La fission du noyau atomique

Les seules réacteurs nucléaires actuellement capables de produire plus d'énergie qu'on n'en fournit pour les faire marcher (« bilan énergétique positif »), donc rentables, utilisent la propriété tout à fait exceptionnelle de quatre isotopes radioactifs lourds, deux isotopes de l'uranium (U-235 et U-233) et deux isotopes du plutonium (Pu-239 et Pu-241), qui ont des atomes tellement instables qu'ils se cassent spontanément dès que leur noyau est heurté par un neutron thermique, c'est-à-dire un neutron dont l'énergie cinétique (liée à son mouvement) est du même ordre de grandeur (0,025 eV, électrons-volts) que celle des atomes ou molécules soumis à l'agitation thermique ambiante (la chaleur). Dans le cas des isotopes U-235 et Pu-239, cette fission du noyau produit en moyenne 2,1 neutrons, d'environ 2 eV chacun, qui peuvent donc provoquer la fission d'autres atomes, en une réaction en chaîne, qu'il s'agit de contrôler par une substance (modérateur) qui absorbe ces neutrons (eau légère ou lourde, graphite). L'énergie obtenue est de 200 MeV par fission (des M = millions d'eV) ! Elle est surtout liée à l'énergie cinétique des produits de fission (deux atomes résultant de chaque fission), accessoirement au rayonnement induit (radioactivité : particules comme les neutrons, les électrons et les neutrinos – radiations électromagnétiques gamma). Cet énorme dégagement d'énergie, au sein même du combustible nucléaire, apparaît sous la forme de chaleur.

À côté de ces éléments fissiles (essentiellement U-235 et Pu-239, les deux autres étant rares), il existe des éléments fertiles, qui peuvent être transmutés en éléments fissiles par capture d'un neutron, soit directement (Pu-240 donne Pu-241), soit après l'émission d'électrons (rayons ß). Le thorium (Th-232) donne U-233, l'uranium U-238 donne Pu-239. Th-232 et U-238 sont des isotopes abondants à l'état naturel, Pu-239 est un radioélément artificiel.

L'uranium naturel est formé d'U-238 (99,2745%), d'U-235 (0,72%), d'U-233 (0,005%), etc. On peut l'utiliser directement comme combustible, mais comme il ne fournit que 1,33 neutrons par fission, le choix du modérateur et des autres matériaux est limité. Ce facteur multiplicateur augmente vite avec le % d'U-235 : il est de 1,83 pour un combustible enrichi à 3% d'U-235. On peut alors utiliser l'eau légère (H2O), à la fois comme modérateur et comme transporteur de chaleur (fluide caloporteur). Et ces réacteurs peuvent être plus compacts.

Les centrales à neutrons lents (ou thermiques)

Dans les réacteurs (et centrales électronucléaires) à eau pressurisée, l'ébullition de l'eau qui circule au contact des gaines des barres de combustible est empêchée par un surpresseur. Ce sont les plus répandus actuellement (2/3 des centrales en fonctionnement en 2005). Leur principe et leur architecture sont expliquées sur le site internet de l'AREVA.

Comme ces réacteurs ne consomment que de l'U-235, avec une petite contribution du Pu-239 formé, le gâchis est énorme et conduira rapidement à une pénurie, les réserves minières classiques, actuellement connues, qui couvrent seulement 40 à 50 années de consommation au rythme actuel. Le retraitement du combustible usagé permet certes la fabrication d'un combustible mixte U+Pu, le Mox, mais cette fabrication est coûteuse, difficile, et le Mox ne peut être utilisé qu'une seule fois, dans des réacteurs à neutrons thermiques adaptés (du type EPR).

Pour une mise au point sur l'atome, les étoiles et l'énergie nucléaire :

• Alessandra BENUZZI-MOUNAIX, 2008. – La fusion nucléaire. Un espoir pour une énergie propre et inépuisable. Belin, Pour la Science, Paris, 127 pages.

 

 

Les centrales à neutrons rapides

Exemples français  : Phénix (modèle expérimental, qui fonctionne à Marcoule, construit en 1973), SuperPhénix, construit de 1977 à 1983 à Creys-Malveille, abandonné en 1998 à la suite de nombreuses pannes et aussi en raison d'un coût de fonctionnement prohibitif, sans compter les risques considérables.

Dans les réacteurs à neutrons rapides, il n'y a pas de modérateur, donc moins de pertes d'énergie. L'enrichissement en U-235 est obligatoirement plus poussé, en pratique il faut atteindre 15%. Le plutonium 239 y est plus efficace (facteur multiplicateur = 2,4). U-233 également. La contribution des éléments fertiles (U-238, Pu-240) est plus importante.

Dans un surrégénérateur, on parvient à « brûler » entièrement l'U-238 et éventuellement le Th-232 (encore plus abondant dans la nature, surtout en Inde). À la fin d'un cycle de fonctionnement, le combustible contient environ 50% de Pu-239. Globalement, ces réacteurs produisent donc plus de matières fissiles qu'ils n'en consomment, d'où leur nom.

Malheureusement, les modèles actuels utilisent du sodium fondu comme caloporteur, à la fois dans leur circuit primaire et dans leur circuit secondaire, ce qui fait planer un danger d'incendie terrible. D'où leur quasi abandon en tant que centrales de production. Ils sont encore plus coûteux que les centrales à neutrons thermiques. Ils exigent le retraitement et le recyclage du combustible, pour que la surrégénération ait un réel avantage. Leur gestion est plus compliquée.

Les centrales électronucléaires ont-elles un avenir ?

Pour tenter de sortir de cette crise, la recherche progresse dans deux directions :

• la conception de nouveaux types de réacteurs à neutrons rapides (4e génération, etc.)
• la mise au point de centrales à fusion nucléaire ; c'est le type de réaction qui fait briller le Soleil et les étoiles ; les combustibles nécessaires sont très abondants (deutérium extrait de l'eau de mer, tritium obtenu à partir du lithium, un métal dont les réserves minières permettraient l'exploitation durant 10 000 ans dans les conditions actuelles du marché) ; la difficulté consiste à chauffer ce mélange à des températures suffisantes (au moins 100 millions de degrés) pour obtenir la fusion de tous les noyaux et le dégagement d'une énergie calorifiques supérieure à l'énergie fournie à l'appareil, rapidement et pendant un temps suffisant pour pouvoir l'exploiter dans une centrale électrique.

Á ces températures, le combustible se trouve à l'état de noyaux atomiques débarrassés de leurs électrons (plasma), un état de la matière dont les propriétés à très haute température sont encore déconcertantes. La deuxième condition de la fusion est l'obtention d'une forte densité du plasma.

Trois techniques de chauffage et de compression des plasmas de deutérium + tritium sont expérimentées :

– le confinement magnétique d'un courant de plasma chauffé par des

micro-ondes, dans un anneau (tokamak) ; l'ITER prévu à Cadarache ne sera qu'un prototype expérimental, financé et exploité par tous les grands pays, ce qui constitue un exemple de coopération favorable au maintien de la paix

– le confinement inertiel, où le combustible est au départ enfermé

dans une microcapsule de plastique (la cible), puis comprimé et chauffé par les faisceaux convergents de lasers surpuissants, tel que le Laser mégajoule en construction près de Bordeaux

– la striction magnétique axiale, où les micro-capsules de combustible

sont écrasées au centre d'un cylindre de fils conducteurs, soumis à une décharge instantanée et extraordinairement intense de courant électrique ; le rendement de ces « Z-machines » est meilleur que celui des lasers ; on a atteint 2-3 milliards de degrés, ce qui ouvre des perspectives nouvelles à la fusion.

Les défis techniques sont énormes, peut-être même insurmontables. On prévoit que la fusion ne sera pas commercialement rentable avant 2080, trop tard pour répondre à nos besoins croissants d'énergie.