Editorial
L'évolution du climat et la volonté de réduire
les émissions de gaz à effet de serre, d'une part,
les menaces de pénurie concernant l'approvisionnement en
énergie, d'autre part, nous causent de plus en plus de soucis.
Il en résulte actuellement un regain d'intérêt
pour l'énergie nucléaire, une ressource abondante,
économique, et ne produisant pas de CO2. Dans de nombreux
pays, des physiciens et des ingénieurs planchent sur les
moyens d'améliorer l'efficacité et la sécurité
des centrales, dans le but de mettre au point une nouvelle génération
d'installations, dite " Génération IV ".
C'est pour informer un large public sur ces travaux que les Electriciens
romands, en collaboration avec l'Institut Paul Scherer (PSI) et
l'Ecole Polytechnique Fédérale de Lausanne (EPFL),
ont organisé, début décembre 2005, un symposium
sur ce sujet d'actualité. Il nous a paru intéressant
de donner dans notre Bulletin un aperçu de ces conférences.
Le résumé donné ici est tiré des divers
exposés, en particulier ceux de MM. Konstantin Foskolos (PSI),
Dr. Jean-Louis Carbonnier (CEA) et Dr. Jean-Marc Cavedon (PSI).
Ces exposés sont disponibles sur le site internet des électriciens
romands : www.electricite.ch.
Le développement du nucléaire
La technique a évolué au cours du temps, et différentes
filières se sont succédées, comme le montre
le graphique ci-dessous. Mais la définition des générations
recouvre en fait une évolution continue, basée sur
les années d'exploitation qui s'accumulent et sur une maîtrise
de plus en plus poussée des processus.

Jusqu'à présent, les réacteurs de puisance
ont été presque exclusivement utilisés pour
la production d'électricité. Quelques essais sans
suite ont été tentés pour étendre leur
domaine d'application (par exemple réacteurs de chauffage
dans les années 60 - 70), ou pour résoudre les problèmes
liés au cycle du combustible (surgénérateurs
dans les années 80 - 90). Mais pour l'avenir, on se préoccupe,
non seulement de la production d'électricité, mais
aussi de chaleur, ainsi que de la gestion des actinides (déchets
de moyenne activité à longue durée de vie).
Le Forum international Génération IV
Le " Génération IV International Forum "
a été créé par un groupe de pays (par
ordre alphabétique : Argentine, Brésil, Canada, Euratom,
France, Japon, Corée du sud, Afrique du sud, Suisse, Royaume
Uni, USA). Ces pays reconnaissent les atouts du nucléaire
pour satisfaire les besoins en énergie croissants dans le
monde. Le GIF assure ainsi un cadre international pour définir,
développer et porter à maturité technique les
systèmes de 4ème génération, en incluant
le cycle du combustible. Les objectifs de ces nouveaux systèmes
sont les suivants :
| " Sustainability - 1 " |
économie des resources, utilisation de
tout l'uranium |
| " Sustainability - 2 " |
minimiser et gérer la production des déchets |
| Economie-1 |
moindre coût de production que les autres sources d'énergie |
| Economie - 2 |
niveau de risque financier comparable aux autres énergies |
| Sûreté et fiabilité - 1 |
excellence en sûreté et fiabilité |
| Sûreté et fiabilité - 2 |
très basse probabilité d'endommagement du coeur |
| Sûreté et fiabilité - 3 |
éviter d'avoir a prendre des mesures a l'extérieur
du site |
| Résistance à la prolifération et
protection physique |
pas d'attractivité pour la diversion de matières
permettant de fabriquer des armes + protection accrue contre
le terrorisme. |
Ces objectifs constituent les critères selon lesquels les
solutions proposées seront évaluées.
Que faut-il pour faire un réacteur ?
Les éléments de base nécessaires au fonctionnement
d'un réacteur de fission sont les suivants:
Des noyaux fissiles
c'est à-dire des noyaux d'atomes très lourds susceptibles
de capturer un neutron et de fissionner, c'est-à-dire de
se briser en deux noyaux plus légers.
Options : le combustible fissile ( = qui fissionne tout de suite)
: Uranium 235, Plutonium 239 ou Uranium 233 ; le combustible
fertile ( = qui devient fissile sous l'effet du bombardement de neutrons)
: Uranium 238 ou Thorium 232. La forme chimique du combustible peut
être : oxyde, métal, carbure, nitrure.
Une réaction en chaîne entretenue
les neutrons libérés par la fission percutent d'autres
noyaux, qui fissionnent à leur tour, etc.
Options : le spectre de neutrons peut être
- thermique (lents, 2 km/s) : forte probabilité
de fission pour quelques noyaux
- épithermiques (entre les deux)
- rapide (20'000 km/s) : faible probabilité,
mais pour tous les noyaux.
Un modérateur (dans la filière à
neutrons thermalisés)
des noyaux légers qui ralentissent les neutrons par collision
non absorbante.
Options : le modérateur peut être de l'eau légère
(H2O), de l'eau lourde (D2O), ou du graphite
(Carbone C). Pas de modérateur si on utilise le spectre de
neutrons rapides. Un caloporteur
un fluide capable de récupérer l'énergie libérée
pour la transmettre à un équipement thermo-mécanique
(une turbine par exemple) et / ou de chauffage.
Options : le caloporteur peut être liquide (H2O,
D2O, sels fondus), ou gazeux (Hélium He, dioxyde
de carbone CO2, eau supercritique).
Des barrières étanches
de façon à empêcher des éléments
radioactifs de se répandre dans la biosphère.
Enfin, dernière option, le cycle du
combustible peut être ouvert (sans retraitement),
fermé pour quelques éléments (retraitement
partiel), ou complètement fermé (retraitement complet).
Le choix d'une filière
II est clair qu'en combinant toutes les options indiquées
ci-dessus, on arrive à un très grand nombre de variantes
théoriques possibles. La première tâche du GIF
a donc consisté à sélectionner les filières
les plus prometteuses, parmi la centaine de propositions soumises
par des constructeurs, des organismes de recherche et des universités.
Ces solutions ont été regroupées en 19 "familles
", qui ont été soigneusement évaluées
en fonction des critères mentionnés plus haut.
A la suite de cet examen, au cours duquel les avantages et les
inconvénients de chaque système ont été
pesés, 6 variantes particulièrement attractives ont
été finalement retenues. Il s'agit de
3 concepts à spectre rapide et cycle fermé, à
savoir
- réacteur rapide refroidi au sodium liquide
(SFR = Sodium-cooled Fast Reactor)
- réacteur rapide refroidi par alliage de
plomb (LFR = Lead alloy-cooled Fast Reactor)
- réacteur rapide refroidi au gaz (GFR = Gas-cooled
Fast Reactor)
1 concept à spectre thermique/épithermique et cycle
fermé : réacteur à sels fondus (MSR = Molten
Salt
Reactor)
1 concept à eau supercritique à spectre thermique,
avec potentiel d'évolution vers le spectre rapide et le
cycle fermé (SCWR = SuperCritical Water-cooled Reactor)
1 concept à gaz à très haute température
à spectre thermique offrant un potentiel pour la production
massive d'hydrogène (VHTR = Very High Température
Reactor).
L'évaluation des différentes variantes fait clairement
ressortir l'intérêt pour les réacteurs à
neutrons rapides avec opérations de retraitement. Ceux-ci
permettent en effet une mise en valeur complète du combustible,
l'Uranium 238, matériau non fissile, mais fertile, non utilisé
dans les réacteur à neutrons thermalisés, se
transformant en Plutonium 239 fissile. D'autre part, la mise
en oeuvre du cycle du Thorium 232, élément fertile,
en le transformant en Uranium 233 fissile, élargit considérablement
les ressources, les gisements de Thorium dépassant ceux d'Uranium.
L'estimation de réserves durant une cinquantaine d'années,
valable pour les réacteurs actuels à neutrons lents,
pourra alors être étendue à des milliers d'années.
Enfin, les réacteurs rapides assurent l'élimination
des déchets à longue durée de vie, les actinides
: principalement le Plutonium, mais aussi les actinides mineurs
comme le Neptunium et l'Americium. Au lieu de stocker ces déchets,
dont les quantités vont s'accumuler, il vaut bien mieux
les détruire, et valoriser le Plutonium sous la forme d'un
supplément d'énergie fournie. On incinère bien
les déchets ménagers en en tirant de la chaleur. Pourquoi
ne pas faire de même avec des produits indésirables
à longue durée de vie ? L'élimination des actinides
ramène la radiotoxicité potentielle des déchets
(produits de fission exclusivement) au niveau de celle de l'uranium
tel qu'on le trouve dans la nature après quelques centaines
d'années seulement, au lieu des dizaines de milliers d'années
nécessaires à la décroissance de l'activité
des actinides.
Conclusion
Le plupart des idées explorées dans le cadre des
projets "Génération IV" ont déjà
été exprimées lors des débuts du nucléaire,
et certaines ont donné lieu à des essais, trop peu
économiques à l'époque pour être poursuivis.
Mais s'il n'y a, semble-t-il, rien de nouveau sous le soleil,
l'expérience et les connaissances accumulées
aujourd'hui permettent de les considérer avec un regard nouveau,
en tenant compte de tous les progrès technologiques réalisés
entre temps.
Loin d'être une voie sans issue, comme certains détracteurs
le proclament, le nucléaire est plein de promesses, le nombre
et la qualité des développements entrepris sous
l'égide du GIF le montrent abondamment.
Et pour terminer de façon quelque peu provocative cet aperçu,
nous nous permettons de citer une vision personnelle présentée
par M. Foskolos à la fin de son exposé :
| Une centrale à haute température,
par exemple un réacteur du type VHTR, en 2040,
capable de
- livrer de l'électricité avec un rendement
de 55 % par cycle combiné turbine à
gaz (1100° -> 600 °C) et turbine à
vapeur (550° -> 200 °C)
- livrer de l'eau potable par dessalement de l'eau
de mer en utilisant la chaleur résiduelle
(200° -> 100 °C)
- produire son propre combustible par extraction de
l'uranium (et autres substances précieuses...)
de la saumure (2 ppb d'Uranium dans l'eau de mer),
ce qui suffirait à faire tourner le parc nucléaire
actuel pendant 8O'OOO ans...
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Quelques sites Internet intéressants :
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