Réacteur au thorium

Bonjour à tous,
Science et Vie présente un article sur un réacteur au thorium aussi efficace qu'un EPR mais beaucoup plus facile à maitriser. Dans cet article, un historique du nucléaire civil explique la démarche qui a conduit, à partir du nucléaire militaire, aux centrales d'aujourd'hui.
Qu'en est-il de ce réacteur au thorium? Les infos de Science et Vie sont-elles exactes?
Qui peut me renseigner?

Hello Dan

Quelques extraits cette fois du site Internet de ma bonne maison CEA à propos du Thorium :

Le cycle thorium
Le thorium (Th 232) est un matériau fertile, abondant dans la nature. Par absorption d’un neutron, puis décroissance radioactive, il produit du Pa 233 puis du U 233, isotope fissile. Ce dernier est lui-même intéressant, car sa fission produit un peu plus de neutrons que celle de U 235 ou de Pu 239 dans un spectre thermique. Ces différentes raisons ont conduit, dans les années cinquante, à s’intéresser de près à la filière U 233- thorium ; des combustibles ont été fabriqués et utilisés dans différents réacteurs, dont le REP expérimental américain de Shippingport (Pennsylvanie), le HTR de Fort St. Vrain (Colorado) et le THTR allemand.

Malheureusement, l’émission de rayonnement gamma de haute énergie (2,6 MeV) par le Tl 208 formé dans les combustibles Th-U 233 recyclés pose de sérieux problèmes de radioprotection dans les installations de fabrication du combustible ; cet inconvénient est une des raisons qui ont fait préférer la filière uranium-plutonium . Cet inconvénient n’existe que dans la fabrication de combustible solide ; il est « noyé » dans le bruit de fond hautement radioactif d’une installation de retraitement intégré auprès d’un réacteur à sel fondu. (la raison principale étant qu’il fallait de toute façon amorcer une filière thorium avec le seul matériau fissile existant dans la nature, U 235 ; la filière thorium, contrairement à la filière uranium, ne peut donc pas se développer seule).

Au cours des dernières années, la filière thorium a fait l’objet d’un nouvel examen, à la fois parce que cette filière produit beaucoup moins de transuraniens* et parce que robotique et télémanipulation ont fait des progrès considérables, limitant peut-être les inconvénients liés au rayonnement γ. Les résultats de ces études peuvent être ainsi résumés :

La meilleure utilisation du thorium se trouve dans les réacteurs à neutrons thermiques à sels fondus, ce qui permet un inventaire réduit en matière fissile, favorable aussi bien au niveau des ressources que de celui des déchets (minimisation de la production de U 232 source du Tl 208, des pertes au retraitement, des conséquences de rejets accidentels, de la mise finale aux déchets) ; elle ne permet cependant pas de se passer deU 235 ou de Pu pour amorcer le cycle et n’élimine donc pas complètement les actinides mineurs ;

Un cycle Th-Pu dans un réacteur à neutrons rapides (critique ou sous-critique) permet de consommer deux fois plus de plutonium qu’un cycle U-Pu (grâce à l’absence de U 238) et de produire des quantités importantes de U 233 ; une fois amorcé, le cycle U 233-thorium peut être auto-entretenu ;
Un doute sérieux subsiste sur la possibilité d’utiliser U 233 fortement enrichi ; si un enrichissement supérieur à 20% était proscrit pour des raisons de non-prolifération, on retrouverait une quantité non négligeable d’actinides dans le cycle uranium-thorium ;
La radiotoxicité à long terme (1 000 ans et au-delà) des déchets est dominée par l'U 233 résiduel et par plusieurs radionucléides : Pa 231, U 232, U 234, Np 237. Dans la plupart des cas étudiés, les cycles uranium-thorium aboutissent, au-delà de 10⁴ à 10⁵ ans, du fait de la présence de U 233, à un inventaire de radiotoxicité qui peut être plus élevé que celui des cycles uranium-plutonium, à une époque où, toutefois, la radiotoxicité aura, dans tous les cas, fortement décru ;

Un réacteur rapide U 233-thorium serait un bon incinérateur d’actinides mineurs, mais le bénéfice du point de vue de l’inventaire de radiotoxicité des déchets enfouis ne serait pas significatif au-delà de 10⁵ ans ; en revanche, le dégagement de chaleur des actinides produits dans les cycles à base de thorium est beaucoup plus faible que dans les cycles à base d’uranium ; il en résulte que le dimensionnement « thermique » du stockage n’est défini que par la puissance résiduelle des produits de fission, contrairement à la filière uranium-plutonium handicapée, au niveau des verres, durant les premières décennies, par des actinides à fort dégagement thermique (curium et, à un moindre degré, américium).

Une fois le thorium extrait de la mine, les descendants qui restent dans les résidus miniers décroissent très rapidement, au rythme de la période de 5,7 ans de leur tête de série, Ra 228 ; il s’ensuit que, contrairement à ce qui se passe avec l’extraction du minerai d’uranium, les résidus miniers du thorium ne posent pas de véritable problème à long terme.
Les filières à base de thorium sont donc comparables aux filières à uranium en ce qui concerne les produits de fission et les quantités d’actinides à très long terme ; ils sont intéressants pour le dimensionnement « thermique » des stockages, mais présentent des inconvénients certains pour la fabrication des combustibles solides après retraitement (le problème est toutefois le même pour les cycles de « Gen. IV » avec recyclage intégral des actinides, puisqu’il faudra fabriquer de nouveau le combustible en passant aussi en téléopération). Leur principal intérêt réside dans l’augmentation des ressources ; intérêt à échéance très lointaine si les filières uranium à spectre rapide se développent normalement, à échéance plus rapprochée dans le cas contraire. Sous certaines conditions, évoquées plus haut, ils permettraient de réduire fortement les quantités d’actinides mineurs et, de ce fait, de réduire la charge thermique des verres (durées d’entreposage d’attente et dimensionnement du stockage géologique). Dans un tel scénario, où l’on postulerait l’échec des filières à spectre rapide, le thorium ne peut trouver sa place que dans une filière à spectre thermique capable d’être auto-entretenue :la plus attrayante est la filière à sels de combustibles fondus. Le système nucléaire serait alors le suivant :

Un parc de réacteurs à eau produisant du plutonium ;
Un parc de réacteurs à sels fondus à neutrons thermiques, amorcés avec le plutonium produit dans les premiers.
Les réacteurs à neutrons thermiques à sels de combustibles fondus apparaissent alors comme une alternative aux réacteurs à spectre rapide dans la perspective d’un développement durable du nucléaire. Avec comme conséquence la nécessité de mettre en oeuvre deux procédés de retraitement, l’un par voie aqueuse pour les réacteurs à eau, l’autre par voie pyrochimique pour les réacteurs à sels fondus. Les filières à base de thorium présentent donc des avantages certains et des inconvénients qui ne le sont pas moins. Il en résulte qu’il est peu probable qu’elles se développent tant que des besoins massifs en matériaux fertiles ne se feront pas sentir.

Voila quelques éléments qui te permettront j'espère de compléter l'article de sciences et vie (que je n'ai pas eu l'occasion de lire).
KLOUG

Merci infiniment de ces précisions utiles.

Si je comprends bien, tant qu'on trouve de l'uranium bon marché, et compte tenu des avantages et inconvénients de la filière, il n'est pas prévu, à terme, de remplacer les centrales actuelles par cette solution.
C'est un peu comme le pétrole, toute nouvelle énergie ne le remplacera que si le coût devient prohibitif.
Ai-je bien compris?

J'avais cru comprendre que la filière U-Pu avait été choisi également parce qu'à l'époque, les militaires avaient eu leur mot à dire puisque la fabrication de Pu facilitait la fabrication de l'arme...

Seconde chose, KLOUG, vous dites que l'on ne peut pas se passer complètement d'U5 ou de Pu9, j'avais lu que l'on pouvait amorcer la réaction dans un réacteur à Thorium à l'aide d'un accélérateur de particules... ( cf Rubbiatron )

A moins que j'ai compris de travers...

Ceci dit, une chose est sûre, je me suis procuré un livre sur le sujet, "L'Atome Vert" de Jean-Christophe de Mestral, car je m'intéresse beaucoup à la chose, mais je ne l'ai pas encore reçu, donc je pourrais peut-être vous apporter mon point de vue (du livre, et de ce qu'il défend) après lecture...

Edit : il y a une brève interview de M. de Mestral sur le site RP Cirkus, partie actus

Edit² : Voici le lien de l'article concerné, ça se passe par ICI

Bonjour

Voici la suite de l'article (un peu long j'en conviens) concernant justement le couplage avec un accélérateur :

Des systèmes pilotés par accélérateur pour la transmutation des déchets

La production d’électricité dans un réacteur nucléaire s’accompagne de la création d’isotopes lourds (les « transuraniens », plus lourds que l’uranium), dont certains sont radioactifs à long terme. Parmi eux, le plutonium a un potentiel énergétique important, et la France a choisi de l’extraire des combustibles usés pour le recycler dans les réacteurs du parc (combustible MOX). Les autres transuraniens, principalement des isotopes du neptunium (Np), de l’américium (Am) et du curium (Cm) constituent une partie des déchets à haute activité et vie longue (HAVL).

Comme nous l’avons observé plus haut, les isotopes de ces actinides mineurs Np, Am et Cm sont transmutables dans un réacteur rapide. Cependant, il est difficile d’introduire des proportions élevées d’actinides mineurs dans le combustible des réacteurs critiques, pour des raisons de neutronique liées à la faible proportion de neutrons retardés et au peu d’effet Doppler associés à ces isotopes. Une autre approche consiste à utiliser, pour la transmutation des actinides mineurs, des réacteurs fonctionnant en mode sous-critique conduits par accélérateurs : les ADS (« Accelerator Driven System »), appelés aussi « réacteurs hybrides ». Dans ces systèmes, l’équilibre neutronique du réacteur nécessite un apport extérieur de neutrons : la marge de sous-criticité ainsi introduite (quelques pour-cent) permettrait d’utiliser des combustibles très chargés en actinides mineurs dans des conditions de sûreté satisfaisantes. On envisage alors des parcs de réacteurs en « double strate » : pour le parc français, un ensemble de quelques ADS assurerait la transmutation des actinides mineurs produits dans le parc principal des réacteurs de production d’électricité fonctionnant avec des combustibles U-Pu.

Principe des ADS (« Accelerator Driven System »), ou « réacteurs hybrides ».
Le principe des ADS n’est pas compliqué : des particules (des protons, c’est le plus simple et le plus efficace) accélérées produisent, dans une cible située au milieu du coeur du réacteur, les neutrons constituant l’appoint extérieur qui permet l’équilibre neutronique d’un réacteur fonctionnant en mode sous-critique. La production des neutrons se fait par le processus de spallation. Le maintien à l’équilibre neutronique dans le réacteur est assuré par le contrôle de l’intensité du faisceau.

Si le principe est conceptuellement simple, les ADS seront, s’ils sont construits, des installations technologiquement et opérationnellement complexes.

Dans un système industriel d’ADS comportant un réacteur de ~1 GWth, l’accélérateur de protons associé devra être de très haute puissance (faisceau de protons d’une puissance pouvant atteindre quelques dizaines de mégawatts : énergie de ~1 GeV, optimale pour la production de neutrons, intensité de une à quelques dizaines de mA, selon la sous-criticité choisie). Par ailleurs, pour éviter un trop grand nombre d’excursions de puissance qui raccourciraient la vie du réacteur, le nombre autorisé d’arrêts non désirés de l’accélération est très faible (quelques pannes par an). Cette exigence de fiabilité, inhabituelle dans l’usage courant des accélérateurs par les physiciens, est un défi majeur pour les constructeurs. Seuls les accélérateurs linéaires devraient pouvoir fournir les faisceaux de protons avec de telles performances, l’intensité des cyclotrons semblant limitée à quelques mA.

Le mécanisme de la spallation
Pour produire un nombre maximum de neutrons, la cible de spallation sera constituée d’un élément lourd (riche en neutrons) et les protons y seront complètement arrêtés. Elle devra donc dissiper toute la puissance du faisceau. La conception de ces cibles, probablement liquides (plomb ou plomb-bismuth), est un défi technologique important : la tenue de la fenêtre d’entrée traversée par le faisceau de protons et soumise à de fortes contraintes d’irradiation est essentielle car elle constitue une barrière entre le vide de l’accélérateur et le réacteur ; l’évacuation de la chaleur produite par l’arrêt du faisceau et la corrosion de l’enveloppe de la cible par les métaux liquides sont aussi des enjeux technologiques importants.

Le réacteur d’un ADS sera aussi très innovant. L’amenée du faisceau sur une cible au coeur du réacteur et la dissipation de la puissance produite demandent une conception très différente de celle d’un réacteur classique, notamment en ce qui concerne les barrières de sûreté (il semble difficile d’englober tout l’accélérateur dans une enceinte de confinement).

La conception de combustibles incorporant des proportions importantes d’actinides devra mettre en jeu des concepts très innovants, hors pile (forte activité γ et neutrons) et en pile (comportement mal connu). Il faut de longs temps de séjour en réacteur pour détruire une proportion significative d’actinides mineurs et, simultanément, on produit des actinides de nombre atomique plus élevé. Les problèmes technologiques liés au comportement en réacteur de tels assemblages, à leur fabrication, au stockage définitif des combustibles usés ou à leur retraitement et reconditionnement éventuel pour re-irradiation, sont a priori très complexes et demanderont beaucoup de R&D.

Enfin, les études de sûreté des ADS seront importantes car elles devront valider une conception novatrice mais aussi le mode, nouveau, de la conduite de réacteurs par des accélérateurs.

Aucun ADS n’a encore été construit depuis les premières études des années cinquante portant sur l’utilisation d’accélérateurs pour obtenir un appoint extérieur de neutrons dans un réacteur à fission.

Cependant, des accélérateurs linéaires de protons et des cibles de production de neutrons de spallation ont été construits dans d’autres buts que celui de la transmutation des déchets nucléaires (principalement « LANCSE » à Los Alamos, aux États-Unis (Nouveau-Mexique), et « ISIS », près d’Oxford, au Royaume-Uni). Bien que d’une puissance et d’une fiabilité moindres que celles envisagées dans les ADS industriels, ces installations ont fourni un retour d’expérience intéressant. D’autres installations sont en préparation (la source de neutrons « SNS » à Oak-Ridge (États-Unis), celle de « J-PARC » à KEK, près de Tokyo, Japon, où des expériences sur la transmutation sont prévues).

Les études de faisabilité des ADS sont maintenant bien avancées. Des travaux ont été effectués au plan national, au CEA et en collaboration CEA-CNRS ; au plan européen, sous l’égide du « Technical Working Group » (TWG) et dans le cadre de projets européens du 5e et, maintenant, du 6e PCRD. Des industriels ont pris une part importante à ces travaux. En collaboration CEA-CNRS, des expériences à puissance zéro ont été effectuées à Cadarache sur la maquette critique « Masurca » (CEA-Cadarache) et un injecteur de protons de haute intensité est en construction au CEA Saclay.

Deux étapes significatives pourraient être franchies dans le cadre d’un projet européen issu du 6e PCRD : la réalisation d’une expérience de démonstration consistant à coupler, pour la première fois, un accélérateur de protons à un réacteur et la réalisation, par un ensemble de laboratoires européens, d’un avant-projet assez détaillé de démonstrateur de puissance significative.

Il n’existe pas, à ce jour, d’étude économique complète du concept d’ADS, en particulier parce que des choix fondamentaux sur ses éléments (accélérateur, cible de spallation, type de réacteur…) restent à faire. Il est cependant certain que le coût d’un ADS serait sensiblement supérieur à celui d’un réacteur critique puisque, au coût sensiblement identique du réacteur, il faudrait ajouter ceux de l’accélérateur et de la cible.

L’avenir des ADS est conditionné, en premier lieu, par une décision sur la poursuite des études et l’établissement, au niveau industriel, de la séparation-transmutation. En second lieu, si le mode de gestion des déchets HAVL par séparation transmutation est adopté, les deux techniques de transmutation, en réacteur critique ou en réacteur sous-critique (ADS), devront être confrontées, sous les aspects technologiques et économiques.

En tout état de cause, les ADS, qui nécessitent encore un effort très important de R&D et de démonstration, ne pourront pas être déployés à l’échelle industrielle avant quelques décennies.

KLOUG

Il y a aussi le forum Génération IV sur les réacteurs du futur.

Et plus d'info sur le Thorium ici

deedoff a écrit:

Il y a aussi le forum Génération IV sur les réacteurs du futur.

Et plus d'info sur le Thorium ici

Il y a aussi ce slide qui est intéressant.

Citation :

Il y a aussi ce slide qui est intéressant.

Très intéressant! Merci à deedoff pour les infos que tu apportes.
Si un jour tu peux nous faire visiter un site, je suis preneur.

Bonjour à tous,
Je comprends que les industriels ne soient pas très chauds pour "abandonner" les centrales à l'uranium pour celles au thorium. Sur le plan technique il y aurait sans doute beaucoup à faire, ce qui n'est pas le cas en amont, coté minerais.
En effet, si AREVA extrait de l'uranium à travers le monde, et ce avec un coût, je me demande si cette société n'aurait pas intérêt à profiter de l'abondance du Thorium, aujourd'hui sous produit nocif du traitement des terres rares, et considéré comme un déchet.
Le boum des terres rares aujourd'hui est pénalisé par la proportion importante de thorium contenu dans ses minerais ( env. 10% dans la monazite}, et les sociétés exploitantes paieraient sans doute pour s'en débarrasser.

Dans une centrale thermique à charbon ou à gaz le combustible coûte cher alors que la centrale elle-même ne nécessite pas beaucoup d'investissements. Dans une centrale nucléaire c'est l'inverse, la centrale coûte très cher à construire (on en a un aperçu avec Flamanville 3...) mais le combustible est relativement bon marché. Du coup tant que l'uranium est abondant la filière au Thorium n'est pas forcément rentable économiquement si on inclut dans le coût de construction toutes les études d'ingénierie nécessaires, et ce même si le combustible lui-même est moins cher. Ceci dit c'est vrai que cette filière a des arguments séduisants, je serais curieux de la voir à l'oeuvre.

Fils de Poulain a écrit:

Citation :

Il y a aussi ce slide qui est intéressant.

Très intéressant! Merci à deedoff pour les infos que tu apportes.
Si un jour tu peux nous faire visiter un site, je suis preneur.

Salut,
Malheureusement je ne travail pas sur site EDF. Mais je crois qu'ils font des portes ouvertes une fois par an (se renseigner).

Pour les autres types d'info, il existe un Mémento CEA sur l'énergie qui date de 2006.
Désolé j'ai pas trouvé de plus récent mais son contenu est déjà bien fourni.

Bonjour à tous,

Vous trouverez plus d'informations sur le thorium et les réacteurs à sels fondus ici :

www.energieduthorium.fr

https://www.youtube.com/watch?v=Xe3K6pEA_1U

Bonne découverte!

Il est joli comme tout ce site !

je fouille un peu plus et le met en tête de gondole

Merci!
Il y a également :
www.facebook.com/energieduthorium

Voui, j'ai vu le lien vers la première page.
A titre personnel, je préfère mettre les pages en favoris et aller consulter directement le site. Mais c'est plus parce que je ne suis pas un grand fan de FB. Il est très pratique pour des personnalité. Pour des infos ou des sites, je doute un peu de son utilité. Sauf si un robot se charge de mettre les articles à notre place, je trouve que c'est trop chronophage. Par contre, twitter est redoutable ! Et beaucoup plus efficace côté diffusion de l'information.
Tout est donc question de cible. Grand public : FB, presse et pros : twitter

Sinon, bien la note d'humour en première page !