Les réacteurs à semi-conducteur rapide (RCR) représentent une catégorie de systèmes nucléaires avancés fonctionnant avec des neutrons rapides pour convertir des matières fertiles — principalement l'uranium-238 — en plutonium fissiles-239, produisant effectivement plus de combustible qu'ils ne consomment. Cette capacité de reproduction offre une voie pour étendre considérablement la base de combustible nucléaire utilisable et réduire le volume de déchets radioactifs à longue durée de vie. Toutefois, la réalisation de l'ensemble des RCR dépend de façon critique du développement de cycles de combustible durables qui intègrent une fabrication efficace de combustible, un retraitement robuste, une gestion sûre des déchets et des mesures de non-prolifération robustes.

La physique du neutron rapide et le processus d'élevage

Dans un réacteur à eau légère classique, les neutrons sont modérés à des énergies thermiques (=0,025 eV) et interagissent principalement avec l'uranium 235. Dans un réacteur à gaz, le liquide de refroidissement (généralement le sodium, le plomb ou l'hélium) ne permet pas de modérés neutrons, de sorte que le spectre des neutrons reste énergétique (intervalle dekeV à MeV). Les neutrons rapides sont plus efficaces pour convertir l'uranium 238 en plutonium-239 par capture de neutrons et dégradation bêta subséquente : 238U + n → 239U → 239Np → 239Pu.

Le gain de reproduction, exprimé par le rapport de reproduction (BR) – le rapport des nouveaux atomes fissiles produits par rapport à ceux consommés – détermine si un FBR peut maintenir son approvisionnement en combustible. Un BR plus qu'unité permet une accumulation nette de combustible; les conceptions actuelles atteignent des valeurs BR entre 1,1 et 1,4 selon la configuration du noyau et de la couverture. Dans un réacteur typique, une couverture fertile d'uranium appauvri entourant le noyau capture des neutrons excédentaires, les convertissant en plutonium. Le plutonium extrait est ensuite fabriqué en combustible frais pour le même FBR ou un parc de réacteurs associés.

Options de cycle du carburant: ouvert ou fermé

Deux stratégies principales définissent le cycle du combustible pour les FBR : le cycle une fois terminé (ouvert) et le cycle fermé (retraitement). Bien qu'un cycle ouvert soit techniquement possible pour un FBR, il utiliserait de l'uranium hautement enrichi ou du plutonium comme combustible de démarrage et éliminerait le combustible usé sans recyclage – ce qui sous-utiliserait sensiblement l'avantage de reproduction. Presque tous les programmes de développement du FBR ciblent donc un cycle du combustible fermé, où le combustible usé est retransformé pour récupérer le plutonium et d'autres éléments transuraniques aux fins de réutilisation.

Cycle de combustible fermé avec retraitement

Dans un cycle fermé, le combustible irradié est stocké pendant une période de refroidissement (habituellement de 2 à 5 ans) avant d'être envoyé dans une usine de retraitement. Les matières fissiles récupérées sont ensuite destinées à la fabrication de combustible, tandis que les produits de fission et les petits actinides deviennent des déchets.

Retraitement aqueux classique (PUREX)

Le procédé d'extraction du plutonium-uranium REDOX (PUREX), initialement développé pour le combustible LBR, a été adapté pour le combustible FBR. Le combustible usé est dissous dans l'acide nitrique et le phosphate tributyle extrait sélectivement du plutonium et de l'uranium des produits de fission. Les défis sont notamment le champ de rayonnement élevé des produits de fission à courte durée de vie, la présence de petites concentrations de plutonium-240 (qui peuvent compliquer les considérations liées à la qualité des armes) et la difficulté de dissoudre les combustibles à oxyde réfractaire.

Processus aqueux avancés (UREX+, COEX)

Les flux modifiés, tels que l'UREX+ (développé aux États-Unis) et le COEX (C.A.E.) permettent la co-extraction du neptunium avec le plutonium et l'uranium, laissant ainsi un flux de produits de fission pur. Ces processus visent à réduire le risque de prolifération en évitant les flux de plutonium séparés et en permettant le regroupement de transuraniques pour une utilisation directe dans les combustibles de couverture ou de recyclage.

Pyrotraitement (électrométallurgique)

Les techniques électrométallurgiques, souvent appelées pyrotraitement, utilisent l'électrolyse par sel fondu pour séparer les actinides des produits de fission dans les combustibles métalliques.Cette approche a été démontrée à l'échelle pilote avec le réacteur expérimental de sélection II (EBR-II) au Laboratoire national d'Argonne. Le pyrotraitement offre des avantages pour les cycles de combustible métallique : il est plus compact, résiste aux dommages radiologiques et peut traiter le combustible usé refroidi à court terme (<6 mois). Le produit métallique qui en résulte contient du plutonium mélangé à d'autres actinides mineurs, ce qui le rend moins attrayant pour l'utilisation des armes.

Types de combustibles et fabrication

Le combustible FBR doit résister à une température élevée, à un flux de neutrons rapides et à des dommages importants dus aux rayonnements.

Le combustible à oxydes (MOX)[ est le plus utilisé pour les FBR actuels (p. ex. BN-600, BN-800 en Russie et le PFBR à venir en Inde). Le MOX est constitué de dioxyde d'uranium (UO2) mélangé au dioxyde de plutonium (PuO2), généralement avec une teneur en plutonium comprise entre 15 et 30 %. La fabrication nécessite une manipulation à distance en raison du rayonnement du plutonium et de la teneur en américanium qui y est associée.

Fuel métallique (par exemple, alliages U–Zr, U–Pu–Zr) offre une plus grande conductivité thermique, une meilleure compatibilité avec le combustible et une fabrication plus simple par coulée. L'EBR-II des États-Unis utilisait un alliage U–20Pu–10Zr. Le combustible métallique peut être retraitement efficacement par pyrotraitement. Cependant, les combustibles métalliques ont des points de fusion plus faibles et nécessitent un contrôle minutieux du gonflement sous irradiation.

Nitride et combustibles de carbure (p. ex., (U,Pu)N) sont à l'étude pour leur haute densité, leur conductivité thermique élevée et leur compatibilité avec des réfrigérants avancés comme le plomb.

Gestion et réduction des déchets

Un cycle de combustible durable doit réduire au minimum le fardeau des déchets de haute activité nécessitant un stockage géologique.Dans un cycle fermé, seuls les produits de fission et les actinides mineurs (néptunium, americium, curium) restent comme déchets; le plutonium récupéré, l'uranium et les actinides potentiellement mineurs sont réutilisés. Les produits de fission sont généralement incorporés dans une matrice [vitrifiée de verre pour le stockage géologique profond.

Partitioning and Transmutation (P&T)[ est un domaine de recherche actif qui consiste à séparer chimiquement les radionucléides à longue durée de vie du flux de déchets et à les convertir en isotopes à vie courte ou stables par bombardement de neutrons. Pour les FBR, le flux de neutrons rapides élevé en fait des véhicules de transmutation idéaux pour les actinides mineurs.

Considérations relatives à la non-prolifération

Tout cycle de combustible qui traite du plutonium séparé soulève des préoccupations en matière de prolifération.

  • Aucun plutonium séparé[: Des cycles fermés qui co-extraient du plutonium avec de l'uranium ou des actinides mineurs produisent un mélange de combustible moins directement utilisable pour les armes.
  • Dilution isotopique: Plutonium contenant plus de 80% de 240Pu isotope est considéré comme -grade réacteur -- et moins attrayant pour l'utilisation d'armes en raison de sa forte émission spontanée de neutrons et de la production de chaleur.
  • Cycles multilatéraux du combustible[: Les propositions de centres internationaux d'enrichissement, de retraitement et de fabrication de combustible placeraient les technologies sensibles sous contrôle multinational, réduisant ainsi les incitations à la prolifération nationale.
  • Sécurité et transparence[: Des techniques de surveillance avancées, telles que le comptage des neutrons et des gamma, et la surveillance à distance sont en cours de développement pour vérifier la conformité sans perturber les opérations.

La mise en balance des avantages de la fermeture du cycle du combustible avec les objectifs de non-prolifération reste un défi politique central, et de nombreux pays, y compris les États-Unis, ont toujours limité le retraitement intérieur pour cette raison.

Programmes mondiaux et projets de démonstration

Plusieurs pays exploitent ou développent des RAB et des cycles de combustible connexes, chacun ayant des priorités techniques et stratégiques différentes.

Inde

Le programme nucléaire en trois étapes de l'Inde place les FBR comme pilier central pour l'utilisation de son thorium abondant et de ses ressources limitées en uranium.Le réacteur à semis rapide de prototype (PFBR) (500 MWe, carburant MOX refroidi au sodium) est presque terminé à Kalpakkam. Les futurs modèles comprennent un FBR de 500 MWe utilisant du combustible métallique (pour un taux de reproduction plus élevé) et un combustible de conception alimenté par le thorium. L'Inde a également exploité une petite installation de retraitement (l'installation du cycle du combustible des réacteurs rapides à Kalpakkam) pour fermer le cycle de ses réacteurs expérimentaux.

Russie

La Russie exploite les seuls FBR commerciaux : le BN-600 (600 MWt, 560 MWe) de Beloyarsk est en service depuis 1980, tandis que le BN-800 (800 MWt) a commencé à fonctionner en 2016. Le BN-800 est homologué pour le combustible MOX et a été utilisé pour tester différentes charges de plutonium. Les conceptions de la prochaine génération comprennent le BREST-OD-300, un réacteur rapide refroidi au plomb avec un cycle de combustible fermé à base de combustible nitride, et le BN-1200. La Russie possède l'infrastructure de cycle de combustible intégré la plus complète, y compris l'usine de retraitement RT-1 et le Mining and Chemical Combine pour la fabrication de combustible MOX.

France

La France a exploité le réacteur Phénix (refroidi au sodium, 250 MWe) de 1973 à 2009, démontrant la manipulation et le retraitement du combustible. Le projet ASTRID (Réacteur Technologique de Sodium avancé pour la Démonstration Industrielle) avait pour but de valider un modèle 600 MWe avec un cycle de combustible MOX fermé, mais il a été reporté en 2019.

Japon

Le programme FBR du Japon comprend le Joyo expérimental et le prototype Monju (280 MWe, refroidi au sodium). Monju a subi une fuite de sodium en 1995 et a été désaffecté en 2016. Le Japon a poursuivi la recherche sur le cycle du combustible, y compris le développement du cycle NEXT (traitement aqueux avancé avec fabrication simplifiée de granulés) et l'essai de combustible porteur de MA à Joyo.

États-Unis

Les États-Unis ont lancé la technologie FBR-II (20 MWe, carburant métallique refroidi au sodium) de 1964 à 1994, qui a démontré un cycle de combustible fermé intégré utilisant le pyrotraitement et la fabrication à distance de carburant dans la même installation. Le projet Clinch River Breeder Reactor (CRBRP) a été annulé en 1983. L'activité américaine actuelle vise à soutenir les conceptions de la génération IV, y compris les concepts GE-Hitachi PRISM (un FBR refroidi au sodium 311 MWe) et Advanced Fast Reactor (ASTR), avec des études sur le cycle de combustible financées par le Programme de démonstration avancée des réacteurs du ministère de l'Énergie.

Problèmes économiques et problèmes de déploiement

Malgré les progrès techniques, aucun pays n'a encore exploité une flotte de FBR à l'échelle industrielle.

  • Coûts élevés en capital: Les FBR nécessitent des systèmes de refroidissement au sodium ou au plomb coûteux, des échangeurs de chaleur spéciaux et des caractéristiques de sécurité avancées.
  • Les coûts d'infrastructure du cycle de combustible[: Construction et exploitation d'installations de retraitement, de lignes de fabrication de combustible et d'installations de gestion des déchets ajoutent des milliards de dollars à l'avance.
  • Les faibles prix de l'uranium: Lorsque l'uranium est bon marché (comme sur le marché actuel), l'incitation économique à produire de nouveaux combustibles s'affaiblit.Un cycle fermé n'a de sens que si les prix de l'uranium augmentent considérablement ou si d'autres avantages (réduction des déchets, sécurité des ressources à long terme) sont évalués.
  • Incertitude en matière de réglementation et de délivrance de licences[: Peu de pays ont des cadres de délivrance de licences spécifiques pour les FBR et les cycles de combustible fermés.

Néanmoins, les pays qui ont des stratégies énergétiques à long terme, comme l'Inde, la Russie et la Chine, considèrent les RFA comme des éléments essentiels à l'indépendance énergétique et ont consacré des ressources importantes à leur développement.

Perspectives d'avenir

Le Forum international de la génération IV (GIF) a identifié six concepts avancés de réacteurs, dont trois sont des réacteurs rapides : le réacteur rapide refroidi au sodium (SFR), le réacteur rapide refroidi au plomb (LFR) et le réacteur rapide refroidi au gaz (GFR). Le SFR est le plus mature, avec plusieurs projets de démonstration en construction ou prévus. Le LFR (par exemple, BREST-OD-300 et le LEADER européen) promet une meilleure sécurité grâce à un liquide de refroidissement inerte et suscite une attention accrue pour les petites versions modulaires.

Les progrès de la science des matériaux, comme les aciers à dispersion renforcée par l'oxyde (ODS) et les composites de carbure de silicium, permettront une température de fonctionnement plus élevée et une durée de vie plus longue du combustible. L'intelligence artificielle est appliquée pour optimiser les modèles de recharge et prédire la performance du combustible.

La collaboration internationale, par le biais de cadres tels que le Programme de technologie rapide des réacteurs de l'Agence internationale de l'énergie atomique et le GIF, est essentielle pour partager les coûts élevés de développement et harmoniser les normes réglementaires. Si la prochaine décennie voit le succès du PFBR en Inde, du BREST-OD-300 en Russie et du CFR-600 chinois, le stade sera prévu pour un déploiement plus large des réacteurs de sélection rapide avec des cycles de combustible durables dans les années 2030 et au-delà.

Pour plus de détails :
Programme de technologie des réacteurs rapides de l'AIEA
Association nucléaire mondiale : réacteurs à neutrons rapides
Génération IV Forum international : réacteurs rapides