Réponse à Thierry Breton : non le nucléaire n’est pas qu’une énergie de transition (2) La Génération IV

Suite du blog précédent sur la GEN III (https://vivrelarecherche.blogspot.com/2021/08/non-le-nucleaire-nest-pas-quune-energie.html)

 1) La génération IV : fermer le cycle du combustible et le  nucléaire devient durable

 Le but du programme de  Gen IV est de développer des réacteurs à la sûreté renforcée, durables (entre autres, économes en uranium), économiquement compétitifs par rapport aux autres sources d’énergie, non proliférants, résistants aux attaques terroristes et créant peu de déchets ultimes. La sécurité renforcée : dans les réacteurs de Génération IV, ce sont  les processus physiques en action qui,  en premier lieu, empêchent  une fusion du cœur : la réaction nucléaire s'arrête si le combustible devient trop chaud. Les systèmes passifs qui reposent sur la conduction thermique et la convection sont alors suffisants pour la dissipation de la chaleur restante.

L’autre grand intérêt des réacteurs de génération IV est la fermeture du cycle du combustible.

C’est le cas pour les RNR ( réacteurs à neutrons rapides). Les réacteurs à neutrons rapides utilisent des neutrons qui ne sont pas ralentis par un modérateur tel que l’eau pour maintenir la réaction de fission en chaîne. Là où les réacteurs à neutrons thermiques actuels ne consomment qu’une fraction de l’uranium naturel servant de combustible, les réacteurs à neutrons rapides utilisent la quasi-totalité de l’uranium contenu dans le combustible pour extraire jusqu’à 70 fois plus d’énergie, diminuant ainsi le besoin en nouvelles ressources d’uranium. Les réacteurs à neutrons rapides peuvent aussi produire plus de combustible qu’ils n’en consomment (c’est la « surgénération ») et brûler une partie des déchets présents dans le combustible usé, tels que des actinides mineurs, ce que les réacteurs thermiques ne peuvent pas faire efficacement. Les brûler réduit considérablement le volume, la toxicité et la durée de vie des déchets radioactifs à longue période.

C’est ce qu’on appelle un cycle fermé du combustible nucléaire, c’est-à-dire le recyclage et la réutilisation du combustible usé. Un tel système d’énergie pourrait potentiellement durer des milliers d’années. (Dans un cycle ouvert, à l’inverse, le combustible nucléaire n’est utilisé qu’une fois et le combustible usé est déclaré comme déchet pour finalement être stocké sous terre dans des dépôts géologiques.)

Commentaire : Ainsi, en France, avec le programme Astrid et la quantité de stock de combustible valorisable, nous disposerions de combustible pour plus d’un millénaire de fonctionnement d’un parc nucléaire de GEN IV cf. https://vivrelarecherche.blogspot.com/search?q=Astrid

La génération IV regroupe six concepts différents de réacteurs. Trois sont des  réacteurs à neutrons rapides (RNR) :

- le réacteur à neutrons rapides à caloporteur sodium (RNR-Na) ou Sodium-cooled Fast Reactor System (SFR) ;

- le réacteur à neutrons rapides à caloporteur gaz (RNR-G) ou Gas-cooled Fast Reactor System (GFR)

 - le réacteur à neutrons rapides à caloporteur alliage de plomb (RNR-Pb), ou Lead-cooled Fast Reactor System (LFR).

 Et, d’autre part

 - le réacteur à très haute température, refroidi à l’hélium (RTHT) ou Very High Temperature Reactor System (VHTR) ;

- le réacteur à eau supercritique (RESC) ou Supercritical Water-cooled Reactor System (SCWR) ;

- le réacteur à sels fondus (RSF) ou Molten salt reactor system (MSR).

Les réacteurs de Génération IV peuvent fonctionner selon trois modes différents :

- la surgénération, où le réacteur produit plus d'isotope fissile qu'il n'en consomme ;

- l'incinération, où le réacteur consomme des déchets radioactifs à très longue durée de vie,

- « normal »,mais  avec comme  combustible de l’ uranium 238 (isotope naturel –99 % de l'extraction minière) ou Thorium (ressource trois fois plus abondante que l'uranium

Les SFR ( réacteurs rapides  à caloporteur sodium, Sodium Cooled Fast Reactor) :  400 années réacteurs d’expérience, une filière mature

Dans le réacteur à refroidissement rapide au sodium, le cœur du réacteur est plongé dans un bassin de sodium  sans modérateur. Le sodium a de meilleures propriétés thermodynamiques que l’eau, ce qui permet de faire fonctionner le réacteur à des températures plus élevées et donc à des rendements plus élevés. En outre, le cœur du réacteur fonctionne à la pression atmosphérique, ce qui diminue encore  le risques d’accidents par rapport  réacteurs à eau légère sous pression. La chaleur produite est libérée dans un échangeur de chaleur dans un second circuit de sodium; donc aucun risque de fuite d‘élements radioactifs. Le sodium liquide est un excellenet fluide caloporteur par ses propriétés thermiques, peu corrosif, compatible avec les aciers ; son principal inconvénient, bien connu, est sa forte réactivité chimique avec l’eau.

Comme les autres RNR, les SFR peuvent utiliser tout le plutonium produit par le parc actuel des réacteurs à eau légère, ce qui permet d’assurer une gestion rationnelle et pérenne du plutonium, et  peuvent brûler tout type d’uranium, notamment l’uranium naturel

A vrai dire, les réacteurs à neutrons rapides faisaient partie des premières technologies mises en place aux débuts de l’électronucléaire, lorsque les ressources en uranium étaient perçues comme rares et Depuis les années 1950, la viabilité technologique des réacteurs à neutrons rapides a été largement prouvée et cette filière a fait l’objet de nombreux projets dans le monde qui ont permis d’accumuler plus de 400 années réacteur d’exploitation, dont 100 en exploitation industrielle.

La France a d’ailleurs été pionnière en ce domaine avec 3 RNR qui ont fonctionné : Rapsodie (1967-1983), Phénix (1973-2010, 250MWe) et Superphénix (1985-1998, 1250MWe) qui rappelons-le fut un succès technologique et le premier surgénérateur à entrer en fonctionnement industriel et qui fut  arrêté pour des raisons politiques sacrifié sur l’autel de la majorité plurielle de Lionel Jospin à un accord avec les écologistes.

C’était aussi l’objet du programme de réacteur de 4ème génération (Astrid) qui a scandaleusement et stupidement été arrêté en 2020… Malheureusement, la France risque de se trouver dépassée dans un domaine où elle a été pionnière, car la recherche sur les RNR sodium  reste très active dans de nombreux pays : Russie, USA, Chine, Inde, Japon…

La Russie a déjà deux réacteurs à neutrons rapides refroidis au sodium en service à Beloyarsk (BN-600, relié au réseau  et BN-800) et projette d’installer après 2035 un réacteur à neutrons rapides commercial nouvelle génération de 1 200 mégawatts électriques (MWe) dans le cadre d’un système autonome comprenant également des réacteurs à eau ordinaire. L’Inde est en train de mettre en service un prototype de surgénérateur à neutrons rapides de 500 MWe refroidi au sodium, premier d’une série de réacteurs à neutrons rapides industriels que le pays prévoit d’installer. La Chine, qui exploite un réacteur à neutrons rapides expérimental de 20 MWe, est en train de construire un grand réacteur à neutrons rapides de démonstration et projette à cortbterme d’exploiter des réacteurs à neutrons rapides commerciaux.

BN 800 Beloyarsk

VHTR (Very High Temperature Reactor) ou  réacteur à très haute température, refroidi à

l’hélium (RTHT)

Il s’agit  aussi de réacteurs appelées à lits de boulets (en anglais pebble bed reactor abrégé PBR ou PBMR pour Modular). Le  noyau est constitué de billes de graphite qui contiennent comme combustible de petits grains de céramique d’uranium ou de thorium. Pour modérer la réaction en chaîne, il utilise du graphite pyrolitique à la place de l'eau. Comme caloporteur, il utilise un gaz semi-inerte tel que l'hélium, l'azote ou le dioxyde de carbone lequel porté à très haute température (1000°C) actionne directement une turbine. Comparé au réacteur à eau pressurisée, cette technologie ne nécessite pas le système complexe contrôlant la vapeur d'eau. De plus, l'efficacité du transfert d'énergie (ratio de la puissance électrique sur la puissance thermique) est plus importante. A cause de son inertie thermique, le cœur du réacteur ne peut jamais atteindre une température à laquelle il pourrait fondre : le réacteur est sûr par conception de par sa faible puissance volumique (6,5 W/cm3) et par la grande quantité de modérateur autour du combustible.

La critique la plus courante provient du caractère inflammable du graphite, ce qui induit un risque de fuite du combustible nucléaire dans les fumées d'un incendie. Cependant le graphite n'est pas le fluide caloporteur. Comme le combustible est contenu dans du graphite, le volume des déchets nucléaires est plus important.

Ce design se prête particulièrement bien  à la cogénération d’électricité et de chaleur et à la production d’hydrogène.

Les premiers réacteurs à Haute température ont été développés dans les années 70-80, aux USA à Peach Botton 200 MWth entre 1966 et 1974) et Fort Saint Vrain (840MWth,entre1977 et 1992). En Allemagne, il y a eu un prototype (l’AVR) à lits de boulet de 40MWth qui a fonctionné de 1966 à 1988, l’Allemagne ayant ensuite arrêté le projet, et un second prototype utilisant le thorium , le THTR (the Thorium High-Temperature Reactor) a fonctionné entre 1985 et 1988. Le programme allemand HTR a été cédé à Rosatom.

Deux réacteurs expérimentaux sont actuellement en fonctionnement, le HTR-10 en Chine et le HTTR (30MWth) au Japon, qui a atteint une température de 950°C. Ils fournissent d’importants renseignements pour la preuve de concept et l’analyse des caractéristiques de sécurité et d’exploitation des VHTR.

En Chine, le développement du réacteur HTGR se poursuit à Shidao-Bay depuis 2012, en collaboration avec les Néerlandais, et, une fois terminé, devrait fournir l’énergie et la chaleur nécessaires à la production d’hydrogène selon trois processus en cours de développement en cours de développement, à savoir les procédés sulfures-iode (S-I), électrolyse à vapeur à haute température (HTSE) et soufre hybride (HyS). Les premiers essais de combustibles se sont bien déroulés. I est prévu d’implanter d’autres HTGR dans au moins quatre sites : Putian, Ruijin, Xiapu, Fuzhou.

Shidao-Bay

 LFR (Lead-Cooled Fast Reactor- réacteur nucléaire rapide à caloporteur plomb

Le réacteur à refroidissement au plomb rapide est aussi appelé « batterie nucléaire ». Il utilise des neutrons rapides, du plomb fondu ou un alliage de plomb-bismuth pour l’évacuation de la chaleur, et peut se passer de combustible neuf pendant 15 à 20 ans- en fait, au lieu de le recharger, il est plus simple de changer complètement le cœur. Les design possibles comprennent  des plans modulaires  composés de plusieurs unités de 300 à 400 MWe ou un gros réacteur de 1200MWe.  Les petits modules peuvent être refroidis par convection naturelle, ce qui constitue une sécurité supplémentaire.  Comme les éléments combustibles restent longtemps dans le réacteur, la probabilité d’une fission nucléaire augmente pour chaque atome. Le dioxyde de carbone est utilisé comme gaz caloporteur pour la production d’électricité. La température du caloporteur en sortie du réacteur est généralement de l’échelle de 500 à 600 °C, pouvant aller à plus de 800 °C dans certains projets,  température suffisamment élevée pour permettre la production thermochimique d’hydrogène.

L’eutectique plomb fondu /bismuth ne possède aucune propriété explosive, ne peut entrainer aucune surpression dans le réacteur et se solidifie rapidement en cas de fuite, ce qui empêche toute contamination étendue. Par contre son poids renchérit le coût de la construction et la solidification du plomb ou de l’eutectique plomb  bismuth peut entrainer des dommages au réacteur. Par ailleurs, l’alliage plomb bismuth produit du polonium en quantité importante.

L’ensemble de ces propriétés, en particulier l’absence de rechargement en ferait un bon candidat pour des  pays dépourvus de toute infrastructure nucléaire, et également pour des réacteurs modulaires de petites taille (SMR)

Des réacteurs LFR de 155 MWt ont équipé les sous-marins nucléaires russes de la classe Alfa. Basé sur leur design, Rosatom et EN+ ont annoncé en 2009 le développement d’un réacteur commercial de 280 MWt (le SVBR-100 ('Svintsovo-Vismutovyi Bystryi Reaktor). L’Uranium 235 serait utilisé comme combustible et un chargement durerait 8 ans. Dans ce type de réacteurs, les Russes ont deux autres projets, les Brest 300 et Brest 1200 et semblent demandeurs de collaborations internationales por les développer. Les USA ont en projet Hyperion, un LFR utilisant le trinitrure d’uranium (U2N3) comme combustible. Il pourrait opérer pendant 10 ans à 70 MWth.

SVBR-100

MSR (Molten Salt Reactor): Réacteurs à sels fondus

Les réacteurs à sel fondu peuvent être exploités à haute température et à la pression atmosphérique. Les premières expériences ont eu lieu dans les années 1950 au Laboratoire national d’Oak Ridge, dans le Tennessee mais à ce jour, aucun réacteur de ce type n’a été mis en service, malgré des essais prometteurs.

Un réacteur à sel liquide possède  trois circuits.  Le premier contient le combustible qui est également disponible sous forme de sel (uranium 235,plutonium, l'uranium 233, issus de la conversion du thorium) et du sel fondu (par exemple fluorure de lithium (LiF) et fluorure de béryllium (BeF2) qui sert à la fois de fluide caloporteur et de première barrière de confinement. La réaction nucléaire est déclenchée par la concentration en matière fissile dans le réacteur ou par le passage dans un bloc modérateur en graphite. Lors de la réaction en chaîne, le sel chauffe à près de 800 degrés Celsius. Il s’écoule ensuite vers le premier échangeur de chaleur, un second circuit de sel liquide sans combustible. Un troisième circuit qui alimente une turbine. La sécurité intrinsèque est  assurée sous le noyau de graphite par une vanne qui fond si le système n’est plus suffisamment refroidi. Le sel coule alors dans des réservoirs réfrigérés passivement.

Un réacteur à sels fondus peut aussi fonctionner en surgénérateur à l'aide d'une couverture fertile contenant l'isotope fertile à irradier (par exemple du thorium 232 ou de l'uranium 238).

Les sels liquides sont considérablement corrosifs, de sorte que des alliages métalliques spéciaux doivent être utilisés pour la construction des MSR.

Les MSR peuvent fonctionner de manière classique ou en réacteurs à neutrons rapides. Dans le premier cas, qui a fonctionné à Oak Ridge (Molten Salt Reactor Experiment, MSRE), réacteur d'essai de 7,4 MWth, la version finale utilisait un mélange de  sel LiF BeF2-ThF4-UF4 comme carburant, modéré par du graphite remplacé tous les quatre ans et du NaF-NaBF4 comme liquide de refroidissement. Il a atteint un très bon facteur de charge (85% sur 4 ans) avec un bon rendement thermique, permis de valider la résistance à la corrosion d’un alliage Hastelloy et confirmé le caractère très attractif d'un cycle du combustible nucléaire fondé sur le thorium. 

RSF(Oak Ridge)

Dans le second cas (neutrons  rapides), outre le plutonium et les actinides (recyclage des déchets),  le RSF est le seul système permettant d'utiliser efficacement le cycle de combustible nucléaire fondé sur le thorium (disponible en quantités 500 fois supérieures à l'uranium avec des réserves estimées suffisantes pour assurer la totalité des besoins énergétiques de l'humanité avec un niveau de consommation comparable aux USA pendant au moins 500 ans).

Dans un premier temps, les SFR  (sodium ) ont été préférés.  À partir des années 2000, le concept de réacteurs à sels fondus est à nouveau évalué, puis retenu dans le cadre du Forum international Génération IV dont il constitue une des pistes de recherche. Et il ne manque pas d’atouts. Il répond à plusieurs objections souvent opposées au nucléaire ; sûreté,  coût, déchets et réserves limitées de combustibles. Du fait de sa sûreté nécessitant peu d'équipements annexes, du faible besoin de construction lourde (pas d'épaisse enceinte de confinement, pas de cuverie haute pression, combustible peu coûteux ne nécessitant pas de processus de fabrication), la construction et l'exploitation d'un réacteur à sels fondus pourraient être très avantageuses sur le plan économique. Ces points devront cependant être confirmés par les projets en cours afin de préciser et justifier la faisabilité commerciale de ce type de réacteur.

Et des projets en cours, il en existe pas mal, particulièrement dans le domaine des SMR ( Small modular  reactors)

Actuellement, il semble que le projet ambitieux (TMSR -Thorium Molten Salt Reactor) soit mené par la Chine, avec une collaboration américaine.  Au Canada, l'entreprise Terrestrial Energy. développe un réacteur intégral à sels fondus (ISMR). L'entreprise britannique Moltex Energy LLP développe un réacteur à sels stables qui utilise un combustible statique dans des tubes et assemblages similaires à la technologie actuelle des REP.

Le campus de Wuwei, en plein désert de Gobi où sera développé le Thorium Molten Salt Reactor

En France, le CNRS de Grenoble étudie les avantages et les inconvénients de cette filière nucléaire émergente. L'Union européenne a lancé le consortium  SAMOFAR (Safety Assessment of the Molten Salt Fast Reactor) qui est  piloté par l'université de technologie de Delft et qui  coordonne les recherches de plusieurs laboratoires ou entreprises européennes comme le CNRS, l'IRSN, le CEA, AREVA, EDF, le PSI et l'université de Karlsruhe.

La Norvège, avec THOR Energy, étudie l'utilisation de combustible THOX dans le cadre de la préparation d'une transition vers le nucléaire thorium. Des entrepreneurs privés comme Flibe Energy (États-Unis) ou Thorium Energy (australien et tchèque) sont aussi engagés dans la mise au point de ces réacteurs.

L'entreprise danoise Seaborg Technologies développe un projet de barges équipées de petits réacteurs modulaires à sels fondus- Compact Molten Salt Reactor (CMST)- l'American Bureau of Shipping a délivré le 17 décembre 2020 une attestation de faisabilité. L'entreprise espère pouvoir lancer sa première barge en 2025. Une  barge comprendra 4,6 ou 8 réacteurs de 100MWe.

Les deux autres concepts retenus de réacteurs de Génération sont le « réacteur à gaz refroidi  (GFR ,gas-cooled fast reactor), qui utilise des neutrons rapides et de l’hélium comme moyen de refroidissement et fonctionne à des températures très élevées, et le « Réacteur à eau légère critique » (Super-Critical Water-Cooled Reactor) qui utilise l’eau sous haute pression comme fluide de refroidissement et animateur, de sorte qu’il n’y a pas de transitions de phase, et qui est peu coûteux et facile à construire. Comme les autres, ces conceprs existent depuis des décennies mais sont beaucoup moins avancé que les trois précédents.

« L’empreinte environnementale d’une source d’énergie, ainsi que celle de ses déchets, est un sujet important pour de nombreux pays qui sont à la recherche de méthodes durables de fourniture d’énergie propre », déclare Amparo González Espartero, responsable technique du cycle du combustible nucléaire à l’AIEA. « La capacité à réduire cette empreinte tout en tirant davantage parti du combustible nucléaire est l’une des principales caractéristiques qui rendent les réacteurs à neutrons rapides de plus en plus attrayants pour de nombreux pays, et qui stimule leur développement technologique. »

En raison des avantages évidents qu’ils proposent ( sécurité, fermeture du cycle, donc quasiment pas de déchets, réserve inépuisable de combustible et surgénération) , les réacteurs de GENIV se feront. Reste à savoir si la France qui fut pionnière en ce domaine avec SuperPhénix sera dans la course. L’arrêt d’Astrid est de mauvais présage...et une claire stupidité.  

Bibliographie

Fondé en  2001, the Generation IV International Forum (GIF) est un organisme de coopération international qui œuvre pour le développement des réacteurs de GEN IV. Son site est très riche en informations sur le sujet  https://www.gen-4.org/gif/

Autres sources : https://www.spektrum.de/news/kernkraftwerke-der-zukunft/1527265 ; https://www.iaea.org/fr/bulletin/lelectronucleaire-et-la-transition-vers-une-energie-propre/reduction-des-dechets-nucleaires-et-augmentation-de-lefficacite-pour-un-avenir-energetique-durable?_lrsc=62f62085-d2d9-488a-9b3b-f3808dfc451c&s=09 ; https://www.cea.fr/Pages/domaines-recherche/energies/energie-nucleaire/reacteurs-nucleaires-futur.aspx?Type=Chapitre&numero=2 ;

https://new.sfen.org/academie235/quest-ce-quun-reacteur-nucleaire-de-4e-generation/