combustible nucleaire au thorium avenir ou delire 1 3 - Le Monde de l'Energie

Combustible nucléaire au thorium : avenir ou délire ? (1/3) : Quel est l’intérêt du thorium ?

Première partie d’une tribune en trois parties signée Dominique Grenêche et Michel Gay.

 

Le thorium fut considéré dès le début du développement de l’énergie nucléaire comme un combustible potentiel pouvant éventuellement compléter, voire même se substituer, à l’uranium dont on craignait à l’origine la rareté.

Cependant, le thorium-232 naturel existant sur terre (Th-232), malgré ses qualités, ne peut pas constituer une véritable alternative à l’uranium comme combustible nucléaire car, contrairement à celui-ci, il ne possède pas naturellement d’isotope « fissile » par des neutrons lents. Il permet simplement d’en générer un, l’uranium 233 (U-233) dans un réacteur nucléaire.

Mais cet élément artificiel ainsi créé est en revanche un excellent isotope fissile pour les réacteurs « à neutrons lents » appelés aussi « thermiques ». Il est même meilleur que ceux utilisés aujourd’hui, l’uranium 235 (U-235) et le plutonium 239 (Pu-239), d’où l’intérêt potentiel du Th-232 en tant que noyau « fertile », c’est-à-dire capable d’être « fertilisé » par un neutron pour donner un noyau « fissile » comme les deux précédents (U-235 et Pu-239).

C’est la raison pour laquelle, le cycle au thorium a toujours fait l’objet d’études à travers le monde.

Toutefois, l’utilisation du thorium en réacteur présente des défis technologiques importants qu’il faudrait surmonter pour une mise en œuvre industrielle du cycle du combustible nucléaire au thorium.

Motivations pour l’utilisation du thorium

Tous les réacteurs nucléaires de puissance qui produisent de l’électricité dans le monde aujourd’hui utilisent l’U-235 comme élément fissile de base dans leur combustible, mélangé éventuellement à du plutonium recyclé dans des combustibles baptisés « MOX ». Et donc aucun ne fonctionne avec du thorium.

En effet, l’U-235 est le seul isotope facilement fissile existant à l’état naturel.

De plus, l’uranium introduit dans ces réacteurs (souvent sous forme enrichie en uranium 235) contient majoritairement de l’uranium 238 qui se transforme partiellement en plutonium par capture de neutrons au cours de l’irradiation dans le cœur des réacteurs. Ce plutonium contient des isotopes également fissiles (plutonium 239 et plutonium 241) qui vont donc à leur tour pouvoir fissionner « in situ » au même titre que l’uranium 235, et ainsi produire de l’énergie. Ce processus permet de produire environ 40 % de la totalité de l’énergie nucléaire avec les réacteurs de la génération actuelle.

Une fois le combustible épuisé, il reste une partie du plutonium créé qui n’a pas pu être « brûlée » dans le réacteur. Il est alors possible de le réutiliser via un « recyclage » permettant de fabriquer des combustibles « MOX ». Un tel recyclage du plutonium, lorsqu’il est pratiqué sur la totalité du combustible usé (comme c’est le cas en France), permet de récupérer un supplément d’environ 12 % d’énergie par rapport au non recyclage.

Contrairement à l’uranium naturel, le thorium naturel ne possède qu’un seul isotope, le thorium 232 (Th-232), qui n’est pas fissile par des neutrons lents (aussi appelés « thermiques »). Tous les autres isotopes du thorium créés artificiellement ne le sont pas non plus (ou très peu) et, quand ils le sont, ils ont une période radioactive très courte.

C’est cependant un isotope fertile car, lorsqu’il absorbe un neutron, il génère un isotope fissile : l’uranium 233 (U-233), via les réactions nucléaires suivantes :

 

 

Or, l’U-233 est le meilleur des isotopes fissiles qui existent pour des neutrons lents (ou thermiques), et c’est là l’intérêt majeur du cycle au thorium.

En revanche, une réaction en chaîne ne peut évidemment pas être entretenue avec uniquement du Th-232 (contrairement à l’uranium naturel qui contient 0,71 % d’U-235 fissile). Il faut donc lui adjoindre une matière fissile (U-235, plutonium, ou U-233).

Dans ce cas seulement, le thorium introduit en réacteur avec cette matière fissile peut générer de l’U-233, qui, peut « brûler » (fissionner) in situ ou bien être recyclé comme le plutonium.

C’est le cycle au thorium, qui n’est donc pas une alternative au cycle classique à l’uranium, mais un éventuel complément, tout au moins à échéance prévisible.

En effet, il faut d’abord que des quantités suffisantes de matières fissiles soient disponibles (U-235 et/ou Pu-239) pour que ce processus de génération d’U-233 à partir du thorium puisse être d’abord initié puis développé à grande échelle. Sous réserve bien entendu de recycler l’U-233 résiduel contenu dans les combustibles usés (comme cela est fait en France pour le plutonium dans le cycle uranium).

Le processus peut être cependant accéléré avec des réacteurs dits « surgénérateurs » (ce qui est techniquement possible) dans lesquels plus de matière fissile (U-233) est produite que celle consommée au cours d’un cycle d’irradiation dans le réacteur.

C’est seulement à cette condition qu’une substitution quasi totale du cycle à uranium par le cycle au thorium pourrait être imaginé à très longue échéance (au moins un siècle).

La mise en œuvre d’un cycle au thorium conduirait donc d’abord à une réduction des consommations d’uranium naturel (plus ou moins élevées selon les scénarios de développement envisagés et les technologies de réacteurs mises en œuvre).

Uranium 233 (U-233)

Pour des fissions induites par des neutrons thermiques, l’U-233 émet en moyenne plus de neutrons que l’uranium-235 ou le plutonium-239.

En effet, le nombre moyen de neutrons de fission émis par l’absorption d’un neutron thermique est de 2,27 pour l’U-233 dans un réacteur à eau pressurisée (REP) standard par rapport à 2,07 pour l’U-235 et 2,11 pour le Pu-239.

C’est là un des principaux avantages du cycle du thorium qui fait de l’U-233 le meilleur isotope fissile dans la gamme des neutrons lents parmi tous les isotopes fissiles existants.

Avec une telle valeur (2,27), il est théoriquement possible d’atteindre la surgénération dans les réacteurs thermiques actuels à l’aide d’un cycle au thorium / U-233.

En effet, sur le nombre de neutrons émis en moyenne pour un neutron absorbé dans le noyau fissile, l’un d’eux doit nécessairement pouvoir être absorbé dans un autre noyau fissile afin d’entretenir la réaction en chaîne.

Il reste donc « un peu plus » d’un neutron disponible pouvant éventuellement être absorbés dans un noyau fertile et pouvant ainsi fabriquer in situ un nouveau noyau fissile. La surgénération, c’est-à-dire la fabrication d’un excédent de noyaux fissiles par rapport à ceux qui sont consommés, n’est donc possible que s’il reste encore au moins un neutron disponible pour cela.

Or, dans les cœurs de réacteurs nucléaires, des neutrons sont inévitablement perdus dans des captures stériles diverses ou des fuites. Il faut donc « un peu plus » d’un neutron disponible.

Pour des neutrons lents (réacteurs actuels), la marge n’est pas suffisante pour l’U-235 (2,07) et pour le Pu-239 (2,11), alors qu’elle est plus confortable pour l’U-233 (2,27).

Il faut noter que la situation est différente pour des réacteurs à neutrons rapides (RNR) où le plutonium se révèle le plus apte à permettre la surgénération avec un nombre de neutrons émis de 2,33 (ce qui explique d’ailleurs que le plutonium est le combustible de choix pour les réacteurs à neutrons rapides).

L’intérêt majeur de pouvoir réaliser la surgénération dans des réacteurs à neutrons lents grâce au thorium réside dans le fait que ces réacteurs ont besoin de beaucoup moins de matière fissile que celle nécessaire pour les réacteurs à neutrons rapides.

Pour générer l’U-233 par absorption de neutrons sur le Th-232, il faut entretenir la réaction en chaîne avec des matières fissiles telles que l’U-235 ou le Pu-239. Ce n’est qu’après avoir déchargé le combustible usé du réacteur que l’U-233 résiduel formé dans le réacteur à partir du Th-232 peut être récupéré pour un recyclage, une partie ayant tout de même pu être « fissionnée » in situ (on dit parfois « brûlée », par abus de langage), à la manière du plutonium pour le cycle uranium.

Cette opération dite de « traitement-recyclage » (analogue à celle qui peut être mise en œuvre pour le cycle uranium-plutonium) permet en outre de récupérer et de recycler le thorium dont la consommation en réacteur a été faible (on récupère la plus grande partie du thorium introduit au départ dans le combustible neuf).

Nota : le mot « traitement » du combustible est utilisé à la place du mot « retraitement » encore souvent usité. C’est en effet plus logique car le terme de retraitement (qui provient de la traduction directe du mot anglais « reprocessing ») laisse entendre qu’il s’agit d’un nouveau traitement du combustible usé, ce qui n’est évidemment pas le cas.

Cette opération de recyclage de l’U-233 soulève toutefois des problèmes techniques délicats liés à la présence inévitable d’uranium-232 (U-232) mélangée à l’U-233.

En effet, l’U-232 est un isotope radioactif de période radioactive égale à 72 ans dont certains descendants sont des émetteurs de rayonnement gamma particulièrement puissants (et donc nocifs).

Dans certains cas, il peut exister de faibles quantités de Th-230 (encore appelé Ionium) mélangées au thorium (par exemple si le thorium était mélangé à de l’uranium naturel dans le minerai puisque le Th-230 est un descendant de l’U-238). Le Th-230 produit alors du Th-231 par capture neutronique, puis de l’U-232.

La chaîne de décroissance de l’U-232 ainsi formée comprend des émetteurs gamma très énergétiques et très pénétrants tels que le bismuth 212 et surtout le thallium 208 (TI-208).

Cette proportion d’U-232 dans l’uranium recyclé varie beaucoup selon les conditions d’irradiation mais elle est suffisante pour entraver sérieusement les manipulations de cet uranium lors des opérations de recyclage.

Ainsi, la présence d’U-232 exige que la fabrication de combustibles à base d’U-233 soit réalisée à distance derrière des blindages capables d’arrêter ces rayonnements pénétrants, ce qui peut entraîner des coûts supplémentaires importants.

Toutefois, si l’uranium est purifié chimiquement de manière à ce que ses produits de décroissance radioactive soient éliminés, et s’il est alors rapidement manipulé pour fabriquer du combustible, les opérations nécessaires à cette fabrication peuvent être réalisées dans de simples boîtes à gants légèrement blindées sans exposition excessive des travailleurs.

Pour ce qui concerne les questions liées à la criticité, il importe de noter que les caractéristiques nucléaires de l’U-233 sont sensiblement différentes de celles du plutonium de qualité militaire (« Weapon grade Plutonium », ou WgPu) ou de l’uranium hautement enrichi (UHE).

La masse critique minimale de l’U-233 dans une solution aqueuse de fluorure homogène est plus faible (0,54 kg) que celle de l’UHE ou du WgPu.

Ainsi, des installations conçues pour le WgPu ou pour l’UHE pourraient ne pas être appropriées pour le stockage ou le traitement de l’U-233 sauf à prévoir des dispositions spécifiques plus restrictives.

Il est donc probable que la fabrication et le traitement de combustible à base d’U-233/thorium devrait être réalisée dans une installation spécialisée dont la sûreté-criticité serait conçue en tenant compte des spécificités de l’U-233 à cet égard.

Les mêmes processus chimiques utilisés pour l’uranium naturel, appauvri ou enrichi sont applicables à l’U-233.

Toutefois, en raison de sa durée de vie relativement courte, l’isotope U-233 présente une radioactivité spécifique nettement plus élevée que les isotopes naturels de l’uranium (par exemple, l’U-234, U-235 et U-238).

Ainsi, certaines réactions chimiques radio-induites sont plus rapides dans l’uranium contenant des quantités significatives d’U-233. Cette caractéristique peut devenir importante dans des situations telles que l’entreposage à long terme de matières contenant de grandes quantités d’U-233. Il convient par exemple que les conteneurs de stockage de cette matière ne contiennent pas des substances organiques (plastiques, etc.) ou de l’eau qui, par radiolyse, pourraient se dégrader pour former des concentrations explosives d’hydrogène gazeux (sauf si ces gaz peuvent être évacués en permanence).

Abondance terrestre du thorium

Le thorium naturel est un élément relativement abondant sur terre avec une concentration moyenne de 7,2 ppm dans la croûte terrestre. Cette valeur est nettement plus élevée que pour l’uranium (2,5 à 3 ppm), ce qui résulte de la très longue période radioactive du Th-232 (14,1 milliards d’années) par rapport à 4,5 milliards d’années pour l’U-238.

Néanmoins, cela ne signifie pas pour autant que les réserves exploitables de thorium soient deux ou trois fois supérieures à celles de l’uranium.

En fait, en raison de ses usages jusqu’à présent limités à des applications spécifiques, il n’y a jamais eu de vaste prospection du thorium de sorte que des estimations fiables des réserves mondiales de thorium ne sont pas actuellement disponibles.

Sachant que seulement 60 tonnes d’uranium environ sont fissionnés par an en France pour produire près des trois-quarts de l’électricité du pays, le « livre rouge » de l’AIEA–OCDE sur l’uranium publiée en 2009 affiche une valeur de 3,6 millions de tonnes pour la ressource mondiale totale en thorium. Il s’agit de la somme des ressources dites « identifiées », dont le coût d’extraction serait inférieur à 80 US$/kg, estimées à 2,2 millions de tonnes, et des ressources dites « pronostiquées », sans précision sur le coût d’extraction, estimées à 1,4 million de tonnes.

Les principaux pays détenteurs de ressources en thorium sont l’Inde, l’Australie, les États-Unis, le Canada et, dans une moindre mesure, l’Afrique du Sud.

Toutefois, dans l’inventaire AIEA-OCDE, des pays comme la Norvège (qui étudie le cycle au thorium), l’Égypte, le Venezuela, la Russie et la Chine figurent également en bonne place, avec au moins 100.000 tonnes de ressources.

La plus grande source de thorium est la monazite minérale (phosphate), qui est par ailleurs une ressource primaire de terres rares.

On trouve aussi le thorium dans la thorianite minérale (dioxyde de thorium) et certaines quantités de thorium ont ainsi été récupérées à partir des veines et dépôts de carbonate ignées appelées carbonatites.

Nota : le thorium est également dissous dans l’eau de mer mais en quantités infinitésimales. Elle est si faible qu’elle est difficile à mesurer. Elle est environ 1 000 fois moindre que celle de l’uranium.

En résumé, les quantités de thorium qui pourraient être extraites du sol dans des conditions industrielles raisonnables, se chiffrent certainement à plusieurs millions de tonnes et sont probablement au moins du même ordre de grandeur que celles de l’uranium.

Si un cycle fermé du thorium était déployé un jour à une grande échelle industrielle, les réserves de thorium ne sont pas un problème puisque, comme l’U-238, c’est un isotope fertile qui peut être recyclé.

Ainsi, un cycle au thorium déployé avec recyclage de l’U-233 serait en mesure de soutenir le développement de l’énergie nucléaire pour des milliers d’années en mode de surgénération, uniquement avec les réserves de thorium clairement identifiées aujourd’hui, soit de l’ordre de 1 à 2 millions de tonnes.

Par conséquent, le problème n’est pas celui des réserves de thorium disponibles mais celui des quantités de matières fissiles nécessaires pour initier et maintenir un cycle avec le thorium.

Le problème est exactement le même avec l’U-238 au regard de la disponibilité de plutonium ou d’uranium 235.

 

Retrouvez la deuxième partie le 11 juin 2024.

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