Contrairement aux réacteurs à eau légère qui consomment l'uranium-235 isotopes fissiles rares, les réacteurs à eau rapide sont conçus pour produire plus de matières fissiles qu'ils n'utilisent. En exploitant des neutrons rapides et en exploitant des matières fertiles telles que l'uranium-238 ou le thorium, les réacteurs à eau légère promettent d'étendre les ressources mondiales en combustible nucléaire de décennies à millénaires. Cette capacité pourrait remodeler la chaîne d'approvisionnement nucléaire mondiale, réduire le volume de déchets radioactifs de haute activité et renforcer l'indépendance énergétique des pays dotés d'ambitions nucléaires. Pourtant, après plus d'un demi-siècle de recherche, seulement une poignée de réacteurs à l'échelle commerciale sont en service.

Qu'est-ce que les réacteurs rapides?

Dans un réacteur thermique, les neutrons sont ralentis (modérés) par l'eau ou le graphite pour augmenter la probabilité de fission avec l'uranium-235. Un réacteur de génération rapide élimine le modérateur, permettant aux neutrons de conserver une énergie cinétique élevée – généralement supérieure à 0,1 MeV. Ces neutrons -fast-y peuvent fission non seulement l'uranium-235 et le plutonium-239 mais aussi transmuter des isotopes fertiles comme l'uranium-238 en plutonium-239. La mesure clé est le rapport de reproduction : le nombre d'atomes fissiles produits par atome consommé. Un rapport de reproduction supérieur à 1,0 signifie que le réacteur génère plus de combustible qu'il ne brûle. En pratique, les premiers modèles FBR ont atteint des rapports de reproduction de 1,2 à 1,4, selon la configuration du noyau et le choix du liquide.

Pour éliminer efficacement cette chaleur et sans modifier la densité de fission des réacteurs à gaz à effet de serre, les réacteurs à gaz à haute puissance produisent une chaleur intense pouvant atteindre plusieurs centaines de mégawatts par mètre cube. Pour éliminer cette chaleur, les réacteurs à gaz à effet de serre utilisent des refroidisseurs à métaux liquides. Le sodium est le choix le plus courant en raison de son excellente conductivité thermique, de sa faible absorption de neutrons et de son point d'ébullition élevé (883 °C à pression atmosphérique).

Incidence sur la chaîne d'approvisionnement en combustible nucléaire

Les réacteurs thermiques classiques utilisent environ 0,7 % de l'uranium naturel, soit la partie de l'uranium 235, qui est une production d'uranium (233 U-U-Wi-Wi-Wi-Wi-Wi-Wi-Wi-Wi-Wi-Wi-Wi-Wi-Wi-Wi-Wi-Wi-Wi-Wi-Wi-Wi-Wi-Wi-Wi-Wi-Wi-Wi-Wi-Wi-Wi-Wi-Wi-Wi-Wi-Wi-Wi-Wi-Wi-Wi-Wi-Wi-Wi-Wi-Wi-Wi-Wi-Wi-Wi-Wi-Wi-Wi-Wi-Wi-Wi-Wi-Wi-Wi-Wi-Wi-Wi-Wi-Wi-Wi-Wi-Wi-Wi-Wi-Wi-Wi-Wi-Wi-Wi-Wi-Wi-W

Pour réaliser ces avantages, les FBR doivent fonctionner dans le cadre d'un cycle de combustible fermé : le combustible usé provenant de réacteurs thermiques et rapides est retransformé pour séparer le plutonium et d'autres transuraniques, qui sont ensuite fabriqués en nouveaux éléments combustibles.Cela crée un système autonome qui réduit considérablement le besoin d'extraction de l'uranium frais.Dans un cycle complètement fermé, le minerai d'uranium pourrait durer des milliers d'années au taux de consommation actuel. Les pays qui manquent de réserves nationales d'uranium peuvent donc obtenir une quasi-indépendance par rapport aux marchés mondiaux volatils. L'Inde, par exemple, a construit son programme nucléaire en trois étapes spécifiquement pour exploiter ses vastes ressources en thorium en utilisant des éleveurs rapides comme pont.

Le potentiel de thorium. Les FBR peuvent également être conçus pour utiliser le thorium-232, qui est trois à quatre fois plus abondant dans la croûte terrestre que l'uranium. Lorsque le thorium absorbe un neutron rapide, il transmute en uranium-233, un isotope fissile qui peut être recyclé.

Sécurité énergétique Pour les pays qui possèdent déjà des stocks importants d'uranium appauvri (par exemple, les États-Unis, la Russie, la France et le Royaume-Uni) ou du plutonium retransformé, les FBR offrent un moyen de monétiser ces «déchets» en combustible précieux. Les États-Unis détiennent à eux seuls environ 700 000 tonnes métriques d'hexafluorure d'uranium appauvri, ce qui représente un équivalent énergétique de plusieurs décennies de production totale d'électricité américaine si elles sont utilisées dans des éleveurs rapides. La Russie a été la plus agressive dans la poursuite de cette voie, le réacteur BN‐800 de la centrale nucléaire de Beloyarsk fonctionnant commercialement depuis 2015, en utilisant du combustible MOX fabriqué à partir de plutonium de qualité militaire et d'uranium appauvri.

Avantages des réacteurs rapides

Efficacité énergétique et extension des ressources

L'avantage le plus célèbre est l'augmentation spectaculaire de l'utilisation des ressources.Alors qu'un réacteur à eau légère extrait environ 50 GW-jours par tonne d'uranium extrait, un FBR dans un cycle de combustible fermé peut dépasser 1 000 GW-jours par tonne. Cette efficacité signifie que même les minerais d'uranium de faible qualité deviennent économiquement viables, et le coût du combustible devient une fraction marginale du coût global de production d'électricité.

Réduction des déchets nucléaires

Les sélectionneurs rapides peuvent être conçus comme des brûleurs de longue durée d'isotopes transuraniques, en particulier le plutonium, l'americium et le neptunium. En recyclant ces éléments à plusieurs reprises, le flux final de déchets est dominé par des produits de fission dont la demi-vie est de quelques centaines d'années plutôt que des dizaines de milliers. La radiotoxicité peut être réduite d'un facteur de 10 à 100 par rapport au cycle unique des réacteurs thermiques.

Indépendance énergétique durable

Pour les pays qui comptent compter fortement sur l'énergie nucléaire pendant des décennies, les FBR offrent une voie vers la durabilité sans dépendance extérieure au combustible. L'Inde, avec ses modestes réserves d'uranium mais le thorium abondant, envisage une deuxième étape de sélection rapide alimentée par le plutonium à partir de ses réacteurs à eau lourde, suivie d'une troisième étape de réacteurs à base de thorium.

Résistance à la prolifération (avec avertissements)

Bien que la production de plutonium soulève des préoccupations en matière de prolifération, le matériel produit dans un FBR est moins attrayant pour les armes que le plutonium produit dans les réacteurs thermiques. Le plutonium de type FBR contient généralement une plus grande proportion des isotopes Pu‐238, Pu‐240 et Pu‐242, qui produisent une chaleur intense, des neutrons spontanés et des radiations gamma, rendant difficile et dangereux l'assemblage des armes.

Défis et préoccupations

Coûts d'investissement élevés et complexité

Les réacteurs à eau légère sont beaucoup plus coûteux à construire que les réacteurs à eau légère. Ils nécessitent des matériaux exotiques pour les composants de refroidissement et de cœur, les échangeurs de chaleur avancés et les systèmes de manutention de combustible fortement blindés. La boucle intermédiaire de sodium (échangeur de chaleur de sodium à sodium) ajoute plusieurs centaines de millions de dollars à une usine typique.

Risques pour la sécurité : incendies de sodium et réactions à l'eau

Plusieurs accidents de la FBR ont été causés par des fuites de sodium : le réacteur JapanS Monju (1995) a connu un incendie de sodium qui a conduit à son démantèlement; Frances Superphénix (1990) a souffert de fuites répétées de sodium et de problèmes structurels avant d'être arrêté. Pour atténuer ces risques, les FBRs présentent des boucles secondaires couvertes de gaz inerte et des systèmes complexes de détection des fuites, mais le risque chimique inhérent demeure un obstacle réglementaire et d'acceptation publique.

Risques de prolifération liés à l'élevage du Plutonium

Malgré le mélange isotopique qui entrave l'armement, l'existence de stocks importants de plutonium séparé dans les installations de retraitement est une préoccupation de prolifération.Tout pays exploitant un FBR et une usine de retraitement pourraient potentiellement détourner le plutonium pour des armes. L'Agence internationale de l'énergie atomique (AIEA) exige des garanties strictes, et plusieurs États (y compris les États-Unis sous la politique du président Carter) ont arrêté le retraitement commercial pour éviter de créer un précédent.

Immaturité technologique et questions opérationnelles

Le prototype le plus réussi, Frances Phénix (254 MWe), a fonctionné de 1973 à 2009, mais avec de fréquentes pannes. La Russie BN‐600 (1980) a été plus fiable, avec un facteur de capacité supérieur à 80 % ces dernières années, mais elle utilise du combustible d'uranium hautement enrichi plutôt que le MOX à cycle fermé envisagé pour les futurs sélectionneurs. La dégradation des matériaux (gonflement, fragilisation) sous un bombardement intense au neutron rapide raccourcit la durée de vie du combustible et nécessite un ravitaillement fréquent.

Déchets et retraitement

Le cycle fermé qui rend les FBR efficaces exige également des usines de retraitement à grande échelle.Ces installations sont à forte intensité de capital et produisent leurs propres déchets radioactifs liquides. La séparation des petits actinides du plutonium et de l'uranium est techniquement exigeante et n'est pas encore démontrée à l'échelle industrielle.

Évolution mondiale et perspectives d'avenir

Russie

La Russie est leader mondial dans le développement de réacteurs à haute performance. Le BN‐600 (600 MWe, refroidi au sodium) est en activité depuis 1980 à Beloyarsk. Le BN‐800 (880 MWe) est le premier réacteur à haute performance à utiliser le combustible MOX en cycle fermé. Rosatom conçoit le BN‐1200M, en vue d'une conception de référence qui pourrait être exportée. La Russie exploite également le FBR de type boucle BOR‐60 pour l'essai des matériaux et développe le BREST‐300, un réacteur rapide refroidi au plomb qui promet une plus grande sécurité inhérente.

Inde

Le prototype de réacteur à boucle refroidie au sodium à 500 MWe à Kalpakkam, qui sera mis en service après des décennies de retard, utilisera un combustible mixte de carbure d'uranium et de plutonium. Une fois prouvé, l'Inde prévoit de construire une flotte de réacteurs à cycle de 500 MWe (FBR-1 et FBR-2) pour produire suffisamment de plutonium pour alimenter éventuellement les réacteurs à base de thorium. Parallèlement, le Centre Indira Gandhi de recherche atomique développe ses propres modèles de FBR à combustible métallique pour des rapports de reproduction plus élevés.

Chine

La Chine est entrée dans le champ des semis rapides de manière agressive. Le réacteur rapide expérimental chinois (CEFR, 65 MWe) a atteint la criticité en 2010. Le réacteur rapide chinois 600 (CFR‐600), une unité refroidie à 600 MWe de sodium, est en construction à Xiapu dans la province du Fujian, avec la première criticité attendue à la fin des années 2020. La Chine vise à déployer une série de réacteurs rapides pour fermer son cycle de combustible et réduire sa dépendance à l'uranium importé.

France

La France a toujours exploité les 250 MWe Phénix et les 1 200 MWe Superphénix, qui sont les plus grands FBR jamais construits. Tous deux ont été fermés; Superphénix a été en proie à des problèmes techniques et à l'opposition publique. Cependant, la France poursuit la R-D à réaction rapide, en se concentrant sur le projet ASTRID (Racteur technologique avancé de sodium pour démonstration industrielle), bien que le financement ait été réduit ces dernières années.

Japon

Le Japon a opéré le 280 MWe Monju de 1994 jusqu'à une fuite de sodium en 1995 a conduit à une longue fermeture. Il a finalement été désaffecté en 2016. Le programme de réacteur rapide du Japon est maintenant axé sur le réacteur expérimental Joyo (100 MWth) et la recherche sur le plomb-bismuth et les concepts refroidis par hélium par l'intermédiaire de l'Agence japonaise de l'énergie atomique (JAEA).

États-Unis

Les États-Unis n'ont pas construit de réacteur commercial depuis l'annulation du projet de réacteur à brasseur Clinch River en 1983. Cependant, le réacteur expérimental de sélection II (EBR‐II) du Laboratoire national Idaho a été exploité de 1964 à 1994 et a démontré des caractéristiques de sécurité inhérentes telles que l'arrêt passif lors des essais de perte de débit. Aujourd'hui, les efforts des États-Unis se concentrent sur le réacteur à essai polyvalent (VTR), une installation d'irradiation rapide au neutron qui est proposée au Laboratoire national Idaho. Le VTR soutiendrait l'essai de combustibles et de matériaux pour les réacteurs rapides futurs, y compris ceux de sociétés privées comme TerraPower (qui développe le réacteur rapide refroidi au sodium par Natrium avec un système de stockage d'énergie en fusion).

Collaboration internationale : Génération IV

Le Forum international de la génération IV (GIF) comprend des systèmes à réacteur rapide parmi ses six conceptions sélectionnées : le réacteur rapide à gaz (GFR), le réacteur rapide à refroidissement lead (LFR) et le réacteur rapide à refroidissement par sodium (SFR). Le SFR est le plus mature, tandis que le LFR (par exemple, la Russie, BREST‐300, la Belgique, MYRRHA) progresse. Le GFR utilise un liquide de refroidissement à l'hélium et une température élevée pour accroître son efficacité, mais nécessite des matériaux avancés.

Conclusion

En débloquant la teneur énergétique de l'uranium-238 et du thorium, ils pourraient prolonger les réserves de combustible pendant des milliers d'années, réduire le volume et la radiotoxicité des déchets de haute activité et offrir une indépendance énergétique aux pays sans uranium intérieur. Des pays comme la Russie, l'Inde et la Chine avancent déjà avec des BRF opérationnelles ou quasi opérationnelles, tandis que d'autres demeurent prudents en raison des coûts élevés, des préoccupations en matière de sécurité et des risques de prolifération.

L'avenir des FBR dépendra des améliorations technologiques continues, notamment dans les sciences des matériaux, les techniques de retraitement et les systèmes de sûreté passive, ainsi que des cadres réglementaires internationaux qui garantissent la non-prolifération.L'AIEA encourage activement la technologie des réacteurs rapides et fournit des bases de données sur les réacteurs rapides dans le monde entier.Si l'on peut surmonter les défis liés au coût et à l'acceptation par le public, les producteurs rapides pourraient devenir la pierre angulaire d'un système énergétique mondial à faible intensité de carbone et à faible consommation de ressources, complétant les énergies renouvelables et les réacteurs thermiques dans un portefeuille diversifié.

Pour plus de précisions : Pour un aperçu complet de la technologie des réacteurs rapides et des programmes nationaux, voir la page de l'Association nucléaire mondiale sur les réacteurs à neutrons rapides. Pour une analyse historique détaillée et des spécifications techniques des réacteurs à réacteurs rapides passés et actuels, le Système d'information avancé sur les réacteurs (ARIS) d'AIEA fournit des données fiables.