Réacteur nucléaire à sels fondus

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Le réacteur nucléaire à sels fondus (RSF) (en anglais, molten salt reactor : MSR) est un concept de réacteur nucléaire dans lequel le combustible nucléaire se présente sous forme de sel fondu (600 à 900 °C) qui joue à la fois le rôle de combustible, de caloporteur et de barrière de confinement. Le réacteur peut être modéré par du graphite ou à neutron rapide.

Le concept est étudié en laboratoire de recherche depuis les années 1960. Il est actuellement à nouveau évalué[1] et retenu au sein du Forum International Génération IV[2]. En 2011, il fait l'objet d'études et de recherches en vue d'un déploiement comme réacteur de quatrième génération avec cependant une date prévisionnelle d'industrialisation plus éloignée que certains des autres concepts étudiés. De nombreuses propositions de conception de centrale nucléaire sont fondées sur ce type de réacteur, mais il y a eu peu de prototypes construits et aucun n'est en service depuis les années 70. La Chine est le seul pays qui finance un ambitieux programme de recherche pour développer cette technologie à l'échelle industrielle[3].

Principe de fonctionnement[modifier | modifier le code]

Les réacteurs à sels fondus reposent sur l'utilisation d'un sel fondu, par exemple de fluorure de lithium (LiF) et de fluorure de béryllium (BeF2), servant à la fois de fluide caloporteur, de combustible et de première barrière de confinement. Le réacteur prend la forme d'une cuve métallique contenant le sel à haute température (600 à 900 °C) mais à pression ambiante. La réaction nucléaire est déclenchée par la concentration en matière fissile dans le réacteur ou par le passage dans un bloc modérateur en graphite.

Le combustible fissile peut être de l'uranium 235, du plutonium ou de l'uranium 233, issus de la conversion du thorium. Un réacteur à sel fondu peut assurer lui-même sa surgénération à l'aide d'une couverture fertile (fertile blanket) contenant l'isotope fertile à irradier. Sur le plan chimique, des sels composés de chlorures pourraient être également utilisés, mais le chlore a le gros désavantage de produire par activation neutronique du chlore 36 d'une période de 301 000 ans, qui en fait un déchet à longue vie, alors que le fluor ne présente pas cet inconvénient.

Il existe deux grandes familles de réacteurs à sels fondus :

  • les réacteurs à neutrons thermiques : cette conception nécessite un cœur en graphite percé d'un ou plusieurs canaux. Le sel (à base de fluor et de lithium) est pompé à travers ce dispositif. Le liquide devient critique quand il passe dans le cœur en graphite qui sert de modérateur. La température du sel augmente alors d'une centaine de degrés, le débit de passage dans le modérateur permet de contrôler la puissance du réacteur. C'est ce réacteur qui a été testé avec succès à Oak Ridge ;
Schéma de principe d'un réacteur à sels fondus à modérateur.
  • en configuration « neutrons rapides », une charge initiale plus importante de combustible fissile permet de se passer de modérateur. Dans ce cas également, ce sont des sels fluorures qui sont privilégiés. La puissance du réacteur est maîtrisée par la dilatation du sel : dès la conception du réacteur le régime maximal est défini par la concentration en matière fissile et le volume du réacteur. Sous l'effet de la température la dilatation du sel réduit la probabilité de fission et ralentit le réacteur jusqu'au point d'équilibre.

    Ce modèle est proposé par le CNRS de Grenoble[4]. Le spectre à neutrons rapides permet notamment d'utiliser certains déchets nucléaires comme amorce (les transuraniens, c'est-à-dire du plutonium, curium, neptunium et américium), réduisant la charge de combustible fissile nécessaire pour le démarrage et réduisant la dangerosité des déchets nucléaires.
Schéma de principe d'un réacteur à sel fondu à neutron rapide
Le concept associe au réacteur une usine de traitement du combustible usé en ligne, chargée de séparer les produits de fission (ainsi qu'éventuellement les actinides mineurs) au fur et à mesure de leur production en réacteur. Le débit de retraitement est plus ou moins rapide selon la configuration du réacteur, les réacteurs à neutrons rapides permettent de réduire les risques de captures stériles et donc de réduire le besoin de retraitement, de l'ordre de 40 l par jour pour le combustible et 40 l par jour par la couverture fertile dans le cas d'un réacteur à neutrons rapides.

Historique[modifier | modifier le code]

Le réacteur nucléaire de Shippingport a, au cours d'une irradiation expérimentale, démontré la faisabilité de la sur-régénération en spectre épithermique, avec un combustible uranium 233 sur support thorium.

Des recherches sur les réacteurs à sels fondus ont commencé aux États-Unis avec le projet Aircraft Reactor Experiment (ARE), une recherche étudiant la faisabilité de réacteurs d'aéronefs. Ce projet visait un réacteur de 2,5 MWth avec une haute densité de puissance pour pouvoir être utilisé comme moteur dans un bombardier nucléaire. Le projet a donné lieu à plusieurs réacteurs expérimentaux, dont l'un fut un réacteur à sels fondus NaF-ZrF4-UF4 (53-41-6 mol %). Le modérateur était de l’oxyde de béryllium (BeO), le refroidissement secondaire était assuré par du sodium liquide, et la température du cœur était de 860 °C. Il a fonctionné pendant 1 000 heures en 1954.

Dans les années 1960, la recherche sur les réacteurs à sels fondus a été essentiellement conduite par le Laboratoire national d'Oak Ridge, une grande partie de leurs travaux aboutissant au « réacteur expérimental à sels fondus » (Molten Salt Reactor Experiment - MSRE). Le MSRE a été un réacteur d'essai de 7,4 MWth, destiné à simuler la neutronique (en neutrons épithermiques) du cœur d'un réacteur surgénérateur au thorium intrinsèquement sûr. Le MSRE a été critique en 1965 et a fonctionné quatre ans. Son carburant était un sel LiF-BeF2-ZrF4-UF4 (65-30-5-0.1), modéré au graphite pyrolytique, et son liquide de refroidissement secondaire était du FLiBe (2LiF-BeF2). Il a atteint 650 °C et fut exploité pendant quatre ans avec un facteur de charge de 85 %, chiffre exceptionnel pour un réacteur nucléaire prototype. Des essais avec du combustible uranium 235, uranium 233 et plutonium mélangé avec de l'uranium 233 ont été effectués. Ce prototype a notamment permis de valider la résistance à la corrosion de l'alliage Hastelloy-N (70 % Ni 16 % Mo 7 % Cr 5 % Fe)[5].

Le carburant liquide 233UF4 qui a été testé a démontré la faisabilité et le caractère très attractif d'un cycle du combustible nucléaire fondé sur le thorium, qui minimise les déchets, la plupart des déchets radioactifs produits ayant une demi-vie de moins de 50 ans. D'autre part, la température de fonctionnement du réacteur aux environs de 650 °C permet un bon rendement thermique des systèmes de conversion d'énergie alimentés, par exemple des turbines à gaz.

Ces recherches ont abouti dans la période 1970-1976 à une conception MSR qui utiliserait le sel LiF BeF2-ThF4-UF4 (72-16-12-0.4) comme carburant, modéré par du graphite remplacé tous les quatre ans, et utilisant du NaF-NaBF4 comme liquide de refroidissement secondaire, avec une température de cœur de 705 °C. Ce projet n'a pas abouti, les réacteurs à neutrons rapides refroidis au sodium lui ont été préférés.

Les réacteurs à sels fondus constituent l'une des options de recherche retenues dans le cadre du Forum International Génération IV.

Aspects technico-économiques[modifier | modifier le code]

Cette technologie possède des différences importantes avec les autres filières nucléaires. A priori, elle réduit les critiques faites à la filière nucléaire, à savoir la sûreté, les déchets et les faibles réserves de combustibles. Ces points devront cependant être confirmés par les projets en cours afin de préciser et justifier la faisabilité commerciale de ce type de réacteur.

Un concept très compétitif sur le papier[modifier | modifier le code]

Du fait de sa sûreté nécessitant peu d'équipements annexes, du faible besoin de construction lourde (pas d'épaisse enceinte de confinement, pas de cuverie haute pression, combustible peu coûteux ne nécessitant pas de processus de fabrication), la construction et l'exploitation d'un réacteur à sels fondus pourraient être très avantageuses sur le plan économique[6]. Fin 2011, Flibe Energy — une société créée dans le but d'exploiter cette technologie — [7],[8] affirme que ce type de réacteur a le potentiel pour produire de l'électricité moins chère que celle produite grâce au charbon minéral, et estime le coût de l'électricité issue d'un RSF thorium à 30 dollars par MWh[9].

Le concept de réacteur le plus sûr[modifier | modifier le code]

Les réacteurs à sels fondus répondent à toutes les exigences de sécurité du forum génération IV. D'après Victor Ignatiev, physicien à l'institut de Kurchatov, à Moscou, « Le réacteur à sels fondus au Thorium coche toutes les cases de garanties de Sûreté »[10]. Aucun autre concept de réacteur testé ne garantit un niveau de sécurité aussi élevé. Les risques d'accident sont considérablement réduits, de même que les conséquences. La sécurité du réacteur repose sur les lois de la physique (gravité, conduction thermique) et non plus sur des équipements susceptibles d'être détruits ou de tomber en panne.

Les accidents d'emballement avec explosion vapeur comme à Tchernobyl sont impossibles dans un réacteur à sels fondus. La conception du réacteur permet d'éviter l'emballement en garantissant un coefficient de vide négatif. L'absence d'eau sous pression supprime le risque d'explosion d'un gaz de vapeur et d'hydrogène. Le problème de la variation de réactivité à cause de l'effet modérateur de l'eau est aussi supprimé.

Les cœurs peuvent être vidangés en quelques minutes en cas d'accident. Un bouchon de sel est en permanence maintenu gelé par une source froide ; en cas de défaillance de la centrale, la chaleur du sel environnant le fait fondre, le sel s'écoule alors par gravité dans un réservoir conçu pour permettre l'arrêt à froid par convection thermique. Un accident de fusion du combustible comme à Fukushima ou Three Mile Island devient alors impossible. Ce système permet en outre de redémarrer le réacteur une fois le reste de la centrale réparé.

Les sels de fluor sont chimiquement et mécaniquement stables malgré la forte température et la radioactivité intense. Le fluor se combine ioniquement avec pratiquement tous les produits de fission (tous à l'exception du krypton). Le tritium, le brome, l'iode, le chlore, l'astate, le radon, le krypton, le xénon, l'argon, l'hélium, le carbone, le soufre, le sélénium, le tellure et le polonium forment des produits volatiles dans des conditions pas trop oxydantes des sels fondus. On peut les retirer pour les garder en lieu sûr, ce qui évite quasiment toute dispersion de pollution même en cas de rupture du confinement. Le retraitement en ligne permet d'éliminer en permanence ces déchets, le combustible reste relativement propre. Même en cas d'accident, la dispersion dans la biosphère est peu probable. Les sels réagissent très peu avec l'air et se dissolvent très mal dans l'eau [réf. nécessaire] , il n'y a aucun risque d'incendie incontrôlable comme avec un réacteur au sodium. La barrière de confinement formée par le sel n'est pas affectée par une éventuelle défaillance du reste de la centrale. Même en cas de destruction volontaire de la cuve (bombardement, attentat), les conséquences radiologiques restent très limitées et sans comparaison avec une atteinte du même type dans un réacteur à combustible solide.

Il n'y a pas de vapeur à haute pression dans le cœur, mais des sels fondus à basse pression. Les risques d'explosions de vapeur sont supprimés et le réacteur n'a plus besoin d'un cuve résistante à des pressions de l'ordre de 70 à 150 bars comme dans le cas des réacteurs à eau pressurisée. À la place, une cuve résistante à une faible pression suffit pour contenir les sels fondus. Pour résister à la chaleur et à la corrosion, le métal de la cuve est un alliage exotique (Hastelloy-N) à base de nickel. (Contrairement aux idées reçues, ce n'est pas le sel fondu à haute température qui est corrosif, mais certains produits de fission tels que le tellure et le sélénium qui se déposent sur les parois métalliques du circuit primaire du RSF et causent une fragilisation des joints de grains.) Les quantités d'alliages nécessaires pour la construction du réacteur sont d'autant réduites, la construction plus simple et le coût plus faible.

Des combustibles alternatifs à l'uranium[modifier | modifier le code]

Le RSF est le seul système permettant d'utiliser efficacement le cycle de combustible nucléaire fondé sur le thorium, ce combustible est disponible en quantités 500 fois supérieures à l'uranium 235 issu des réserves conventionnelles. Les réserves estimées de thorium[11] sont suffisantes pour assurer la totalité des besoins énergétiques de l'humanité avec un niveau de consommation comparable aux USA pendant au moins 500 ans. 500t de thorium suffiraient à alimenter les USA pendant une année. Des gisements existent sur la Lune. Il est à noter que ces réserves n'ont été découvertes qu'à la suite de prospection ne visant pas explicitement le thorium mais des terres rares dans lesquelles le thorium est un déchet d'extraction.

Les RSF en spectre rapide sont aussi très efficaces pour utiliser le plutonium et pourraient fonctionner en surgénérateur U238/P239. Dans ce cas, les réserves se chiffrent en milliers d'années rien qu'avec les stocks d'uranium appauvri accumulés depuis 50 ans. En mobilisant les réserves non conventionnelles (uranium marin) les réserves sont de plusieurs millions d'années (4Md d'années réacteurs).

Combustible thorium et uranium[modifier | modifier le code]

Les réacteurs à sels fondus sont iso voire surgénérateurs. La couverture fertile contient soit du thorium 232, soit de l'uranium 238. Sous l'effet des captures de neutrons libérés par les fissions dans le cœur du réacteur, ces isotopes sont convertis respectivement en uranium 233 et plutonium 239, des isotopes fissiles.

Lorsque le thorium 232 capture un neutron, il se transforme en Th233, qui se désintègre rapidement en protactinium (Pa233). Pa233 se désintègre à son tour en U233 avec une demi-vie de 27 jours. L'uranium 233 est un isotope très faiblement radioactif de l'uranium (demi-vie de 159 200 ans), mais il ne sort pas du réacteur. Cet uranium 233, qui n'existe pas dans la nature, est un excellent isotope fissile. C'est le combustible nucléaire essentiellement exploité par ce cycle. Quand U233 est bombardé par des neutrons thermiques, il s'ensuit une fission dans 92 % des cas.

Un atome d'uranium 233 peut aussi absorber le neutron (avec une probabilité d'environ 1/7 ou moins) pour produire de l'uranium 234 (deux fois moins radioactif que l'U233). Ce produit d'activation va généralement finir par absorber un autre neutron pour devenir de l'uranium 235, fissible, qui fissionne dans des conditions similaires à celles de l'U233, et contribue donc au fonctionnement du réacteur comme combustible nucléaire. Il peut également (avec une probabilité d'environ 1/6) se transformer en uranium 236 (demi-vie de 23 millions d'années), qui circulera avec le reste de l'uranium et finira par absorber un neutron supplémentaire le transformant en uranium 237 (demi-vie de 6,75 jours) puis en neptunium 237 (demi-vie de 2,2 millions d'années).

Le neptunium peut être séparé chimiquement du sel fondu par retraitement, et éliminé comme déchet. Ce neptunium 237 est normalement le seul déchet radioactif transuranien de haute radioactivité à vie longue (HAVL), il représente environ 2 à 3 % de la quantité initialement produite d'uranium 233.

Si le neptunium reste dans la circulation du réacteur, il subit une troisième capture neutronique qui le transforme en neptunium 238, instable de demi-vie 2,1 jours, qui se transforme en plutonium 238, moyennement radioactif (une demi-vie de 86,41 ans). De même que le neptunium, le plutonium peut être séparé chimiquement, et forme cette fois-ci un déchet radioactif à haute activité et vie courte. Ce plutonium 238 est spécifique à la filière du thorium : n'étant pas fissible, il n'est pas proliférant (contrairement au plutonium de retraitement des autres filières), et sa vie relativement courte permet une gestion des déchets à échelle historique. En outre, il présente des applications industrielles comme le générateur thermoélectrique à radioisotope.

Si le plutonium est à son tour laissé dans le flux du réacteur, il continuera à absorber les neutrons, créant successivement tous les isotopes du plutonium entre 238 et 242 (suivant les mêmes réactions que celles rencontrées dans la filière uranium-plutonium, qui passe directement de l'U238 au Pu239). Dans cette progression, une majorité d'atomes disparaîtra lors des étapes fissibles, le plutonium 239 et le plutonium 241. Le reste finira avec une encore plus faible probabilité comme isotopes de la série des actinides mineurs, américium et curium.

Le cycle du combustible thorium combine donc à la fois les avantages d'une sécurité intrinsèque des réacteurs, une source de combustible abondante à long terme, et l'absence de coûteuses installations d'enrichissement isotopique du carburant nucléaire.

Cependant le thorium naturel n'étant pas naturellement fissile mais fertile, le premier démarrage d'un réacteur de type RSF nécessitera une quantité importante d'uranium 233 (isotope non naturel de l'uranium qui est produit par d'autres réacteurs nucléaires)[12].

Scénarios de transition[modifier | modifier le code]

Pour démarrer un RSF thorium, de 1,2 t (neutrons lents) à 6 t d'uranium 233 (neutrons rapides) sont nécessaires[13]. Il est possible de produire ce combustible dans un réacteur classique[14], mais aussi d'utiliser des déchets nucléaires (transuraniens), du plutonium 239 ou de l'uranium 235 pour démarrer le réacteur[15].

Un scénario de transition du parc de réacteurs nucléaires à eau légère vers un parc de RSF (réacteurs nucléaires à sels fondus) surrégénérateurs thorium/uranium 233 consisterait ainsi à brûler le plutonium existant en REP sur matrice thorium (combustible "TOX") de sorte à constituer un stock d'uranium 233 pour le démarrage de RSF. Ce scénario permettrait une production massive d'U233 sans investissement lourd dans de nouveaux réacteurs et de réduire rapidement les stocks de plutonium. En contrepartie, les premiers RSF à neutron rapide qui seraient construits recevraient des actinides et des transuraniens issus de la filière uranium, ce qui réduirait la "propreté" de leur sel.

Application au parc de réacteurs à eau pressurisée de la France : Le parc nucléaire français est suffisant pour démarrer 1 à 2 RSF par an[16], la transition prendrait deux décennies. Les réacteurs seraient surgénérateurs, de l'ordre de 2 à 10 % selon les conceptions. La production d'électricité nucléaire pourrait ensuite croître à un rythme comparable à l'augmentation de la demande d'électricité en France[17].

Il serait aussi possible de miser sur un parc nucléaire mixte. Pour éviter d'introduire des produits issus de la filière uranium dans les RSF, il est possible de produire de l'U233 dans des réacteurs à neutrons rapides (en les plaçant dans la couverture fertile à la place de l'U238) et ainsi de démarrer des RSF "propres". Ce scénario de transition possible implique la construction d'un parc de surrégénérateur et permettrait de produire quelque 200 kg d'uranium 233 par an et par réacteur. Ce parc de surgénérateur aurait une triple mission: produire l'U233, produire de l'électricité et incinérer les déchets de la filière REP. Six à vingt six années de fonctionnement seront donc nécessaires au démarrage d'un RSF[18], pour une transition en vingt ans il faudrait construire entre 30 et 80 réacteurs à neutrons rapides selon le type de RSF à alimenter. Les difficultés rencontrées sur les prototypes de RNR sodium rendent peu probable ce scénario qui implique nécessairement un déploiement massif de cette technologie très délicate.

Une production de déchets réduite en volume et dangerosité[modifier | modifier le code]

Inventaire des déchets

La forme de sel fondu se prête bien au traitement en ligne ou au traitement échelonné. Il n'est pas nécessaire d'arrêter le réacteur pour en extraire les produits de fission. L'utilisation du cycle du thorium ne produit que 0,1 % des déchets hautement radioactifs à longue demi-vie que produit un réacteur à eau légère (filière de tous les réacteurs modernes aux États-Unis ou en France).

Plus de 80 % des produits de fission d'un RSF à thorium sont stables en 10 ans, et les moins de 20 % restants ne sont vraiment radioactifs que pendant environ 300 ans, ce qui simplifie considérablement la problématique du stockage géologique et permet d'envisager le stockage sur site jusqu'à neutralisation.

Un autre atout des RSF est leur capacité à traiter les déchets nucléaires les plus dangereux. L'introduction de déchet nucléaire dans les RSF à neutron rapide permet d'incinérer 90 % des transuraniens et 85 % des actinides en 50 ans[13]. Un parc de RSF à neutrons rapides pourrait éliminer une grande partie des déchets nucléaires les plus problématiques, tout en réduisant la charge d'U233 nécessaire au démarrage des réacteurs et en améliorant le taux de surgénération (temps de doublement du parc divisé par deux durant les 20 premières années). L'inconvénient de cette stratégie est que les RSF ayant reçu ces déchets ne seront jamais aussi "propres" que ceux démarrés à l'U233 uniquement.

Une production souple et efficace[modifier | modifier le code]

La puissance des réacteurs nucléaires à eau légère ou lourde est très difficile à moduler. L'effet modérateur de l'eau réduit la plage de fonctionnement : ralentir le débit peut entraîner l'arrêt du réacteur ou au contraire son emballement (c'est par exemple le cas des RBMK de conception soviétique). Ce problème est supprimé dans un RSF.

Une autre limite au pilotage des réacteurs à combustible solide est l'empoisonnement du réacteur au xénon 135. En effet, ce gaz qui absorbe les neutrons peut provoquer des instabilités de puissance (oscillations xénon); il s'accumule lors des baisses de régime et les séquences d'arrêt et, au-delà d'un certain seuil il peut rendre impossible le redémarrage, des arrêts de plusieurs heures étant alors nécessaires pour son élimination par décroissance radioactive. Dans un RSF, il peut être facilement extrait, par exemple au niveau d'une pompe de circulation. Il est donc plus facile de redémarrer le réacteur ainsi que de maintenir un fonctionnement stable en régime, sans l'usage des barres de contrôle qui sont généralement utilisées pour compenser l'effet des pertes de neutrons dues à l'empoisonnement au xénon 135.

Article détaillé : empoisonnement au xénon.

La stabilité de l'eau à haute température réduit l'utilité de la contre réaction thermique, il est difficile de dépasser 400 °C dans un réacteur à eau. Un réacteur à sels fondus est une source chaude à température élevée, ce qui permet de profiter au maximum de la contre réaction thermique. Ces éléments laissent penser que la plage de modulation de puissance sera plus importante que pour un réacteur à combustible solide, la construction de prototype doit permettre de vérifier la plage de fonctionnement réelle.

Les réacteurs à sels fondus fonctionnent à des températures beaucoup plus élevées que les réacteurs à eau légère, de l'ordre de 650 °C dans des conceptions conservatrices, jusqu'à 950 °C dans les réacteurs à très haute température (en remplaçant le molybdène par du tungstène dans l'alliage de la cuve, ce qui donne un alliage Ni-W-Cr). Ils sont donc des générateurs très efficaces pour le cycle de Brayton. La haute température de fonctionnement permet de se passer de source froide autre que l'air ambiant: il est possible de concevoir un réacteur avec une turbine à cycle de Brayton ouvert (semblable à un moteur d'avion) avec un rendement de 40%[19],[20]. Cette capacité permettrait de déployer des centrales de puissance n'importe où et sans consommer d'eau. Ce meilleur rendement de conversion de l'énergie thermique en électricité est un des objectifs des réacteurs de génération IV.

Les hautes températures pourraient être mises à profit pour la production de carburant de synthèse pour le transport, l'agriculture et l'industrie[9].

Le retraitement continu permet à un réacteur à sels fondus d'utiliser plus de 99 % de son carburant nucléaire, beaucoup plus efficace que ce qui est obtenu par les autres filières. À titre de comparaison, les réacteurs à eau légère ne consomment qu'environ 2 % de leur carburant dans le cycle ouvert. Même un réacteur à neutron rapide type Superphénix ne peut vraiment utiliser plus de 50 % de son combustible nucléaire, les produits de fissions ne pouvant être retirés en continu, le combustible trop riche en déchet doit être remplacé par du combustible neuf.

Un réacteur à sels fondus peut fonctionner aussi bien en petites tailles qu'en grandes, de sorte qu'un site de production pourrait facilement avoir plusieurs petits réacteurs (par exemple des 100 MWe), ce qui est par exemple bien adapté à des pays ayant des réseaux électriques faibles.

Le retraitement en ligne[modifier | modifier le code]

Schéma du retraitement en ligne

Alvin Weinberg (au Laboratoire national d'Oak Ridge) a pu constater qu'une installation chimique annexe réduite peut assurer le retraitement nécessaire pour un réacteur de grande puissance de 1 GW : tout le sel doit être retraité, mais seulement tous les dix jours. Dans le design à neutron rapide les risques de captures stériles étant plus faible un retraitement en six mois est suffisant. Le bilan en déchets d'un tel réacteur est donc beaucoup moins lourd que celui d'un réacteur conventionnel à eau légère, qui transfère les cœurs entiers aux usines de recyclage. En outre, tout, sauf le carburant et les déchets, reste sur place dans l'usine.

Le processus de retraitement utilisé est le suivant :

  • Un traitement au fluor pour éliminer l'uranium 233 du sel. Cela doit être fait avant l'étape suivante.
  • Une colonne de séparation de 4 mètres de haut au bismuth fondu sépare le protactinium du sel combustible.
  • Une cuve de stockage intermédiaire permet de laisser reposer le protactinium provenant de la colonne, le temps qu'il se transforme en uranium 233. Avec une demi-vie de 27 jours, dix mois de stockage assurent une transformation à 99,9 % en uranium.
  • Une petite installation de distillation en phase vapeur des sels de fluor. Chaque sel a une température d'évaporation. Les sels légers s'évaporent à basse température, et forment la plus grande partie du sel. Les sels de thorium doivent être séparés des déchets de fission à des températures plus élevées.

Les quantités en jeu sont d'environ 800 kg de déchets par an et pour un réacteur d'une puissance d'un GW, ce qui implique un équipement assez faible. Les sels de transuraniens à longue durée peuvent être séparés, ou être réinjectés dans le réacteur et servir de combustible.

L'étape 1 a été expérimenté dans le réacteur d'Oak Ridge, les étapes 2 et 3 sont étudiés en France (LPSC Grenoble), en Russie et à l'ITU (Institut des Éléments Transuranien, UE).

Inconvénients[modifier | modifier le code]

En dépit de tous les avantages potentiels et avérés des réacteurs nucléaires à sels fondus, certains éléments théoriques, expérimentaux, réglementaires ou de faisabilité restent à préciser afin de passer à l'échelle industrielle :

  • Développer un ou des programmes dans le but de traiter les interrogations en suspens. En effet cette filière a fait l'objet de moins de développements par rapport à d'autres filières, lever ces interrogations nécessite donc des programmes de développement conséquents (prototypage, tête de série) avant d'atteindre l'étape de commercialisation (voir ci-après "Projets en cours");
  • Spécifier l'installation de retraitement chimique des sels, requise pour traiter les produits de fission;
  • Spécifier les mesures conservatoires nécessitées par la production significative de tritium causée par les sels contenant du lithium; production comparable à celle des réacteurs à eau lourde, même en cas d'utilisation de 7Li pur;
  • Le sel à base fluor ne peut être stocké à basse température (moins de 93°C) sur de longue période à cause de la libération de difluor gazeux, très réactif[21]. Maintenir une température plus élevée permet de maintenir l'isolement du fluor dans le sel.
  • Adapter, si nécessaire, la réglementation afin de prendre en compte les différences de conception avec les réacteurs actuels;
  • Confirmer la mise au point de matériaux de construction résistant mieux aux phénomènes de corrosion par le sel et de détérioration par le flux des radiations émises[22],[23].
  • D'après une étude du CEA, la compétitivité économique de ce type de réacteur serait parmi les plus faibles en comparaison des autres types[24]. Mais cette affirmation parait assez discutable dans la mesure où les études de développement de ce type de réacteur ne sont pas finalisées; par exemple les coûts de fabrication d'une telle centrale (de son combustible, exploitation, retraitement des déchets, coût de démantèlement au risque assurantiel d'accident) sont a priori moins élevés que pour une centrale de type REP[25].

Projets en cours[modifier | modifier le code]

Plusieurs projets sont en cours pour mettre au point des réacteurs à sel fondu. Même s'il n'existe pas de verrou technique majeur et que le prototype d'Oak Ridge a remarquablement bien fonctionné, il n'existe pas encore de prototype pouvant faire office de tête de série pour un déploiement à grande échelle :

  • Le projet de plus grande ampleur est mené par la Chine[26]. Le projet serait doté d'un financement de 250 millions de dollars et prévoit d'aboutir dans moins de vingt ans. Le Dr Jiang Mianheng, fils de l'ancien premier secrétaire Jiang Zemin, dirige le projet. À noter que les USA collaborent avec la Chine sur ce projet[27].
  • L’Inde, qui possède les plus grandes réserves de thorium, utilise déjà ce combustible dans certains CANDU à titre expérimental.
  • Au Japon[28] le thorium est une des voix possibles cités pour l'avenir énergétique de l'archipel par la compagnie Chubu Electric Power.
  • En France, le CNRS de Grenoble étudie les avantages et les inconvénients de cette filière nucléaire en émergence[16].
  • La Norvège étudie la question notamment l'utilisation de combustible "THOX" dans le cadre de la préparation d'une transition vers le nucléaire thorium[29]. L'entreprise Thor Energy qui travaille sur ce combustible a été intégrée à l'incubateur d'entreprise "Scandinavian Advanced Energy Technology"
  • Des entrepreneurs privés comme Flibe Energy[30] (US) ou Thorium Energy[31] (australien et tchèque) sont aussi engagés dans la mise au point de ces réacteurs.
  • La fondation Weinberg[32] (Royaume-Uni) a été fondée en septembre 2011 pour promouvoir la production d'énergie à base de thorium, de même que d'autres organisations non gouvernementales comme la THORIUM ENERGY ALLIANCE (États-Unis d'Amérique)[33].

Autres applications (non-nucléaire) des sels fondus[modifier | modifier le code]

Dans la production énergétique, les sels fondus de nitrate de sodium et de potassium sont utilisés comme fluide caloporteur pour des centrales solaires à concentrateur.

Notes et références[modifier | modifier le code]

  1. Liquid Fluoride Thorium Reactors - An old idea in nuclear power gets reexamined - par Robert Hargraves and Ralph Moir - American Scientist - juillet-août 2010
  2. Sels fondus et thorium : avenir du nucléaire ? - journal du CNRS - A Grenoble, des chercheurs du CNRS étudient les avantages et les inconvénients d'une filière nucléaire en émergence - "ce réacteur est aussi l'un des six concepts retenus pour la génération IV"
  3. http://www.theaustralian.com.au/business/opinion/china-moving-to-thorium-as-safe-nuclear-fuel/story-fnciihm9-1226550688296
  4. http://www.grenoble-inp.fr/le-groupe/le-thorium-futur-nucleaire-vert--527969.kjsp?RH=INP_PRE-INPACT
  5. http://hal.inria.fr/docs/00/04/86/88/PDF/tel-00010791.pdf
  6. Hargraves, Robert (2012 , Thorium: Energy Cheaper Than Coal, CreateSpace, ISBN 1478161299 "(…) Energy cheaper than coal will dissuade all nations from burning coal (…)"
  7. "Flibe Energy is a company that intends to design, construct and operate small modular reactors based on liquid fluoride thorium reactor (acronym LFTR; pronounced lifter) technology"
  8. site internet de Flibe Energy
  9. a et b http://energyfromthorium.com/2011/10/29/nuclear-ammonia/
  10. science et vie no 1130
  11. http://en.wikipedia.org/wiki/Thorium#Thorium_extraction
  12. Thorium Reactors: Back to the Dream Factory par Gordon Edwards, juillet 2011 - Canadian Coalition for Nuclear Responsibility
  13. a et b http://www.gedeon.prd.fr/ATELIERS/29_30_mai_2007/exposes/TMSR_GEDEPEON_29.pdf
  14. http://tel.archives-ouvertes.fr/docs/00/15/84/35/PDF/these.pdf
  15. http://www.gedeon.prd.fr/ATELIERS/mars_2009/exposes/Deploiement_Du_MSFR_V1_D_Heuer.pdf
  16. a et b http://www2.cnrs.fr/journal/736.htm
  17. http://www.edf.com/html/panorama/conso/consommation.html
  18. http://www.laradioactivite.com/fr/site/pages/combustiblesauthorium.htm
  19. https://web.ornl.gov/fhr/presentations/Forsberg.pdf
  20. Energy cheaper than coal, Robert Hargraves. ISBN 1478161299
  21. http://moltensalt.org/references/static/downloads/pdf/ORNL-TM-3144.pdf
  22. Finnish research network for generation four nuclear energy systems
  23. J. R. Engel, etal. (Jul 1980). Conceptual design characteristics of a denatured molten-salt reactor with once-through fueling. ORNL/TM-7207. Oak Ridge National Lab - Oak Ridge - Tennessee 37830 p. 81
  24. "Cea, réacteurs à caloporteur gaz, p. 13/160"
  25. "Site internet énérgie du Thorium" - chapitre "Le thorium, moins cher que le charbon ?" publié le 29/03/2013 : "Combien ça coûte ? : L’état de développement des réacteurs à sels fondus ne permet pas aujourd’hui de donner une réponse précise à cette question. Mais pour Daniel Heuer, Directeur de recherche, Laboratoire de physique subatomique et de cosmologie (Grenoble), dans un entretien récent avec ParisTech Review : “Nous avons l’espoir que le réacteur que nous concevons serait moins cher qu’un réacteur à eau pressurisée….” "
  26. http://www.telegraph.co.uk/finance/comment/ambroseevans_pritchard/8393984/Safe-nuclear-does-exist-and-China-is-leading-the-way-with-thorium.html
  27. http://www.smartplanet.com/blog/intelligent-energy/us-partners-with-china-on-new-nuclear/17037?tag=search-river
  28. http://www.smartplanet.com/blog/intelligent-energy/safe-nuclear-japanese-utility-elaborates-on-thorium-plans/16570
  29. http://www.smartplanet.com/blog/bulletin/norway-ringing-in-thorium-nuclear-new-year-with-westinghouse-at-the-party/6421
  30. http://flibe-energy.com/
  31. http://www.thoriumsolution.com/
  32. The illusions of molten salt reactors, science and politics - mai 2013
  33. T.E.A. Objectives (site internet de la TEA)

Voir aussi[modifier | modifier le code]

Articles connexes[modifier | modifier le code]

Liens externes[modifier | modifier le code]