Nucléaire: vers la quatrième génération?

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‍Des générations qui se succèdent 

La première génération de réacteur a été conçue dans l’après-guerre. Elle correspondait aux premiers réacteurs nucléaires industriels de la filière dite UNGG (Uranium Naturel Graphite Gaz). A l’époque, on envisageait le nucléaire pour la production de plutonium militaire plutôt que pour la production d’électricité. Mise en service à la suite du choc pétrolier, la deuxième génération est marquée par une volonté d’indépendance énergétique en faisant du nucléaire une énergie plus compétitive que les énergies fossiles. La filière dominante était celle des REP (Réacteurs à Eau Pressurisée), encore largement utilisée aujourd’hui puisqu’elle représente presque 70% du parc nucléaire mondial. Plus récente, la génération trois est caractérisée par une sûreté accrue (enseignements tirés de Tchernobyl et Fukushima) et regroupe notamment l’EPR (European Pressurised Reactor). Encore en construction à Hinkley Point et déjà opérationnel à Olkiluoto (Finlande), l'EPR sera bientôt fonctionnel à Taishan (Chine) et Flamanville (France).

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       Fonctionnement d’un réacteur à eau pressurisée deuxième génération

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Le fonctionnement d’un réacteur nucléaire

Afin de mieux comprendre en quoi les générations se différencient, il est intéressant de rappeler le fonctionnement d’un réacteur. Ce dernier dépend essentiellement de la nature physico-chimique du combustible, du modérateur et du fluide caloporteur. L’énergie provient de la fission du combustible qui doit être de nature “fissile”, c’est-à-dire capable de subir une réaction de fission nucléaire après collision avec un neutron. Le modérateur ralentit les neutrons ayant une vitesse trop élevée pour provoquer de nouvelles fissions, on parle de neutrons thermiques, car leur vitesse est liée à la température d’agitation thermique du modérateur. Enfin le caloporteur refroidit le réacteur en transportant la chaleur hors du coeur. 

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Actuellement, le combustible le plus utilisé est l’uranium 235, seul élément fissile naturel. Cet isotope constitue environ 0,7% de l’uranium naturel, le reste étant de l’uranium 238 non fissile. Pour être utilisé en tant que combustible dans les réacteurs à eau pressurisée, l’uranium naturel doit donc être enrichi en isotope 235, sa concentration passant généralement de 0,7% à 3,5%. Dans certains pays comme la France, les combustibles usés sont parfois retraités pour tirer profit des déchets comme le plutonium 239, un élément 50 fois plus fissile que l’uranium 235. Ainsi, certains réacteurs consomment un combustible appelé MOX (Mixed Oxydes) contenant un mélange de plutonium (8%) et d’uranium appauvri (92%). 

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Les limites des réacteurs actuels 

Les réacteurs actuels continuent de présenter un certain nombre de limites : EPR coûteux, difficiles à construire avec une eau sous pression dans le réacteur à 155 bar. En outre, avec le doublement éventuel de la capacité nucléaire d’ici 2050, prévu notamment par l’IEA dans son scénario Net Zero by 2050, il paraît plus raisonnable d’envisager des ressources alternatives pour la fin du siècle, la quantité d’uranium restant abondante mais limitée. Sans compter que l’enrichissement de l’uranium représente 5% du coût de l’électricité produite. La génération actuelle gagnerait donc à optimiser sa consommation de combustible, le potentiel énergétique de l’uranium étant largement inexploité. 

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Le forum génération quatre

La quatrième génération rassemble 6 concepts de réacteurs partageant les mêmes objectifs de durabilité, sûreté, compétitivité et non-prolifération. Parmi ces concepts, les réacteurs à neutrons rapides refroidis au sodium (RNR-Na) et les réacteurs à sels fondus (RSF) suscitent un intérêt croissant puisqu’ils peuvent fonctionner en mode dit “surgénérateur”, dans un régime où ils produisent plus d’isotopes fissiles qu’ils n’en consomment. De tels réacteurs permettraient de fermer le cycle du combustible nucléaire. 

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Réacteurs à neutrons rapides refroidis au sodium (RNR-Na) : un changement de paradigme

Si l’uranium 238 n’est pas fissile, il est néanmoins dit fertile, c’est-à-dire qu’il peut produire un isotope fissile par capture d’un neutron rapide (20 000 km/s). Ainsi, en l’absence de modérateur, les neutrons viennent fertiliser l’uranium 238 et produisent du plutonium 239 fissile. On parle de réacteurs à neutrons rapides, par opposition aux réacteurs à neutrons thermiques. Les RNR-Na impliquent un changement de paradigme dans la mesure où c’est l’aval du cycle (retraitement du combustible usé) qui devient stratégique, au détriment de l’amont (extraction et enrichissement). Les réacteurs à neutrons rapides consomment également du MOX mais dans des proportions revisitées : plutonium 239 à 20%, uranium 238 à 79,75% et uranium 235 à 0,25%. Ils contribuent à une utilisation plus efficace du combustible (avec la même quantité d’uranium, les RNR-Na peuvent produire 60 fois plus d’électricité), d’autant plus qu’ils permettent de valoriser les déchets radioactifs accumulés et inutilisés. A titre d’exemple, la France produit chaque année 7 000 tonnes d’uranium appauvri et 10 tonnes de plutonium, une quantité accumulée qui pourrait constituer 5 000 ans de stock pour un parc nucléaire entièrement surgénérateur. Plus généralement à l’échelle mondiale, la production annuelle de plutonium s’élève à 75 tonnes. Plutôt qu’être vitrifiés puis stockés, ces déchets pourraient donc être utilisés comme combustibles.

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Le fluide caloporteur le plus envisagé est le sodium, permettant un refroidissement du réacteur sans ralentir les neutrons. Par ailleurs, son point d'ébullition portant à 900°C, il permet un fonctionnement à pression atmosphérique. Cela permet d’éviter les problèmes d’ingénierie liés aux circuits sous pression tout en réduisant les risques de fuites de déchets radioactifs. Toutefois, il est hautement réactif avec l’air et l’eau, ce qui limite encore son utilisation. 

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Au sein de la génération 4, les RNR-Na constituent la technologie la plus explorée. Elle a suscité un intérêt croissant jusqu’aux années 80-90 avant de connaître un ralentissement comme en France avec l’arrêt du prototype Superphénix en 1997 ou encore du concept Astrid en 2019. Le monde compte actuellement trois démonstrateurs connectés au réseau : BN-600 et BN-800 en Russie ainsi que CEFR en Chine, ce pays comptant avec l’Inde des projets avancés. 

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Réacteurs à sels fondus (RSF)

Les RSF ont la particularité d’exploiter le combustible nucléaire sous forme liquide. En mélangeant ce dernier avec un sel fondu (porté à 600-700°C) jouant le rôle de caloporteur, le rendement thermodynamique peut atteindre 45 à 50%. A titre de comparaison, le rendement des centrales nucléaires actuelles s’élève à 33%. Les hautes températures permettent également d’envisager d’autres applications comme la production de chaleur ou d’hydrogène. Pour des questions de stabilité, la majorité des concepts de RSF fonctionnent sans modérateur, on parle de RSF à spectre rapide. 

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Concernant la nature chimique du combustible, les RSF s’intéressent de près au thorium, un élément 3 à 4 fois plus abondant que l’uranium mais historiquement écarté car difficile à manipuler sous forme solide et inutilisable pour l’armement militaire. Mono-isotopique, le thorium 232 est fertile, il peut par capture neutronique produire de l’uranium 233 fissile. Un programme lui est entièrement dédié en Chine et en Inde où il est particulièrement abondant. 

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Néanmoins, l’instrumentation relative au milieu sels fondus doit encore être développée, sans compter que la densité énergétique élevée requiert des échangeurs de chaleur plus performants. Par ailleurs, un autre défi consiste à éviter les problèmes de corrosion liés aux produits de fission, le traitement pyrochimique des sels étant envisagé mais non démontré à l’échelle industrielle. Enfin, le thorium entraîne l’apparition d’uranium 232, un émetteur gamma haute-énergie. 

Bien que cette technologie soit encore peu mature car essentiellement au stade de concept ou de prototype (avec un Technology Readiness Level allant jusqu’à 4 ou 5), les RSF constituent une filière prometteuse, rassemblant de multiples projets à travers le monde. La Chine a investi depuis 2011 500 millions de dollars dans les réacteurs à sels fondus et vient de terminer la construction de son démonstrateur à 2 MW thermiques fonctionnant au thorium. En cas de succès, le pays prévoit de passer à la vitesse supérieure avec un démonstrateur à 373 MW pour 2030. Il y a également de nombreux concepts privés en développement. Récemment aux Etats-Unis, la Southern Company a signé un accord avec le Department of Energy pour construire le premier démonstrateur de RSF à spectre rapide au monde. Fruit d’une collaboration avec l’entreprise TerraPower de Bill Gates et l’Idaho National Laboratory, ce projet est financé sur cinq ans à hauteur de 170 millions de dollars. En France, la start-up Naarea a levé plusieurs dizaines de millions d’euros fin 2021 et envisage également d’employer le thorium comme combustible. 

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RNR-Na et RSF : sera-t-il possible de passer à l’échelle ? 

Seul un petit nombre d’unités sont susceptibles de commencer à fonctionner au cours de la prochaine décennie. Bien que les RNR-Na aient un coût d’investissement 30% plus élevé que les REP, ils pourraient avec les RSF jouer un rôle significatif dans la transition après 2030, à condition que ces projets de réacteurs bénéficient d’un soutien politique et institutionnel marqué et que la viabilité commerciale soit démontrée. A noter que cette condition tient également pour les Small Modular Reactors (SMR), un autre pilier de l’innovation pour la filière nucléaire. 

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