Accueil > Questions énergétiques > Perspectives futures > Le réacteur à sels stables de Moltex , Graal ou lauréat du concours Lépine (...)

Le réacteur à sels stables de Moltex , Graal ou lauréat du concours Lépine ?

dimanche 12 février 2017, par PH

La mode

Le monde de l’énergie a connu une vogue irrationnelle pour le sujet du thorium. Au lieu d’un investissement concret et financier dans un réacteur de recherche ; il s’est déversé un flux de désinformation. Des thuriféraires du thorium ont repris des critiques injustifiés des antinucléaires sur les réacteurs actuels. Il s’agissait de nier tous les efforts de confinement réalisés, pour mettre en avant la sécurité intrinsèques des réacteurs qui leur plaisaient.
En fait ce que recherchent les partisans du thorium, est le milieu des sels fondus et non pas forcément l’usage exclusif du thorium qu’ont peut rencontrer sous certaines conditions dans des réacteurs actuels. Les sels fondus ont l’avantage de présenter à la fois une inertie thermique et une inertie chimique, intéressantes. C’est dans ce cadre que la société Moltex Energy, a conçu en collaboration avec l’université de Manchester, un réacteur innovant à sels fondus dans lequel le combustible uranium-plutonium est lui même liquide à l’intérieur de gaines. Ce type de réacteur a été baptisé Réacteur à Sels Stables. La dénomination la plus adaptée serait Réacteur à Sels Séparés.

Cet article, probablement le premier en français sur ce type de réacteur qui ne soit pas écrit par ses promoteurs et qui en présente objectivement la problématique.

Un cahier des charges qui ne répond pas encore aux contraintes énergétiques actuelles

Le réacteur est en fait un réacteur à neutrons rapides, analogue aux réacteurs de type Superphénix, le fluor remplaçant le sodium comme modérateur et caloporteur. Il est présent dans un sel mixte NaF/KF/ZrF4. Les masses des atomes de sodium et de fluor étant proches, du point de vue neutronique les réacteurs sont donc voisins. Thermiquement le sel est moins conducteur que le sodium liquide, mais plus fluide. Ces différences de propriétés se compensant le caloporteur se déplace dans les deux cas à des vitesses comparables et dans les deux cas, le milieu doit être protégé de l’humidité. Alors que les sels sont corrosifs, le sodium protège les parois du circuit primaire de la corrosion.

Tandis que les RNR-Na visent l’économie de neutrons par l’adjonction de couverture fertiles, Moltex perd des neutrons par absorption dans le chlore du combustible , le zirconium du sel et l’hafnium son impureté. L’absence de couvertures fertiles rend le réacteur consommateur net de matière fissile. Tout le contraire de ce qui est nécessaire pour déployer le nucléaire mondial.

Moltex renvoie ce problème à plus tard en invoquant la possibilité d’introduire du thorium dans le sel qui aboutirait alors à la production d’uranium 233 fissile. On perd alors l’avantage de ce type de réacteur : la radioactivité du caloporteur augmente et il faut le retraiter continûment. On comprend l’équation financière de Moltex, amortir de réacteur en consommant de la matière fissile, puis construire le l’unité de traitement du sel, une fois le réacteur amorti. Mais pour l’instant Moltex s’inscrit comme un réacteur qui fonctionne sur les produits des réacteurs que ses partisans critiquent.

Il faudrait envisager la présence d’une couverture d’assemblages fertiles UO2 ou UF4 (en bleu sur le schéma), et purifier le zirconium de son hafnium pour ne pas perdre de neutrons. Mais Moltex s’y refuse en ne voulant pas augmenter la taille du réacteur, pour maîtriser les coûts : « In principle, by using nuclear grade, highly purified zirconium we could have just used the same coolant. But that coolant would not then have been as effective a neutron screen and we would have needed a much larger reactor.
A much better option exists however. Thorium forms a tetrafluoride salt. A coolant comprising ThF4 mixed with NaF and KF has suitable melting point and physical properties. This coolant has very interesting properties. It converts most of the
neutrons that escape from the core into the fissile isotope uranium-233. It therefore converts the coolant into a breeding blanket.
 » [1].
Une fois l’uranium 233 produit dans le sel caloporteur sous forme d’UF4, il faudrait le séparer. Les études sur les réacteurs au thorium nous en donnent deux méthodes. Une fluoration sur site permet d’obtenir UF6 gazeux qui se sépare du sel, sinon l’uranium peut être extrait aussi dans du bismuth liquide saturé en thorium, c’est la voie envisagée par Moltex. Quelques fissions ont lieu dans le sel caloporteur, l’extraction de leurs produits nécessite aussi de mettre le sel au contact de bismuth liquide.

Le réacteur de Moltex, une usine de produits de fission à longue durée de vie.

Les produits de fission à vie longue (en abrégé PFVL) ne posent pas de problème, si on peut les confiner et s’ils ne modifient pas la radioactivité naturelle. Ce sera la cas pour le zirconium et le potassium. En revanche, dans l’état actuel le réacteur produit une quantité inadmissible de chlore 36, issu du chlore 35. La solution serait de faire une séparation isotopique du dichlore pour ne partir que de 99 % chlore 37 dans le combustible UCl3/PUCl3/NaCl, puis de recycler le chlore lors de son retraitement pour éviter les relâchements des traces restantes de chlore 36.

Moltex attire aussi l’attention sur la pression des gaz dans les assemblages, alors que le souci principal dans un réacteur est l’évacuation de la puissance résiduelle et le confinement des aérosols. Pour réduire la pression à l’intérieur des assemblages, le cœur laisse s’échapper les gaz produit de fission dont le xénon 135 qui a une demi-vie de 9 heures. Dans un réacteur actuel, le xénon 135 est détruit par absorption d’un neutron ; dans le cas de Moltex, le xénon s’échappe de la gaine, ce qui crée des dépôts de césium 135 à l’intérieur de l’enceinte et hors du réacteur. Pour un pays comme la France, les rejets seraient de l’ordre du térabecquerels bien en deçà de ceux du krypton 85. Certes jusqu’au prochain millénaire, ni le krypton 85, ni le césium 135 ne perturberont la radioactivité naturelle ; mais lorsqu’on envisage de stocker le krypton 85 avec le CO2, disperser du césium 135 fait mauvais effet. La chimie supramoléculaire a quelques outils pour piéger les gaz nobles, mais là encore, il faut y mettre le prix.

La nécessaire épreuve de l’expérience

Pour l’instant Moltex n’est qu’un réacteur théorique. Dans un réacteur en fonctionnement, les gaines en acier plaquées de zirconium subissent le flux neutronique de l’ordre du MeV et l’énergie de recul des noyaux de l’ordre de la centaine de MeV. Il est donc infondé de planifier pour l’instant le déploiement de ce type de réacteur. Enfin il reste le passage devant les autorités de sûreté, qui prendront leur temps devant un nouveau type de réacteur.

Conclusion

Les concepteurs de Moltex se sont focalisés sur le coût du réacteur sans envisager son caractère durable. Quelques modifications permettraient pourtant d’utiliser les réacteurs à sels stables en accord les plans de déploiement mondiaux du nucléaire et inscrire Moltex dans les réacteurs de quatrième génération. Les coûts augmenteront alors : il faudrait séparer isotopiquement le chlore, augmenter la taille du réacteur et purifier le zirconium ou retraiter le sel en continu, et enfin étanchéifier le bâtiment réacteur. Partant d’un coût 2 $ par watt. Il reste des marges. La première version de ce type de réacteur illustre les excès du low cost dans le domaine de l’énergie. Il serait intéressant d’envisager la voie ouverte par Moltex dans le cadre d’un partenariat franco-anglais, en particulier si la France quitte l’orbite antinucléaire de Bruxelles.


Voir en ligne : site de la société Moltex energy


[1issu du document de l’entreprise Moltex advantage

Un message, un commentaire ?

Forum sur abonnement

Pour participer à ce forum, vous devez vous enregistrer au préalable. Merci d’indiquer ci-dessous l’identifiant personnel qui vous a été fourni. Si vous n’êtes pas enregistré, vous devez vous inscrire.

Connexions’inscriremot de passe oublié ?