Recycler le parc nucléaire français en sous-critique ? De l’électricité plus longtemps en toute sécurité.

Je pense absolument envisageable de prolonger la durée de vie du parc de réacteurs nucléaires français en les transformant en réacteurs nucléaires sous-critiques pilotés par accélérateur de particules. Cette technologie est connue mais n’a été développée expérimentalement qu’en Belgique avec MYRRHA, prototype fonctionnel depuis 2012 refroidi au plomb-bismuth. Pourquoi ne pas l’adapter sur des réacteurs civils à eau pressurisée ?
Le brevet de Carlo Rubbia, prix Nobel de physique, pour un « amplificateur d’énergie », repose sur un réacteur nucléaire sous-critique piloté par accélérateur de particules, néanmoins cette technologie a jusqu’à présent essentiellement été envisagée dans des réacteurs ad-hoc, souvent avec un but secondaire d’incinération des déchets à longue vie, ce qui pousse à ne pas thermaliser du tout les neutrons mais rend la conception beaucoup plus difficile.
Rien n’empêche d’installer un accélérateur de particules et une source de spallation sur une simple cuve de réacteur à eau pressurisée tels que ceux du parc français. La source de spallation génère des neutrons à partir du flux de protons de l’accélérateur, permettant un contrôle à distance de la fission et un arrêt instantané en cas d’arrêt de l’accélérateur. Ceci permettrait de prolonger considérablement l’espérance de vie de nos installations dans des conditions de sécurité optimale. Le problème du vieillissement des cuves ne se pose plus avec la même acuité si la réaction de fission nucléaire à l’intérieur n’est pas susceptible à tout instant de diverger et de produire une fusion du coeur ou même une destruction pure et simple de la cuve dans une surcriticité explosive. La sous-criticité garantit un arrêt complet du réacteur en peu de temps, en particulier si la réaction est maintenue à un coefficient de criticité « modeste » (entre 0,95 et 0,98), elle est le meilleur des dispositifs de sécurité, et permettrait de continuer à assurer aux Françaises et Français une électricité à des tarifs relativement modérés pendant des années (pourquoi pas trente ou quarante années supplémentaires).
La France pourrait même exporter cette technologie à l’étranger et trouver là une source de revenus significative dans les pays disposant d’un parc de réacteurs à moderniser.
L’utilisation d’eau lourde dans ces réacteurs permettrait certainement de consommer une partie du stock d’uranium appauvri par transmutation en plutonium 239. L’uranium appauvri accumulé par toutes les usines d’enrichissement représente une source d’énergie gratuite dans un réacteur à eau lourde piloté par accélérateur (le flux permanent de neutrons donnant à U239, produit à partir de U238 par capture neutronique, le temps de se transformer en Np239 puis Pu239, la présence d’U238 dans le réacteur ne représente alors plus un “poison à neutrons”, un frein à la fission, mais représente au contraire un apport de carburant pour le réacteur). Il ne devrait pas être utilisé comme matériau incendiaire dans les armes de guerre (pour lesquelles l’hydrate de tungstène en poudre fine pourrait représenter une alternative à la fois pyrophorique, dense et écologique) mais recyclé comme source d’énergie et garantirait potentiellement une énergie sûre pendant des centaines d’années.
Enfin, je suis sûr que le développement à grande échelle des réacteurs pilotés par accélérateur aurait des retombées positives sur la recherche en matière de transmutation des déchets hautement radioactifs à longue vie en transmutateur sous-critique. L’hélium représente un caloporteur idéal pour la transmutation et présente un gain de sécurité énorme par rapport au sodium, il n’est ni inflammable ni transmutable.

Enfin, il est entièrement possible de recycler les principaux déchets des mines d’uranium (tous les descendants de la chaîne de l’uranium que l’on sépare, hormis le Pa234m et le Th234 qui ont une demi vie trop courte), U234 par exemple se transforme de la même façon en U235 par capture (sa probabilité de capture d’un neutron lent est très élevée). Dans les faits l’uranium appauvri mis en réacteur sera accompagné de Pa234m et de Th234, mais comme ils se changent progressivement en U234 cela permet à nouveau d’alimenter en combustible le réacteur. Il me semblerait également logique que le thorium 231 produit à partir du thorium 230 descendant de U234 ait également une bonne section efficace de fission à neutrons lents. C’est la logique de la chaîne Pu238 – U234 – Th230, si Pu238 par capture donne Pu239 facilement fissile, U234 donne U235, on doit s’attendre à ce que le Th231 soit bien fissile, une recherche Google rapide suggère d’ailleurs en effet qu’il est fissile avec une bonne section efficace mais l’IAEA ne fournit pas de données (dans la table NDS). Je pense que cette logique continue jusqu’aux atomes stables.

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