Surgénération

Lasurgénérationousurrégénérationest la capacité d'unréacteur nucléaireà produire plus d'isotopes fissilesqu'il n'en consomme, entransmutantdesisotopesfertilesen isotopesfissiles. En général, la technologie de surgénération est celle d'unréacteur à neutrons rapides.
Le seul isotope fissile disponible en tant queressource naturellesurTerreest l'uranium 235, directement exploitable dans lecycle du combustible nucléaire. La surgénération permet théoriquement de valoriser en tant que combustible nucléaire l'ensemble des matières fertiles tels l'uranium 238, qui représente plus de 99 % de l'uranium naturel, et lethorium, lui-même trois fois plus abondant que l'uranium.
Le concept de surgénérateur a été développé dès les débuts de l'énergie nucléaire. AuxÉtats-Unis,Enrico Fermipropose le concept de surgénérateur dès 1945, et en 1946 est construit le petit réacteur rapide américainClementine(refroidi aumercure). En 1951 se produit la première réaction nucléaire du premier réacteur américain refroidi ausodium,Experimental Breeder Reactor I(EBR1).
EnFrance, la construction deRapsodie(20 MW thermiques) est lancée aucentre de Cadaracheen 1959, et ce réacteur produit sa première réaction nucléaire en 1967. Parallèlement, un autre surgénérateurRachelest construit au centreCEAdeValducet mis en route en 1961. Le parc deréacteurs à eau pressuriséefrançais (REP) devait à l'origine permettre la constitution d'un stock deplutoniumsuffisant pour démarrer un parc deréacteurs à neutrons rapides(RNR) surgénérateurs. La filière alors développée était celle des réacteurs à caloporteur sodium tels que les réacteurs expérimentauxPhénixetRapsodie, puisSuperphénix.
Aux États-Unis, entre 1977 et 1982, le réacteur expérimental américain de faible puissance à spectre thermique deShippingporta atteint un taux de surrégénération supérieur à 100 % grâce à une optimisation poussée de la modération et à un combustibleuranium 233/thorium.
Le développement de la filière surrégénératrice a connu un frein avec lacatastrophe nucléaire de Tchernobylet lecontre-choc pétrolieren1986. Le projet de RNR italien est stoppé, ainsi que toutes les centrales nucléaires italiennes, par leréférendum italien sur le nucléaire de 1987, et le projet allemand desurgénérateur de Kalkarest finalement abandonné en 1991.
Au Japon, la centrale prototype deMonju, située àTsurugadans la préfecture deFukui, une centrale de type surgénérateur alimentée aucombustible MOXet refroidie au sodium, comportant trois circuits de refroidissement a été lancée le5 avril 1994, puis arrêtée endécembre 1995à cause d'une fuite du sodium et d'un incendie dans le circuit de refroidissement secondaire. Des tests préliminaires sont relancés en mai 2010 dans le but de relancer la centrale en 2013.
Mis en service en 1985, le prototype français Superphénix a fonctionné seulement 53 mois sur une période de 11 ans, car il a subi de nombreux arrêts à la suite de deux incidents de fuite de sodium en 1987 et 1990 (l'un au barillet, l'autre aux deux membranes en série sur le compresseur d'un circuit d'argon auxiliaire) et des blocages politiques et administratifs (54 mois de 1990 à 1994). Superphénix est arrêté à la fin de l'année 1996, puis legouvernement Lionel Jospindécide son arrêt définitif en 1997, ce qui provoque un intense débat sur la déconstruction d’une telle installation nucléaire. Selon un rapport de lacommission d'enquêtesénatoriale sur lapolitique énergétique de la France, son arrêt est une décision grave, prise sans concertation, avec un fondement électoraliste (à la suite d'un accord entre le parti politiqueles Vertset le gouvernementsocialiste), et un coût important supporté parEDF, qui doit financer l'arrêt de Superphénix et dédommager ses partenaires. Un autre rapport parlementaire postérieur à la fermeture est plus nuancé. À partir des années 2000, le débat sur Superphénix s’essouffle, la presse se contente alors de rapporter des nouvelles techniques du chantier.
Les acteurs de l'industrie nucléaire s'intéressent à ce concept pour tenter de répondre à l'épuisement des ressources enuraniumtout en affirmant se conformer aux objectifs dedéveloppement durable. Leforum international Génération IVlancé par les États-Unis en l'an 2000 promeut largement la filière surrégénératrice avec quatre concepts sur six :
En Russie, le réacteur à neutrons rapidesBN-800de lacentrale nucléaire de Beloïarska été connecté au réseau. La centrale comptait déjà un premier prototype : le réacteur BN-600, mis en service en 1980, refroidi au sodium mais avec un combustible à base d'oxyde d'uranium enrichi.
En Chine, le prototype CEFR (China Experimental Fast Reactor) a été connecté au réseau en 2011. Basé sur cette expérience, le projetCFR-600(China Fast Reactor-600), deuxième étape du programme de développement de la filière chinoise à neutrons rapides, sera refroidi au sodium, avec une puissance thermique de 1 500MWthet une puissance électrique de 600MWe; son démarrage est prévu pour 2023.
Dans unréacteur à eau pressuriséeclassique, environ les deux tiers de l'énergie defissionprovient directement de lafissionde l'uranium 235(U), tandis qu'un tiers provient de lafissionduplutonium 239(Pu). Cetélément, qui n'est pas présent au départ dans lecombustible nucléaireconstitué d'oxyde d'uranium (UOX), est créé au sein du cœur du réacteur lorsqu'un noyau d’uranium 238fertilecapture unneutron. L’uranium 238 devient alors de l'uranium 239, qui se transforme à son tour, par deuxdésintégrations β, enneptunium 239puis enplutonium 239, qui estfissile.
La production de noyauxfissilesà partir de noyauxfertilesest le principe de la surgénération. Un réacteur nucléaire est un surgénérateur lorsqu'il est capable de produire autant ou plus de matériaux fissiles qu'il n'en consomme. Autrement dit, il faut que le rapport, pour un intervalle de temps donné, du nombre de nucléides fissiles produits au nombre de nucléides fissiles détruits, soit supérieur à 1.
Pour ce faire, des couvertures fertiles sont introduites dans le réacteur afin de subir le flux neutronique. La difficulté de cette étape réside dans le fait que la production de neutrons par fission doit être suffisante à la fois pour maintenir laréaction en chaîneet pour irradier les matériaux fertiles. Cette contrainte est surmontée en réduisant les captures stériles de neutrons, notamment celles par lemodérateuret le caloporteur.
La solution technologique retenue dans le cas desréacteurs à neutrons rapides à caloporteur sodium(typeSuperphénix) consiste à supprimer le modérateur et donc utiliser un spectre rapide. L'utilisation de la transformationuranium238 /plutonium239 est d'autant plus justifiée qu'il est plus efficace en spectre rapide.
Après irradiation en réacteur, le retraitement du combustible et des couvertures fertiles permet de récupérer les matériaux fissiles produits en réacteur afin d'en faire du combustible neuf.
Un autre cycle envisageable est celui duthorium 232/uranium 233(notamment dans des réacteurs à sels fondus). La difficulté majeure provient du fait que l'uranium 233 n'existe pas à l'étatnaturelet qu'il faut donc le fabriquer auparavant, ce qui est réalisé depuis des années avec le plutonium. Ce cycle intéresse fortement l'Indequi dispose de réserves importantes dethorium. De telles réserves existent aussi en grande abondance en Bretagne.
Deux types de surgénérateurs ont été proposés :
La surgénération vise à utiliser des ressources minières considérablement plus abondantes (un facteur 50 à 100 est souvent avancé) que celles qui sont utilisées actuellement. Par contre, la maîtrise de la surgénération est plus complexe.
Elle consiste à transmuter  l’uranium 238(qui compose à 99,28 % leminerai d'uraniumet constituant presque exclusif de l'uranium appauvri) enplutonium 239, tout en produisant de la chaleur. Les stocks mondiaux d’uranium appauvri sont estimés à environ 4,7 millions de tonnes (2005) dont 300 000 tonnes en France. Ils représentent plusieurs milliers d'années de consommation au rythme actuels, environ 5 000 ans pour la France.
Dans la voie thorium, lethorium 232(Cycle du combustible nucléaire au thorium) fertile est transmuté enuranium 233fissile en réacteur. Lethorium232, qui est un élément plus abondant que l'uranium238, est aussi un isotopenaturelfertile. Le thorium constituerait ainsi une réserve d'énergie nucléaire très importante, s'il pouvait être valorisé dans une nouvelle filière de réacteurs nucléaires surgénérateurs. Ce n'est cependant pas la seule voie de transformation, puisque cela est aussi envisagé dans le projet de centraleTMSR-500. La voie thorium présente les avantages suivants :
La surgénération est critiquée pour ses projets jugés coûteux, risqués et non aboutis, vision déformée par la surmédiatisation de prototypes industriels commeSuperphénix.
Le projet de surgénérateur américainClinch River Breeder Reactor Project(en), construit en 1972, a été arrêté par leCongrèset l'administration du président Carteren 1983, car il« portait un risque potentiel pour la sécurité ».
Le réacteur surgénérateur allemand deKalkara été arrêté en 1991 en raison de problèmes de sécurité et de son coût très élevé (3,5 milliardsd'euros).
Le réacteurSuperphénixa coûté pour sa construction, selon un rapport de laCour des comptesdatant de 1997, 60 milliards de francs (1994), soit 12 milliards€(2010) dont 2,5 milliards€(2010) supportés essentiellement parEDF. Le chiffre d'affaires de la revente des 7,5TWhd'électricité produite de 1986 à 1996, estimé à 1,875 milliard de francs (25 centimes par kilowattheure), aurait permis de ramener ce coût à 11,7 milliards€(2010).