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Le projet de réacteur nucléaire à fluide dual (DFR)

Entretien avec le Dr Ahmed Hussein


Le Dr Ahmed Hussein est professeur honoraire de physique à la University of Northern British Columbia, et travaille actuellement au TRIUMF, le Laboratoire national canadien de physique des particules situé à Vancouver, en Colombie Britannique. Il est également membre associé de l’Institut de physique nucléaire du solide (IFK) à Berlin, en Allemagne. Il a été interrogé par Robert Hux le 16 septembre 2014, pour le compte du magazine 21st Century Science & Technology.


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Q/ Robert Hux – Dr Hussein, nous nous sommes rencontrés récemment, à l’occasion de la Conférence nucléaire du bassin Pacifique à Vancouver, au cours de laquelle vous avez présenté un nouveau concept très intéressant de réacteur à fission nucléaire. [1] En quoi votre proposition diffère-t-elle des réacteurs nucléaires qui ont été développés depuis les années 1950 ?

R/ Dr Ahmed Hussein – Notre réacteur, que nous avons baptisé Réacteur à fluide dual (DFR) [2], a été conçu pour pouvoir résoudre les problèmes qui subsistent avec les réacteurs actuels, qui sont à l’origine de certaines peurs. Certains concepts utilisés dans les réacteurs actuels ont leur origine dans le domaine militaire, à l’époque du Projet Manhattan, qui ont été adaptées pour l’usage civil. On s’est occupé des questions de sécurité, qui a été améliorée avec les générations de réacteurs civils qui se sont succédées, mais le prix payé a été élevé. Le résultat est que la construction des réacteurs munis de tous ces dispositifs de sécurité pour garantir une exploitation sécuritaire a fait monter le prix des réacteurs de manière significative. Cela dit, même si le coût de construction est élevé, les frais d’exploitation sont beaucoup plus faibles qu’avec les centrales thermiques.

Les autres problèmes avec ces réacteurs sont la quantité de déchets qu’ils génèrent, qui doivent être entreposés pendant de longues années, et la préoccupation à l’égard de la prolifération liée à la nécessité d’enrichir le combustible. Les réacteurs actuels sont cependant bien meilleurs et plus propres, en tant que source d’énergie, que les centrales thermiques ; la sécurité a été améliorée, et je dois ajouter qu’un réacteur de 1000MW produit aujourd’hui un mètre cube de déchets par an, qui peuvent être entreposés en sécurité. Ceci est à comparer aux millions de tonnes de gaz à effet de serre, aux 320 000 tonnes de cendres contenant des métaux lourds toxiques et aux dizaines de milliers de tonnes de souffre et d’oxydes d’azote produits par les centrales thermiques. De plus, les réacteurs nucléaires n’émettent aucun matériaux radioactifs dans l’atmosphère pendant leur fonctionnement, alors que les centrales au charbon émettent des substances radioactives qui sont naturellement contenues dans le charbon.

La conception de notre réacteur est simple, et permet d’éviter les problèmes que nous avons aujourd’hui. Elle permettra de réduire le prix de l’énergie nucléaire, de la rendre plus sécuritaire, sans carbone, et plus pratique à l’usage, que toute autre source d’énergie.

Q/ Pouvez-vous nous décrire comme fonctionne votre réacteur ?

R/ Le réacteur est en réalité très simple.

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Figure 1.
Vue de près du cœur du DFR, avec une partie du cycle de refroidissement et l’entreposage des produits de fission à courte durée de vie à l’intérieur du circuit de refroidissement, en amont du cœur.

Il s’agit d’un réacteur à neutrons rapides, à sels fondus, et refroidi par un métal. Même s’il peut ressembler à d’autres types de réacteurs, il est en réalité différent. Sa caractéristique importante, ce qui le rend unique, est le fait qu’il utilise deux fluides : le premier est le combustible, et le second est le liquide de refroidissement (Figure 1). Ceci permet d’optimiser chaque liquide pour ses fonctions spécifiques, en contraste avec tous les autres projets de réacteurs à sels fondus existants, qui ne font appel qu’à un seul liquide pour transporter le combustible et refroidir le réacteur. Cette caractéristique simple ouvre la porte à plusieurs améliorations qui font de notre réacteur quelque chose d’unique parmi tous les projets de la génération-IV.

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Figure 2.
Combustible du DFR et circuits de refroidissement. Le module de traitement pyrolitique prépare le combustible sous forme de sels fondus, le pompe dans le cœur du DFR, l’extrait en continu puis sépare les isotopes utiles des déchets à courte durée. Le plomb transporte la chaleur (caloporteur) et les produits de fission vers l’extérieur du réacteur jusqu’à l’échangeur de chaleur. En cas de perte de caloporteur, les bouchons fusibles permettent l’évacuation du combustible sous de forme de sel fondu, provoquant l’arrêt du réacteur en toute sécurité.

Le combustible liquide est constitué de sels fondus d’uranium (U) ou de thorium naturels (Th) (du tri-chlorure par exemple), tandis que le liquide de refroidissement est constitué de plomb fondu. Le combustible est préparé à partir d’U ou de Th naturels, dans une unité de traitement pyrolitique fonctionnant en flux tendu (Figure 2). Le combustible liquide est ensuite introduit dans le cœur du réacteur, où une « masse critique » de combustible confinée dans un endroit crée les conditions d’une réaction de fission auto-entretenue, produisant l’énergie qui est ensuite extraite du cœur par du plomb fondu, en direction d’un échangeur de chaleur.

Le combustible sous forme de sels fondus permet une extraction en mode continu des produits de fission, qui sont ensuite entreposés à l’extérieur du cœur du réacteur sous forme liquide, puis refroidis avec le même plomb qui a servi à refroidir le cœur, jusqu’à ce qu’ils puissent être soit acheminés vers des centres de traitement médicaux ou des usines, soit entreposés sur place dans un endroit soumis à un processus de refroidissement passif. De plus, le combustible liquide extrait du réacteur peut être facilement remplacé grâce à l’ajout de petites quantités de nouveau combustible.

Q/ Vous avez dit que le DFR est un réacteur à « neutrons rapides ». Pourquoi cela a-t-il une importance ?

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Figure 3.
La fission nucléaire thermique de l’U-235, déclenchée par la capture d’un neutron lent, produit deux atomes plus petits (Rb-92 et Cs-140, montrés ici dans une réaction possible parmi plusieurs autres), ainsi que 2 ou 3 neutrons rapides qui peuvent être ralentis suite à l’interaction avec un agent modérateur (eau, eau lourde ou graphite) pour accroître la probabilité de capture par un autre noyau d’U-235 et déclencher une réaction en chaîne.

R/ Il a deux types de réacteurs : des réacteurs à neutrons rapides et des réacteurs « thermiques ». La plupart des réacteurs en opération dans le monde, tel que le réacteur à eau sous pression (PWR) ou le CANDU (réacteur à eau lourde sous pression, PHWR), sont des réacteurs thermiques. Ceux-ci ont été conçus pour tirer avantage du fait que la probabilité pour qu’un atome fissile comme l’uranium 235 absorbe un neutron et se casse en deux plus petits morceaux, plus quelques neutrons supplémentaires, créant ainsi une réaction en chaîne, est plus élevée lorsque le neutron a une énergie faible et qu’il se déplace lentement. [3] Mais lorsque l’atome fissionne, il relâche une grande quantité d’énergie et les nouveaux neutrons se déplacent très rapidement, trop rapidement pour qu’ils puissent être capturés par d’autres atomes.

Dans un réacteur thermique, les neutrons doivent par conséquent être ralentis (et ils deviennent des neutrons thermiques). Ceci est accompli par l’ajout dans le cœur du réacteur d’un matériau léger que l’on appelle modérateur (c-à-d de l’eau, de l’eau lourde ou du graphite) qui est en mesure d’absorber de manière efficace le surplus d’énergie des neutrons.

Bien que l’eau soit le meilleur modérateur, ce qui est dû au fait que ses molécules contiennent de l’hydrogène dont le noyau formé d’un seul proton possède une masse quasiment égale à celle du neutron, elle a le désavantage d’absorber une certaine quantité de neutrons.

La plupart des réacteurs thermiques en opération aujourd’hui, en particulier ceux qui utilisent l’eau comme modérateur ou agent de refroidissement, ne sont pas en mesure de soutenir, avec de l’uranium naturel ne contenant que 0,7 % d’U-235, une réaction de fission en chaîne ou la criticité. Ces réacteurs nécessitent que l’on augmente la proportion d’U-235 à 3-5 %, en ayant recours à un traitement très onéreux, appelé enrichissement. Le deuxième meilleur modérateur est l’eau lourde (dioxyde de deutérium), dont les molécules contiennent un isotope lourd de l’hydrogène, le deutérium, possédant un neutron et un proton. Celui-ci a l’avantage de ne pas absorber beaucoup de neutrons, mais en plus il relâche certains de ses neutrons dans le cœur du réacteur, pendant qu’il modère ceux issus des réactions de fission. Ces neutrons supplémentaires font qu’il est possible d’utiliser de l’uranium naturel dans des réacteurs modérés avec de l’eau lourde. Par conséquent, bien que les réacteurs PHWR CANDU n’aient pas besoin d’uranium enrichi en U-235, ils nécessitent de l’eau lourde en tant que modérateur, qui est produite suite à une traitement complexe et onéreux.

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Figure 4.
Le cycle nucléaire fermé des réacteurs actuels. En amont, l’uranium est extrait de la mine, broyé, converti en hexafluorure d’uranium, enrichi en U-235 jusqu’à 3-5 %, puis conditionné en barre de combustible pour usage dans des réacteurs à eau légère. Pour les réacteurs à eau lourde (comme le CANDU), il n’y a pas besoin d’enrichissement. En aval, six pays (Chine, France, Inde, Japon, Russie et Royume-Uni) se sont dotés d’une politique de recyclage des combustible usés pour fabriquer du combustible neuf. Tous les autres pays utilisent un simple passage, et le combustible usé est entreposé dans des piscines de refroidissement sur le site même de la centrale, puis disposé dans des barils à sec, en attendant d’être enfoui sous terre.
Avec le réacteur DFR, les activités d’extraction et de fabrication des éléments de combustible sont considérablement réduites, puisque près de 100 % de l’uranium est consommé et que le combustible se présente sous forme de sels fondus. De plus, les phases d’enrichissement, de retraitement et d’enfouissement géologique ne sont pas nécessaires.
Crédit : http://www.asn.fr/

Les réacteurs thermiques ont d’autres inconvénients. D’abord, ils ne permettent pas de brûler plus que le 0,7 % de l’U-235 présent dans l’uranium naturel. Deuxièmement, les réacteurs actuels utilisent des éléments de combustible à l’état solide et la seule manière de contrôler la puissance générée est d’utiliser des barres de contrôle. Ces barres sont faites d’un matériau comme le cadmium, qui absorbe les neutrons en grande quantité. Elles sont déplacées par des moyens mécaniques, dans et à l’extérieur du cœur du réacteur. Une insertion partielle réduit la puissance du réacteur, tandis qu’une insertion complète le met à l’arrêt. Ce système est susceptible de connaître des problèmes mécaniques, et une perte de contrôle du réacteur pourrait en résulter.

Troisièmement, même si un réacteur thermique ne peut fissionner les 99,3 % d’uranium restant (U-238), ou du thorium (Th-232), il peut convertir ces matériaux fertiles en isotopes fissiles du plutonium (Pu-239) et de l’uranium (U-233). Il produit aussi beaucoup d’autres éléments lourds appelés actinides, ainsi que des éléments de poids moyen appelés produits de fission. La plupart de ces éléments sont extrêmement radioactifs. Les actinides, qui ne peuvent pas pour la plupart être brûlés dans un réacteur thermique, s’accumulent avec les produits de fission dans les assemblages de combustible et produisent une grande quantité de chaleur en raison de leur radioactivité. Les assemblages doivent par conséquent être refroidis en permanence, même lorsque le réacteur est à l’arrêt. Une interruption de ce processus de refroidissement pourrait conduire à une fusion du cœur.

Quatrièmement, une fois que le combustible présent dans les assemblages a été consommé, ceux-ci, contenant les actinides et les produits de fission, sont retirés du réacteur et doivent être entreposés pour une longue période de temps (des milliers sinon des centaines de milliers d’années) dans des sites sécurisés et qui sont stables d’un point de vue géologique.

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Figure 5.
La fission de l’U-235 par neutrons rapides, produisant deux types de produits de fission.

Les réacteurs utilisant du combustible liquide comme les DFR fonctionnent pour leur part avec des neutrons rapides. Ils n’ont donc pas besoin de modérateur. Même si la probabilité d’une fission rapide est plus faible que celle d’une fission thermique, cette faible probabilité est compensée par le fait que la fission rapide produit plus de neutrons (4 à 6 neutrons par réaction de fission environ, comparés aux 2 ou 3 pour une réaction de fission thermique.)

Ces neutrons supplémentaires peuvent également être utilisés pour transformer l’U-238 en Pu-239 fissible ; ainsi, pendant qu’ils consomment le combustible initial, les réacteurs à neutrons rapides produisent du combustible neuf à l’intérieur même du réacteur. Ces réacteurs consomment donc 100 % de l’uranium naturel. Comme les réacteurs thermiques, ils sont incapables d’atteindre la criticité au départ avec de l’uranium naturel. Une fois qu’ils ont démarré cependant, après avoir été chargés avec du combustible enrichi, ils peuvent continuer à fonctionner avec de l’uranium naturel ou du thorium. Ils peuvent aussi fonctionner avec du combustible recyclé à partir des réacteurs existants, ou bien du plutonium et de l’uranium qui ont été extraits des armes nucléaires démantelées. Le résultat est que la durée de vie des ressources en combustibles nucléaires pourra être étendue à des milliers d’années.

Dans les deux types de réacteurs, l’uranium 238 fertile (ou le thorium 232) est converti en Pu-239 (ou U-233) fissiles ainsi qu’en d’autres actinides, mais les réacteurs à neutrons rapides sont plus efficaces dans cette tâche que les thermiques. Comme je l’ai mentionné plus tôt, beaucoup d’actinides ont de très longues demi-vies. [4] Les réacteurs thermiques ne peuvent pas brûler les actinides produits, tandis que les réacteurs à neutrons rapides le font de manière très efficace. Ainsi, les réacteurs à neutrons rapides produisent beaucoup moins de déchets radioactifs, avec des demi-vies beaucoup plus courtes, que les réacteurs thermiques.

Q/ Donc, plutôt que d’utiliser de l’eau comme caloporteur, comme c’est le cas dans la plupart des réacteurs dont nous avons discuté, le vôtre utilise du plomb liquide.

R/ Oui. L’usage de plomb liquide permet d’exploiter le réacteur à une température très élevée, ce qui le rend très efficace. L’usage de sels fondus en tant que combustible et de plomb liquide comme caloporteur apporte de nombreuses caractéristiques de sûreté qui font du DFR un réacteur extrêmement sûr.

Q/ La température de fonctionnement du réacteur est de…

R/ La température de fonctionnement du DFR est de 1000 °C. A cette température, l’efficacité du transfert de chaleur est très élevée. On peut y arriver en utilisant du plomb fondu comme caloporteur, car il fond à 327°C et atteint sa température d’ébullition à 1750°C. On peut en plus opérer à cette température élevée tout en restant à la pression atmosphérique, ce qui permet également de simplifier la conception. Si on compare le DFR au PWR et au CANDU, qui utilisent de l’eau comme moyen de refroidissement, celle-ci bout à 100°C. Un réacteur fonctionnant en-dessous de cette température serait très peu efficace dans le transfert de la chaleur. Ainsi, le PWR et le CANDU doivent fonctionner à des pressions très élevées pour faire monter le point d’ébullition de l’eau, pour pouvoir atteindre des températures de l’ordre de 350°C. La pression doit être de 70 à 150 fois celle de l’atmosphère. La conception des réacteurs doit dans ce cas être assez complexe et onéreuse.

Q/ Le caloporteur utilisé dans le DFR a-t-il d’autres avantages par rapport à ceux utilisés dans les réacteurs à neutrons rapides ?

R/ Les réacteurs à neutrons rapides exigent en général du métal liquide pour refroidir les cœurs de réacteur à haute densité de puissance. Suite aux premiers travaux sur les réacteurs à neutrons rapides effectués au Laboratoire national d’Argonne en Idaho au début des années 50, qui ont conduit à l’Experimental Breeder Reactor-1 (EBR-1) et à son successeur l’EBR-2, l’attention aux Etats-Unis et ailleurs dans le monde s’est portée sur l’usage du sodium ou du sodium-potassium comme caloporteurs.

Ces matériaux cependant réagissent de manière agressive avec l’air, l’eau et autres matériaux structuraux ; ils absorbent les neutrons pour former des isotopes hautement radioactifs, à courte durée de vie (comme le Na-24), qui peuvent libérer suffisamment de chaleur pour causer la formation de bulles de vapeur dans le sodium liquide. Ces bulles nuisent à l’absorption des neutrons, provoquant un accroissement des réactions de fission (coefficient positif du vide) et poussant le réacteur hors de contrôle. Des mesures élaborées sont donc nécessaires pour assurer une exploitation de ces réacteurs en toute sécurité, comme des cuves de réacteur scellées, fonctionnant à des pressions supérieures à la pression atmosphérique, une tuyauterie à double paroi et un cycle de refroidissement intermédiaire ; des mesures qui ont fait grimper le coût des réacteurs à neutrons rapides refroidis au sodium bien au-dessus de celui des réacteurs PWR.

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Figure 6.
Le véritable potentiel de la fission nucléaire dépend de l’usage de réacteurs à neutrons rapides pour créer de manière efficace de la nouvelle matière fissile, de deux manières : a) La conversion de l’uranium non-fissile (U-238) en Pu-239 fissile. b) La conversion du thorium, plus abondant (Th-232), en U-233 fissile. Les réacteurs à neutrons rapides à sels fondus, comme le DFR, n’ont pas besoin d’être mis à l’arrêt pour pouvoir extraire les éléments de combustible usés pour retraitement et recyclage ultérieur. Le Pu-239 et le U-233 (ainsi que les autres actinides) peuvent être brûlés à l’intérieur du réacteur.

Le plomb est pour sa part un élément très stable, qui n’interagit pas beaucoup avec les autres éléments. Il absorbe moins de neutrons que le sodium. Certains isotopes radioactifs pourraient se former dans le plomb après un long séjour dans le réacteur, mais ils se transmutent en un isotope stable du plomb. De plus, le plomb ne ralentit pas les neutrons rapides autant que le sodium. Ainsi, un réacteur refroidi au plomb comme le DFR, duquel les produits de fission sont extraits en continu (car ceux-ci peuvent absorber les neutrons) contiendra un plus grand nombre de neutrons disponibles pour accomplir le travail.

Par exemple, si le DFR était utilisé pour générer du plutonium à partir de l’U-238 contenu dans l’uranium naturel, il lui faudrait 4 ans pour produire assez de combustible pour fournir un autre réacteur, une durée similaire à ce qu’il faut pour construire une centrale nucléaire. A titre de comparaison, des réacteurs à neutrons rapides refroidis au sodium (comme l’ancien réacteur français Superphénix ou les surgénérateurs russes) exigent, avec le processus PUREX des usines de retraitement des combustibles usés, un temps de doublement de 30 à 40 ans. Produire de l’U-233 à partir du thorium demanderait un temps de doublement encore plus long, car l’U-233 produit moins de neutrons de fission que le Pu-239.

Q/ Quelles sont les caractéristiques passives de sécurité dont vous avez parlé tout-à-l’heure ?

R/ Le combustible liquide permet d’utiliser des bouchons fusibles qui sont refroidis activement afin qu’ils restent solides dans des conditions normales de fonctionnement mais si, pour une raison quelconque, le refroidissement venait à faillir et la température du cœur venait à monter, les fusibles fondraient et le combustible serait vidangé hors du cœur vers un réservoir d’entreposage sous-critique (voir figure 2). Une fusion du cœur ne pourrait dans ces conditions jamais avoir lieu. De plus, puisqu’il s’agit d’un réacteur à neutrons rapides fonctionnant avec un combustible à l’état liquide, il n’y a plus besoin d’avoir de barres de contrôle ou de modérateur, ni d’aucune partie mécaniques mobile dans le cœur. Ces caractéristiques permettent de simplifier la conception du réacteur et de réduire considérablement les dispositifs de sécurité active.

Comme je l’ai déjà mentionné, le combustible liquide permet également une extraction en continu des produits de fission, et leur entreposage et leur refroidissement actif par le plomb fondu vers l’extérieur du réacteur. La transmutation radioactive de ces produits de fission continue à générer de la chaleur même après l’arrêt du réacteur. Leur réservoir d’entreposage est également muni de bouchons de secours (Figure 1) permettant l’évacuation vers des réservoirs auto-refroidis en cas de perte d’agent de refroidissement.

Etant donné que tous les actinides à vie longue ont été brûlés, la principale source de radioactivité dans le réacteur provient des produits de fission. Ceux qui ne sont pas immédiatement utiles nécessitent cependant d’être entreposés pour des durées beaucoup plus courtes (jusqu’à 300 ans), ce qui peut être fait dans des conditions de sécurité appropriées sur le lieu même de la centrale. Par ailleurs, tous les isotopes utiles à la médecine ou à l’industrie (comme le molybdène-99/technétium-99m par exemple) peuvent être extraits en continu du réacteur pour être conditionnés et expédiés. De plus, dans le cas d’une perte d’agent de refroidissement (l’accident le plus sérieux dans un réacteur nucléaire) même avant que la température soit suffisamment élevée pour faire fondre les bouchons de secours, cette montée de la température au-delà de la température normale d’exploitation fait que le réacteur devient « sous-critique » et s’arrête de lui-même, à cause du coefficient négatif de température du DFR.

Un dernier point : le réacteur lui-même n’a pas besoin d’eau pour fonctionner, et il peut par conséquent être construit dans un lieu souterrain, tandis que le processus de génération de l’électricité pouvant requérir de l’eau pour fonctionner peut être construit au-dessus du niveau du sol. Tout ceci fait que le réacteur est beaucoup plus sûr que les réacteurs actuels.

Q/ Combien de temps faudrait-il pour construire un réacteur de démonstration et ensuite enchaîner avec la commercialisation ?

R/ Nous estimons pour l’instant qu’il faudra entre dix et quinze ans. Jusqu’à présent, nous avons étudié l’aspect mathématique et le comportement du réacteur, et commencé à sélectionner les matériaux nécessaires pour le cœur du réacteur. Nous n’avons encore rien construit. Nous venons de soumettre une proposition à la Commission européenne pour obtenir une subvention de recherche pour l’étude de nombreux aspects du réacteur, et après cela nous pourrons passer à la construction d’un prototype. Nous pensons pouvoir construire un prototype qui soit en mesure de démontrer que le réacteur fonctionne d’ici 7 à 8 ans, peut-être 10, puis il faudra encore 5 ans pour produire un réacteur de taille normale.

Q/ Vous vous attendez à voir surgir quelques obstacles lors de la construction d’un prototype ?

R/ Il y aura des surprises bien sûr, mais rien qui vienne selon moi nous empêcher de réussir. La chose importante est le fait que nous ne sommes pas en train d’inventer une nouvelle technologie : nous mettons ensemble des technologies existantes, qui ont fait leurs preuves, mais d’une manière qui n’est pas conventionnelle. Le combustible à sels fondus et les bouchons fusibles ont fait leurs preuves dans le cadre du réacteur expérimental construit et exploité avec succès au Laboratoire national d’Oak Ridge au cours des années 60. Le traitement pyrolitique a été développé et utilisé dans quelques centres de traitement en France et ailleurs, et la classe des sous-marins alpha de la marine russe a fonctionné en utilisant un mélange de plomb et de bismuth fondu comme agent de refroidissement. Quelques problème émergeront lorsque nous tenterons de mettre ensemble toutes ces technologies, mais il s’agira d’un type de problèmes qui pourra être résolu selon moi.

Q/ Comment ont répondu le gouvernement canadien et les autres gouvernements dans le monde, du point de vue de leur volonté à investir dans quelque chose de ce type ?

R/ La situation de l’industrie nucléaire ressemble malheureusement à celle de l’industrie automobile, car dans l’industrie automobile vous trouvez actuellement que la plupart des moteurs de nos voitures sont plus ou moins des dérivés de celui inventé par Henry Ford il y a cent ans. L’industrie nucléaire se trouve dans la même situation. Les fabricants de centrales nucléaires ont leurs modèles, ils apportent des changements dans la sécurité qui font que les nouveaux réacteurs sont plus sûrs que les anciens, mais la conception de base est toujours la même que celle héritée du Projet Manhattan. Beaucoup de fabricants rechignent à développer de nouvelles configurations de centrales. Nous nous battons avec cela, mais nous poursuivons nos efforts et nous espérons y arriver bientôt.

Nous n’avons pas encore contacté le gouvernement canadien, mais j’ai appris récemment l’existence d’une entité au sein du Conseil de recherches en sciences naturelles et en génie du Canada (CRSNG) qui est consacrée à la recherche sur les réacteurs de quatrième génération. Le DFR peut être considéré comme faisant partie de la génération IV+, en réalité. Je suis en train de rassembler un groupe de scientifiques et d’ingénieurs canadiens intéressés à l’idée de soumettre une demande de subvention auprès du CRSNG, pour compléter celle que nous avons faite en Europe.

Q/ Pensez-vous que ce nouveau type de technologie pourrait faire basculer l’opposition qui s’est développée au cours des dernières décennies contre l’énergie nucléaire ?

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Figure 7. Applications du DFR.

R/ Je le pense vraiment. Nous faisons face à une certaine opposition. Cependant, j’ai prononcé des discours dans des endroits très divers, et trouvé que la population est en réalité prête à accueillir le nucléaire. Les gens réalisent jusqu’à quel point les combustibles fossiles peuvent être nuisibles. Ils sont prêts pour le nucléaire, surtout pour quelque chose comme le DFR, qui permet de résoudre la plupart des inconvénients des réacteurs actuels. Oui, je pense que la population est prête. Nous avons eu il y a deux ans en Allemagne une expérience qui a montré que la population était en fait très intéressée par l’énergie nucléaire, même si le gouvernement est en train de fermer les centrales. Il semble donc que la population soit prête, sauf qu’elle n’est pas encore passée au stade d’exercer la pression sur les gouvernements pour remplacer les centrales thermiques, fonctionnant avec des combustibles fossiles, par des centrales nucléaires. Nous travaillons très fort pour familiariser la population avec leurs caractéristiques extrêmement sûres, l’absence de tout carbone dans leur fonctionnement, leur coût de construction et les frais d’exploitation bien moindres que ceux associés aux autres sources d’énergie existante tels l’éolien, le solaire et le charbon. Nous prévoyons que le coût de l’électricité produite par un DFR sera le tiers de celui d’une centrale au charbon. Cette électricité bon marché permettra de produire des combustibles synthétiques sans carbone pour les voitures, comme l’hydrazine, et de dessaler l’eau de mer à moindres frais, pour en faire une activité économiquement viable, tout en gardant l’environnement propre.

Q/ Vous avez à un certain moment parlé d’élever la densité du flux d’énergie, à un niveau plus élevé qu’avec la fission, en faisant appel à la fusion. Quelles sont vos perspectives concernant la fusion ?

R/ La fusion nucléaire est, selon moi, la source d’énergie ultime : c’est particulièrement le cas avec la fusion deutérium-deutérium. Le combustible est disponible partout, en grande quantité. Malheureusement, la technologie n’est pas encore disponible, mais il y a des efforts concertés un peu partout dans le monde, autour d’ITER (International Tokamak Experimental Reactor) en France, General Fusion ici même à Vancouver, et la fusion laser aux Etats-Unis. Mais il ne semble pas que nous nous puissions avoir un réacteur de fusion commercial dans l’avenir proche.

En attendant, il faut résoudre le problème des combustibles fossiles, et je pense que nous devrions passer à l’énergie nucléaire et continuer à faire fonctionner les réacteurs actuels, et en construire de nouveaux. Et J’espère que d’ici 20 à 30 ans, la fusion nucléaire sera disponible, et je pense qu’alors toutes les autres centrales devraient être arrêtées et que nous devrions nous en remettre exclusivement à la fusion.

Je voudrais mentionner pour terminer que le concept de réacteur à fluide dual a été développé par un groupe de physiciens, incluant moi-même, à Institut de physique nucléaire du solide (IFK) à Berlin, en Allemagne. [5]

Traduction : Benoit Chalifoux


[1A. Huke, G. Ruprecht, D. Weisbach, S. Gottlieb, A. Hussein et K. Czerski, The Dual Fluid Reactor- A New Concept for a Highly Effective Fast Reactor, article présenté à la 19e Conférence nucléaire du bassin Pacifique, Vancouver, Colombie britannique, 24-28 août 2014.

[3L’uranium a deux composants qui se distinguent par leur masse et leur abondance naturelle : l’uranium 238 (99,3% de l’uranium naturel) et l’uranium 235 (0,7%).

[4La demi-vie, t 1/2, est le terme décrivant la durée nécessaire pour que la moitié des atomes d’un isotope donné se transforme, par voie de radioactivité, en un autre isotope. La plus grande partie des émissions radioactives à partir d’assemblages de combustibles irradiés provient, après les produits de fission, des actinides : le plutonium (Pu-239, t 1/2 = 24 100 ans et Pu-240, t 1/2 = 6561 ans) et des isotopes du neptunium, de l’américium et du curium, avec des demi-vies allant de 2,4 jours (Np-239) à 2,1 millions d’années (Np-237).

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