Cycle du combustible nucléaire au thorium

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Le réacteur expérimental à sels fondus de thorium à Oak Ridge a fonctionné de 1965 à 1969.

Le cycle du combustible au thorium décrit l'utilisation du thorium (232Th), un élément abondant dans la nature, comme matériau fertile permettant d'alimenter un réacteur nucléaire.

Le cycle du thorium présente de nombreux avantages théoriques par rapport à un cycle à l'uranium : le thorium est trois à quatre fois plus abondant que l'uranium, et notamment chez les pays qui sont susceptibles de construire des réacteurs dans le futur, comme l'Inde, le Brésil et la Turquie[1]. Ce cycle produit beaucoup moins de plutonium et d'actinides mineurs, engendrant moins de déchets à vie longue. De plus, sa matière fissile, l'233U, est très peu propice à une prolifération nucléaire du fait de la faible quantité d'232U qu'elle contient : un descendant très fortement irradiants de cet isotope rend cet uranium très facile à détecter et dangereux à manipuler sans moyens élaborés.

Son principal inconvénient est de ne pouvoir être atteint industriellement qu'après deux étapes intermédiaires : accumulation de 239Pu ou d'235U, puis production d'233U en réacteur pour initialiser le cycle du thorium proprement dit.

Historique[modifier | modifier le code]

Des études de réacteurs au thorium avaient été lancées dès le milieu des années 1950, motivées par la crainte d'une pénurie d'uranium, et des réacteurs expérimentaux au thorium avaient été construits[1]. Différentes voies ont été proposées pour exploiter l'énergie du thorium. 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[2].

Récemment, un intérêt a vu le jour dans le développement de technologies basées sur ce cycle afin de prévenir la prolifération des déchets nucléaires[3],[4],[5]. En outre, l'abondance de la ressource profiterait à certains pays, comme l'Inde qui, avec environ un tiers des réserves mondiales, s'est clairement engagée dans la voie du thorium dans le cadre de son ambitieux programme de développement nucléaire civil[1].

Des recherches complémentaires ainsi que des moyens financiers et industriels importants sont encore nécessaires pour la réalisation de réacteurs commerciaux. Il reste en particulier à affiner les procédés chimiques de retraitement en ligne du combustible, et à développer des cuves en alliages spéciaux capables de résister à la corrosion pendant les décennies que durera l'exploitation des réacteurs. La faisabilité de la technologie paraît cependant presque acquise, l'horizon 2025 étant avancé par les équipes de développement les plus en pointe, bien que cela dépende très certainement du niveau des investissements et de l'intérêt que les États, les industriels et les sociétés y porteront. En août 2010, trois éminents physiciens français[6] ont rédigé une tribune contestant le programme ITER de recherche sur la fusion nucléaire, jugé hors de prix et irréalisable à court ou moyen terme, et préconisant plutôt l'intensification des recherches et des développements concernant les réacteurs de quatrième génération, en particulier ceux à sels fondus en cycle thorium. En janvier 2012, un avis de l'Académie des Sciences de Paris[7] souligne l'importance pour l'industrie nucléaire de soutenir les recherches sur les technologies émergentes telles que les réacteurs de quatrième génération et la filière du thorium.

Physique nucléaire du thorium[modifier | modifier le code]

Production de l'uranium-233 à partir du thorium[modifier | modifier le code]

Dans le cycle du thorium, le combustible se forme lorsque le 232Th capte un neutron (dans un réacteur rapide ou dans un réacteur thermique) pour devenir 233Th, qui servira de combustible nucléaire. En général, après avoir capturé un électron, le thorium émet un électron et un neutrino par 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}

Cette formation du combustible est réalisée en pratique dans un réacteur.

Dans la chaîne de formation de l'uranium 233, la capture des neutrons a parfois pour effet d'éjecter deux neutrons du noyau, conduisant en fin de compte à la formation de 232U. Cet uranium-232 faiblement fissile et fertile (σ~74b) s'accumule progressivement en réacteur, et accompagne donc à l'état de trace l'uranium-233 normalement formé par le cycle. Ce marquage isotopique est important, parce que sa chaîne de désintégration comprend un émetteur gamma très énergétique, donc très pénétrant. Ce rayonnement impose des protections radiologiques importantes dans toutes les opérations concernant l'uranium produit par ce cycle, même quand il a été isolé des produits de fission et des autres actinides, ce qui rend ces opérations techniquement plus complexes et économiquement plus couteuses. Cet inconvénient est au contraire un avantage en ce qui concerne la lutte contre la prolifération, parce que le rayonnement gamma produit par cet uranium est très facile à détecter, ce qui rend impossible toute dissimulation de cette matière à des contrôles officiels.

Initialisation du cycle au thorium[modifier | modifier le code]

À la différence de l'uranium naturel, le thorium naturel ne contient pas de petites quantités significatives de matière fissile, nécessaires pour amorcer une réaction en chaîne. Il faut ajouter de la matière fissile ou une autre source de neutrons pour déclencher le cycle du combustible. Pour amorcer un cycle thorium, il faut donc de l'uranium ou du plutonium (issu de l'activité des centrales)[1].

Suivant l'isotope fissile utilisé, on peut donc shématiser les deux cycles de combustibles suivants[8] :

  • Consommation d'235U ou de 239Pu et irradiation de thorium, pour produire de l'uranium 233 : c'est un cycle de transition nécessaire pour amorcer un cycle du thorium ultérieur.
  • Consommation d'233U et irradiation de thorium régénérant l'233U : c'est le cycle du thorium, également surgénérateur, qui permet de valoriser tout le thorium comme ressource énergétique.

Selon la conception du réacteur et son cycle du combustible, soit le 233U généré se fissure en place, soit il se fait séparer chimiquement pour être re-transformé en combustible nucléaire.

On peut remarquer que le passage aux cycles surgénérateurs n'est possible que si des stocks suffisants ont été constitués en 235U hautement enrichi ou en 239Pu: ces matières soulèvent d'évident problèmes de prolifération nucléaire potentielle, mais sont par ailleurs nécessaires pour le passage à des cycles surgénérateurs. Il faut plusieurs dizaines d'années pour accumuler suffisamment de matière fissile pour pouvoir démarrer un cycle au thorium[1].

Réacteurs à l'uranium 233[modifier | modifier le code]

En tant que produit fissile, l'uranium 233 (233U) présente de meilleures propriétés que les deux autres isotopes fissiles utilisés dans l'industrie nucléaire, l'uranium 235 et le plutonium 239. Avec des neutrons lents, il fissionne en donnant plus de neutrons par neutron absorbé (en revanche, dans les réacteurs à neutrons rapides, le rendement neutronique du plutonium 239 augmente considérablement, dépassant celui du thorium). À partir de matières fissibles (235U ou 239Pu), il est possible de l'utiliser dans un cycle surgénérateur plus efficace que celui actuellement possible avec le plutonium ou l'uranium, y compris dans des réacteurs à neutrons modérés.

L'uranium 233 est fortement irradiant, du fait de la présence de traces d'U-232, ce qui nécessite des usines beaucoup plus compliquées, avec des blindages pour respecter les règles de radioprotection si on cherche à le séparer. C'est un handicap pour l'exploitation des formules classiques, de type réacteur à eau pressurisée, quand les éléments fissiles doivent faire l'objet d'un traitement industriel. En revanche, cet inconvenient reste minime dans le cas des réacteurs à sel fondus, où il n'est pas nécessaire d'isoler l'uranium 233 pour un traitement industriel indépendant.

Production d'actinides supérieurs[modifier | modifier le code]

Article détaillé : Actinides du cycle du thorium.

Dans un réacteur, lorsqu'un neutron est capturé par un atome fissile (comme certains isotopes de l'uranium) il peut soit entraîner une fission du noyau, soit être capturé, provoquant la transmutation de l'atome. Dans le cas du 233U, la probabilité de fission est d'environ 92 %, un meilleur taux que celui de 235U (environ 83 %), 239Pu (environ 66 %)ou 241Pu (environ 75 %). De ce fait, le combustible 233U est consommé de manière plus efficace, ce qui produit moins d'actinides supérieurs, et entraîne moins de perte de neutrons.

D'autre part, ces 10% de transmutations tendent dans un premiers temps à produire des combustibles utiles au lieu de déchets transuraniens. En effet, lorsque 233U absorbe un neutron, il se transforme dans un premiers temps en 234U. Par une capture supplémentaire (σ=98b) celui-ci finit généralement par former du 235U. Cet isotope de l'uranium est la matière fissile du cycle de l'uranium, et sera lui-même consommé à 83%. Du fait que le thorium initial ne contient pas d'uranium ni de plutonium, les seuls actinides produits par le cycle du thorium seront les 1,7% de métal lourd initial ayant échappés deux fois à la fission, sous forme de 233U puis de 235U.

Le résultat est une production de transuranien beaucoup plus faible que dans un réacteur utilisant le cycle uranium-plutonium, ce qui est important parce que les actinides sont nuisibles à plusieurs points de vue :

  • En réacteur, les actinides supérieurs absorbent plus de neutrons qu'ils n'en produisent, ce qui dégrade le bilan neutronique du réacteur nucléaire et ne permet pas d'atteindre un taux de combustion important.
  • S'ils sont rejetés en tant que déchets, les actinides présentent une radioactivité relativement importante pendant plusieurs milliers d'années (contrairement aux produits de fission), ce qui impose de prendre des dispositions de radioprotection complexes pour le stockage de ces déchets.

Déchets nucléaires[modifier | modifier le code]

Article détaillé : déchets nucléaires.

La fission nucléaire engendre des produits de fission rayonnants dont la demi-vie varie entre quelques jours et des dizaines de milliers d'années. En ce qui concerne ces produits de fission, les quantités produites sont sensiblement les mêmes que pour des réacteurs à l'uranium ou au plutonium.

L'avantage du cycle du thorium porte sur les actinides produits. Selon certaines études sur la toxicité[9] le cycle du thorium est capable de recycler entièrement les déchets d'actinides et de rejeter uniquement les produits de fission. D'ailleurs, après une centaine d'années, les déchets produits par un réacteur à thorium peuvent 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 rayonnante des déchets du cycle[10].

Réacteurs au thorium[modifier | modifier le code]

Réacteurs classiques[modifier | modifier le code]

Préparation d'éléments combustibles mixtes thorium-uranium pour la Centrale nucléaire de Peach Bottom. Ce chargement de 682 éléments mixtes a divergé le 3 mars 1966.

Pour mémoire, le thorium peut techniquement être utilisé dans des réacteurs de type classique dans des conditions similaires à l'utilisation d'uranium appauvri :

Les combustibles au thorium fondent à une température plus élevée, retardant le risque de fusion du coeur du réacteur en cas d'accident[1]. L'intérêt du thorium ne prend tout son sens que dans des réacteurs très innovants, comme ceux à sels fondus, qui sont encore à l'étude papier[1].

Réacteur piloté par accélérateur[modifier | modifier le code]

Différentes voies ont été proposées pour exploiter l'énergie du thorium. L'une d'entre elles, popularisée au début des années 1990 par Carlo Rubbia, consiste à utiliser une source externe de neutrons pour créer l'233U (réacteur hybride ou Réacteur nucléaire piloté par accélérateur, en anglais ADS « Accelerator driven system », ou encore « Rubbiatron »).

Cette voie, intéressante en raison de sa sûreté intrinsèque et de son grand potentiel pour "incinérer" les déchets nucléaires, comporte cependant encore un certain nombre de difficultés de mise au point :

  • le coût élevé de l'accélérateur et des infrastructures constituant la source de neutrons externe ;
  • des problèmes sévères pour la résistance des matériaux soumis à des flux intenses de particules ;
  • des problèmes techniques dans le retraitement et dans le recyclage non encore résolus de façon satisfaisante, en raison du thorium hautement radioactif 228Th (qui n'est pas transformé en 233U et s'accumule au fil des cycles) ;
  • un caractère proliférant éventuel de 233U (ce qui est le cas de toutes les matières fissibles), mais il serait toutefois difficile de le purifier suffisamment pour qu'il puisse servir à la fabrication d'armes nucléaires.

Réacteur à sel fondu[modifier | modifier le code]

Une autre voie possible pour l'exploitation du thorium consiste à mettre en œuvre des réacteurs à sels fondus, où ceux-ci jouent à la fois le rôle de combustible et de fluide caloporteur. Il s'agit principalement d'un mélange de sels fluorures, en général une proportion majoritaire de fluorures d'éléments stables tels le lithium et le beryllium, le reste étant constitué de fluorures de thorium fertile et d'autres éléments fissiles tels que l'uranium 233 ou l'uranium 235. La température de fonctionnement élevée (supérieure à 600 degrés) permet au mélange de sels de se présenter sous forme liquide, et élimine en particulier le besoin de fabriquer des barreaux de combustibles.

L'un des premiers essais a eu lieu à Oak Ridge dans les années 1960. Un réacteur à sel fondu expérimental (MSRE, Molten Salt Reactor Experiment) a été construit pour étudier la faisabilité d'un tel cycle, en utilisant d'abord un mélange LiF-BeF2-ZrF4-UF4 (dans les proportion 65-30-5-0.1). L'expérience, qui a fonctionné de manière satisfaisante de 1965 à 1969, a démontré la grande souplesse de fonctionnement de ce type de réacteurs, ainsi que la faisabilité du cycle thorium 232 - uranium 233.

Le programme industriel MSBR qui devait succéder au MSRE à partir de 1970 a été définitivement interrompu en 1976, faute de crédits et faute d'intérêt suffisant de l'AEC (Atomic Energy Commission) américaine, ainsi que des milieux militaires de l'époque.

Réacteurs rapides à sel fondu[modifier | modifier le code]

L'exploitation du thorium par des réacteurs nucléaires à sels fondus paraît néanmoins aujourd'hui être la voie la plus prometteuse ; elle est à l'étude dans plusieurs pays comme la France, les États-Unis, la Chine[11], l'Inde et le Japon. À l'exception de la France, tous ces pays ont récemment décidé d'engager des efforts industriels significatifs dans cette direction. En France, des scénarios théoriques prometteurs ont été étudiés intensivement par le CNRS depuis le début des années 2000. En particulier, le Laboratoire de Physique Subatomique et de Cosmologie de Grenoble (LPSC) [12] a développé un concept de réacteur à sels fondus « non modéré », dit MSFR (pour Molten Salt Fast Reactor, un type de réacteur à neutrons rapides), qui paraît susceptible d'offrir des caractéristiques de fonctionnement très favorables remplissant tous les critères des réacteurs de quatrième génération (cf. Forum International Génération IV) :

  • utilisation optimale du thorium comme matériau fertile abondant, permettant de faire de la surgénération - compte tenu des réserves connues, les ressources énergétiques disponibles seraient au moins 500 fois supérieures à celles que peuvent procurer les réacteurs actuels de deuxième génération (PWR, filière canadienne CANDU à uranium naturel, RBMK russes, …). Au rythme actuel de production d'énergie nucléaire, les réserves potentielles se chiffrent en dizaines de milliers d'années[13].
  • le cycle du combustible ne crée que peu de plutonium et d'actinides mineurs et génère par conséquent des déchets radioactifs beaucoup plus faciles à gérer ; certains groupes de promotion de la technologie[14],[15] qualifient même cette voie « d'énergie nucléaire verte », dans la mesure où elle pourrait contribuer significativement à la réduction des émissions de gaz à effet de serre sans présenter les inconvénients des réacteurs nucléaires actuels[16].
  • une grande sûreté intrinsèque de fonctionnement, du fait de coefficients de vide et de contre-réaction thermiques très négatifs empêchant la réaction de s'emballer d'elle-même, dans la plupart des configurations possibles (en particulier la voie "rapide" non modérée) ;
  • le circuit primaire du réacteur à sels fondus opère à la pression atmosphérique ambiante et ne met en œuvre que des substances chimiquement stables ; le risque de contamination radioactive ou d'incendie en cas de fuite est donc très faible ;
  • l'utilisation de combustibles nucléaires liquides permet d'envisager un traitement chimique in situ des matières fissiles ; on évite ainsi d'avoir à décharger le cœur et à effectuer un retraitement externe, avec comme corollaire la nécessité du transport des matières radioactives ;
  • la température de fonctionnement élevée garantit un bon rendement thermodynamique, nettement supérieur à celui des centrales actuelles (pouvant avoisiner les 50 % avec l'utilisation de turbines à gaz en cycle de Brayton) ;
  • l'absence de supports ou d'enveloppes solides au sein du combustible évite que ceux-ci ne puissent se transformer en déchets techniques par activation neutronique (c'est l'une des raisons pour laquelle la présence de graphite n'est par exemple pas souhaitable, car celui-ci génère peu à peu par activation du carbone 14 dont la période de 5730 ans en fait un déchet gênant). Il faut noter également de ce point de vue les excellentes propriétés du fluor vis-à-vis de l'activation neutronique - alors que le sodium liquide utilisé comme fluide caloporteur dans les surgénérateurs à neutrons rapides de type Superphenix ou ASTRID (filière Uranium-Plutonium), outre les risques d'incendie, est susceptible de se trouver contaminé par du sodium 22 fortement radiotoxique du fait de sa période de 2,6 années ;
  • des caractéristiques reconnues de non-prolifération nucléaire : du fait de l'occurrence de réactions nucléaires dites (n,2n), le combustible fissile 233U se trouve rapidement contaminé par des traces de 232U quasiment impossible à séparer du premier ; or l'un des descendants radioactifs de l'232U (le thallium 208Tl) est un émetteur de rayonnement gamma très énergétique et donc très destructeur pour les équipements électroniques. De ce fait, la matière fissile devient presque impossible à exploiter pour des armes nucléaires ; en même temps de tels émetteurs gamma sont facilement détectables, ce qui faciliterait les contrôles éventuels ;
  • en fonction des schémas retenus et de la composition du mélange de sels d'actinides utilisés comme combustible, le réacteur à sel fondu est capable d'offrir une vaste plage de modes de fonctionnement ; il serait donc susceptible de valoriser comme combustible les matières nucléaires issues des centrales actuelles, alors qu'une partie importante de ces matières aboutit aujourd'hui en bout de chaîne de retraitement sous la forme de déchets de haute activité à vie longue (HAVL), difficiles à gérer. Le fonctionnement d'une fraction des réacteurs comme incinérateurs de déchets est envisageable, ce qui réduirait encore considérablement la quantité de déchets produite par l'ensemble du parc.

Liste de réacteurs fonctionnant au Thorium[modifier | modifier le code]

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.[17]

Notes et références[modifier | modifier le code]

Notes[modifier | modifier le code]

  1. a, b, c, d, e, f et g Le thorium, combustible nucléaire du futur?, AFP / 15 février 2014.
  2. (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 24 mars 2009)
  3. (en) Brett Evans, « Scientist urges switch to thorium », ABC News,‎ 14 avril 2006 (lire en ligne)
  4. (en) Richard Martin, « Uranium Is So Last Century — Enter Thorium, the New Green Nuke », Wired,‎ December 21, 2009 (lire en ligne)
  5. [1], Tribune dans le journal Libération de Georges Charpak, Jacques Treiner et Sébastien Balibar ; Nucléaire : arrêtons Iter, ce réacteur hors de prix et inutilisable
  6. [2], Avis de l'Académie des Sciences sur la filière nucléaire française
  7. D'après Jacques Ligou, Introduction au génie nucléaire, Presses polytechniques et universitaires romandes.
  8. [PDF] (en) C. Le Brun, L. Mathieu, D. Heuer and A. Nuttin, « 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 20 juin 2010)
  9. (en) Brissot R.; Heuer D.; Huffer E.; Le Brun, C.; Loiseaux, J-M; Nifenecker H.; Nuttin A., « Nuclear Energy With (Almost) No Radioactive Waste? » (ArchiveWikiwixArchive.isGoogleQue faire ?), Laboratoire de Physique Subatomique et de Cosmologie (LPSC), July 2001
  10. [3], China bets on thorium, brand new nuclear programme within 20 years
  11. [4], publications du Laboratoire de Physique Subatomique et Cosmologie (LPSC, CNRS/IN2P3 Grenoble), sur les réacteurs à sels fondus en cycle thorium (MSFR)
  12. China blazes trail for 'clean' nuclear power from thorium
  13. [5], Nucleargreen blogspot
  14. http://www.illustre.ch/Ecologie-Jean-Christophe-Mestral-nouvelle-energie-thorium_128282_.html
  15. http://www.the-weinberg-foundation.org/
  16. [PDF] (en) « IAEA-TECDOC-1450 Thorium Fuel Cycle-Potential Benefits and Challenges », International Atomic Energy Agency,‎ May 2005 (consulté le 23 mars 2009)

Liens externes[modifier | modifier le code]

Voir aussi[modifier | modifier le code]

ko:토륨 원전