Introduction: Repenser la durabilité de l'uranium

La demande énergétique mondiale continue de croître et l'énergie nucléaire offre une source dense et peu carbonée d'électricité de base. Pourtant, le combustible qui alimente la plupart des réacteurs actuels, l'uranium 235, représente moins de 1 % de l'uranium naturel. Les réacteurs à eau légère classiques n'en extraient qu'une fraction, rejetant les 99 % restants comme déchets. Les réacteurs à sélection rapide (RBR) remettent en question ce paradigme.

Cet article examine la mécanique de la technologie des sélectionneurs rapides, son impact réel sur l'utilisation de l'uranium, les défis actuels de déploiement et les perspectives d'une économie mondiale des sélectionneurs.

Qu'est-ce que les réacteurs rapides?

Le spectre de neutrons rapides

Dans un réacteur thermique conventionnel, les neutrons sont ralentis — modérés — par l'eau ou le graphite pour augmenter la probabilité de fission de l'uranium-235. Les réacteurs de sélection rapide se dispensent entièrement du modérateur. La réaction en chaîne de fission est soutenue par des neutrons à haute énergie, ou -fast,-- qui peuvent interagir avec l'uranium-238 pour le convertir en plutonium-239, un autre isotope fissile. L'absence d'un modérateur permet un noyau compact avec une densité de puissance élevée, mais il nécessite également un liquide de refroidissement différent – généralement liquide de sodium – parce que l'eau ralentirait les neutrons.

Configuration du noyau et de la couverture

Un noyau de FBR's contient du combustible mixte d'oxyde (MOX), un mélange de dioxyde de plutonium et de dioxyde d'uranium appauvri. Ce noyau est une couverture de matière fertile, généralement de l'uranium appauvri-238 (récupéré des résidus d'enrichissement) ou parfois du thorium-232. Les neutrons rapides qui fuient du noyau dans la couverture sont capturés par des atomes d'uranium-238 qui subissent ensuite deux dégradations bêta pour devenir plutonium-239. Au cours du cycle d'exploitation du réacteur, le plutonium contenu dans la couverture est extrait pendant le retraitement et peut être fabriqué dans un nouveau combustible MOX pour le même réacteur rapide ou un autre.

Ratio de reproduction et durée de reproduction

Le ratio de production de matières fissiles produites par la quantité consommée est le principal facteur de mesure. Un ratio supérieur à 1,0 signifie que le réacteur crée plus de combustible qu'il ne brûle. Les modèles de FBR précoces ont atteint des ratios autour de 1,2 à 1,4. Le temps de production de --------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------

Comment les RBR influent-ils sur les ressources en uranium?

Amélioration spectaculaire de l'utilisation de l'uranium

Les réacteurs thermiques classiques brûlent environ 0,5 à 1 % du potentiel énergétique de l'uranium extrait. Le reste reste du combustible usé est constitué d'uranium-238, d'éléments transuraniques et de produits de fission.En convertissant l'uranium-238 en plutonium, puis en fission, les FBR peuvent extraire environ 60 à 70 % de l'énergie contenue dans le minerai d'uranium d'origine.

Durée de vie prolongée des réserves connues

Aujourd'hui, les ressources en uranium récupérables ont atteint environ 6,1 millions de tonnes, ce qui permet de alimenter un parc d'hydrogène actuel pendant environ 90 ans, à des taux de consommation actuels. Avec les BRF, la même quantité d'uranium pourrait fournir du combustible pendant plus de 5 000 ans, en supposant que le retraitement et le recyclage soient pleinement mis en œuvre.

Impact sur les mines et l'empreinte environnementale

La réduction de la demande de nouveaux uranium se traduit directement par une réduction de la perturbation des terres, une diminution de la consommation d'eau et une diminution de la production de résidus radioactifs provenant de l'exploitation minière et de la meunière. Le passage aux RBR prolonge donc non seulement la disponibilité des ressources, mais réduit également la charge environnementale en amont du cycle du combustible nucléaire.

Le cycle du combustible fermé: retraitement et recyclage

Comment le combustible usé devient à nouveau combustible

Dans un cycle de combustible fermé, après le rejet de la matière de couverture et de certains combustibles de base par un FBR, ils sont envoyés dans une usine de retraitement. Là, le plutonium et l'uranium sont séparés des produits de fission par des procédés tels que l'extraction de PUREX (pétonium-uranium). Le plutonium récupéré est mélangé avec l'uranium appauvri pour créer du combustible MOX frais pour le noyau FBR. L'uranium résiduel-238 peut être stocké pour les couvertures futures. Les produits de fission sont vitrifiés et envoyés dans un dépôt géologique.

La France, la Russie, le Japon et le Royaume-Uni exploitent depuis des décennies des retraitements à l'échelle commerciale, principalement pour le combustible LWR. L'extension de cette infrastructure aux FBR est une étape logique, quoique capitalistique, qui est la suivante. L'AIEA soutient la recherche sur les technologies de partitionnement et de transmutation, qui permettraient de réduire davantage les déchets à longue durée de vie en séparant les petits actinides et en les brûlant dans des réacteurs rapides.

Réduction des déchets nucléaires

L'un des avantages les plus importants des FBR est leur capacité à brûler les éléments transuraniques à longue durée de vie (plutonium, americium, curium) qui dominent la radiotoxicité à long terme du combustible usé des LWR. En recyclant à plusieurs reprises ces isotopes dans un flux neutronique rapide, ils sont fissionnés en produits de fission à plus courte durée de vie.

Les pays qui disposent de stocks croissants de plutonium civil séparé, comme le Royaume-Uni et le Japon, voient les FBR comme un moyen de transformer un passif coûteux en un actif énergétique. La Russie a déjà commencé à charger du combustible MOX contenant du plutonium provenant de têtes nucléaires démantelées dans son réacteur rapide BN-800, ce qui démontre les avantages doubles de la réduction des déchets et de l'extension des ressources.

Défis et contraintes

Les obstacles techniques

Le SODYO réagit vigoureusement avec l'eau et l'air, nécessitant des boucles intermédiaires complexes pour éviter tout contact. Le réacteur et la tuyauterie doivent résister à des températures élevées et au bombardement des neutrons au cours des décennies. Les matériaux de revêtement du combustible qui résistent au gonflement et à l'embrasement sont encore en développement. Alors que la Russie a accumulé des décennies d'expérience opérationnelle avec ses réacteurs BN-350, BN-600 et BN-800, d'autres pays ont eu du mal à commercialiser des conceptions. France , Superphénix, le plus grand FBR du monde (1,200 MWe), exploité par intermittence seulement en raison de fuites de sodium et d'un incendie de turbine et a été fermé en permanence en 1998.

Viabilité économique

Les réacteurs à régénérateur rapide sont beaucoup plus chers à construire que les réacteurs à régénérer rapide. Le coût en capital par kilowatt-heure peut être supérieur de 30 à 50%, en grande partie en raison des systèmes de sodium, des matériaux spécialisés et de la nécessité d'une usine de retraitement sur place ou à proximité. Pour que l'économie des régénérants soit favorable, les prix de l'uranium doivent être suffisamment élevés pour justifier les investissements supplémentaires dans le recyclage des combustibles.

Risques de prolifération

Les FBR et leurs installations de retraitement associées manipulent le plutonium sous une forme séparée, ce qui soulève des préoccupations en matière de prolifération.Le plutonium séparé peut être utilisé dans les armes nucléaires s'il est détourné ou volé.Des technologies de retraitement à haute résistance à la prolifération qui maintiennent le plutonium mélangé avec d'autres isotopes sont en cours de développement, mais elles introduisent des coûts et des complexités supplémentaires.

Programmes mondiaux de RBF et état d'avancement

Russie : Le leader des opérations rapides de réacteur

La Russie a le programme de réacteur rapide le plus actif. Le BN-600, un réacteur rapide refroidi au sodium (SFR) avec un rapport de reproduction d'environ 0,8–1,0, fonctionne de façon fiable depuis 1980 à la centrale nucléaire de Beloyarsk. Le plus grand BN-800 (880 MWe) a commencé son exploitation commerciale en 2016 et est autorisé à utiliser à la fois du combustible MOX et du combustible uranium-plutonium. La Russie construit actuellement le BN-1200, un SFR de nouvelle génération avec un rapport de reproduction supérieur à 1,0, destiné à être mis en service à la fin des années 2020. Rosatom exploite également un réacteur rapide refroidi au plomb, le BREST-OD-300, dans le cadre de son projet Proryv (Brekthrough) conçu pour démontrer un cycle de combustible entièrement fermé avec retraitement sur place.

Inde : mise en avant de l'efficacité du thorium et de l'uranium

L'Inde a limité les réserves d'uranium mais le thorium est abondant. Son programme nucléaire en trois étapes prévoit des réacteurs PHWR de première étape, des réacteurs FBR de deuxième étape et des réacteurs de troisième étape. Le réacteur Fast Breeder (PFBR), un réacteur SFR de 500 MWe construit à Kalpakkam, devrait rapidement être critique. L'Inde prévoit de construire plusieurs réacteurs FBR de suite (4×500 MWe) et éventuellement de mettre en place des couvertures de thorium pour produire de l'uranium-233 à partir du thorium-232. Le PFBR utilisera du combustible MOX avec un rapport de reproduction d'environ 1,2, et son fonctionnement sera un test clé de la capacité de l'Inde à fermer le cycle du combustible à l'échelle.

Chine : expansion agressive

La Chine exploite deux réacteurs rapides expérimentaux : le CEFR (réacteur rapide expérimental chinois, 65 MWe) et développe le réacteur de démonstration CFR-600. Le CFR-600 vise un rapport de reproduction de 1,1 à 1,2 et constituera la base d'une flotte commerciale. La Chine s'est également associée à la Russie sur la conception BN-800 et poursuit ses propres concepts de réacteurs rapides refroidis au plomb.

Japon, Corée du Sud et Europe

Le prototype de Monju (280 MWe) a subi des revers techniques et réglementaires et a été définitivement fermé en 2017. Cependant, le Japon conserve ses capacités de R & D et évalue les futurs modèles SFR. La Corée du Sud a exploité le projet de conception conceptuelle KALIMER-600 mais n'a pas de plans de construction immédiats. En Europe, France Le projet ASTRID (Advanced Sodium Technological Reactor for Industrial Demonstration) a été interrompu en 2019 en raison de contraintes budgétaires.

Perspectives d'avenir : les sélectionneurs rapides ont-ils un rôle à jouer?

Synergy avec les petits réacteurs modulaires et les carburants avancés

Des petits réacteurs rapides modulaires (SMFR) sont en cours de développement, qui visent à réduire les coûts d'investissement grâce à la fabrication d'usines et à des systèmes de sécurité plus simples. Par exemple, le GE-Hitachi PRISM (Power Reactor Innovative Small Module) et le Westinghouse Lead Fast Reactor. Si ces conceptions peuvent atteindre la parité des coûts avec les LWR tout en conservant la capacité de reproduction, elles pourraient accélérer le déploiement.

L'intérêt croissant pour l'économie circulaire pour l'énergie nucléaire – où le combustible usé est traité comme une ressource plutôt que comme un déchet – s'aligne bien avec la technologie FBR. Le projet de fusion ITER est à des décennies de commercialisation, de sorte que les sélectionneurs rapides de fission représentent l'option pratique la plus proche pour l'énergie propre quasi perpétuelle provenant des stocks de combustible existants.

Besoins politiques et institutionnels

La réalisation des avantages des RAB pour la durabilité des ressources exige plus que la technologie des réacteurs, qui nécessite une infrastructure intégrée du cycle du combustible : des usines de retraitement, des installations de fabrication de MOX et des installations de vitrification des déchets, toutes fonctionnant selon des normes strictes de sûreté et de sécurité.

Le potentiel de réduction des déchets de haute activité des réacteurs à combustible usé est particulièrement intéressant pour les pays qui ont des stocks de combustibles usés importants. Par exemple, les États-Unis stockent plus de 80 000 tonnes de combustibles usés dans les sites des réacteurs; le déploiement de brûleurs rapides (réacteurs avec des rapports de reproduction < 1.0 but optimised for waste incineration) could consume the transuranics, leaving only fission products for disposal. While the U.S. has no active FBR programme, the Département de l'énergie , le Programme de démonstration avancée des réacteurs inclut les concepts de réacteurs rapides parmi ses technologies soutenues.

Conclusion : Un pont vers une durabilité ultime?

Les réacteurs à régénérer rapidement ne sont pas une solution magique pour tous les défis nucléaires, mais ils sont l'option la plus techniquement mature pour améliorer de façon spectaculaire la durabilité des ressources en uranium. En déblocant l'énergie dans l'uranium-238, ils transforment ce qui est actuellement déchet en combustible, étendant la base de ressources efficace par ordre de grandeur. Ils réduisent également le volume, la toxicité et la durée de vie d'élimination des déchets de haute activité, allégeant le fardeau sur les dépôts géologiques.

Les principaux obstacles demeurent économiques et institutionnels. Les coûts élevés en capital, la nécessité de retraiter les infrastructures et les problèmes de prolifération ont ralenti le déploiement à l'extérieur de la Russie et de l'Inde. Pourtant, à mesure que les prix de l'uranium augmentent inévitablement et que la pression pour la décarbonisation augmente, l'efficacité inhérente des réacteurs à combustible liquide liquide devient plus attrayante.