Cycle du combustible nucléaire au thorium

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Les étapes que suit le combustible dans le cycle de thorium, aboutissant au plomb stable

Le cycle du combustible au thorium décrit l'utilisation du thorium (232Th), un élément abondant dans la nature, comme matériau fertile dans les réactions nucléaires. Au sein des réacteurs, 232Th se mue en isotope fissile artificiel, l'uranium 233U, qui servira de combustible nucléaire. À la différence de l'uranium naturel, le thorium naturel ne contient que de petites quantités de matière fissile (comme le 231Th), insuffisantes pour amorcer une réaction noyautière en chaîne. Il faut encore de matière fissile ou une autre source de neutrons pour commencer le cycle du combustible. Dans un réacteur dont son combustible est le thorium, l'absorption de neutrons par 232Th le mue en 233U. Ceci reflète le processus dans les réacteurs d'uranium où un matériau fertile, le 238U absorbe des neutrons pour devenir le fissile 239Pu par un double processus de désintégration β-. Selon le dessin du réacteur et son cycle du combustible, soit le 233U généré se fissure en place soit il se fait séparer chimiquement puis retransformer en combustible nucléaire.

Un cycle au thorium vante de plusieurs avantages potentiels par rapport à un cycle a l'uranium, y compris l'abondance élevé du thorium, de meilleures propriétés physiques et noyautiers, une meilleure entrave au répandement d'armes nucléaires et une production réduite de plutonium et d'actinide.

Sommaire

Historique [modifier]

Récemment, un intérêt à vu le jour dans le développement de technologies basées sur ce cycle afin de prévenir la prolifération des déchets nucléaires[1],[2],[3].

Réactions nucléaires avec le thorium [modifier]

Dans le cycle du thorium, le combustible se forme lorsque le 232Th capte un neutron (soit dans un réacteur rapide soit un réacteur thermique) pour devenir 233Th. En général, ceci émet un électron et un neutrino par l'émission bêta pour se muer en 233Pa, qui, dans une seconde émission bêta, émet encore un électron et un neutrino pour devenir 233U, le combustible.

\mathrm{n}+{}_{\ 90}^{232}\mathrm{Th}\rightarrow {}_{\ 90}^{233} \mathrm{Th} \xrightarrow{\beta^-} {}_{\ 91}^{233}\mathrm{Pa} \xrightarrow{\beta^-} {}_{\ 92}^{233}\mathrm{U}

Déchets nucléaires [modifier]

La fission nucléaire lègue des produits de fission rayonneurs dont leurs demi-vies varient entre quelques jours et des dizaines de milliers d'années. Selon certaines études sur la toxicité [4] le cycle du thorium est capable d'entièrement recycler les déchets d'actinides et rejeter uniquement les produits de fission. D'ailleurs, après une centaine d'années, les déchets produits par un réacteur à thorium peut s'avérer moins toxiques que le minerai d'uranium qu'on aurait utilisé pour produire de l'uranium faiblement enrichi destiné à un réacteur à eau légère de la même puissance. D'autres études supposent qu'il y aura des pertes d'actinides et trouvent que les déchets d'actinides domineront à un certain moment l'activité rayonneuse des déchets du cycle[5].

Déchets d'actinides [modifier]

Dans un réacteur, lorsqu'un neutron heurte un atome fissile (comme certains isotopes de l'uranium) soit il fend le noyau, soit il se fait capter et provoque la transmutation de l'atome. Chez le 233U, ces mues tendent à produire des combustibles utiles au lieu de déchets transuraniens. Lorsque 233U absorbe un neutron, soit il se fissure, soit il devient 234U. La chance d'une fission lors de la capture neutronique est environ 92 %, un meilleur taux que celui de 235U (environ 17 %), 239U (environ 50 %)ou 241Pu (environ 25 %). Le résultat est un déchet transuranien de plus courte durée que dans un réacteur utilisant le cycle uranium-plutonium.

Réacteurs [modifier]

Les combustibles au Thorium ont alimenté différents types de réacteurs, comme le réacteur à eau légère, le réacteur à eau lourde, le réacteur nucléaire à très haute température, le sodium-cooled fast reactor, et le réacteur nucléaire à sels fondus[6].

Liste de réacteurs fonctionnant au Thorium [modifier]

Nom et pays Type Puissance Combustible Période de mise en service
AVR, Allemagne Réacteur nucléaire à très haute température, Experimental (Réacteur à lit de boulets) 15 MW(e) Th+235U Driver Fuel, Coated fuel particles, Oxide & dicarbides 1967–1988
THTR-300, Allemagne HTGR, Power (Réacteur à lit de boulets) 300 MW(e) Th+235U, Driver Fuel, Coated fuel particles, Oxide & dicarbides 1985–1989
Lingen, Allemagne réacteur à eau bouillante Irradiation-testing 60 MW(e) Test Fuel (Th,Pu)O2 pellets Cessation en 1973
Dragon, UK OECD-Euratom également la Suède, la Norvège et la Suisse HTGR, Experimental (Pin-in-Block Design) 20 MWt Th+235U Driver Fuel, Coated fuel particles, Oxide & Dicarbides 1966–1973
Peach Bottom, USA HTGR, Experimental (Prismatic Block) 40 MW(e) Th+235U Driver Fuel, Coated fuel particles, Oxide & dicarbides 1966–1972
Fort St Vrain, USA HTGR, Power (Prismatic Block) 330 MW(e) Th+235U Driver Fuel, Coated fuel particles, Dicarbide 1976–1989
MSRE ORNL, USA MSBR 7.5 MWt 233U Molten Fluorides 1964–1969
Shippingport & Indian Point 1, USA LWBR PWR, (Pin Assemblies) 100 MW(e), 285 MW(e) Th+233U Driver Fuel, Oxide Pellets 1977–1982, 1962–1980
SUSPOP/KSTR KEMA, Netherlands Aqueous Homogenous Suspension (Pin Assemblies) 1 MWt Th+HEU, Oxide Pellets 1974–1977
NRU & NRX, Canada MTR (Pin Assemblies) Th+235U, Test Fuel Test d'irradiation de quelques éléments combustibles
KAMINI; CIRUS; & DHRUVA, Inde MTR Thermal 30 kWt; 40 MWt; 100 MWt Al+233U Driver Fuel, ‘J’ rod of Th & ThO2, ‘J’ rod of ThO2 3 réacteurs de recherche en service
KAPS 1 &2; KGS 1 & 2; RAPS 2, 3 & 4, Inde PHWR, (Pin Assemblies) 220 MW(e) ThO2 Pellets (For neutron flux flattening of initial core after start-up) Continu dans tous les nouveaux PHWR
FBTR, Inde LMFBR, (Pin Assemblies) 40 MWt ThO2 blanket En service

(IAEA TECDOC-1450 "Thorium Fuel Cycle - Potential Benefits and Challenges", Table 1. Thorium utilization in different experimental and power reactors.)[7]

Notes et références [modifier]

  1. ↑ (en) IAEA-TECDOC-1349 Potential of thorium-based fuel cycles to constrain plutonium and to reduce the long-lived waste toxicity, International Atomic Energy Agency, 2002. Consulté le 2009-03-24
  2. ↑ (en) Brett Evans, « Scientist urges switch to thorium », ABC News, 14 avril 2006 [texte intégral (page consultée le 16 juin 2010)] 
  3. ↑ (en) Richard Martin, « Uranium Is So Last Century — Enter Thorium, the New Green Nuke », Wired, December 21, 2009 [texte intégral (page consultée le 2010-06-19)] 
  4. ↑ (en) Impact of the MSBR concept technology on long-lived radio-toxicity and proliferation resistance, Technical Meeting on Fissile Material Management Strategies for Sustainable Nuclear Energy, Vienna 2005. Consulté le 2010-06-20
  5. ↑ Brissot R.; Heuer D.; Huffer E.; Le Brun, C.; Loiseaux, J-M; Nifenecker H.; Nuttin A., « Nuclear Energy With (Almost) No Radioactive Waste? » (Archive • Wikiwix • Que faire ?), Laboratoire de Physique Subatomique et de Cosmologie (LPSC), July 2001
  6. ↑ (en) IAEA-TECDOC-1450 Thorium Fuel Cycle-Potential Benefits and Challenges, International Atomic Energy Agency, May 2005. Consulté le 2009-03-23

Liens externes [modifier]
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Voir aussi [modifier]

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