Le cycle du combustible au thorium: quel avenir ?

1. Les motivations
2. Avantages et inconvénients du cycle au thorium
3. Conclusion

1 – Les motivations pour l’utilisation du cycle au thorium

Le thorium (découvert en 1829) fut considéré dès le début du développement de l’énergie nucléaire comme un combustible potentiel pouvant éventuellement compléter voire même se substituer à l’uranium dont ont craignait à l’origine la grande rareté naturelle. C’est pourquoi il a fait l’objet de recherches assez intensives dans le passé, puisqu’il a même été mis en œuvre dans une bonne quinzaine de réacteurs de puissance. En fait, il faut se méfier de cette perception un peu simpliste du rôle éventuel que pourrait jouer le thorium en tant que «combustible nucléaire». Pour mieux le comprendre il est utile de rappeler d’abord les éléments de base suivants.

Tous les réacteurs nucléaires de puissance (RNP) qui fonctionnent dans le monde aujourd’hui utilisent l’uranium 235 (U-235) comme élément fissile de base dans leur combustible. En effet, c’est le seul isotope naturel de l’uranium qui est facilement fissile pour des neutrons lents. Or tous les RNP sont justement des réacteurs à neutrons lents. De plus, l’uranium introduit dans ces réacteurs contient toujours de l’uranium 238 (U-238) qui se transforme partiellement en plutonium (Pu) par capture de neutrons au cours de l’irradiation. Ce Pu contient des isotopes également fissiles (Pu-239 et Pu-241) qui vont donc à leur tour pouvoir se fissionner au même titre que l’U-235 et produire ainsi de l’énergie. Ces fissions du plutonium se produisent en partie directement dans le cœur au fur et à mesure que le Pu est créé (fissions in situ). Ce faisant, elles permettent de produire environ 40 % de la totalité de l’énergie nucléaire avec les réacteurs de la génération actuelle. Après l’irradiation, il en reste tout de même une partie qui n’a pas pu être «brûlée» (fissionnée) et qu’il est possible de réutiliser via des opérations dites de «recyclage», permettant de fabriquer des combustibles MOX. Un tel recyclage du plutonium, lorsqu’il est pratiqué sur la totalité du combustible usé (comme c’est le cas en France), permet de récupérer un supplément d’environ 12 % d’énergie par rapport au non recyclage.

Comment se situe maintenant le thorium par rapport à ce processus?

En fait, contrairement à l’uranium naturel, le thorium, ne possède aucun isotope fissile dans son état naturel. Il n’est composé pratiquement que d’un seul isotope, le thorium 232 qui est cependant un isotope fertile. En effet,lorsqu’il absorbe un neutron, il génère un isotope fissile: l’uranium 233 (U-233), via deux noyaux intermédiaires que sont le Th-233 puis le protactinium 233 (Pa-233) par décroissance radioactive du Th-233 (période de 22 min.) qui lui même décroit en U-233, mais avec une assez longue période de 27 jours. Or, l’U-233 est le meilleur des isotopes fissiles qui existent pour des neutrons lents, et c’est là l’intérêt majeur du cycle au thorium. Cela provient du fait que le nombre moyen de neutrons qui sont réémis par fission après absorption d’un neutron lent dans son noyau est nettement supérieur à celui des autres noyaux fissiles. Ce nombre, appelé «éta» (lettre grecque η), vaut en effet 2,29 pour l’U-233 contre seulement 2,11 pour le Pu-239 et 2,06 pour le l’U-235. En fait, cette différence apparemment faible est fondamentale car avec une telle valeur de η pour l’U-233, il est possible d'atteindre la surgénération dans les réacteurs à neutrons lents c'est-à-dire de produire plus de matière fissile qu’il en est consommé dans le réacteur. En effet, sur les η neutrons émis en moyenne pour un neutron absorbé dans le noyau fissile, l’un d’eux doit nécessairement pouvoir être absorbé dans un autre noyau fissile afin d’entretenir la réaction en chaine. Il reste donc (η – 1) neutrons disponibles pour pouvoir être absorbés éventuellement dans un noyau fertile et pouvoir ainsi fabriquer in situ un nouveau noyau fissile. La surgénération n’est donc possible que si η – 1 est supérieur à 1 (ou η – 2 > 0). Or, dans des cœurs de réacteurs nucléaires, on perd inévitablement des neutrons dans des captures stériles diverses ou des fuites et il faut donc que la marge par rapport à 1 de (η – 1) soit suffisante. On constate que pour des neutrons lents (réacteurs «thermiques» actuels), cette marge est nettement plus confortable pour l’U-233 (0,29) que pour U-235 (0,06) et le Pu-239 (0,11).

Ceci étant, une réaction en chaine ne peut évidemment pas être entretenue avec uniquement du Th-232. Il faut donc lui adjoindre une matière fissile qui peut être soit de l’U-235 assez enrichi, soit du Pu dont on dispose déjà (option type «MOX), soit encore de l’U-233 une fois «fabriqué» par ailleurs. Dans ce cas seulement, le thorium introduit en réacteur avec cette matière fissile peut générer de l’U-233, qui, à la manière du plutonium, peut être «brûlé» in situ ou bien recyclé. C’est ce que l’on appelle le cycle au thorium.

On voit donc que ce cycle n’est pas réellement une alternative au cycle classique à l’uranium, mais un éventuel complément à ce cycle, tout au moins à échéance prévisible. En effet, il faut d’abord que des quantités suffisantes de matières fissiles soient disponibles pour que ce processus de génération d’U-233 à partir du thorium puisse être initié puis développé à grande échelle et sous réserve que l’on recycle l’U-233 résiduel contenu dans les combustibles usés (comme cela est fait en France pour le Pu dans le cycle uranium). Le processus peut être cependant accéléré si on parvient à concevoir des réacteurs «surgénérateurs» (ce qui est techniquement possible) où l’on parvient à produire plus d’U-233 que l’on en consomme au cours d’un cycle d’irradiation dans le réacteur. C’est seulement à cette condition que l’on pourrait imaginer une substitution quasi-totale du cycle à uranium par le cycle au thorium à très longue échéance. Quoiqu’il en soit, il est clair que la mise en œuvre d’un cycle au thorium conduit à une réduction des consommations d’uranium naturel en quantités plus ou moins élevées selon les scénarios de développement envisagés et les technologies de réacteurs mises en œuvre.

2 – Avantages et inconvénients du cycle au thorium

Dans le cadre très restreint de cet article on se contera de citer simplement quelques uns des avantages et inconvénients du cycle au thorium, sans apporter de détails techniques.

Pour ce qui est de l’élément thorium lui-même, on retiendra d’abord que les ressources naturelles identifiées ou très probables sont du même ordre de grandeur que celle de l’uranium, à savoir plusieurs millions de tonnes au minimum. La ressource en thorium n’est donc pas un problème d’autant que les réacteurs en consomment très peu (c’est simplement la fraction transformée en U-233) et qu’il peut être recyclé. De plus il existe aujourd’hui de grandes quantités de thorium disponibles dans le monde (environ 25000 tonnes dont 10000 tonnes en France), car c’est essentiellement un sous produit de l’extraction de terres rares dans les monazites, et qu’il est peu utilisé dans l’industrie. Sur le plan des caractéristiques physiques, on notera que le thorium 232, comme l’uranium, est radioactif, bien qu’il ait une période de décroissance extrêmement longue de 14 milliards d’années ce qui le rend pratiquement stable (d’où sa présence sur la terre encore aujourd’hui). Le point de fusion du métal est nettement plus élevé que celui de l’uranium métal: 1750°C contre 1135°C pour l’uranium. Il en est de même pour l’oxyde ThO2 dont la température de fusion dépasse les 3300°C contre 2800°C pour l’oxyde d’uranium, ce qui en fait l’un des matériaux les plus réfractaires qui existent. Les conductivités thermiques du métal et de l’oxyde sont également meilleures pour le thorium par rapport à l’uranium. Ce sont évidemment là des avantages tant pour le fonctionnement des réacteurs que pour la sûreté (marges plus grandes). Les combustibles au thorium sont par ailleurs capables de supporter des taux de combustion plus élevés que ceux qui peuvent être atteints par des combustibles à l’uranium, grâce notamment à ces propriétés thermiques. En revanche, il faut souligner ici certains effets néfastes liés à la concentration relativement élevée du noyau intermédiaire Pa-233 créé entre le Th-232 et l’U-233, qui résulte de sa période radioactive relativement élevée déjà signalée plus haut (27 jours). Il en résulte un assez fort taux de captures dans le Pa-233 ce qui réduit d’autant la production de d’U-233. Cela oblige à limiter les niveaux de flux de neutrons, donc la densité de puissance des réacteurs, si on ne veut pas trop dégrader cette production.

L’uranium 233 quant à lui présente des avantages significatifs sur le plan neutronique par rapport à l’U-235 ou au plutonium. On citera en particulier la moindre production de produits de fission très capturant de neutrons tels que Xe-135, Sm-149, ou Sm-151 (plusieurs dizaines de % en moins). On peut relever également de meilleures caractéristiques en termes de d’hétérogénéités de puissance de coefficients de température ou de variation de réactivité au cours d’un cycle. Il faut souligner par contre un réel inconvénient lié à la formation d’U-233 dans un réacteur nucléaire. C’est la formation conjointe de l’isotope 232 de l’uranium (U-232), via diverses réactions nucléaires, dont certains descendants sont de puissants émetteurs de rayons gamma. Des moyens existent cependant pour réduire cette concentration en U-232. Nous ne pouvons pas les détailler ici, mais signalons simplement que cette présence d’éléments très radioactifs mélangés à l’U-233 et qui s’accumulent rapidement une fois qu’il est séparé au retraitement, oblige pratiquement à fabriquer en cellules blindées les combustibles contenant de l’U-233. Ceci est évidemment faisable avec les technologies d’aujourd’hui mais cela peut constituer une pénalité économique non négligeable pour le cycle au thorium.

Au niveau du retraitement des combustibles au thorium, pratiquement indispensable si on veut bénéficier des tous les atouts liés à l’utilisation de l’U-233 en réacteur, il s’avère que les combustibles au thorium sont beaucoup plus difficiles à dissoudre que les combustibles à l’uranium. Des procédés ont été développés et testés dans le passé pour essayer de résoudre ce problème, notamment le procédé dit «Thorex» basé sur l’addition d’acide fluorhydrique dans la solution de dissolution. Toutefois, cet acide est extrêmement agressif vis-à-vis des matériaux (ions fluorures) et il faut donc rajouter d’autres agents chimiques «tampon» pour réduire la corrosion des aciers avec lesquels sont fabriqués les équipements du procédé. Il faudrait donc encore pas mal de R&D pour parvenir à des procédés efficaces et industriellement viables.

Notons pour terminer qu’un cycle au thorium, génère globalement beaucoup moins d’actinides mineurs (Np, Am, Cm) qu’un cycle classique à uranium-plutonium. En fait, cette réduction dépend beaucoup des scénarios de déploiement d’un cycle au thorium et des matières fissiles associées au thorium. Toutefois, même si d’autres actinides à vie longue sont générés avec des cycles au thorium (notamment le Pa-231, de période 33000 ans), l’inventaire radiotoxique global des déchets ultimes reste nettement plus faible qu’avec des cycles uranium, tout au moins jusqu’à une échéance ou elle peut encore présenter un risque.

3 - Conclusion

Ce très bref panorama montre que le thorium offre des perspectives intéressantes, notamment en termes d'économie d'uranium mais aussi pour ce qui concerne la réduction de l’inventaire radiotoxique total des déchets ultimes. Les combustibles au thorium présentent par ailleurs des caractéristiques attrayantes en terme de tenue sous irradiation et de comportement neutronique en réacteur. Toutefois, malgré l'existence d'exemples concrets d'utilisation du thorium en réacteur dans le passé, l'expérience industrielle sur ce cycle reste aujourd'hui très limitée, même si les connaissances de base apparaissent acquises en grande partie. Il est donc clair que le déploiement de ce cycle à une grande échelle nécessiterait encore beaucoup de R&D, en particulier dans le domaine du retraitement et de la fabrication de combustible à base d’U-233, ainsi que lourds investissements industriels. En conséquence, il est peu probable que dans un avenir proche, les conditions soient réunies pour justifier l'engagement de tels efforts, tout au moins en France. En revanche, à échéance de quelques dizaines d'années, l'apparition de nouvelles contraintes pourraient modifier le contexte actuel et conduire à un déploiement industriel de cycles de combustible à base de thorium.

Un des éléments moteurs de ce scénario pourrait être la possibilité offerte par ces cycles de se rapprocher ou même d’atteindre l’iso génération en matière fissile dans certains types de réacteurs thermiques. C’est dans cette perspective que s’inscrivent les quelques recherches menées en France sur le cycle au thorium, notamment au CNRS dans le cadre de ses travaux sur les réacteurs à sels fondus (RSF). Sur le plan international, l’Inde continue d’afficher clairement sa stratégie de développement de son parc nucléaire futur incluant un recours important au cycle thorium dans des réacteurs «classiques». La chine s’est également lancée récemment dans un programme de recherche sur ce sujet, en liaison avec ses travaux en cours sur les RSF. Il en est de même au Japon, qui a toujours mené des recherches sur le thorium et où la compagnie «Chubu Electric power» vient d’initier un programme sur le sujet. Par ailleurs, certains pays poursuivent des recherches dans le cadre d’initiatives privées parmi lesquelles on peut par exemple citer «Thor Energy» en Norvège, «Thorium Power», devenu «Lightbridge» aux Etats-Unis (qui réalise des études en liaison étroite avec des instituts russe sur ce sujet) ou encore la «Weinberg Foundation» en Angleterre.

En conclusion le cycle au thorium est un sujet qui mérite incontestablement la poursuite de recherches et de réflexions, et sur lequel d’ailleurs plusieurs institutions étatiques ou même organismes à caractère industriel restent attentifs.