Qu'est-ce que les réacteurs rapides?

Les réacteurs à fission nucléaire (RBR) constituent une classe distincte de réacteurs à fission nucléaire fonctionnant avec des neutrons rapides, contrairement aux neutrons thermiques utilisés dans la plupart des réacteurs à puissance commerciale. La caractéristique déterminante d'un RBR est sa capacité à produire plus de combustible fissile qu'elle ne consomme pendant l'exploitation. Ceci est obtenu en entourant le noyau du réacteur avec une couverture de uranium-238 (U-238), qui capture les neutrons rapides et les transmutes dans plutonium-239 (Pu-239), un isotope fissile utilisable comme combustible nucléaire frais.

La physique de la fission rapide permet aux FBR d'extraire environ 60 à 100 fois plus d'énergie de l'uranium naturel que les réacteurs à eau légère classiques (REL), car les RL ne peuvent utiliser que l'isotope rare uranium-235 (0,7 % de l'uranium naturel), tandis que les FBR transforment l'abondance de U-238 (99,3% de l'uranium naturel) en combustible utilisable.

Deux principaux choix de réfrigérants existent pour les FBR : le sodium liquide et le plomb (ou le bismuth de plomb). Les réacteurs rapides refroidis au sodium (RFS) ont été les plus testés, en raison de l'excellente conductivité thermique du sodium et de la faible absorption de neutrons.

Les principaux avantages des RAB sont l'amélioration sensible de l'utilisation des ressources en uranium, la réduction des déchets radioactifs à longue durée de vie et le potentiel de fermeture du cycle du combustible nucléaire.

Projets historiques et leurs défis

L'intérêt pour les réacteurs d'élevage remonte aux premiers jours de l'énergie nucléaire, lorsque l'uranium était perçu comme étant rare. Les États-Unis, le Royaume-Uni, la France, la Russie (USSR), le Japon, l'Allemagne et l'Inde ont tous lancé des programmes d'élevage.

États-Unis: de l'EBR-I à la rivière Clinch

Le réacteur expérimental de la race I (EBR-I) d'Idaho est devenu le premier réacteur nucléaire à produire de l'électricité en 1951 et a démontré la faisabilité de la reproduction. Son successeur, EBR-II, a fonctionné avec succès de 1964 à 1994, prouvant que les réacteurs à refroidissement par sodium pouvaient fonctionner en toute sécurité et produire du combustible. Cependant, le programme américain a culminé avec le projet troublé Clinch River Breeder Reactor Project[ (CRBRP) au Tennessee. Conçu dans les années 1970, le CRBRP était un prototype de 350 MWe destiné à démontrer la viabilité commerciale.

France : Superphénix et Phoenix

Sur la base de cette expérience, la France a construit le plus grand réacteur Phénix au monde, Superphénix[, une usine de 1200 MWe refroidie au sodium à Creys-Malville. Superphénix a commencé sa construction en 1976 et a atteint sa première criticité en 1985. Cependant, dès le début, elle a dû faire face à des obstacles majeurs : fuites répétées de sodium, problèmes structurels avec les générateurs de vapeur, protestations publiques généralisées alimentées par des préoccupations de sécurité et de déchets. Le réacteur n'a fonctionné qu'à une fraction de sa capacité grâce à de longs arrêts et à des pressions politiques montées. En 1997, le gouvernement français a décidé de fermer définitivement le réacteur après seulement 14 ans d'exploitation intermittente. Le coût total dépasse 8 milliards d'euros, ce qui en fait l'un des projets énergétiques les plus coûteux de l'histoire.

Japon : Monju

Le Japon, prototype refroidi à 280 MWe de sodium, a commencé à construire en 1985 et a atteint sa criticité en 1994. Une fuite importante de sodium est survenue en décembre 1995 à cause d'un puits de thermocouple cassé qui a permis à la chaleur de s'échapper et de réagir avec l'air. L'accident n'a pas été immédiatement divulgué, érodant la confiance du public.Après 14 ans de réparations et de débats politiques, Monju a été redémarré en 2010, pour être à nouveau arrêté quand une machine à manutentionner du combustible est tombée dans le réacteur en 2013.

Russie : Un record de piste cohérent

La Russie (et l'ex-URSS) possède l'expérience la plus continue avec les réacteurs BR-1, BR-2 et BR-5/10] ont ouvert la voie. La BN-350 (350 MWth) au Kazakhstan a été exploitée de 1973 à 1999, produisant de l'électricité et des eaux de dessalement. La BN-600] (600 MWe) à la centrale nucléaire de Beloyarsk a commencé à fonctionner commercialement en 1980 et continue de produire de l'électricité aujourd'hui, avec une capacité de combustion d'environ 80% — impressionnante pour tout type de réacteur. La BN-800] (800 MWe) a commencé à fonctionner commercialement en 2016, en intégrant des systèmes de sécurité améliorés et une capacité de combustion du plutonium provenant de têtes nucléaires démantelées.

Royaume-Uni et Allemagne

Le Royaume-Uni a exploité le Prototype Fast Reactor (PFR) à Dounreay en Écosse de 1974 à 1994. Il a atteint un taux de reproduction d'environ 1,2 mais a souffert de fuites de générateurs de vapeur et de coûts croissants. Le PFR a été fermé dans le cadre du déplacement du Royaume-Uni de la recherche nucléaire. L'Allemagne a construit le SNR-300 (327 MWe) à Kalkar, mais il n'a jamais été commandé en raison de l'opposition politique et de l'escalade des coûts après l'accident de Tchernobyl.

Leçons tirées des initiatives antérieures

Viabilité économique : la barrière des coûts

Presque tous les projets de RBF historiques ont dépassé son budget d'une large marge.Les coûts en capital par kilowatt installé étaient deux à trois fois plus élevés que ceux des RBF classiques.Les coûts élevés provenaient de matériaux exotiques, de systèmes de sécurité complexes, de longues périodes de construction et de la nécessité de fabriquer et de retraiter des combustibles spécialisés.Les critiques affirment que même avec de l'uranium bon marché, le coût supplémentaire des RBF n'est pas justifié.Les promoteurs notent que le cas économique s'améliore si les prix de l'uranium augmentent considérablement, si les coûts de gestion des déchets sont internalisés, ou si des conceptions de fabrication et des modèles modulaires avancés peuvent réduire les coûts.

Risques pour la sécurité et l'environnement

Les FBR posent des défis de sécurité uniques. La principale préoccupation est le coefficient de vide positif de réactivité dans les conceptions refroidies au sodium - si les vides de liquide de refroidissement se forment (dus à l'ébullition ou à l'entraînement au gaz), la modération des neutrons diminue, ce qui provoque une accélération de la réaction plutôt qu'une fermeture. La conception doit intégrer des caractéristiques pour prévenir la formation de vide et pour gérer un accident perturbateur de coeur (CDA) sans libérer de radioactivité.

Complexité technique et durabilité des matériaux

Le flux élevé de neutrons dans un noyau de FBR cause des dommages importants aux matériaux pendant la durée de vie du réacteur. Le revêtement du combustible, les barres de commande et les composants structuraux doivent résister à des doses d'irradiation pouvant dépasser 100 déplacements par atome (dpa). L'enflure, l'embrasement et le fluage sont des problèmes graves.Les programmes PFR et BN-600 ont contribué au développement d'aciers martensitiques ferritiques et d'alliages renforcés par dispersion d'oxydes (ODS).

Gestion et gouvernance de projets

De nombreux projets de la FBR ont souffert d'une mauvaise supervision de la gestion, d'un changement d'objectifs politiques et d'une planification inadéquate des interventions. Le projet de Clinch River est devenu un football politique; Monju a souffert du secret et d'une « culture de complaisance », selon les termes de la Commission japonaise de l'énergie atomique.

Collaboration internationale

Aucun pays n'a toute l'expertise pour relever tous les défis.L'initiative Génération IV Forum international (GIF)[ et l'initiative de préservation des connaissances rapides sur les réacteurs de l'AIEA ont tenté de mettre en commun les données et les leçons.L'Accord de coopération rapide sur les réacteurs d'Euratom (EFRA) dans les années 1990 a été une tentative antérieure.

Initiatives et projets en cours

Malgré les revers, l'intérêt pour les RFA a repris, en particulier dans les pays qui ont des besoins énergétiques croissants et qui souhaitent fermer le cycle du combustible. Les progrès dans l'informatique pour la modélisation, les améliorations des matériaux et le paradigme de la RSM permettent de nouvelles approches.

Inde : Un programme nucléaire à trois niveaux

L'Inde a le programme FBR le plus agressif parmi les pays en développement, enraciné dans son plan à trois étapes d'énergie nucléaire pour utiliser le thorium abondant. La première étape utilise des réacteurs à eau lourde pressurisés; la deuxième étape utilise des réacteurs FBR pour produire du plutonium à partir d'uranium et ensuite pour convertir le thorium en U-233; la troisième étape utilisera U-233 dans les réacteurs avancés.Le Prototype Fast Breeder Reactor (PFBR) (500 MWe) à Kalpakkam est un réacteur refroidi au sodium qui a commencé à construire en 2004. Le chargement et la mise en service des réacteurs ont connu de multiples retards, mais le réacteur devrait maintenant commencer à fonctionner en 2025-2026.

Chine : Programme de réacteur rapide

La Chine a lancé son programme FBR plus tard, mais a évolué rapidement. Le Chine Experimental Fast Reactor (CEFR) (20 MWe) a atteint une criticité en 2010 et a été utilisé pour des essais. Sur la base de l'aide du CEFR et de la Russie, la Chine développe le CFR-600 (600 MWe), avec deux unités prévues près de Xiapu dans la province du Fujian. La construction du premier CFR-600 a débuté en 2017 et a été largement achevée en 2023, avec la mise en route du réacteur prévue prochainement. La Chine collabore également avec la Russie sur la démonstration BREST-OD-300 refroidie par le plomb.

Russie: BN-1200 et Proryv Project

Comme nous l'avons noté, la Russie construit le BN-1200, un réacteur refroidi au sodium de 1 200 MWe à Beloyarsk, dont l'exploitation est ciblée à la fin des années 2020. Le projet BN-1200 intègre des leçons tirées des modèles BN-600 et BN-800, y compris des générateurs de vapeur modulaires améliorés, des systèmes de sécurité améliorés et une configuration en eau sodique-sodium-à trois circuits.

Projets internationaux de collaboration

Le Forum international de la génération IV énumère le réacteur rapide refroidi au sodium (SFR) et le réacteur rapide refroidi au plomb (LFR) parmi six types de réacteurs choisis. MYRRHA (Réacteur de recherche multi-usages hYbrid pour applications de haute technologie) en Belgique est un système à moteur d'accélérateur qui testera le liquide de refroidissement au plomb et la transmutation des petits actinides. Le projet ALFRED en Europe vise à démontrer un petit réacteur refroidi au plomb (125 MWe) pour un déploiement commercial futur.

Principaux choix pour l'avenir

  • Réduction des coûts par la modularité et la production en série Les futurs RAB doivent être conçus comme des unités plus petites et normalisées qui peuvent être construites en usine et expédiées sur place, comme l'approche RMS, ce qui réduit le risque de construction et permet l'ajout de capacité supplémentaire.
  • Simplifier les systèmes de sécurité avec des caractéristiques passives. Utiliser des géométries qui assurent la circulation naturelle pour l'élimination de la chaleur de décomposition, même en cas de perte d'événements de refroidissement.
  • Investir dans des matériaux et des combustibles de pointe. Les aciers ODS, les composites de silicium-carbide et les combustibles métalliques à forte combustion peuvent améliorer les performances et réduire les déchets.
  • Foster le partage international des connaissances. Des dépôts de données ouverts, des programmes de recherche conjoints et des normes réglementaires partagées peuvent accélérer l'octroi de licences et éviter de répéter des erreurs.
  • Construire la confiance du public par la transparence. La divulgation complète des incidents, la communication claire des risques et des avantages et la participation des intervenants locaux sont essentielles à l'acceptation sociale.
  • Consider la résistance à la prolifération. Les conceptions qui réduisent au minimum la séparation du plutonium pur, utilisent des techniques de dénaturation ou sont intégrées aux installations de retraitement sous garanties internationales peuvent répondre aux préoccupations de non-prolifération.

En résumé, le réacteur à semis rapide a parcouru une longue et difficile route, depuis les premières expériences jusqu'aux projets de démonstration actuels.Les leçons de coût élevé, la complexité de la sûreté et l'instabilité des programmes sont claires. Pourtant, la raison d'être sous-jacente, qui consiste à extraire beaucoup plus d'énergie de l'uranium et à réduire les déchets nucléaires, demeure convaincante, car le monde cherche à obtenir une puissance de base à faible teneur en carbone.