Nucléaire : la quatrième génération, c’est déjà demain !

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Les déboires de l’EPR d’Areva en Finlande, en France et sur les marchés d’exportation comme les Emirats arabe unis (qui ont préféré le projet sud-coréen, mieux adapté à leurs besoins), la décision d’EDF de prolonger de dix ans la vie de ses 34 réacteurs de 900 mégawatts, les coupures d’électricité en Bretagne, tous ces éléments posent de manière urgente le besoin d’accélérer le passage aux réacteurs nucléaires de quatrième génération, à l’étude un peu partout dans le monde depuis une trentaine d’années déjà !

Les travaux du Forum international Génération IV de l’Agence internationale de l’énergie atomique, regroupant neuf pays dont la France, et dont la mission est de sélectionner et de développer, à l’horizon 2030-2035, ces « réacteurs du futur », ont pris beaucoup de retard.

Si ces systèmes sont encore à l’état de simples concepts, c’est qu’ils ne sont pas la priorité des agences nationales de recherche comme le CEA, qui sont devenues de simples équipes de veille technologique en raison des coupes budgétaires dont elles sont victimes depuis des décennies. Quant aux chercheurs qui y travaillent, ils sont désabusés, démoralisés, et ont souvent perdu la foi dans le développement du nucléaire civil à grande échelle dans le monde.

D’autre part, la plupart des partenaires commerciaux participants, comme Areva avec son hypothétique projet de réacteur à haute température Antares, ont réduit leurs capacités de recherche pour se concentrer sur des objectifs à rentabilité immédiate comme l’EPR, ainsi que la production à grande échelle d’éoliennes inefficaces et très coûteuses, convenant uniquement aux pays riches et développés.

Heureusement, l’émergence de nouveaux acteurs comme l’Afrique du Sud, l’Inde et la Chine vient bousculer la donne. Leurs efforts pour développer rapidement des réacteurs de quatrième génération viennent casser la logique de cartel supranational, monopolistique et commercial des grands acteurs occidentaux.

La « quatrième génération » regroupe des concepts révolutionnaires et une grande variété de filières technologiques. Ici, nous allons nous concentrer en particulier sur deux programmes nationaux d’une importance stratégique pour l’humanité, et décrire le caractère concret de la recherche conduite dans le cadre de ces deux programmes.

1. Les réacteurs à haute température : le PBMR sud-africain

Le Pebble Bed Modular Reactor (Réacteur modulaire à lit de boulets, PBMR) est né de la volonté de la compagnie nationale d’électricité sud-africaine ESKOM de construire des réacteurs nucléaires de taille modeste pouvant s’adapter à la demande des pays en voie de développement et ne pouvant absorber des sauts de 1000 MW ou plus dans la génération et la distribution d’électricité.

Commencé en 1995, le PBMR s’inspire du réacteur de recherche AVR construit en Allemagne dans les années soixante-dix et quatre-vingt, mais abandonné par la suite. Il s’agit d’un réacteur de 165 MWe (e pour électrique) et de 400 MWt, (t pour thermique, montrant pourquoi il est avantageux, lorsqu’on le peut, d’utiliser la chaleur directement à des fins industrielles). Pour la première fois dans l’histoire de l’industrie nucléaire, il sera construit en série, dans une usine spécialement conçue à cet effet. Les modules seront produits dans de brefs délais et à un coût bien plus abordable que les réacteurs actuels, et pourront être livrés par voie maritime partout dans le monde. Le délai entre le passage de la commande et la mise en ligne ne dépassera pas deux ans.

La construction d’un premier module de démonstration devrait démarrer d’ici quatre ou cinq ans, après des travaux de mise au point soignés, suivie des premiers réacteurs commerciaux avant 2020.

Outre la fabrication à une échelle industrielle et en série, le PBMR présente deux autres aspects révolutionnaires.

D’abord sa sécurité « intrinsèque », en raison des boulets qui constituent son combustible. Ceux-ci contiennent des microbilles d’uranium enrichi enrobées de carbure de silicium et de carbone pyrolytique, puis rassemblées avec du graphite pour former des sphères de la taille d’une balle de tennis, enveloppées dans une coquille de céramique pouvant soutenir des températures extrêmement élevées.

Dans les réacteurs classiques, fonctionnant à des températures avoisinant les 350°C, le combustible est contenu dans des gaines de zirconium en forme de grand crayon, qui ne peuvent soutenir des températures de plus de 700°C sans se déformer. Il existe toujours un risque, quoique faible et bien maîtrisé, que les réacteurs classiques entrent en surchauffe suite à une perte du liquide agissant à la fois comme réfrigérant et modérateur de la réaction nucléaire, et que la température dépasse alors les 700°C, même si la réaction s’est entre-temps arrêtée. La déformation des « crayons » de combustible pourrait, quoique que ce soit hautement improbable, conduire à une reprise de la réaction et à un emballement du réacteur.

Dans le cas des réacteurs à lit de boulets, à sécurité dite « intrinsèque », ce risque est nul, car la mise en œuvre d’un principe de moindre action découlant d’une maîtrise supérieure des lois de la physique ne demande aucun mécanisme supplémentaire, ni aucune intervention active de l’homme.

Les boulets recouverts de céramique sont conçus pour résister sans déformation à des températures largement au-dessus de celle que pourrait atteindre le réacteur (1600°C) en cas d’incident. Lorsque la température augmente de façon excessive, la réaction s’arrête automatiquement, et le réacteur est conçu pour dissiper la chaleur accumulée de manière naturelle et plus rapidement que dans les réacteurs classiques. Ainsi, le risque d’emballement de la réaction est éliminé à la source.

Autre élément significatif, l’hélium utilisé pour extraire la chaleur au cours de la réaction (pour générer soit de l’électricité, soit de la chaleur à usage industriel) est un gaz inerte, ne pouvant pas se combiner chimiquement aux autres éléments présents dans le cœur du réacteur et ne pouvant, par conséquent, provoquer des réactions non souhaitées.

Soulignons ici que l’EPR d’Areva est à cet égard une « véritable usine à gaz », car plusieurs mécanismes de sécurité ont été empilés – pour des raisons de rentabilité financière immédiate – sur une technologie déjà ancienne, basée sur des principes physiques de première ou de deuxième génération.

Le deuxième atout du PBMR est lié à sa haute température de fonctionnement et à l’utilisation de l’hélium comme réfrigérant, au lieu de l’eau lourde ou sous pression normalement utilisée aujourd’hui. L’hélium permet de travailler à des températures bien plus élevées que dans les réacteurs conventionnels, conduisant à un meilleur rendement lors de la conversion de l’énergie thermique en électricité et ouvrant la voie à de multiples usages industriels de la chaleur. Cette chaleur sera directement utilisable dans la pétrochimie, la transformation des matières premières, le dessalement de l’eau de mer et, à terme, la production d’hydrogène à grande échelle, lorsque nos sociétés seront prêtes à basculer dans l’ère de l’hydrogène pour les transports individuels.

La conception du PBMR intègre déjà ces multiples usages de la chaleur. Trois modèles de taille et de forme identiques seront déclinés dans une gamme comprenant :

• Un modèle à vocation électrogène uniquement ;
• Un modèle à usage double (co-génération d’électricité et de vapeur à usage industriel à 570°C), et même triple, où la chaleur restante pourra être utilisée pour le dessalement ; et
• Un modèle produisant de la chaleur de très haute température (950°C ou plus), pour craquer les molécules d’eau par un processus thermochimique et produire de l’hydrogène.

Le PBMR est maintenant dans sa phase finale de conception. Seize sphères de combustible ont déjà été fabriquées en Afrique du Sud puis envoyées en mars 2009 en Russie pour être testées dans des conditions d’irradiation réelle. Les analyses devraient être bientôt terminées. Deux complexes permettant de tester les conditions de transfert de la chaleur à haute pression et à haute température, associées à l’utilisation de boulets de forme sphérique, ont été construits en Afrique du Sud en août 2006 et en juillet 2007, et le programme d’essai devrait bientôt arriver à son terme. Un autre complexe permettant d’étudier le comportement de l’hélium dans les échangeurs, le système de manutention des éléments de combustible, ainsi que le futur système de contrôle du réacteur, est en opération depuis avril 2007.

Des études avancées sont déjà en cours pour l’usage de la chaleur dans les sables bitumineux de l’Alberta, au Canada, ainsi qu’avec la société sud-africaine Sasol pour la fabrication de combustibles synthétiques à partir de charbon. Aux Etats-Unis, PBMR est partenaire d’un consortium industriel mené par Westinghouse, à qui un contrat a été accordé par le Département de l’énergie pour une étude sur la production d’hydrogène.

2. Les réacteurs au thorium : le programme nucléaire indien

Le grand avantage du thorium, situé deux cases à gauche de l’uranium dans le tableau périodique des éléments, est qu’il est disponible dans la nature en quantités beaucoup plus grandes que celui-ci. Il est trois fois plus abondant que l’uranium et, si on prend en compte que seule une faible partie de l’uranium naturel est fissile, c’est-à-dire l’uranium 235 constituant 0,71% du total, cela signifie que l’abondance relative du thorium est encore bien plus grande.

Le principal minerai de thorium est la monazite, un phosphate de thorium et de terre rare. On le trouve sous forme de grands gisements en Bretagne, en Australie, en Inde et en Turquie. On trouve également de la monazite à forte teneur en thorium en Afrique, en Antarctique, ainsi qu’en Amérique du Nord et du Sud.

Le thorium 232 est un isotope fertile : en absorbant un neutron, il se transmute en thorium 233, qui se désintègre ensuite en protactinium 233, puis en uranium 233, un isotope fissile comme l’uranium 235, mais totalement absent dans la nature.

L’effort de recherche le plus consistant, aujourd’hui dans le monde, dans la mise en œuvre de combustibles nucléaires de substitution comme le thorium, est lié au programme lancé en 1957 par Homi Jehangir Bhabha, le père du programme nucléaire indien. (Ici avec Nehru à gauche)

Bhabha faisait remarquer qu’en raison des faibles ressources en uranium de son pays, du coût et de l’effort technique associés à l’enrichissement de l’uranium, il serait préférable pour l’Inde de mettre en œuvre un plan en trois phases : la première consisterait à importer et à améliorer en interne des réacteurs à eau lourde fonctionnant entièrement avec de l’uranium naturel, c’est-à-dire non enrichi en uranium 235.

Le plutonium récupéré dans les éléments de combustible usé permettrait ensuite, au cours de la deuxième phase, de construire des surgénérateurs capables de convertir en plutonium 239 l’uranium 238 restant dans les combustibles usés engendrés au cours de la première phase, ou bien celui contenu dans l’uranium naturel, et par conséquent d’ »allonger » les faibles réserves du pays.

C’est pourquoi on les appelle surgénérateurs, car ils permettent de produire plus de noyaux fissiles qu’ils n’en consomment, en l’occurrence du plutonium. La troisième phase consisterait à développer une nouvelle génération de surgénérateurs capables de convertir les nombreuses réserves de thorium indiennes en uranium 233.

Pour Bhabha comme pour les autres pères de l’indépendance indienne, la question de l’autosuffisance énergétique était primordiale, de même que celle de l’autosuffisance alimentaire à l’origine de la révolution verte des années soixante. Il s’agissait pour ce pays de se libérer le plus complètement possible de l’emprise coloniale à laquelle il avait été assujetti depuis plus d’un siècle, et la liberté passait en outre par le progrès scientifique et technologique, une chose qui n’est guère plus comprise aujourd’hui en Occident, où l’on confond allègrement progrès scientifique et scientisme.

L’Inde possède maintenant dix-huit réacteurs à eau lourde pressurisée fonctionnant à l’uranium naturel, dont quatorze unités d’une capacité de 220MWe largement dérivées du modèle canadien CANDU, et deux d’une capacité de 540MWe, de conception entièrement indienne. La maîtrise de ce type de réacteur et du processus de recyclage du combustible usé montre que la première phase a atteint sa pleine maturité. La voie est ouverte pour la production du plutonium 239 nécessaire à la deuxième phase.

Avec la mise en route de son surgénérateur d’essai le 18 octobre 1985 à Kalpakkam, l’Inde est entrée dans la deuxième phase de son programme.

Le pays fait maintenant partie du club d’élite des nations ayant développé la filière surgénératrice : les Etats-Unis, la France, la Russie, le Royaume-Uni et le Japon. D’une capacité de 40MWe et refroidi au sodium, le réacteur s’inspire du surgénérateur français Rhapsodie, mais modifié et entièrement construit avec des moyens indiens.

Forte de son expérience acquise, l’Inde se prépare à terminer cette année un surgénérateur prototype de 500 MWe, également refroidi au sodium, complétant ainsi la deuxième phase, celle des surgénérateurs, et ouvrant le passage à la troisième, celle du thorium.

Dévoilé à la communauté scientifique internationale en juin 2007 à Istanbul, un deuxième grand surgénérateur de conception révolutionnaire, le FTBR (Fast Thorium – ou Twin – Breeder Reactor), d’une puissance de 600 MWe, capable de fertiliser à la fois de l’uranium 238 et du thorium 232, est en phase de planification avancée. Il constituerait à proprement parler un réacteur de quatrième génération, tant par la pleine maîtrise d’un prototype dans un contexte d’exploitation commerciale de la filière surgénératrice refroidie au sodium, que par le passage au thorium comme combustible de substitution.

Ainsi, par son utilisation du plein potentiel de l’uranium naturel comme matière première et l’introduction du thorium comme nouveau combustible, l’Inde s’apprête, après l’abandon de Superphénix et de la filière surgénératrice par la France en 1997, à ouvrir une nouvelle ère pour l’humanité, marquée par une énergie électrique abondante, permettant de préparer la transition vers la fusion nucléaire contrôlée.

Ici aussi, le PBMR pourrait ouvrir de nouvelles possibilités, car le carbone-14 accumulé dans les boulets de graphite et d’uranium pourrait être éliminé par des bactéries grâce à la « bioséparation des radio-isotopes », et le combustible régénéré pour réutilisation ultérieure. Des recherches en ce sens sont présentement en cours en collaboration avec l’Université de Pretoria.

Notons également qu’un groupe d’experts désignés par la Société nucléaire nationale de Chine (CNNC), a récemment publié un rapport suggérant l’acquisition de réacteurs canadiens CANDU EC6 pour être utilisés avec du thorium.

Cette deuxième piste serait basée sur la filière à neutrons lents, à l’opposé des surgénérateurs indiens à neutrons rapides. La Chine entend, elle aussi, exploiter ses nombreuses réserves de thorium.

Une fois ces deux familles de réacteurs en opération, la barrière sera franchie et de nombreux projets de quatrième génération verront le jour, combinant le réacteur à haute température sud-africain au surgénérateur U238/Th232 indien – ce qui ne devrait pas être très difficile car le PBMR sud-africain est également inspiré, en plus de l’AVR, du THTR (Thorium High-temperature Reactor) allemand – puis introduisant des combustibles sous des formes nouvelles, comme les sels fondus, et autres innovations largement inconnues du grand public.

Il est grand temps que la France recouvre son esprit pionnier dans ce domaine et se mette sérieusement au travail, en développant, comme en Afrique du Sud ou en Inde, un modèle de référence de la quatrième génération devenant rapidement opérationnel.