Surgénération

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La surgénération ou surrégénération est la capacité de certains réacteurs nucléaires à produire plus de matières fissiles qu'ils n'en consomment, en transmutant des isotopes fertiles en isotopes fissiles.

Le seul isotope fissile disponible en tant que ressource naturelle sur Terre est l'uranium 235, directement exploitable dans le cycle du combustible nucléaire. La surgénération permet théoriquement de valoriser en tant que combustible nucléaire l'ensemble des matières fertiles tels l'uranium 238, qui représente plus de 99 % de l'uranium naturel, et le thorium, lui-même trois fois plus abondant que l'uranium.

Historique[modifier | modifier le code]

Le concept de surgénérateur a été développé dès les débuts de l'énergie nucléaire. Aux États-Unis, Enrico Fermi propose le concept de surgénérateur dès 1945, et en 1946 est construit le petit réacteur rapide américain Clementine (refroidi au mercure). En 1951 se produit la première réaction nucléaire du premier réacteur américain refroidi au sodium, Experimental Breeder Reactor I (EBR1). En France, la construction de Rapsodie (20 MW thermiques) est lancée au centre CEA de Cadarache en 1959, et ce réacteur produit sa première réaction nucléaire en 1967. Parallèlement, un autre surgénérateur Rachel est construit au centre CEA de Valduc et mis en route en 1961.

En France, le parc de réacteurs à eau pressurisée (REP) devait à l'origine permettre la constitution d'un stock de plutonium suffisant pour démarrer un parc de réacteurs à neutrons rapides (RNR) surgénérateurs. La filière alors développée était celle des réacteurs à caloporteur sodium tels que les réacteurs expérimentaux Phénix et Rapsodie, puis Superphénix.

Entre 1977 et 1982, le réacteur expérimental américain de faible puissance à spectre thermique de Shippingport a atteint un taux de surrégénération supérieur à 100 % grâce à une optimisation poussée de la modération et à un combustible uranium 233 / thorium.

Le développement de la filière surrégénératrice a connu une pause avec le contre-choc pétrolier en 1986.

Au Japon, la centrale prototype de Monju, située à Tsuruga dans la préfecture de Fukui, une centrale de type surgénérateur alimentée au MOX et refroidie au sodium, comportant trois circuits de refroidissements a été lancée le 5 avril 1994, puis arrêtée en décembre 1995 à cause d'une fuite du sodium et d'un incendie dans le circuit de refroidissement secondaire. Des tests préliminaires sont relancés en mai 2010 dans le but de relancer la centrale en 2013[1].

Mis en service en 1985, le prototype français Superphénix a eu 53 mois d'exploitation normale depuis sa mise en service, puis a subi de nombreux arrêts à la suite de deux incidents (l'un au barillet, l'autre aux deux membranes en série sur le compresseur d'un circuit d'argon auxiliaire) et des blocages strictement politiques et administratifs (54 mois de 1990 à 1994). Superphénix a finalement été arrêté en 1997. Selon un rapport de la commission d'enquête de la politique énergétique de la France, et son arrêt est une décision grave[2] car :

  • Sans concertation avec le parlement, la société exploitante et ses partenaires étrangers ni les collectivités locales ;
  • Sans fondement autre qu'électoraliste (à la suite d'un accord entre le parti politique les Verts et le gouvernement socialiste), la sûreté de Superphénix n'ayant été remise en cause, l'argument financier ne pouvant justifier un arrêt prématuré ;
  • Une décision coûteuse pour EDF, qui, en plus de devoir supporter seule l'arrêt de Superphénix, doit dédommager ses partenaires et rester compétitive.

Les acteurs de l'industrie nucléaire s'intéressent à ce concept pour tenter de répondre à l'épuisement des ressources en uranium tout en affirmant se conformer aux objectifs de développement durable. Le forum international Génération IV lancé par les États-Unis en l'an 2000 promeut largement la filière surrégénératrice avec 4 concepts sur 6 :

  • Réacteur rapide / thermique à caloporteur gaz ;
  • Réacteur rapide à caloporteur sodium ;
  • Réacteur rapide à caloporteur plomb-bismuth ;
  • Réacteur à sels fondus.

Principe de la surgénération[modifier | modifier le code]

Dans un réacteur à eau pressurisée classique, environ les deux tiers de l'énergie de fission provient directement de la fission de l'uranium 235 (235U), tandis qu'un tiers provient de la fission du plutonium 239 (239Pu). Cet élément, qui n'est pas présent au départ dans le combustible nucléaire constitué d'oxyde d'uranium (UOX), est créé au sein du cœur du réacteur lorsqu'un noyau d’uranium 238 fertile capture un neutron. L’uranium 238 devient alors de l'uranium 239, qui se transforme à son tour en plutonium 239, fissile par deux désintégrations β-.

La production de noyaux fissiles à partir de noyaux fertiles est le principe de la surgénération. Un réacteur nucléaire est un surgénérateur lorsqu'il est capable de produire autant ou plus de matériaux fissiles qu'il n'en consomme. Autrement dit, il faut que le rapport, pour un intervalle de temps donné, du nombre de nucléides fissiles produits au nombre de nucléides fissiles détruits, soit supérieur à 1.

Pour ce faire, des couvertures fertiles sont introduites dans le réacteur afin de subir le flux neutronique. La difficulté de cette étape réside dans le fait que la production de neutrons par fission doit être suffisante à la fois pour maintenir la réaction en chaîne et pour irradier les matériaux fertiles. Cette contrainte est surmontée en réduisant les captures stériles de neutrons, notamment celles par le modérateur et le caloporteur.

La solution technologique retenue dans le cas des réacteurs à neutrons rapides à caloporteur sodium (type Superphénix) consiste à supprimer le modérateur et donc utiliser un spectre rapide. L'utilisation de la transformation uranium 238/plutonium 239 est d'autant plus justifiée qu'il est plus efficace en spectre rapide.

Après irradiation en réacteur, le retraitement du combustible et des couvertures fertiles permet de récupérer les matériaux fissiles produits en réacteur afin d'en faire du combustible neuf.

Un autre cycle envisageable est celui du thorium 232 / uranium 233 (notamment dans des réacteurs à sels fondus). La difficulté majeure provient du fait que l'uranium 233 n'existe pas à l'état naturel et qu'il faut donc le fabriquer auparavant, ce qui est réalisé depuis des années avec le plutonium. Ce cycle intéresse fortement l'Inde qui dispose de réserves importantes de thorium. De telles réserves existent aussi en grande abondance en Bretagne.

Filière U238/Pu en spectre thermique U238/Pu en spectre rapide Th/U233 en spectre thermique
Production moyenne par fission 3 neutrons 3 neutrons 2,5 neutrons
Entretien de la réaction 1 neutron fissionne un Pu 1 neutron fissionne un Pu 1 neutron fissionne un U233
Capture stérile 0,6 capturés par le Pu 0,3 capturés par le Pu 0,1 capturés par U ou Pu
Capture régénérant le fissile 1,6 capturés sur 238U 1,3 capturés sur 238U 1,1 capturés sur Th232
Bilan neutronique minimal 3,2 > 3 2,6 < 3 2,2 < 2,5
Surgénération régénération impossible régénération possible régénération possible

Types de surgénérateurs[modifier | modifier le code]

Deux types de surgénérateurs ont été proposés :

Le thorium 232, qui est un élément plus abondant que l'uranium 238, est aussi un isotope naturel fertile. Le thorium constituerait ainsi une importante réserve d'énergie nucléaire, s'il pouvait être valorisé dans une nouvelle filière de réacteurs nucléaires surgénérateurs.

Intérêt de la surgénération[modifier | modifier le code]

La surgénération vise à utiliser des ressources minières considérablement plus abondantes (un facteur 50 à 100 est souvent avancé) que celles qui sont utilisées actuellement. Par contre, la maîtrise de la surgénération est plus complexe. Elle consiste à transmuter le thorium 232 en uranium 233 ou l’uranium 238 (qui compose à 99,28 % le minerai d'uranium, et composant presque exclusif de l'uranium appauvri) en plutonium 239, tout en produisant de la chaleur.

Les stocks mondiaux d’uranium appauvri sont estimés à environ 4,7 millions de tonnes (2005).

Critiques[modifier | modifier le code]

Logo iso radiation.svg

La surgénération est critiquée pour ses projets coûteux, risqués et non aboutis, vision déformée par la surmédiatisation de prototypes industriels comme Superphénix.

Le réacteur surgénérateur allemand de Kalkar a été arrêté en 1991 en raison des problèmes de sécurité qu'il générait et de son coût très élevé (3,5 milliards d'euros).

Le réacteur Superphénix a coûté pour sa construction, selon un rapport de la Cour des comptes datant de 1997, 60 mds de francs (1994)[3] soit 12 mds d'euros (2010) dont 2,5 mds d'euros (2010) supportés essentiellement par EDF[3]. Le chiffre d'affaires de la revente de l'électricité, estimé à 1,4 mds d'euros pour le fonctionnement de 1986 à 1996, aurait permis de ramener ce coût à 7,7 mds d’euros.

Quelques projets de surgénérateurs[modifier | modifier le code]

Références[modifier | modifier le code]

  1. (en) Monju fired up after four-day halt sur The Japan Times online
  2. Rapport du Sénat sur la politique énergétique de la France établi en 1998 par Henri Revol : Chapitre C. il était une fois… Superphénix
  3. a et b Rapport de la Cour des comptes sur les coûts de la filière électronucléaire du mardi 31 janvier 2012 par Didier Migaud, Gilles-Pierre Levy et Jean-Marie Bertrand : 31/01/2012 ENERGIE Les coûts de la filière électronucléaire

Voir aussi[modifier | modifier le code]

Articles connexes[modifier | modifier le code]