La longue histoire des réacteurs à neutrons rapides et la promesse d'un cycle du combustible fermé

La découverte de la fission nucléaire dans les années 1930 a entraîné la première menace de destruction nucléaire par les armes nucléaires dans les années 1940, suivie de la promesse d'une énergie propre et abondante dans les années 1950 grâce à l'avènement des centrales nucléaires. Ils ont dû remplacer d'autres centrales thermiques par une autre qui ne produit pas de gaz d'échappement, n'émet pas de cendres et ne nécessite qu'un ravitaillement périodique en uranium et autres combustibles nucléaires, que l'on trouve presque partout.


Équipement qui a prouvé pour la première fois la possibilité d'une fission atomique expérimentale en 1938

De nouveaux réacteurs nucléaires sont apparus avec une vitesse croissante dans les années 1950 et 1960, ce qui a suscité des inquiétudes quant à une éventuelle pénurie de combustible d'uranium, qui a conduit à une augmentation du nombre d'études dans le domaine des «Réacteurs à neutrons rapides» qui, dans leur modification des réacteurs surgénérateurs, peuvent utiliser le combustible d'uranium beaucoup plus efficacement. Ils utilisent des neutrons pour convertir («multiplier») l'uranium-238 en plutonium-239, qui peut ensuite être mélangé avec du combustible d'uranium et créer du combustible MOX pour les réacteurs à neutrons lents, à la suite de quoi en un seul cycle, il est possible d'utiliser non pas 1%, mais jusqu'à 60% de l'énergie d'uranium.

Le boom de la découverte d'uranium dans les années 1970 a interrompu la recherche dans ce domaine, cependant, par exemple, la France a constamment travaillé sur ses projets Rapsodie, Phénix et SuperPhénix, et n'a abandonné que récemment la démonstration de la technologie ASTRID de 4e génération après avoir essayé pendant de nombreuses années amenez-le à la fin.

Cependant, ce n'est pas la fin des réacteurs rapides. Dans cet article, nous examinerons les miracles de l'ingénierie et les différents types de réacteurs rapides que des pays comme la Russie, la Chine et l'Inde utilisent ou développent.

Qu'est-ce qui est «rapide» dans les réacteurs rapides

Les réacteurs rapides sont fabriqués par la vitesse des neutrons dans le processus de fission nucléaire. Si dans les réacteurs à eau légère, de l'eau ordinaire est utilisée pour ralentir les neutrons, ce n'est pas le cas dans les réacteurs surgénérateurs rapides (BRR). Les neutrons émis par l'uranium 235 et d'autres isotopes lors d'une réaction en chaîne se déplacent à des vitesses importantes. Fait intéressant, la vitesse du neutron détermine la probabilité qu'il interagisse avec un noyau spécifique.


Production d'actinides transuraniques dans des réacteurs à neutrons thermiques

Pour classer les nucléides, une propriété telle que la section efficace des neutrons est utilisée . Lorsqu'un noyau absorbe un neutron et le sauve ou se désintègre, ils disent qu'il est tombé dans la section efficace des neutrons. Les nucléides fissiles ont une section efficace de neutrons de fission. D'autres nucléides diffusent simplement des neutrons - ils ont une section efficace de diffusion neutronique. Les nucléides ayant de grandes sections efficaces de neutrons absorbants sont appelés «poisons neutroniques», car ils absorbent simplement les neutrons sans se décomposer et, en fait, privent la réaction nucléaire des neutrons.

Un nucléide de type uranium 238 est intéressant dans le rapport en pourcentage non nul de chacune de ces catégories de section neutronique, ce qui explique en partie pourquoi il est si mal adapté comme combustible pour les réacteurs à eau légère. Cela est complètement différent dans le cas de l'uranium 235 - il a une grande section efficace de neutrons de fission, mais seulement à des vitesses neutroniques bien inférieures à celles que possèdent les neutrons libérés lors d'une réaction nucléaire. Cela signifie que les neutrons des réacteurs à eau légère doivent être ralentis (à des vitesses de «température») pour maintenir le processus de désintégration.

Et ici, entre les barres de combustible, il y a de l'eau, et les neutrons volent partout ici et là après avoir commencé le processus de désintégration à l'aide d'une source de neutrons de départ. Ces neutrons rapides entrent facilement en collision avec des atomes d'hydrogène dans une molécule d'eau, perdent de l'énergie cinétique et ralentissent. En conséquence, ils volent dans un autre (ou le même) crayon combustible et divisent avec succès un autre nucléide d'uranium 235.

En outre, cette propriété inhibitrice de l'eau fonctionne comme une mesure de sécurité. Au fur et à mesure que la température dans le cœur augmente, l'eau bout et se transforme en gaz, à cause de quoi il y aura moins de molécules d'eau dans le volume unitaire, la décélération neutronique s'arrêtera et la vitesse de la réaction en chaîne nucléaire baissera. Ce coefficient de réactivité à la vapeur négatif est omniprésent dans les réacteurs modernes, à l'exception du célèbre modèle RBMK et des réacteurs canadiens à eau lourde CANDU .

Nous cultivons du plutonium pour le divertissement et les bénéfices

Bague en plutonium pratiquement pure

Comme mentionné précédemment, l'uranium-238 a des caractéristiques assez étranges des sections efficaces des neutrons. Il absorbe et diffuse à la fois les neutrons et produit parfois la fission du noyau, et la première action se produit beaucoup plus souvent. Après avoir attrapé un neutron, le nucléide d'uranium-238 est converti (transmute) en plutonium-239 (et certains nucléides de plutonium-239 sont convertis en plutonium-240). Ce processus a également lieu dans un réacteur à eau légère, mais il se déroule intentionnellement - le plutonium est fabriqué de cette manière dans le BRR.

Il n'y a pas de modérateur de neutrons dans BRR, car il a besoin de neutrons rapides qui convertissent autant d'uranium-238 que possible en plutonium-239. Dans le BDS, le cœur enrichi d'uranium 235 est recouvert d'une enveloppe constituée principalement d'uranium 238, qui se transforme lentement en plutonium 239 et plutonium 240, qui sont ensuite utilisés comme combustible MOX. Il s'avère que le schéma de fonctionnement du BRR est relativement simple et utilise soit un circuit de refroidissement soit une piscine. En tant que refroidisseurs, un réfrigérant à base de métal liquide ou de sodium est généralement utilisé, car ils piègent faiblement les neutrons, mais transfèrent parfaitement la chaleur.

Le BRR français a été utilisé à la fois pour produire de l'électricité à la manière des centrales thermiques conventionnelles et pour produire du plutonium, qui est nécessaire pour créer du combustible MOX, qui peut ensuite être utilisé dans des réacteurs à eau légère. La principale raison de l'organisation de ce processus a été la volonté d'indépendance énergétique, la France ne disposant pas de réserves importantes d'uranium. Et un tel processus permettrait de tirer jusqu'à 60 fois plus d'énergie de l'uranium importé, ce qui signifie que chaque kilogramme durerait 60 fois plus longtemps.


Réacteur d'élevage expérimental II (EBR II)

Les autres tentatives de création de réacteurs à neutrons rapides comprennent le réacteur intégré rapide aux États-Unis et le japonais Monju (suivi du réacteur à neutrons rapides refroidi au sodium Zoyo). Un effet secondaire agréable de la reproduction du combustible d'uranium est d'économiser la quantité de combustible usé à la fin du cycle du combustible ouvert, car l'uranium-238 présent à l'origine est brûlé en plutonium-239 dans un réacteur à eau légère. Le combustible irradié peut à nouveau passer par le réacteur à neutrons rapides, où les «déchets» d'isotopes qui ne peuvent pas être utilisés par le réacteur à eau légère seront brûlés et du combustible supplémentaire sera créé pour le réacteur à eau légère.

Malheureusement, les RBD sont plus chers que ceux à eau légère, et les problèmes de refroidissement du sodium (principalement la nécessité d'empêcher le contact avec l'eau) ont conduit au fait que depuis la chute des prix de l'uranium dans les années 1970, il est généralement plus économique de créer de nouveaux combustibles à partir de minerai d'uranium, et Entreposer ou éliminer le combustible usé après un cycle de combustible ouvert dans un réacteur à eau légère.

Malgré le fait que le réacteur à eau légère multiplie également un peu le combustible, convertissant l'uranium 238 en plutonium, son combustible usé contient encore environ 96% de l' uranium initial, environ 3% des isotopes des «déchets» et environ 1% des isotopes du plutonium.

Brûle, bébé, brûle

Bien que la plupart des réacteurs à neutrons rapides soient utilisés pour multiplier le combustible des réacteurs à eau légère, un autre type est conçu pour une utilisation locale de tout le combustible. Un tel réacteur est appelé réacteur à neutrons rapides (RBN), et la configuration de son noyau est différente de la configuration du BRR, mais n'a pas de différences fondamentales. Théoriquement, n'importe quel RBN peut être utilisé pour reproduire et brûler du carburant.


Diagramme schématique d'un réacteur à neutrons rapides refroidi au sodium

Pour changer le schéma de RBD à RBN, vous devez retirer le revêtement d'uranium-238 et installer des réflecteurs à neutrons en acier inoxydable (ou quelque chose de similaire). Dans le réacteur résultant, les neutrons libérés restent à l'intérieur du noyau et peuvent interagir avec les nucléides, poursuivant le processus de fission.

En conséquence, les RBN peuvent se décomposer et convertir les nucléides dans le carburant jusqu'à ce qu'il n'y ait plus de quantité importante d'actinides (y compris l'uranium et le plutonium). Ce processus peut être combiné avec la régénération pyrométallurgique du combustible, ce qui permet de retraiter le combustible usé dans un réacteur à eau légère pour son utilisation dans le RBF, qui ferme essentiellement le cycle du combustible nucléaire.

Résistance française

Non seulement l'économie a joué un rôle dans l'arrêt du développement de la RBN en Occident. Le RBN a attiré l'attention des terroristes et des politiciens. Un exemple du travail du premier est l'attaque à la roquette sur la centrale nucléaire de Superphoenix, effectuée le 18 janvier 1982 par le terroriste environnemental Chaim Nissim. Il a tiré sur des centrales nucléaires à partir du lance-grenades anti-char soviétique RPG-7, croyant que le RBN "pourrait exploser avec tous ses neutrons rapides". La centrale nucléaire était un projet conjoint de la France, de l'Italie et de l'Allemagne, et il était initialement prévu de construire les centrales nucléaires de ce projet en France et en Allemagne.


Bâtiment du réacteur de Superphoenix

Dès le début, Superfenix a dû faire face à une forte résistance politique de la part de groupes antinucléaires et le prototype du réacteur a été fermé en 1998, lorsque le gouvernement français était dirigé par des ministres verts. La seule raison annoncée de la fermeture est que le projet s'est avéré non durable en raison de son "coût excessif", puisque 9,1 milliards d'euros y ont été dépensés depuis 1976, soit environ 430 millions d'euros par an. Et cela malgré le fait qu'en 1996 les problèmes avec la boucle de sodium ont été résolus, et le réacteur a vraiment gagné de l'argent en fournissant de l'électricité pendant la majeure partie de son existence.

Développements en cours

La situation aux États-Unis, en France et dans d'autres pays occidentaux est très différente de ce qui se passait en URSS, en Chine et en Inde. Depuis 1973, le BN-350 , situé sur les rives de la mer Caspienne (maintenant c'est le territoire du Kazakhstan), a fourni à la ville voisine d'Aktau 135 MW d'électricité et d'eau dessalée. Il n'a été fermé qu'en 1994, la société de gestion n'ayant plus de fonds pour l'achat de carburant. En 1999, après 26 ans de fonctionnement, il a été complètement fermé.

La série BN-600 a été poursuivie par le réacteur BN-600 construit à la centrale nucléaire de Beloyarsk dans la région de Sverdlovsk près de la ville de Zarechny en Russie. Il utilise une piscine refroidie au sodium et fonctionne depuis 1980, fournissant 600 MW au réseau local. Malgré plusieurs problèmes mineurs, principalement liés à des fuites de sodium, son historique de travail a été sans problème, malgré le fait qu'il était le deuxième prototype de cette série [à partir du moment où le réacteur Phoenix a été arrêté en France en 2009 jusqu'en mi-2014 (lancement BN-800) Le BN-600 était le seul réacteur à énergie neutronique rapide actif au monde / env. trad.].


BN-800 à Beloyarsk

Le réacteur BN-800 , construit au même endroit à Beloyarsk, est le prototype final de la série BN et offre une économie de service de 85% par rapport au réacteur à eau légère VVER-1200 . Le BN-1200 conçu sera le premier RBN de production de masse. Les réacteurs expérimentaux chinois CEFR FNR et CFR-600 sont basés sur la technologie russe des réacteurs BN. La Russie travaille également sur BRN avec le refroidissement au plomb BREST .

L'Inde a découvert une abondance de thorium-232, ce qui a conduit à la création d'un ambitieux programme de développement de réacteurs à base de thorium parallèles à l'uranium. Le programme sur le thorium comprend trois étapes. Ils produisent d'abord du plutonium à partir d'uranium à l'aide de réacteurs à eau légère. Le RBN crée ensuite de l'uranium-233 à partir du thorium-232, brûlant du plutonium. Enfin, les réacteurs avancés à eau lourde devront utiliser le thorium résultant comme combustible, et l'uranium 233 et le plutonium comme combustible auxiliaire.

D'autres RBN de génération IV sont également en cours de développement - par exemple, un réacteur rapide refroidi au gaz (HBR) avec de l'hélium.

Fermer le cycle du combustible

Comme mentionné précédemment, les RBN sont capables d'utiliser tout le combustible usé d'aujourd'hui (qui est souvent appelé «déchets nucléaires»). Associé à la régénération du combustible pyrométallurgique, cela permettra aux réacteurs à fission nucléaire de fonctionner avec presque zéro déchet, en utilisant tout le combustible d'uranium, les actinides secondaires, etc. Ce processus est le principal objectif du programme nucléaire russe et est également pris en compte dans les programmes nucléaires de la Chine, du Japon et de la Corée du Sud.

Parallèlement à des projets aux États-Unis (principalement au Argonne National Laboratory et à son projet de réacteur rapide intégré avec régénération pyrométallurgique du combustible), le Korean Atomic Energy Research Institute en Corée du Sud travaille activement à la fermeture du cycle du combustible. Le but est de séparer le combustible usé de tout ce qui est encore utilisable comme combustible - c'est-à-dire de ce qui reste radioactif. Malheureusement, pour des raisons politiques, la Russie ne travaille pratiquement pas ensemble sur ces projets avec d'autres pays, à l'exception de la Chine, et la Corée du Sud ne coopère avec personne d'autre que le Japon et la Chine.

Mais, malgré cela, les efforts se poursuivent pour créer des RBN de génération IV et en faire le réacteur préféré pour les nouvelles centrales nucléaires - cela permettra non seulement d'utiliser pleinement le combustible nucléaire retraité et de fermer le cycle du combustible, mais aussi d'augmenter la quantité d'énergie que nous pouvons extraire de l'uranium (et, thorium) plusieurs fois. Cela nous permettra à la fois d'augmenter même les estimations les plus pessimistes des termes que nous pouvons retenir sur l'uranium existant de centaines d'années à quelques milliers confortables, et de ne pas laisser de déchets sous forme de combustible d'uranium.