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Sécurité nucléaire : les réacteurs de 4ème génération en question.

D. Sabo, le 6/06/2011

Alors que l’Allemagne annonce la fermeture de ses derniers réacteurs nucléaires en 2022, devenant ainsi la première puissance industrielle à renoncer à l’énergie atomique, après la catastrophe de Fukushima, la France choisit de poursuivre sa route vers les réacteurs de 4ème génération, confiante dans leur sécurité. Qu’en est-il réellement ? Le débat est posé. Mais au fait, que sont ces réacteurs de 4ème génération ? Quel est l’avancée actuelle des nouvelles technologies de centrale nucléaire ?

Rendez-vous dans six ans. Le réacteur nucléaire de quatrième génération Astrid serait construit à Marcoule (Gard) à partir de 2017. C’est ce qu’a indiqué récemment le CEA. « ASTRID a pour objectif essentiel de démontrer à l’échelle industrielle les avancées dans les domaines de progrès identifiés pour le RNR-Na (sûreté, opérabilité, évaluation des possibilités de transmutation actinides) ». La quatrième génération permet d’obtenir des déchets finaux de plus petite durée de vie radioactive » a déclaré Christophe Béhar, le directeur de l’énergie nucléaire.

Après Fukushima , les réacteurs de 4ème génération représentent, aux yeux du CEA, le meilleur argument du nucléaire français. Même certains écologistes y sont favorables. Une raison est avancée : l’un des grands enjeux des réacteurs de quatrième génération serait de faciliter la gestion des déchets hautement radioactifs comme le curium, l’américium ou le neptunium et de réduire le volume et la radio-toxicité intrinsèque à long terme des déchets ultimes qui se limiteraient alors aux produits de fission (soit actuellement 4% du combustible usé), lesquels seraient plus aisément stockables et retrouveraient le niveau de radioactivité de l’uranium naturel non plus au bout d’une dizaine de milliers d’années, mais au bout de 300 ans environ. Cela offrirait la possibilité de ranger le nucléaire dans le développement durable, conformément aux mécanismes de développement propre ou Clean Development Mechanism. À la longue, avec cette technologie, on pourrait avoir des déchets d’uranium stabilisé. Ces réacteurs permettraient en outre de produire de l’hydrogène, des carburants de synthèse et de la chaleur à valoriser.

Les objectifs fixés dans le cadre du Forum international Génération 4 sont l’amélioration de la sûreté nucléaire et de la résistance à la prolifération, la réduction des déchets, l’optimisation de l’utilisation des ressources naturelles, la diminution des coûts de construction et d’exploitation des réacteurs.

Les Réacteurs de 4e génération pourraient être construits à partir de 2020-2030 pour remplacer la troisième génération de Réacteurs, dont font partie les EPR European Pressurized Reactors. La mise en service du premier réacteur du genre ne serait cependant possible qu’à partir de 2040.

Sur les six concepts retenus, quatre reposent sur la technologie des RNR, un sur celle du réacteur HTR (non régénérateur, au plutonium) et un sur celle du RSF au thorium.

Les RNR répondent à ces objectifs.

On sait que tous les réacteurs ne consomment que l’uranium 235, qui représente à peine 0,7 % de l’élément chimique uranium, l’essentiel (99,3%) étant constitué par l’isotope 238, non fissile. Pour être réutilisé l’U238 gagne donc à être enrichi en U235. L’intérêt des Réacteurs à neutrons rapides, refroidis au sodium, est précisément de pouvoir exploiter cette nouvelle ressource. Le grand exploit des RNR réside dans leur faculté de produire autant ou plus de matière fissile qu’ils en absorbent. Ils sont donc en mesure, par recyclages successifs, d’utiliser la quasi-totalité de l’énergie contenue dans l’uranium, soit 100 fois plus qu’un Réacteur à eau ordinaire.
À titre de comparaison, un REP classique a besoin de 110 tonnes d’uranium naturel par an et produit 0.25 t de plutonium par an. Un RNR régénérateur de même puissance aurait besoin de 15 à 20 tonnes de Plutonium (constamment régénérés), et consommerait seulement 1 à 2 t d’uranium naturel par an. On peut donc ainsi "brûler" théoriquement tout l’uranium extrait des mines, c’est-à-dire 100 fois plus théoriquement qu’avec un réacteur à eau légère. Ceci veut dire qu’on peut faire durer l’uranium considérablement. Les RNR pourraient même marcher en utilisant l’important stock d’uranium appauvri qui se trouve inutilisé par le parc de Réacteurs à eau Les RNR résolvent donc le problème des ressources. Les RNR émergeront que si l’économie de matière fissile devient un facteur déterminant.

Les Réacteurs à haute température (RHT)

Ces Réacteurs à neutrons thermiques de 4ème génération (HTR : High Temperature Reactor, en anglais), sont modérés par une large masse de graphite et refroidis par de l’hélium en circulation dans un circuit, directement couplé à une turbine. Ils emploient un combustible original, qu’on appelle la « particule enrobée », composée de carbone et de céramique. Cela permet de constituer des coeurs très réfractaires, fonctionnant à haute température. Cette capacité ouvre la possibilité de cycles thermodynamiques très performants. La grande latitude offerte au concepteur par le combustible à particules rend ce type de Réacteur capable de s’accommoder d’une large variété de cycles du combustible.
Plusieurs prototypes de RHT sont en cours de développement aux États-Unis et en Europe. Rendus attractifs par les récents progrès des turbines à gaz, ils sont actuellement étudiés sous la forme de petits Réacteurs modulaires. Ils sont dotés d’une grande inertie thermique, donc particulièrement sûrs. Leur très bon rendement thermodynamique devrait rentabiliser un investissement encore élevé qui est dû à leur faible puissance volumique.
Ces réacteurs ont principalement été prévus pour la filière de l’uranium enrichi, mais ils présentent un bon potentiel d’utilisation de thorium. Ils utilisent l’uranium 235 enrichi à 90 % ou plus et le thorium 232, les deux mélangés dans une même particule de combustible ou dans deux particules différentes. De nombreux cycles mixtes sont étudiés pour les années à venir. L’un des plus prometteurs est un cycle thorium-plutonium, qui utilise particulièrement bien le plutonium fortement dégradé après passage dans un réacteur à eau légère. Mais ce n’est pas prévu pour demain. L’industrie du thorium contrairement à celle de l’uranium n’existe pas encore ce qui retardera tout recours au thorium

Les Réacteurs à Sels Fondus (RSF)

La meilleure façon de gérer les déchets du nucléaire n’est-elle pas d’en produire le moins possible ? La réponse à cette question se trouve dans la filière du thorium. Associés au cycle du thorium, les Réacteurs à neutrons thermiques à sels fondus ont la chance d’utiliser, à la différence des autres réacteurs, un combustible liquide, constitué de sel fondu (mélange de fluorures de lithium, de thorium et d’uranium) qui fait office de transporteur de chaleur et n’absorbe pas les précieux neutrons qui entretiennent la réaction. Pour les chercheurs du Laboratoire de physique subatomique et de cosmologie (LPSC) de Grenoble, le point fort de ce procédé est qu’on n’a pas besoin d’aller au cœur du réacteur, pour extraire tout au long du circuit, les produits de fission empoisonnés.

« L’uranium 233 qui n’existe pas à l’état naturel peut être remplacé pour le démarrage du réacteur par de l’uranium 235 ou du plutonium ». Dans le premier cas, la mise en oeuvre est compliquée et peu efficace. Dans le second, on produit énormément d’actinides mineurs radioactifs. « La solution ? Produire l’uranium 233 à partir d’un REP utilisant partiellement du thorium au lieu de l’uranium ». À Orsay, des chercheurs de l’Institut de physique nucléaire consacrent leurs recherches à ce mode de production. L’atout des RSF est multiple. En premier lieu, ils nécessitent dix fois moins de matière fissile pour démarrer que les RNR. Ensuite, les actinides mineurs sont produits en quantité nettement moindre. Enfin, les produits de fission et les actinides qui restent peuvent être retraités en continu. Un seul REP au thorium fournit pendant sa durée de vie (40 ans) de quoi démarrer quatre réacteurs à sels fondus.

L’Accelerator Driven Systems (ADS)

Dans une perspective plus lointaine, il faut mentionner les systèmes hybrides. Ils marient deux technologies éprouvées, celle des accélérateurs et celle des réacteurs. L’idée consiste à associer un accélérateur de particules à un réacteur nucléaire. Le principe n’est pas nouveau en soi. Les scientifiques ont remarqué qu’en provoquant le choc d’un proton, à très haute énergie, sur une cible épaisse, par exemple du plomb, cela permet par interactions successives l’émission d’un grand nombre de neutrons. Bombardés, les atomes de plomb libèrent des neutrons, et ces neutrons frappent à leur tour le combustible nucléaire. Là, ils provoquent des réactions en chaîne qui génèrent de la chaleur que l’on peut alors récupérer pour faire fonctionner des turbines et des alternateurs.

Les Réacteurs hybrides présentent d’importants avantages. Ils consomment du Thorium 232 au lieu de l’Uranium 235. Le premier est environ 500 fois plus abondant dans la nature que le second. Ils sont à l’abri de toute explosion. Ces combustibles à base de thorium peuvent détruire, par transmutation, le plutonium existant au lieu d’en produire. Le réacteur hybride ne produit pas non plus d’autres déchets hautement radioactifs, parfois durant des dizaines de milliers d’années, comme le font les centrales nucléaires actuelles. Enfin, leur régime chute dès qu’on arrête l’accélérateur. Le coeur du réacteur ne peut s’emballer. Les ADS pilotés par accélérateur présentent des caractéristiques de sûreté et d’efficacité adaptés aux exigences mondiales du développement durable pour la gestion responsable des déchets radioactifs.
Mais cela ne règle pas le problème global des déchets sur le long terme. En outre, cette filière innovante exige une recherche-développement très importante, des installations technologiquement et opérationnellement complexes.

Les études de faisabilité de tels assemblages sont bien avancées. Des travaux ont été effectués sous l’égide du CEA-CNRS et au plan européen, dans le cadre du 5e et du du 6e PCRD-programme commun de recherche et de développement. Des industriels ont pris une part importante à ces travaux. Des expérimentations à puissance zéro ont été réalisés dans le centre de recherche de Cadarache sur la maquette critique « Masurca » (CEA-Cadarache). Un injecteur de protons de haute intensité est en construction au CEA Saclay. Le réacteur nucléaire piloté par accélérateur (ADS) ne fait pas partie des concepts de « génération 4 ». Le coût d’un ADS serait élevé car il faudrait ajouter au coût du réacteur ceux de l’accélérateur et de la cible. En tout état de cause, les ADS ne pourront pas être déployés à l’échelle industrielle avant quelques décennies.

http://place-publique.fr/spip.php?page=forum&id_article=6249

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Posté le 7 juin 2011 à 10:26 , par Sebastien

Bonjour,

Il ne faut pas trop rever sur les ADS. En pratique ils ne resolvent pas grand chose et l’une des meilleures preuve est que les quelques exemplaires destines a de haut flux sont en voie de modernisation pour etre sur-critiques.

Cote Generation IV (en pratique les reacteurs dits "rapides"), les enjeux sont considerables aussi bien pour la population mondiale que pour les opposants.

Rappel : l’uranium naturel est pratiquement constitue de deux isotopes l’uranium 235 (0,7%) et l’uranium 238 (99.3 %). Le premier a une duree de vie de 700 millions d’annees (il y en avait plus au temps des dinosaures que maintenant) et le deuxieme de 4,5 milliards d’annees. A noter que l’uranium est l’un des facteurs important pour la temperature de la terre (le noyau de la terre est chauffe par les reactions nucleaires qui s’y deroulent, ce qui explique les mouvements techtoniques et le volcanisme).

Que veut dire "rapide" ?

Dans un reacteur nucleaire, on casse un noyau d’uranium 235 (le seul element fissile sur terre) grace a un neutron. Lorsque ce noyau se casse il donne naissance a des noyaux plus petits, une grande quantite d’energie est liberee et plusieurs neutrons sont emis. Dans la quasi totalite des reacteurs existant actuellement, on ralenti ces neutrons a l’aide d’un materiau appele moderateur (eau, eau lourde, graphite). En pratique, c’est de tres loin le plus souvent de l’eau classique (tres pure). Les neutrons lents apparaissent alors "plus gros" (Loi de la dualite onde-corpuscule de De Broglie) et entrent plus en reaction avec d’autres noyaux d’uranium 235 (un peu avec de l’uranium 238 et beaucoup avec le plutonium qui est forme dans le reacteur). Toutefois, in fine, la majeure partie de l’uranium naturel qui est l’isotope 238 n’est pas consomme car ce dernier reagi peu avec les neutrons lents.

Dans un reacteur rapide au contraire, les neutrons ne sont pas ralentis. Ils apparaissent plus petits mais reagissent avec l’uranium 238 (fertile) et le transforment essentiellement en plutonium 239 (fissile), produisant ainsi beaucoup d’energie a partir d’un isotope non utilise dans les reacteurs a neutrons lents. Au vu des ratios isotopiques dans la nature, on comprend tout de suite que si on peut utiliser l’uranium 238, on est capable a partir de la meme matiere initiale (en sortie de mine) de produire beaucoup plus. Il y a bien sur des limitations physiques et le resultat est une production comprise entre 50 et 60 fois plus avec les technologies disponibles actuellement. Qui plus est le volume de dechets est de facto diminue puisqu’on produit plus avec autant de matiere initiale. La production annuelle electrique Francaise produirait ainsi 8m3 de dechets de haute activite (les produits de fission). J’ai bien ecrit annuelle.

C’est ce qui donne le tournis aux opposants car il n’y a plus alors de probleme de ressources a l’echelle mondiale pour les prochains mille ans quelle que soit l’evolution de la consommation et plus de probleme pour plus de deux mille ans si on gere intelligemment les ressources. Or la majorite des opposants sont en pratique de la mouvance "decroissante", laquelle est apparue en Europe apres le traite de Rome de 57 (opposition aux barrages puis au nucleaire).

Cote reacteur. Les gros avantages sont :
- Une tres grande longevite. Lors du demantelement de Phenix en France, il est apparu qu’aucun des materiaux des structures internes (les plus importantes puisque difficilement accessibles) n’etait oxyde (le sodium fondu ne corrode pas, il protege).
- Une pression atmospherique. Le sodium ne peut pas s’echapper comme un jet de vapeur puisqu’il n’est pas sous pression.
- Une grande capacite calorifique du sodium qui permet des pics de production (suivi) autant que des delais importants de reaction en cas de perte totale du reseau electrique par exemple.

Quid du Sodium ? Le sodium n’aime ni l’air ni l’eau. Il prend feu. Cela etant des pieges a sodium existent et les methodes pour eteindre un feu de sodium sont eprouvees. [De la meme maniere qu’on sait eteindre un feu de carburant dans une raffinerie... a part que dans une raffinerie les quantites et les surfaces mises en jeu sont beaucoup plus importantes].

Cela etant, un manque dans cet article me parait etre la vision mondiale de la chose.

La Russie et l’Inde sont desormais axes sur les rapides. La Chine met en oeuvre un programme ambitieux (avec les budgets chinois... beaucoup plus eleves que les 0.6 Giga-Euros attribues a Astrid). Il est bon de rappeler que la France est encore en tete du peloton pour le niveau de connaissance mais que l’ecart se reduit a tres grande vitesse. Il est urgent de mettre les bouchees doubles si l’on veut pouvoir exporter... et generer de l’emploi et des revenus pour les generations futures.

Bonne journee

Sebastien


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Posté le 8 juin 2011 à 12:08 , par HERVE

En ce qui concerne les ADS, il faut aussi parler de l’utilisation possible d’un eutectique plomb/bismuth qui présente moins de risques d’incendie que le sodium mais est très corrosif. Il faudra cependant règler le problème de la production de polonium radioactif. Historiquement, le plomb/bismuth a été utilisé dans certains sous-marins nucléaires russes (qui ont parfois connu des problèmes sérieux).

La réalité doit prendre le pas sur les considérations théoriques.

Un exemple éclairant est celui des navettes spatiales américaines. La probabilité théorique d’un accident est très basse (vu qu’il s’agit d’un engin habité). Pourtant, deux des cinq navettes qui ont été construites ont explosé. Même si on préfère regarder le nombre de vols plutôt que le nombre de navettes, la gravité du risque saute aux yeux.

Il est aussi intéressant de se pencher sur les séismes. Ceux-ci (comme les inondations) sont étudiés avec une loi de Poisson. Il est assez facile de calculer la probabilité de dépassement d’un séisme donné (par exemple celui pris en compte à la conception). Cette probabilité est bien plus élevée que ce que la population croit.

En ce qui concerne les bâtiments habituels, la norme européenne EUROCODE 8 considère un séisme de "période de retour" de 475 ans. Ce chiffre ne vient pas de nulle part : avec une loi de Poisson, c’est (le séisme présentant une probabilité d’être dépassé de 10 % en 50 ans : cela n’est pas du tout négligeable mais c’est le niveau de risque qui a été accepté pour des constructions de tous les jours.

Pour des installations nucléaires, il est souvent question d’une "période de retour" de 10 000 ans. Il est intéressant de voir à quelles probabilités de dépassement (et donc de dommages) cela correspond pour des durées de 10, 20 ou 30 ans. Le résultat est de l’ordre de quelques pourcents !

En outre, il est clair que certaines installations nucléaires européennes ne résistent même pas à un séisme de "période de retour" de 10 000 ans. Plus grave encore : certaines installations n’atteignent pas le minimum de 0,1 g recommandé par l’AIEA et la NRC...

Cela soulève la question de l’information neutre et objective de la population sur les risques encourus.


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