Réacteur surgénérateur - Breeder reactor

Assemblage du cœur du réacteur expérimental Breeder I en Idaho , États-Unis , 1951

Un surgénérateur est un réacteur nucléaire qui génère plus de matières fissiles qu'il n'en consomme . Les surgénérateurs y parviennent parce que leur économie de neutrons est suffisamment élevée pour créer plus de combustible fissile qu'ils n'en utilisent, par irradiation d'un matériau fertile , tel que l' uranium-238 ou le thorium-232 , qui est chargé dans le réacteur avec le combustible fissile. Les sélectionneurs ont d'abord été jugés attrayants car ils utilisaient plus complètement le combustible à l'uranium que les réacteurs à eau légère , mais l'intérêt a diminué après les années 1960, car davantage de réserves d'uranium ont été découvertes et de nouvelles méthodes d' enrichissement de l' uranium ont réduit les coûts du combustible.

Rendement du combustible et types de déchets nucléaires

Probabilités de fission d'actinides sélectionnés, neutrons thermiques vs rapides
Isotope
Section efficace de fission thermique
Fission thermique %
Section efficace de fission rapide
% de fission rapide
Th-232 néant 1 (non fissile) 0,350 grange 3 (non fissile)
U-232 76.66 grange 59 2.370 grange 95
U-233 531.2 grange 89 2.450 grange 93
U-235 584.4 grange 81 2.056 grange 80
U-238 11.77 micro-grange 1 (non fissile) 1.136 grange 11
Np-237 0,02249 grange 3 (non fissile) 2.247 grange 27
Pu-238 17.89 grange 7 2.721 grange 70
Pu-239 747.4 grange 63 2.338 grange 85
Pu-240 58.77 grange 1 (non fissile) 2.253 grange 55
Pu-241 1012 grange 75 2.298 grange 87
Pu-242 0,002557 grange 1 (non fissile) 2.027 grange 53
Am-241 600,4 grange 1 (non fissile) 0,2299 micro-grange 21
Am-242m 6409 grange 75 2.550 grange 94
Am-243 0,1161 grange 1 (non fissile) 2.140 grange 23
cm-242 5.064 grange 1 (non fissile) 2.907 grange dix
cm-243 617.4 grange 78 2.500 grange 94
cm-244 1.037 grange 4 (non fissile) 0,08255 micro-grange 33

Les surgénérateurs pourraient, en principe, extraire la quasi-totalité de l'énergie contenue dans l' uranium ou le thorium , diminuant 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'uranium extrait de la terre. Le rendement élevé du combustible des réacteurs surgénérateurs pourrait réduire considérablement les préoccupations concernant l'approvisionnement en combustible, l'énergie utilisée dans l'exploitation minière et le stockage des déchets radioactifs. Les adhérents prétendent qu'avec l'extraction d'uranium à l'eau de mer , il y aurait suffisamment de combustible pour les réacteurs surgénérateurs pour satisfaire nos besoins énergétiques pendant 5 milliards d'années au taux de consommation énergétique total de 1983, faisant ainsi de l'énergie nucléaire une énergie renouvelable .

Les déchets nucléaires sont devenus une préoccupation majeure dans les années 1990. En termes généraux, le combustible nucléaire usé a deux composantes principales. Le premier est constitué de produits de fission , les fragments restants d'atomes de combustible après avoir été divisés pour libérer de l'énergie. Les produits de fission se présentent sous la forme de dizaines d'éléments et de centaines d'isotopes, tous plus légers que l'uranium. Le deuxième composant principal du combustible usé est constitué de transuraniens (atomes plus lourds que l'uranium), qui sont générés à partir d'uranium ou d'atomes plus lourds dans le combustible lorsqu'ils absorbent des neutrons mais ne subissent pas de fission. Tous les isotopes transuraniens appartiennent à la série des actinides du tableau périodique et sont donc fréquemment appelés actinides.

Le comportement physique des produits de fission est très différent de celui des transuraniens. En particulier, les produits de fission ne subissent pas eux-mêmes de fission et ne peuvent donc pas être utilisés pour des armes nucléaires. Par ailleurs, seuls sept isotopes de produits de fission à vie longue ont des périodes supérieures à cent ans, ce qui rend leur stockage ou stockage géologique moins problématique que pour les matières transuraniennes.

Avec des préoccupations croissantes concernant les déchets nucléaires, les cycles du combustible de surgénération sont redevenus intéressants car ils peuvent réduire les déchets d'actinides, en particulier le plutonium et les actinides mineurs . Les surgénérateurs sont conçus pour fissionner les déchets d'actinides en tant que combustible, et ainsi les convertir en davantage de produits de fission.

Une fois le combustible nucléaire usé retiré d'un réacteur à eau ordinaire, il subit un profil de désintégration complexe, chaque nucléide se désintégrant à un rythme différent. En raison d'une bizarrerie physique référencée ci-dessous, il existe un écart important dans les demi-vies de désintégration des produits de fission par rapport aux isotopes transuraniens. Si les transuraniens sont laissés dans le combustible usé, après 1 000 à 100 000 ans, la lente décroissance de ces transuraniens générerait la majeure partie de la radioactivité dans ce combustible usé. Ainsi, l'élimination des transuraniens des déchets élimine une grande partie de la radioactivité à long terme du combustible nucléaire usé.

Les réacteurs commerciaux à eau légère d'aujourd'hui produisent de nouvelles matières fissiles, principalement sous forme de plutonium. Parce que les réacteurs commerciaux n'ont jamais été conçus comme des surgénérateurs, ils ne convertissent pas suffisamment d' uranium-238 en plutonium pour remplacer l' uranium-235 consommé. Néanmoins, au moins un tiers de l'électricité 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.

Ratio de conversion, seuil de rentabilité, ratio de reproduction, temps de doublement et taux de combustion

Une mesure de la performance d'un réacteur est le « taux de conversion », défini comme le rapport entre les nouveaux atomes fissiles produits et les atomes fissiles consommés. Tous les réacteurs nucléaires proposés, à l'exception des brûleurs à actinides spécialement conçus et exploités, connaissent un certain degré de conversion. Tant qu'il y a une quantité de matière fertile dans le flux de neutrons du réacteur, une nouvelle matière fissile est toujours créée. Lorsque le taux de conversion est supérieur à 1, il est souvent appelé « 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 sous pression ( PHWR ) 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.

Le temps de doublement est le temps qu'il faudrait à un réacteur surgénérateur pour produire suffisamment de nouvelles matières fissiles pour remplacer le combustible d'origine et produire en plus une quantité équivalente de combustible pour un autre réacteur nucléaire. Cela a été considéré comme une mesure importante de la performance des surgénérateurs dans les premières années, lorsque l'uranium était considéré comme rare. Cependant, étant donné que l'uranium est plus abondant qu'on ne le pensait au début du développement des réacteurs nucléaires et étant donné la quantité de plutonium disponible dans le combustible usé des réacteurs, le temps de doublement est devenu une mesure moins importante dans la conception des surgénérateurs modernes.

Le « burnup » est une mesure de la quantité d'énergie extraite d'une masse donnée de métal lourd dans le combustible, souvent exprimée (pour les réacteurs de puissance) en termes de gigawatt-jours par tonne de métal lourd. Le taux de combustion est un facteur important pour déterminer les types et les abondances d'isotopes produits par un réacteur à fission. Les surgénérateurs, de par leur conception, ont un taux de combustion extrêmement élevé par rapport à un réacteur conventionnel, car les surgénérateurs produisent beaucoup plus de leurs déchets sous forme de produits de fission, tandis que la plupart ou la totalité des actinides sont destinés à être fissionnés et détruits.

Dans le passé, le développement des surgénérateurs se concentrait sur les réacteurs à faible taux de surgénération, de 1,01 pour le réacteur de Shippingport fonctionnant au thorium et refroidi par de l'eau légère conventionnelle à plus de 1,2 pour le réacteur soviétique BN-350 refroidi par métal liquide. Des modèles théoriques de surgénérateurs avec du sodium liquide de refroidissement circulant dans des tubes à l'intérieur d'éléments combustibles (construction "tube-in-shell") suggèrent que des rapports 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.

Types de réacteurs surgénérateurs

Production d'actinides transuraniens lourds dans les réacteurs de fission à neutrons thermiques actuels par capture et désintégration des neutrons. À partir de l'uranium-238, des isotopes de plutonium, d'américium et de curium sont tous produits. Dans un réacteur surgénérateur de neutrons rapides, tous ces isotopes peuvent être brûlés comme combustible.

De nombreux types de surgénérateurs sont possibles :

Un « surgénérateur » est simplement un réacteur conçu pour une économie de neutrons très élevée avec un taux de conversion associé supérieur à 1,0. En principe, presque toutes les conceptions de réacteurs pourraient être modifiées pour devenir un surgénérateur. Un exemple de ce processus est l'évolution du Light Water Reactor, une conception thermique très fortement modérée, vers le concept de Super Fast Reactor, utilisant de l'eau légère sous une forme supercritique de densité extrêmement faible pour augmenter l'économie de neutrons suffisamment pour permettre la reproduction.

Outre le refroidissement par eau, il existe de nombreux autres types de réacteurs surgénérateurs actuellement envisagés comme possibles. Ceux-ci incluent des conceptions refroidies au sel fondu , au gaz et au métal liquide dans de nombreuses variantes. Presque tous ces types de conception de base peuvent être alimentés par de l'uranium, du plutonium, de nombreux actinides mineurs ou du thorium, et ils peuvent être conçus pour de nombreux objectifs différents, tels que la création de plus de combustible fissile, le fonctionnement à long terme en régime permanent ou la combustion active. de déchets nucléaires.

Les conceptions de réacteurs existantes sont parfois divisées en deux grandes catégories en fonction de leur spectre neutronique, qui sépare généralement ceux conçus pour utiliser principalement l'uranium et les transuraniens de ceux conçus pour utiliser le thorium et éviter les transuraniens. Ces conceptions sont :

  • Réacteur surgénérateur rapide (FBR) qui utilise des neutrons rapides (c'est-à-dire non modérés) pour produire du plutonium fissile et éventuellement des transuraniens supérieurs à partir d'uranium-238 fertile. Le spectre rapide est suffisamment flexible pour qu'il puisse également produire de l'uranium-233 fissile à partir du thorium, si vous le souhaitez.
  • Réacteur surgénérateur thermique qui utilise des neutrons à spectre thermique (c'est-à-dire : modéré) pour produire de l'uranium-233 fissile à partir de thorium ( cycle du combustible au thorium ). En raison du comportement des divers combustibles nucléaires, on pense qu'un surgénérateur thermique n'est commercialement réalisable qu'avec du combustible au thorium, ce qui évite l'accumulation de transuraniens plus lourds.

Retraitement

La fission du combustible nucléaire dans n'importe quel réacteur produit des produits de fission absorbant les neutrons . En raison de ce processus physique inévitable, il est nécessaire de retraiter le matériau fertile d'un réacteur surgénérateur pour éliminer ces poisons neutroniques . Cette étape est nécessaire pour utiliser pleinement la capacité de produire autant ou plus de carburant que ce qui est consommé. Tout retraitement peut présenter un problème de prolifération , car il extrait du combustible usé des matières utilisables pour la fabrication d'armes. La technique de retraitement la plus courante, PUREX , présente une préoccupation particulière, car elle a été expressément conçue pour séparer le plutonium pur. Les premières propositions pour le cycle du combustible surgénérateur-réacteur posaient un problème de prolifération encore plus grand parce qu'elles utiliseraient PUREX pour séparer le plutonium sous une forme isotopique très attrayante pour une utilisation dans les armes nucléaires.

Plusieurs pays développent des méthodes de retraitement qui ne séparent pas le plutonium des autres actinides. Par exemple, le procédé d' extraction électrolytique pyrométallurgique sans eau , lorsqu'il est utilisé pour retraiter le combustible d'un réacteur à neutrons rapides intégré , laisse de grandes quantités d'actinides radioactifs dans le combustible du réacteur. Les systèmes de retraitement à base d'eau plus conventionnels incluent SANEX, UNEX, DIAMEX, COEX et TRUEX, et des propositions pour combiner PUREX avec des co-processus.

Tous ces systèmes ont une résistance à la prolifération légèrement meilleure que PUREX, bien que leur taux d'adoption soit faible.

Dans le cycle du thorium, le thorium-232 se reproduit en se convertissant d'abord en protactinium-233, qui se désintègre ensuite en uranium-233. Si le protactinium reste dans le réacteur, de petites quantités d'uranium-232 sont également produites, qui a le puissant émetteur gamma thallium-208 dans sa chaîne de désintégration. Comme pour les conceptions alimentées à l'uranium, plus le combustible et la matière fertile restent longtemps dans le réacteur, plus ces éléments indésirables s'accumulent. Dans les réacteurs commerciaux au thorium envisagés , des niveaux élevés d'uranium-232 pourraient s'accumuler, ce qui entraînerait des doses de rayonnement gamma extrêmement élevées de tout uranium dérivé du thorium. Ces rayons gamma compliquent le maniement sûr d'une arme et la conception de son électronique ; cela explique pourquoi l'uranium-233 n'a jamais été recherché pour des armes au-delà des démonstrations de preuve de concept.

Si le cycle du thorium peut être résistant à la prolifération en ce qui concerne l'extraction de l'uranium-233 du combustible (en raison de la présence d'uranium-232), il présente un risque de prolifération à partir d'une autre voie d'extraction de l'uranium-233, qui consiste à extraire chimiquement le protactinium- 233 et lui permettant de se désintégrer en uranium 233 pur à l'extérieur du réacteur. Ce processus pourrait se dérouler au-delà de la supervision d'organisations telles que l'Agence internationale de l'énergie atomique (AIEA).

Réduction du gaspillage

Actinides par chaîne de désintégration
Plage de demi-vie ( a )
Produits de fission de 235 U par rendement
4 n 4 n +1 4 n +2 4 n +3
4,5 à 7 % 0,04-1,25 % <0,001 %
228 Ra 4–6 un ?? 155 Euþ
244 cmƒ 241 Puƒ 250 Cf 227 Ac 10–29 un 90 Sr 85 kr 113m Cdþ
232 Uƒ 238 Puƒ 243 cmƒ 29-97 un 137 Cs 151 Smþ 121m Sn
248 Bk 249 Cfƒ 242m amƒ 141-351 un

Aucun produit de fission
n'a une demi-vie
comprise entre
100 et 210 ka ...

241 Amƒ 251 Cfƒ 430-900 un
226 Ra 247 Bk 1,3–1,6 ka
240 unités 229 ème 246 cmƒ 243 Amƒ 4,7 à 7,4 ka
245 cmƒ 250 cm 8,3 à 8,5 ka
239 Puƒ 24,1 ka
230 ème 231 Pa 32-76 ka
236 Npƒ 233 Uƒ 234 U 150-250 ka ?? 99 Tc 126 Sn
248 cm 242 Pu 327-375 ka 79 Se
1,53 Ma 93 Zr
237 Npƒ 2,1–6,5 mA 135 Cs 107 Pd
236 U 247 cmƒ 15–24 Ma 129 I
244 Pu 80 M

... ni au-delà de 15,7 Ma

232 Th 238 U 235 Uƒ№ 0,7–14,1 Ga

Légende des symboles en exposant
₡ a une section efficace de capture des neutrons thermiques de l'ordre de 8 à 50 granges
ƒ  isomère métastablefissile № principalement une matière radioactive naturelle (MRN) þ  poison neutronique (section efficace de capture des neutrons thermiques supérieure à 3 000 granges) † plage 4–97 a : Produit de fission à vie moyenne supérieure à 200 ka : Produit de fission à vie longue




Les déchets nucléaires sont devenus une préoccupation majeure dans les années 1990. Les cycles du combustible de sélection ont suscité un regain d'intérêt en raison de leur potentiel de réduction des déchets d'actinides, en particulier de plutonium et d'actinides mineurs. Étant donné que les réacteurs surgénérateurs à cycle du combustible fermé utiliseraient la quasi-totalité des actinides qui y sont introduits comme combustible, leurs besoins en combustible seraient réduits d'un facteur 100 environ. Le volume de déchets qu'ils génèrent serait réduit d'un facteur 100 environ à mesure que bien. Bien qu'il y ait une énorme réduction du volume de déchets d'un réacteur surgénérateur, l' activité des déchets est à peu près la même que celle produite par un réacteur à eau légère.

De plus, les déchets d'un surgénérateur ont un comportement de décroissance différent, car ils sont constitués de matériaux différents. Les déchets des réacteurs surgénérateurs sont principalement des produits de fission, tandis que les déchets des réacteurs à eau légère contiennent une grande quantité de transuraniens. Après que le combustible nucléaire usé ait été retiré d'un réacteur à eau légère pendant plus de 100 000 ans, ces transuraniens seraient la principale source de radioactivité. Les éliminer éliminerait une grande partie de la radioactivité à long terme du combustible usé.

En principe, les cycles du combustible des surgénérateurs peuvent recycler et consommer tous les actinides, ne laissant que des produits de fission . Comme l'indique le graphique de cette section, les produits de fission présentent un « écart » particulier dans leurs demi-vies globales, de sorte qu'aucun produit de fission n'a une demi-vie comprise entre 91 ans et 200 000 ans. Du fait de cette bizarrerie physique, après plusieurs centaines d'années d'entreposage, l'activité des déchets radioactifs d'un surgénérateur rapide chuterait rapidement au niveau bas des produits de fission à vie longue . Cependant, pour obtenir cet avantage, il faut séparer très efficacement les transuraniens du combustible usé. Si les méthodes de retraitement du combustible utilisées laissent une fraction importante des transuraniens dans le flux de déchets final, cet avantage serait fortement réduit.

Les deux types de cycles de reproduction peuvent réduire les déchets d'actinides :

  • Le surgénérateur « s neutrons rapides peuvent fission des noyaux actinides avec un nombre pair de deux protons et de neutrons. Ces noyaux n'ont généralement pas les résonances « à neutrons thermiques » à basse vitesse des combustibles fissiles utilisés dans les REO .
  • Le cycle du combustible au thorium produit intrinsèquement des niveaux inférieurs d'actinides lourds. Le matériau fertile dans le cycle du combustible au thorium a un poids atomique de 232, tandis que le matériau fertile dans le cycle du combustible à l'uranium a un poids atomique de 238. Cette différence de masse signifie que le thorium-232 nécessite six événements de capture de neutrons supplémentaires par noyau avant la transuranienne. des éléments peuvent être produits. En plus de cette simple différence de masse, le réacteur a deux chances de fissionner les noyaux à mesure que la masse augmente : d'abord en tant que noyaux de combustible efficaces U233, et lorsqu'il absorbe deux autres neutrons, à nouveau en tant que noyaux de combustible U235.

Un réacteur dont le but principal est de détruire les actinides, plutôt que d'augmenter les stocks de combustible fissile, est parfois appelé réacteur à brûleur . La reproduction et la combustion dépendent d'une bonne économie de neutrons, et de nombreux modèles peuvent faire l'un ou l'autre. Les conceptions d'élevage entourent le noyau d'une couverture d'élevage de matériel fertile. Des brûleurs à déchets entourent le noyau de déchets non fertiles à détruire. Certaines conceptions ajoutent des réflecteurs ou des absorbeurs de neutrons.

Concepts de surgénérateurs

Il existe plusieurs concepts de surgénérateurs ; les deux principaux sont :

  • Les réacteurs à spectre de neutrons rapides sont appelés réacteurs surgénérateurs rapides (FBR) – ils utilisent généralement l'uranium-238 comme combustible.
  • Les réacteurs à spectre de neutrons thermiques sont appelés réacteurs surgénérateurs thermiques – ils utilisent généralement du thorium-232 comme combustible.

Surgénérateur rapide

Diagramme schématique montrant la différence entre les types Loop et Pool de LMFBR.

En 2006, toutes les centrales de réacteurs à neutrons rapides ( RFA ) à grande échelle étaient des réacteurs à neutrons rapides à métal liquide ( LMFBR ) refroidis par du sodium liquide . Ceux-ci ont été de l'une des deux conceptions suivantes :

  • Type de boucle , dans laquelle le fluide caloporteur primaire circule à travers des échangeurs de chaleur primaires à l'extérieur de la cuve du réacteur (mais à l'intérieur du bouclier biologique en raison du sodium radioactif-24 dans le fluide primaire)
Experimental Breeder Reactor II , qui a servi de prototype pour le réacteur rapide intégral
  • Type piscine , dans laquelle les échangeurs de chaleur primaires et les pompes sont immergés dans la cuve du réacteur

Toutes les conceptions actuelles de réacteurs à neutrons rapides utilisent du métal liquide comme caloporteur primaire, pour transférer la chaleur du cœur à la vapeur utilisée pour alimenter les turbines de production d'électricité. Les FBR ont été construits refroidis par des métaux liquides autres que le sodium - certains des premiers FBR utilisaient du mercure , d'autres réacteurs expérimentaux ont utilisé un alliage sodium - potassium appelé NaK . Les deux ont l'avantage d'être liquides à température ambiante, ce qui est pratique pour les plates-formes expérimentales mais moins important pour les centrales électriques pilotes ou à grande échelle. Le plomb et l' alliage plomb-bismuth ont également été utilisés .

Trois des types de réacteurs de génération IV proposés sont des FBR :

Les FBR utilisent généralement un cœur combustible à oxydes mixtes contenant jusqu'à 20 % de dioxyde de plutonium (PuO 2 ) et au moins 80 % de dioxyde d'uranium (UO 2 ). Une autre option de combustible est les alliages métalliques , généralement un mélange d'uranium, de plutonium et de zirconium (utilisé parce qu'il est « transparent » aux neutrons). L'uranium enrichi peut également être utilisé seul.

De nombreuses conceptions entourent le cœur dans une couverture de tubes qui contiennent de l'uranium-238 non fissile, qui, en capturant les neutrons rapides de la réaction dans le cœur, se transforme en plutonium-239 fissile (tout comme une partie de l'uranium dans le cœur), qui est ensuite retraité et utilisé comme combustible nucléaire. D'autres conceptions de FBR reposent sur la géométrie du combustible lui-même (qui contient également de l'uranium-238), conçu pour atteindre une capture de neutrons suffisamment rapide. La section efficace de fission du plutonium-239 (ou de l'uranium-235 fissile) est beaucoup plus petite dans un spectre rapide que dans un spectre thermique, tout comme le rapport entre la section efficace de fission 239 Pu/ 235 U et la section efficace d'absorption 238 U -section. Cela augmente la concentration de 239 Pu/ 235 U nécessaire pour entretenir une réaction en chaîne , ainsi que le rapport de l'élevage à la fission. D'autre part, un réacteur rapide n'a besoin d'aucun modérateur pour ralentir les neutrons , profitant du fait que les neutrons rapides produisent un plus grand nombre de neutrons par fission que les neutrons lents . Pour cette raison, l' eau liquide ordinaire , étant un modérateur et un absorbeur de neutrons , est un réfrigérant primaire indésirable pour les réacteurs à neutrons rapides. Comme de grandes quantités d'eau dans le cœur sont nécessaires pour refroidir le réacteur, le rendement en neutrons et donc la surgénération du 239 Pu sont fortement affectés. Des travaux théoriques ont été effectués sur des réacteurs à eau à modération réduite , qui peuvent avoir un spectre suffisamment rapide pour fournir un taux de surgénération légèrement supérieur à 1. Cela entraînerait probablement un déclassement de puissance inacceptable et des coûts élevés dans un réacteur refroidi par eau liquide , mais le L'eau de refroidissement supercritique du réacteur à eau supercritique (SCWR) a une capacité thermique suffisante pour permettre un refroidissement adéquat avec moins d'eau, ce qui fait d'un réacteur refroidi à l'eau à spectre rapide une possibilité pratique.

Le type de réfrigérants, les températures et le spectre de neutrons rapides placent le matériau de gainage du combustible (normalement des aciers inoxydables austénitiques ou ferrito-martensitiques) dans des conditions extrêmes. La compréhension des dommages dus aux radiations, des interactions entre le caloporteur, des contraintes et des températures est nécessaire pour le fonctionnement sûr de tout cœur de réacteur. Tous les matériaux utilisés à ce jour dans les réacteurs à neutrons rapides refroidis au sodium ont des limites connues, comme exploré dans la revue ONR-RRR-088. L' acier renforcé par dispersion d'oxyde (ODS) est considéré comme le matériau de gaine de combustible résistant aux radiations à long terme qui surmonte les lacunes des choix de matériaux actuels.

Il n'y a que deux réacteurs surgénérateurs en exploitation commerciale en 2017 : le réacteur BN-600 , à 560 MWe, et le réacteur BN-800 , à 880 MWe. Les deux sont des réacteurs russes refroidis au sodium.

Réacteur rapide intégré

Un modèle de réacteur à neutrons rapides, spécialement conçu pour résoudre les problèmes d'élimination des déchets et de plutonium, était le réacteur rapide intégré (IFR, également connu sous le nom de réacteur surgénérateur rapide intégré, bien que le réacteur d'origine ait été conçu pour ne pas générer un excédent net de matières fissiles ).

Pour résoudre le problème d'élimination des déchets, l'IFR disposait d'une unité de retraitement du combustible électrolytique sur site qui recyclait l'uranium et tous les transuraniens (pas seulement le plutonium) par galvanoplastie , ne laissant que des produits de fission à demi-vie courte dans les déchets. Certains de ces produits de fission pourraient ensuite être séparés pour des usages industriels ou médicaux et le reste envoyé vers un dépôt de déchets. Le système de pyrotraitement IFR utilise des cathodes de cadmium fondu et des électroraffineurs pour retraiter le combustible métallique directement sur place dans le réacteur. De tels systèmes non seulement mélangent tous les actinides mineurs avec l'uranium et le plutonium, mais ils sont compacts et autonomes, de sorte qu'aucune matière contenant du plutonium n'a besoin d'être transportée hors du site du réacteur surgénérateur. Les surgénérateurs incorporant une telle technologie seraient très probablement conçus avec des taux de surgénération très proches de 1, de sorte qu'après un chargement initial d'uranium enrichi et/ou de plutonium, le réacteur ne serait alors rechargé qu'avec de petites livraisons d'uranium métal naturel. Une quantité d'uranium métal naturel équivalente à un bloc de la taille d'une caisse de lait livrée une fois par mois serait tout le combustible dont un tel réacteur de 1 gigawatt aurait besoin. De tels surgénérateurs autonomes sont actuellement envisagés comme l'objectif ultime, autonome et autosuffisant final des concepteurs de réacteurs nucléaires. Le projet a été annulé en 1994 par la secrétaire américaine à l'Énergie Hazel O'Leary .

Autres réacteurs rapides

Le cœur en graphite de l' expérience du réacteur à sel fondu

Un autre réacteur rapide proposé est un réacteur rapide à sel fondu , dans lequel les propriétés modératrices du sel fondu sont insignifiantes. Ceci est typiquement réalisé en remplaçant les fluorures de métaux légers (par exemple LiF, BeF 2 ) dans le support de sel par des chlorures de métaux plus lourds (par exemple, KCl, RbCl, ZrCl 4 ).

Plusieurs prototypes de FBR ont été construits, dont la puissance électrique va de l'équivalent de quelques ampoules ( EBR-I , 1951) à plus de 1 000  MWe . En 2006, la technologie n'est pas économiquement compétitive par rapport à la technologie des réacteurs thermiques, mais l' Inde , le Japon, la Chine, la Corée du Sud et la Russie engagent tous des fonds de recherche substantiels pour poursuivre le développement des réacteurs surgénérateurs rapides, anticipant que la hausse des prix de l'uranium changera cela dans le long terme. L'Allemagne, en revanche, a abandonné la technologie en raison de problèmes de sécurité. Le surgénérateur SNR-300 a été achevé au bout de 19 ans malgré des dépassements de coûts s'élevant à un total de 3,6 milliards d'euros, pour ensuite être abandonné.

L'Inde développe également la technologie FBR en utilisant à la fois des charges d'alimentation en uranium et en thorium.

Surgénérateur thermique

Le réacteur de Shippingport, utilisé comme prototype de surgénérateur en eau légère pendant cinq ans à partir d'août 1977

Le réacteur avancé à eau lourde (AHWR) est l'une des rares utilisations proposées à grande échelle du thorium . L'Inde développe cette technologie, motivée par d'importantes réserves de thorium ; près d'un tiers des réserves mondiales de thorium se trouvent en Inde, qui manque d'importantes réserves d'uranium.

Le troisième et dernier cœur du réacteur de 60 MWe de la centrale atomique de Shippingport était un surgénérateur de thorium à eau légère, qui a commencé à fonctionner 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 région des graines, de 1,5 à 3 % dans la région de la couverture et aucune dans la région du réflecteur. Il a fonctionné à 236 MWt, générant 60 MWe et a finalement produit plus de 2,1 milliards de kilowattheures d'électricité. Après cinq ans, la carotte a été retirée et s'est avérée contenir près de 1,4 % de matière fissile de plus qu'au moment de son installation, démontrant qu'une reproduction à partir du thorium s'était produite.

Le réacteur à fluorure liquide de thorium (LFTR) est également prévu comme surgénérateur thermique de thorium. Les réacteurs à fluorure liquide peuvent présenter des caractéristiques intéressantes, telles que la sécurité inhérente, l'absence de fabrication de barres de combustible et éventuellement un retraitement plus simple du combustible liquide. Ce concept a été étudié pour la première fois au Oak Ridge National Laboratory Molten-Salt Reactor Experiment dans les années 1960. A partir de 2012, il fait l'objet d'un regain d'intérêt dans le monde entier. Le Japon, l'Inde, la Chine, le Royaume-Uni, ainsi que des sociétés privées américaines, tchèques et australiennes ont exprimé leur intention de développer et de commercialiser la technologie.

Discussion

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 a déclaré : « Après six décennies et des dépenses de l'équivalent de dizaines de milliards de dollars, la promesse des surgénérateurs reste en grande partie non tenue et les efforts pour les commercialiser ont été régulièrement 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 de la poursuite des réacteurs surgénérateurs – parfois explicite et parfois implicite – reposait sur les hypothèses clés suivantes :

  • On s'attendait à ce que l'uranium se raréfie et que les gisements à haute teneur s'épuisent rapidement si l'énergie de fission est 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 surgénérateurs deviennent rapidement économiquement compétitifs par rapport aux réacteurs à eau ordinaire qui dominent aujourd'hui l'énergie nucléaire, mais la réalité est que les coûts d'investissement sont au moins 25 % supérieurs à ceux des réacteurs refroidis à l'eau.
  • On pensait que les réacteurs surgénérateurs pourraient être aussi sûrs et fiables que les réacteurs à eau ordinaire, mais les problèmes de sécurité sont cités comme une préoccupation avec les réacteurs à neutrons rapides qui utilisent un réfrigérant au sodium, où une fuite pourrait conduire à un incendie de sodium.
  • On s'attendait à ce que les risques de prolifération posés par les surgénérateurs et leur cycle du combustible « fermé », dans lequel le plutonium serait recyclé, puissent être maîtrisés. Mais étant donné que les réacteurs de reproduction du plutonium produisent du plutonium à partir d'U238 et que les réacteurs au thorium produisent de l'U233 fissile à partir de thorium, tous les cycles de reproduction pourraient théoriquement présenter des risques de prolifération. Cependant, l' U232 , qui est toujours présent dans l'U233 produit dans les réacteurs surgénérateurs, est un émetteur gamma puissant via ses produits filles, et rendrait la manipulation de l'arme extrêmement dangereuse et l'arme facile à détecter.

Certains anciens partisans antinucléaires sont devenus pro-nucléaires en tant que source d'électricité propre puisque les réacteurs surgénérateurs recyclent efficacement la plupart de leurs déchets. Cela résout l'un des problèmes négatifs les plus importants de l'énergie nucléaire. Dans le documentaire Pandora's Promise , un cas est fait pour les réacteurs surgénérateurs parce qu'ils offrent une véritable alternative de haute puissance à l'énergie fossile. Selon le film, une livre d'uranium fournit autant d'énergie que 5 000 barils de pétrole .

Des FBR ont été construits et exploités aux États-Unis, au Royaume-Uni, en France, dans l'ex- URSS , en Inde et au Japon. Le FBR expérimental SNR-300 a été construit en Allemagne mais n'a jamais fonctionné et a finalement été fermé au milieu d'une controverse politique à la suite de la catastrophe de Tchernobyl . Depuis 2019, deux FBR sont exploités pour la production d'électricité en Russie. Plusieurs réacteurs sont prévus, dont beaucoup pour la recherche liée à l' initiative des réacteurs de génération IV .

Développement et surgénérateurs notables

Réacteurs surgénérateurs notables
Réacteur Pays de
construction
Commencé Fermer Conception
MWe

MWe finale

Puissance thermique MWt

Facteur de capacité
Nombre de
fuites

Température des neutrons
Liquide de refroidissement Classe de réacteur
DFR Royaume-Uni 1962 1977 14 11 65 34% 7 Rapide NaK Test
BN-350 Union soviétique 1973 1999 135 52 750 43% 15 Rapide Sodium Prototype
Rapsodie La France 1967 1983 0 40 2 Rapide Sodium Test
Phénix La France 1975 2010 233 130 563 40,5% 31 Rapide Sodium Prototype
PFR Royaume-Uni 1976 1994 234 234 650 26,9% 20 Rapide Sodium Prototype
KNK II Allemagne 1977 1991 18 17 58 17,1% 21 Rapide Sodium Recherche/Test
SNR-300 Allemagne 1985 1991 327 essais non nucléaires uniquement Rapide Sodium Prototype/Commercial
BN-600 Union soviétique 1981 en fonctionnement 560 560 1470 74,2% 27 Rapide Sodium Prototype/Commercial(Gen2)
FFTF nous 1982 1993 0 400 1 Rapide Sodium Test
Superphénix La France 1985 1998 1200 1200 3000 7,9% 7 Rapide Sodium Prototype/Commercial(Gen2)
FBTR Inde 1985 en fonctionnement 13 40 6 Rapide Sodium Test
PFBR Inde mise en service mise en service 500 1250 Rapide Sodium Prototype/Commercial (Gen3)
Jōyō Japon 1977 en fonctionnement 0 150 Rapide Sodium Test
Monju Japon 1995 2017 246 246 714 essai seulement 1 Rapide Sodium Prototype
BN-800 Russie 2015 en fonctionnement 789 880 2100 73,4% Rapide Sodium Prototype/Commercial (Gen3)
MSRE nous 1965 1969 0 7.4 épithermal Sel fondu ( FLiBe ) Test
Clémentine nous 1946 1952 0 0,025 Rapide Mercure Le premier réacteur rapide au monde
EBR-1 nous 1951 1964 0,2 0,2 1.4 Rapide NaK Le premier réacteur de puissance au monde
Fermi-1 nous 1963 1972 66 66 200 Rapide Sodium Prototype
EBR-2 nous 1964 1994 19 19 62,5 Rapide Sodium Expérimental/Test
Port d'expédition nous 1977
comme éleveur
1982 60 60 236 Thermique Eau légère Expérimental-Core3

L' Union soviétique (comprenant la Russie et d'autres pays, dissous en 1991) a construit une série de réacteurs à neutrons rapides, le premier étant refroidi au mercure et alimenté au plutonium métal, et les derniers refroidis au sodium et alimentés à l'oxyde de plutonium.

BR-1 (1955) était de 100W (thermique) a été suivi par BR-2 à 100 kW puis le 5MW BR-5 .

BOR-60 (première criticité 1969) était de 60 MW, avec une construction commencée en 1965.

BN-600 (1981), suivie par la Russie de BN-800 (2016)

Plantes futures

Le réacteur rapide expérimental chinois est un réacteur de type piscine de 65 MW (thermique), 20 MW (électrique), refroidi au sodium, avec une durée de vie nominale de 30 ans et un taux de combustion cible de 100 MWj/kg.

L'Inde a été l'un des premiers leaders dans le segment FBR. En 2012, un FBR appelé Prototype Fast Breeder Reactor devait être achevé et mis en service. Le programme vise à utiliser du thorium-232 fertile pour produire de l'uranium-233 fissile. L'Inde poursuit également la technologie des réacteurs surgénérateurs thermiques au thorium. L'accent mis par l'Inde sur le thorium est dû aux importantes réserves du pays, bien que les réserves mondiales connues de thorium soient quatre fois celles de l'uranium. Le département indien de l'énergie atomique (DAE) a annoncé en 2007 qu'il construirait simultanément quatre surgénérateurs supplémentaires de 500 MWe chacun dont deux à Kalpakkam.

BHAVINI , une société indienne d'énergie nucléaire, a été créée en 2003 pour construire, mettre en service et exploiter tous les réacteurs surgénérateurs de phase II décrits dans le programme d'énergie nucléaire en trois étapes de l'Inde . Pour faire avancer ces plans, le FBR-600 indien est un réacteur de type piscine refroidi au sodium d'une puissance de 600 MWe.

Le China Experimental Fast Reactor (CEFR) est un prototype de 25 MW(e) pour le projet de China Prototype Fast Reactor (CFRP). Il a commencé à produire de l'électricité le 21 juillet 2011.

La Chine a également lancé un projet de recherche et développement sur la technologie des surgénérateurs thermiques au thorium à sels fondus (réacteur à fluorure liquide au thorium), officiellement annoncé lors de la conférence annuelle de l'Académie chinoise des sciences (CAS) en janvier 2011. Son objectif ultime était d'étudier et de développer un système nucléaire à sels fondus à base de thorium sur une vingtaine d'années.

Kirk Sorensen, ancien scientifique de la NASA et technologue nucléaire en chef chez Teledyne Brown Engineering , est depuis longtemps un promoteur du cycle du combustible au thorium et en particulier des réacteurs à fluorure liquide au thorium. En 2011, Sorensen a fondé Flibe Energy, une société visant à développer des conceptions de réacteurs LFTR de 20 à 50 MW pour alimenter des bases militaires.

La Corée du Sud développe une conception pour un FBR modulaire standardisé pour l'exportation, pour compléter les conceptions normalisées PWR (réacteur à eau pressurisée) et CANDU qu'elle a déjà développé et construit, mais ne s'est pas encore engagée à construire un prototype.

Un modèle en coupe du réacteur BN-600, remplacé par la famille de réacteurs BN-800 .
Construction du réacteur BN-800

La Russie a un plan pour augmenter de manière significative son parc de réacteurs surgénérateurs rapides. Un réacteur BN-800 (800 MWe) à Beloyarsk a été achevé en 2012, succédant à un BN-600 plus petit . En juin 2014, le BN-800 a démarré en mode de puissance minimale. Fonctionnant à 35 % de son rendement nominal, le réacteur a contribué au réseau énergétique le 10 décembre 2015. Il a atteint sa pleine puissance de production en août 2016.

Les plans de construction d'un réacteur BN-1200 plus grand (1 200 MWe) devaient s'achever en 2018, avec deux réacteurs BN-1200 supplémentaires construits d'ici la fin de 2030. Cependant, en 2015, Rosenergoatom a reporté la construction indéfiniment pour permettre la conception du combustible d'être amélioré après plus d'expérience de l'exploitation du réacteur BN-800, et parmi les préoccupations de coût.

Un réacteur rapide expérimental refroidi au plomb, BREST-300 sera construit au Siberian Chemical Combine (SCC) à Seversk . La conception BREST ( russe : bystry reaktor so svintsovym teplonositelem , anglais : réacteur rapide avec réfrigérant au plomb ) est considérée comme un successeur de la série BN et l'unité de 300 MWe du SCC pourrait être le précurseur d'une version de 1 200 MWe pour un déploiement à large une unité de production d'électricité commerciale. Le programme de développement fait partie d'un programme fédéral de technologies nucléaires avancées 2010-2020 qui vise à exploiter les réacteurs à neutrons rapides pour l'efficacité de l'uranium tout en « brûlant » des substances radioactives qui seraient autrement éliminées en tant que déchets. Son cœur mesurerait environ 2,3 mètres de diamètre sur 1,1 mètre de hauteur et contiendrait 16 tonnes de combustible. L'unité serait ravitaillée chaque année, chaque élément combustible passant cinq ans au total dans le cœur. La température du liquide de refroidissement du plomb serait d'environ 540 °C, ce qui donnerait un rendement élevé de 43 %, une production de chaleur primaire de 700 MWt produisant une puissance électrique de 300 MWe. La durée de vie opérationnelle de l'unité pourrait être de 60 ans. La conception devrait être achevée par NIKIET en 2014 pour une construction entre 2016 et 2020.

Le 16 février 2006, les États-Unis, la France et le Japon ont signé un « accord » pour la recherche et le développement de réacteurs rapides refroidis au sodium à l'appui du Partenariat mondial pour l'énergie nucléaire . En avril 2007, le gouvernement japonais a choisi Mitsubishi Heavy Industries (MHI) comme « entreprise centrale dans le développement de FBR au Japon ». Peu de temps après, MHI a lancé une nouvelle société, Mitsubishi FBR Systems (MFBR) pour développer et éventuellement vendre la technologie FBR.

Le site nucléaire de Marcoule en France, emplacement du Phénix (à gauche).

En septembre 2010, le gouvernement français a alloué 651,6 millions d'euros au Commissariat à l'énergie atomique pour finaliser la conception d' ASTRID (Advanced Sodium Technological Reactor for Industrial Demonstration), une conception de réacteur de quatrième génération de 600 MW qui sera finalisée en 2020. En 2013, le Royaume-Uni avait manifesté son intérêt pour le réacteur PRISM et travaillait de concert avec la France pour développer ASTRID. En 2019, le CEA a annoncé que cette conception ne serait pas construite avant le milieu du siècle.

En octobre 2010, GE Hitachi Nuclear Energy a signé un protocole d'accord avec les exploitants du site de Savannah River du département américain de l'Énergie , qui devrait permettre la construction d'une centrale de démonstration basée sur le réacteur à neutrons rapides S-PRISM de la société avant que la conception ne reçoive la pleine Approbation de l'autorisation de la Commission de réglementation nucléaire (NRC). En octobre 2011, The Independent a rapporté que la Nuclear Decommissioning Authority (NDA) du Royaume-Uni et des conseillers principaux du Département de l'énergie et du changement climatique (DECC) avaient demandé des détails techniques et financiers sur PRISM, en partie 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 les décennies de durée de vie du réacteur. L'onde de combustion dans la conception TWR ne se déplace pas d'un bout à l'autre du réacteur mais progressivement de l'intérieur vers l'extérieur. De plus, à mesure que la composition du combustible change par transmutation nucléaire, les barres de combustible sont continuellement remaniées dans le cœur pour optimiser le flux de neutrons et l'utilisation du combustible à tout moment. Ainsi, au lieu de laisser l'onde se propager à travers le combustible, le combustible lui-même est déplacé à travers une onde de combustion en grande partie stationnaire. Ceci est contraire à de nombreux reportages médiatiques, qui ont popularisé le concept de réacteur en forme de bougie avec une région de combustion qui descend un bâton de combustible. En remplaçant une configuration de noyau statique par un noyau "à ondes stationnaires" ou "soliton" géré activement, la conception de TerraPower évite le problème de refroidissement d'une région de combustion très variable. Dans ce scénario, la reconfiguration des crayons combustibles est réalisée à distance par des dispositifs robotiques ; l'enceinte de confinement reste fermée pendant la procédure, et il n'y a pas de temps d'arrêt associé.

Voir également

Les références

Liens externes