov, la branche d’ingénierie nucléaire de Rosatom, a finalement débuté en tant que quatrième unité à Beloyarsk en 2006. L’unité a commencé à fonctionner en décembre 2016. Courtesy: Rosatom
Réacteur Rapide Refroidi au Sodium (SFR) à Cycle de Combustible Fermé. Le plus mature de tous les concepts, 20 prototypes ou démonstrations SFR ont été construits à travers le monde, qui ont fourni plus de 400 années de fonctionnement du réacteur. Par exemple, BN-800 à Beloyarsk 4 (Figure 2) en Russie, FBTR en Inde, SuperPhénix en France et EBR I et II aux États-Unis. Un certain nombre de sociétés privées, telles que GE Hitachi et TerraPower, ont également manifesté leur intérêt pour SFR.
« Une expérience d’exploitation très précieuse a été accumulée grâce à l’exploitation des réacteurs rapides en tant que rétroaction pour la conception future en termes à la fois de valeur de conservation et de rejet pour les conceptions futures en termes de matériaux, d’options de conception et de technologie du sodium », a noté Chetal. Des tests récents sur le combustible à oxyde mixte et au carbure ont montré d ‘ »excellents résultats », et la consommation de carburant a été systématiquement augmentée avec l’amélioration des matériaux de structure du noyau. Pendant ce temps, « Les causes des fuites de sodium dans différents réacteurs en raison d’une conception inadéquate dans les détails de la conception, d’une déficience de fabrication, de matériaux de construction et de bandes thermiques sont assez bien comprises et sont intégrées dans les conceptions futures. »Cependant, « Une grave préoccupation se fait toujours sentir dans certains pays concernant les fuites de sodium, et la tuyauterie à double paroi dans les circuits secondaires est sélectionnée pour éviter les incendies de sodium par quelques concepteurs », a-t-il déclaré.
Réacteur Rapide Refroidi au plomb (LFR) à Cycle Fermé du Combustible. Les LFR sont refroidis par du plomb fondu (ou des alliages à base de plomb), qui n’offre aucune réaction rapide avec l’eau et l’air comme avec les SFR. Les LFR fonctionnent à haute température et à pression atmosphérique proche, conditions permises en raison du point d’ébullition très élevé du liquide de refroidissement (jusqu’à 1743C) et de sa faible pression de vapeur. Le liquide de refroidissement est soit du plomb pur, soit un alliage de plomb, le plus souvent le mélange eutectique de plomb et de bismuth, également connu sous le nom de LBE. Les exemples incluent le réacteur européen de grande puissance de 600 MW et le BREST-300 russe, ainsi qu’un microréacteur, SSTAR, qui présente une très longue durée de vie du cœur. Des entreprises privées comme Westinghouse, Hydrmine ou LeadCold ont également développé des conceptions LFR de base.
Réacteur Rapide Refroidi au Gaz (DFG) à Cycle du Combustible Fermé. Les GFR, qui sont refroidis par l’hélium, sont proposés comme alternative à plus long terme aux SFR. Le GIF a mis en évidence plusieurs caractéristiques attrayantes du système nucléaire innovant. Il utilise « un liquide de refroidissement monophasé chimiquement inerte, qui ne se dissocie pas ou ne s’active pas, est transparent et, bien que le coefficient de vide du liquide de refroidissement soit toujours positif, il est petit et dominé par une rétroaction Doppler », a-t-il déclaré. Pendant ce temps, le cœur du réacteur a une densité de puissance relativement élevée et offre une inspection améliorée et une manipulation simplifiée du liquide de refroidissement. Ses températures élevées de sortie du cœur sont supérieures à 750F, mais cela « impose des exigences onéreuses sur la capacité du combustible à fonctionner en continu avec la densité de puissance élevée nécessaire à une bonne économie de neutrons dans un cœur de réacteur rapide », a-t-il déclaré, un inconvénient qui nécessitera un combustible robuste et des besoins structurels. Parmi les systèmes GFR privés se trouve le projet EM 2 de General Atomics. Pourtant, selon le GIF, le concept GFR est encore en phase de viabilité et beaucoup n’entrent pas dans la phase de performance avant 2022.
Réacteur à Sel Fondu (MSR) avec Concepts de Neutrons Thermiques et Rapides à Cycle du Combustible Fermé. Un concept développé dans les années 1950, le concept utilise du sel fondu à la fois comme carburant et liquide de refroidissement, et du graphite comme modérateur. Selon GIF, ces types de réacteurs à combustible liquide présentent des avantages clés par rapport aux systèmes à combustible solide. Il s’agit notamment de « la possibilité d’ajuster la composition du combustible (fertile / fissile) et de retraitement du combustible sans arrêter le réacteur; la possibilité de surmonter les difficultés de fabrication / re-fabrication de combustibles solides avec de grandes quantités d’éléments transuraniques (UTR); le potentiel d’une meilleure utilisation des ressources en réalisant des consommations de carburant élevées (les UTR restant dans le combustible liquide pour subir une fission ou une transmutation en un élément fissile). »Les MSR à spectre rapide offrent le meilleur des technologies de réacteurs rapides et de sels fondus, y compris l’utilisation prolongée des ressources et la minimisation des déchets, ainsi que la basse pression, la température d’ébullition élevée et la transparence optique, a-t-il déclaré.
Exemples : le MSFR de 1 400 MWe développé par la France dans le cadre du projet SMOFAR, qui a un cycle de combustible au thorium, et le projet MOSART de 1 000 MWe en Russie. La Chine étudie également un réacteur à haute température refroidi au sel de fluorure et un réacteur thermique au sel de fluorure fondu de thorium. Le secteur privé, quant à lui, a lancé plusieurs projets dans le monde entier. Parmi les entreprises à noter figurent TerraPower, Thorcon, Terrestrial Energy, Flibe Energy, Transatomic Power, Elysium Industries, Alpha Tech Research Corp. et Kairos Power.
Le GIF a également noté, cependant, que les défis en matière de recherche et de développement sont nombreux. « Pour l’option combustible liquide à cycle fermé du combustible, ils traitent des propriétés du sel (propriétés physiques, chimiques et thermodynamiques) et de la solubilité des actinides et des produits de fission dans le sel; conception du système et analyse de la sûreté (y compris le développement de modèles avancés de couplage neutronique et thermohydraulique); développement de matériaux avancés (y compris des études sur leur compatibilité avec les sels fondus et leur comportement dans des flux de neutrons élevés à haute température); prévention de la corrosion et des rejets de tritium basée sur un contrôle redox approprié du sel fondu; développement de techniques efficaces d’extraction des produits de fission gazeux à partir du sel combustible par bullage d’hélium; schéma de traitement des sels combustibles (y compris les tests d’extraction réductrice pour la séparation actinide/lanthanide); et développement d’une approche de sûreté-sécurité (et de résistance à la prolifération) dédiée aux réacteurs à combustible liquide. »Le concept est encore dans une phase de faisabilité ou de viabilité, et la phase de performance pourrait ne pas commencer avant 2025, a-t-il noté.
La quête d’une meilleure économie
Alors que les débats ont montré un optimisme général quant à l’avenir des réacteurs rapides, plusieurs intervenants ont reconnu les défis qui pourraient entraver le progrès des réacteurs rapides. L’AIEA a déclaré, par exemple, « Pour réaliser le plein potentiel des réacteurs à neutrons rapides, en réalisant une véritable percée dans l’utilisation de l’énergie nucléaire, les développements de la recherche et de la technologie devront démontrer le respect des critères modernes de compétitivité économique, d’exigences strictes en matière de sûreté et de sécurité, de développement durable, de résistance à la prolifération et d’acceptation du public. »
Selon Chetal, la recherche d’une meilleure économie est entravée par un manque d’informations car seuls les SFR ont jusqu’à présent été construits à des fins de démonstration et commerciales. « La viabilité technologique des SFR a été bien démontrée dans les réacteurs expérimentaux et de démonstration. Cependant, la compétitivité économique de SFR n’a pas encore été prouvée « , a-t-il noté. « Le coût perçu plus élevé des SFR par rapport à a entravé sa croissance. La comparaison économique entre SFR et LWR a des liens étroits avec le coût de l’uranium, ce qui exerce actuellement une pression sur les SFR pour qu’ils cherchent des moyens d’améliorer le coût en capital, le temps de construction et le facteur de capacité « , a-t-il déclaré.
Des améliorations substantielles ont déjà pu être apportées pour certains projets de réacteurs rapides russes, a suggéré E.O. Adamov, expert du projet PRORYV de Rosatom. Le projet fédéral a, depuis 2012, cherché à créer une base technologique pour une utilisation à grande échelle de réacteurs rapides en utilisant les connaissances acquises lors de l’exploitation du BN-800 à Beloyarsk 4. À ce jour, le BN-600, un réacteur rapide construit en 1981 (Beloyarsk 3), s’est avéré économiquement comparable à la technologie russe VVER, si elle peut être étendue. Adamov a déclaré que la Russie cherchait maintenant à prouver que le BN-1200 en cours de développement — et diffère considérablement des modèles BN précédents — peut rivaliser avec « les meilleures centrales nucléaires sur les neutrons thermiques. »Une comparaison entre le coût nivelé de l’énergie pour les réacteurs rapides et les centrales à turbine à gaz à cycle combiné (CCGT) dans les conditions russes a donné des informations clés, a-t-il noté. La première est que les centrales nucléaires dotées de réacteurs thermiques à cycle de combustible ouvert « ne peuvent garantir un développement concurrentiel plus efficace. »Si les exigences de performance établies pour les installations BN-1200 sont atteintes, cependant, les réacteurs rapides pourraient facilement concurrencer les CCGT, et même les sources renouvelables, a-t-il déclaré.
L’Inde, qui est en train de mettre en service un prototype de réacteur rapide (PFBR) de 500 MW très retardé à Kalpakkam dans le Tamil Nadu, a entre-temps reconnu que le coût des usines de retraitement sera important pour l’avenir des réacteurs rapides. « L’évaluation indienne montre qu’il est prudent de co-localiser l’installation du cycle du combustible à réacteur rapide pour le retraitement et la refabrication sur le même site que le réacteur et devrait être conçue pour plusieurs réacteurs », a déclaré Chetal. « À la lumière de cela, une installation de cycle du combustible à réacteur rapide est en construction sur le site de PFBR pour retraiter et refabricer les éléments combustibles pour PFBR et deux autres réacteurs MOX de 600 MW chacun. »
D’autres obstacles au ralentissement des réacteurs rapides
Les réacteurs rapides, premiers en leur genre, sont également confrontés à la lourde tâche d’obtenir une autorisation en temps opportun. Comme plusieurs orateurs à la conférence de l’AIEA l’ont noté, peu d’experts dans les environnements réglementaires connaissent bien les défis des réacteurs rapides. Le manque d’expertise technique nécessaire pour fabriquer des composants pour les installations à réacteurs rapides, ainsi que pour les construire, les mettre en service, les exploiter, les entretenir et les déclasser est tout aussi critique.
Il est également crucial de résoudre les problèmes de sécurité concernant la vaste gamme de systèmes en cours de développement. Mais de nombreuses recherches ont également été en cours sur ce front, en particulier sur les RSF. Au Japon, par exemple, les chercheurs étudient les risques grâce à une méthodologie d’évaluation. La Chine a établi un code de sécurité pour les conditions nominales basé sur les paramètres SFR pour les interactions entre la chaleur de désintégration et le béton sodique. ASTRID, un projet de démonstration SFR que la France développe en collaboration avec le Japon, a produit un guide de conception de sécurité avec des principes de base. L’évaluation de la sécurité du BN-1200 par la Russie a quant à elle identifié trois types d’accidents hors conception: la perte de puissance (lorsque les pompes des circuits primaire et secondaire s’arrêtent et qu’il n’y a pas d’alimentation en eau).; l’introduction de la réactivité par le retrait de deux barres de commande ; et un accident de blocage de l’assemblage combustible).
L’ensemble de ces efforts repose sur un réseau de coopération internationale de plus en plus complexe visant à favoriser le partage d’informations sur la recherche-développement et l’expertise technique. Avec le GIF, l’AIEA coordonne le Projet international établi en 2000 sur les Réacteurs Nucléaires Innovants et les Cycles du Combustible. Parallèlement, l’Initiative Industrielle Nucléaire Durable Européenne développe ASTRID en France, ALFRED, un LFR en Roumanie, et MYRRHA, un projet d’irradiation au bismuth en Belgique. ■
— Sonal Patel est un éditeur associé de POWER.
