Energie nucleaire by NvKrx4

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									                                           Chapitre XII




                                L’ÉNERGIE NUCLÉAIRE
                                     La fission des noyaux lourds
                                     La fusion des noyaux légers
                                       Les bombes nucléaires




Objectifs généraux
1. Connaître les préceptes théoriques des processus nucléaires de fission et de fusion
2. Connaître pour chacune d’eux les raisons des qualificatifs de rapide et de lent attachés aux modes de
   fission et de fusion
3. Comprendre les raisons des choix des filières de la fission lente
4. Connaître les difficultés technologiques qui freinent le développement de la fission rapide
5. Évaluer l’importance des réserves du combustible nucléaire pour le processus nucléaire de fission
6. Connaître les importantes difficultés technologiques qui font de la fusion une énergie problématique
7. Évaluer l’importance des réserves du combustible pour le processus de fusion
8. Connaître les différentes sortes de bombes nucléaires
Le nucléaire : L’énergie nucléaire                                                                  2


                                          Table des matières

1.  La fission nucléaire                                                                             5
  1.1. La réaction de fission                                                                        5
  1.2. Le bilan neutronique                                                                          6
    1.2.1.     la fission un processus «non naturel»                                                 6
    1.2.2.     la notion de masse critique                                                           7
2. La fission "lente"                                                                                7
  2.1. Les contraintes du réacteur à neutrons thermiques                                             8
    2.1.1.     Du ralentissement à la modération                                                     8
    2.1.2.     l’enrichissement isotopique                                                           8
    2.1.3.     un choix politique ?                                                                  9
  2.2. Les filières nucléaires                                                                       9
    2.2.1.     les barrières physiques aux radiations                                               11
  2.3. La production d'électricité                                                                  12
  2.4. Les émanations radioactives de la centrale                                                   13
3. La fission "rapide"                                                                              13
  3.1. L’accès à de nouvelles ressources en combustible                                             14
  3.2. Le réacteur surgénérateur                                                                    14
    3.2.1.     Le temps de doublement                                                               15
  3.3. Le talon d’Achille, le caloporteur                                                           16
4. Les réserves de combustibles nucléaires                                                          16
  4.1. Les réserves                                                                                 16
  4.2. Les cycles d'exploitation de l'énergie nucléaire et la "maîtrise de l'énergie"               17
5. La réaction nucléaire de fusion                                                                  19
  5.1. Les conditions de la réaction de fusion D-T.                                                 20
    5.1.1.     le critère de Lawson                                                                 20
  5.2. Fusion lente et fusion rapide                                                                21
    5.2.1.     la fusion lente, le Tokamak                                                          21
    5.2.2.     La fusion rapide                                                                     22
  5.3. La récupération de l’énergie                                                                 22
  5.4. Les réserves énergétiques de la planète                                                      23
  5.5. Les dangers associés au procédé de fusion                                                    23
6. Processus non contrôlés de production d'énergie, les bombes nucléaires                           23
  6.1. La bombe atomique, la bombe A                                                                23
    6.1.1.     Évaluation de la masse critique                                                      24
    6.1.2.     Application à l’235U                                                                 24
    6.1.3.     Technologie de construction                                                          24
    6.1.4.     Énergie libérée et puissance de la déflagration                                      25
  6.2. La bombe thermonucléaire, la bombe H                                                         26
  6.3. La bombe à neutrons                                                                          27
  6.4. La menace des bombes «sales»                                                                 27



Bibliothèque dédiée aux questions nucléaires : http://alsos.wlu.edu (La Recherche, novembre 2002)




                                         Armel Boutard, Uqam
Le nucléaire : L’énergie nucléaire                                                                          3


Nous allons étudier les processus de production d'énergie N-1 : L’activité globale des déchets
électrique d'origine nucléaire ou "énergie nucléaire" afin de radioactifs générés et la quantité de
mieux comprendre les impacts environnementaux de cette matière fissile stockée par l'industrie
filière de production énergétique et de mieux évaluer la de l'armement nucléaire sont
pertinence de cette ressource en comparaison de celles de supérieures à celles des déchets
production classique des centrales thermiques et des formes provenant de l'utilisation "pacifique"
alternatives renouvelables.                                         de l'énergie nucléaire.
L'énergie nucléaire fait l'objet de débats très émotifs et de
descriptions plus ou moins alarmantes de ses conséquences. Les opposants au «nucléaire» sont
insatisfaits des réponses toujours partielles leur semble-t-il quant aux dangers liés à l'industrie nucléaire.
Il est vrai que l’exigence est plus grande que pour d’autres enjeux compte tenu que les gens associent
toujours à l'idée d'énergie nucléaire les explosions du 6 et du 9 août 1945, celles des bombes nucléaires
sur Hiroshima (80 000 morts) et Nagasaki (45 000 morts). La bombe Little Boy (uranium) fut larguée le
6 août 1945 à 8 heures 15 minutes d'un B-29 du nom d'Enola Gay. Fat Man (plutonium), larguée 3 jours
plus tard, était plus grosse et plus lourde que sa
"cousine" (figure 1). Ces deux bombes furent
conçues dans le cadre de l'effort commun interallié
(mais surtout Américain) du projet Manhattan.
L’effet d’association de la notion de progrès aux
développements technologiques de plus en plus
complexes dont a bénéficié par la suite le
programme «pacifique» nucléaire a vite fait place à
la crainte suite aux accidents des réacteurs de Three
Miles Island (faute au contrôle de caloporteur) et
l’explosion de celui de Tchernobyl. C’est la crainte
que la limite à l’infaillibilité technologique est celle
des capacités humaines à gérer et à contrôler la
complexité technologique. Il faut donc prendre en
compte la faillibilité de l'élément humain en ce qui
a trait à la conception, à la réalisation, au contrôle
de la centrale de même qu'à la gestion des déchets
radioactifs.
La centrale nucléaire n’est pas, à priori, l'aspect le
plus dangereux des activités humaines reliées à
l'industrie nucléaire (N-1). La conjoncture actuelle
rend nécessaire et légitime le fait d'y accorder un Little Boy (15 kT)                      Fat Man (21 kT)
intérêt particulier, donnons quelques exemples : la         Figure 1 : Les deux premières bombes Little
place importante de cette forme d’énergie dans les               Boy et Fat Man. 1T (TNT)  4,25 109 J
pays occidentaux, l'expansion qu’elle va prendre
dans les deux plus grands pays du monde (Chine et Inde), la peur que les cendres du combustible usé
puissent être utilisées pour une prolifération de l’armement nucléaire (Inde, Pakistan) ou encore être
utilisées par des groupes terroristes pour la réalisation de bombes sales. L’épuisement à venir des sources
de combustibles fossiles et le réchauffement et la pollution de l’atmosphère sont des incitatifs puissants à
l’utilisation du nucléaire pour la production d'énergie «utile», la période actuelle en est une de transition
de la période du "tout à l'énergie fossile, pétrole et charbon" à celle du "tout électrique" pour une bonne
part d’origine nucléaire ; ne parle-t-on pas de transports en commun et de voitures individuelles
électriques, de production de l'hydrogène par électrolyse de l'eau, l'hydrogène le fuel du futur pour tout
ce qui ne sera pas électrique ? L’inaction en matière de maîtrise de la consommation énergétique et de
développement des énergies douces renouvelables comme l’hydroélectrique, l’éolien et le solaire ne
peuvent qu’accélérer l’ère du nucléaire.



                                           Armel Boutard, Uqam
Le nucléaire : L’énergie nucléaire                                                                           4


Le débat de l’avenir énergétique ne se pose pas au Québec, riche en ressources hydroélectrique, il est
amorcé en Ontario et très engagé en Europe, surtout en France où 74.5% de l'électricité produite est
d'origine nucléaire (1990). Le tableau I nous donne une importance de la production d'électricité
d'origine nucléaire dans le monde.

                                        Tableau I : Le monde du nucléaire
                                                                Pourcentage du "nucléaire" dans la
                      Répartition relative                        production nationale d'électricité
    États-Unis             :   31.1%               Pays               Nb. de réacteurs          %

    France                 :   16.3%          États-Unis                      112              20.6
                                              France                           56              74.5
    Ex-URSS                :   10.8%          Ex-URSS                          42              12.2
                                              Japon                            41              27.1
    Japon                  :   9.2%           Grande-bretagne                  37              19.8
                                              Allemagne                        21              32.6
    Ex-RFA                 :   6.9%           Canada                           20              15.0
                                              Suède                            12              46.0
    Grande-Bretagne        :   4.3%           Corée du Sud                      9              49.1
                                              Espagne                           9              38.5
    Europe de l'Est        :   3.3%           Inde                              9               2.0
                                              Tchécoslovaquie                   8              32.0
    Autres                 :   17.5%          Belgique                          7              60.1
                                              Taiwan                            6              38.3
                                              Suisse                            5              41.0
                                              Finlande                          4              35.2
                                              Argentine                         2              17.5
                                              Afrique du Sud                    2               5.7
                                              Pays Bas                          2               4.9
                                              Yougoslavie                       1               5.6
                                              Mexique                           1               4.1
                                              Brésil                            1               1.0
                                              Pakistan                          1               1.0

Nous allons ici étudier les aspects scientifiques des enjeux des réacteurs nucléaires de façon à vous
permettre de mieux répondre à une série de questions qui devraient vous aider à vous faire une opinion.
          La physique des réactions nucléaires est-elle suffisamment développée pour nous
             assurer de la probabilité des divers événements?
          L'exploitation de l'énergie nucléaire du réacteur PWR est-elle technologiquement
             raisonnable et suffisamment sûre?
Nous allons dans le prochain chapitre nous préoccuper des impacts environnementaux et des risques à la
biosphère afin de répondre cette fois aux questions plus au cœur d’un débat de société :
          La gestion des résidus est-elle technologiquement raisonnable et suffisamment sûre?
          L’utilisation pacifique du nucléaire est-elle sociologiquement et humainement
             souhaitable?
Pour compliquer encore la problématique, il semble même que pour certains pays, compte tenu d'un
contexte sociopolitique particulier et du désir légitime d'indépendance ou d'autonomie énergétique, il
faille plutôt dire: "Peut-on s'en passer? 1".



1
    FELDEN, Marceau, Energie: Le défi nucléaire, Collection Connaître et Comprendre, A. Leson, 1976, p.196


                                              Armel Boutard, Uqam
Le nucléaire : L’énergie nucléaire                                                                         5


1.       La fission nucléaire
C'est en Allemagne, en 1939, que O. Hahn et F. Strassman ont
découvert le processus naturel de la fission nucléaire. Ces
scientifiques ont remarqué qu'en bombardant de l'isotope 235U
de l’uranium (Z = 92) avec des neutrons très ralentis, à des
vitesses d'environ deux kilomètres par seconde comparées à
celles de 2000km/s pour les neutrons issus de la fission, les
noyaux des atomes d'uranium se scindent en deux fragments
radioactifs qui s'éloignent violemment l'un de l'autre. Ce
phénomène s'accompagne :
          d'une perte de masse (m) et de la production
            d'énergie (E = mc2) énergie communiquée en
            grande partie aux fragments et aux neutrons libérés
            sous forme d'énergie cinétique. L'énergie cinétique
            de ces "projectiles", perdue par "collisions" dans la
            matière, apparaît finalement sous forme de chaleur
          de l'émission de neutrons.
Joliot, dès 1939, a montré qu'à chaque fission de l'isotope de l'uranium 235, deux (2) à cinq (5) neutrons
sont libérés, la moyenne étant plus proche de 2,5.
Mais c’est Fermi qui, avant la deuxième guerre mondiale, réalisa à Rome sans le savoir la première
fission en soumettant des noyaux lourds à un flux de neutrons. Il quitta l’Italie «fasciste» en 1938 pour
les États Unis. À la suite de travaux théoriques conjoints avec le danois Niels Bohr, il entreprit en 1942
la construction de la première «pile atomique» (nom donné par Pauli) sur un court de squash, dans le
sous-sol du stade de l’université de Chicago. La première réaction entretenue ou divergence, fut obtenue
le 2 décembre 1942. Le 16 juillet 1944 la première bombe atomique explosa au site des tests au Nouveau
Mexique.
Depuis lors de nombreuses recherches et d’importants développements technologiques ont mené au
développement de plusieurs types de réacteurs ou filières. La technologie des divers réacteurs à neutrons
thermiques est maintenant bien établie et permet une production industrielle de l'électricité ; celle des
réacteurs à neutrons rapides en est à ses débuts et seule la France poursuivait jusqu’à maintenant les
développements des surrégénérateurs, une promesse du gouvernement à leurs alliés politiques «verts»
laisse présager de l’arrêt de ce projet (réacteur Super Phénix).
         1.1.     La réaction de fission
La fission est une réaction nucléaire, qui peut être naturelle ou induite, au cours de laquelle le noyau d'un
élément atomique lourd se sépare en deux ou plusieurs fragments. L'isotope 235 de l'uranium est le
seul des éléments naturels à la Terre spontanément fissible. Cette occurrence est très faible. Comme
les noyaux de masse moyenne, fragments de fission, ont un rapport du nombre des neutrons au nombre
des protons plus faible que celui des noyaux plus lourds, cette réaction implique l'émission des neutrons
excédentaires. Ces derniers, émis à de grandes énergies, peuvent à leur tour produire des fissions des
isotopes 235U qui se fissionnent à leur tour. Dans un bloc de cet isotope pur, ce mécanisme de fission
spontanée entraîne un processus de réaction en chaîne (figure 2). Le principe de la bombe A repose sur
ce processus de réactions en chaîne qu'il s'agit alors de favoriser.
Par contre, si l'on parvient à contrôler la réaction en chaîne, comme à l'intérieur d'un réacteur nucléaire,
c'est-à-dire à limiter le nombre de fissions par unité de temps à un nombre raisonnable constant, l'énergie
de fission totale du combustible nucléaire est distribuée sur de grands intervalles de temps et peut être
utilisée à des fins de source de chaleur comme pour la production d'électricité. Les neutrons produits
dans les réacteurs nucléaires peuvent également être mis à profit pour la production d'isotopes
particuliers à des besoins de traitements thérapeutiques en médecine et à diverses applications
industrielles.


                                          Armel Boutard, Uqam
Le nucléaire : L’énergie nucléaire                                                                                  6

                                                                                                                0
         1.2.     Le bilan neutronique                                                                      3 =1

Il y a trois processus possibles
                                              n= 1                                                          3 1= 3
d'interaction entre les neutrons issus
d’une première fission et le bloc
d'uranium naturel où ils sont produits n= 2
                                                                                                            3 2= 9
:
          l'absorption d'un neutron
            par un noyau d'U235 qui n=3                                                                     33= 27
            conduit à la fission de ce
            noyau,
          la capture d'un neutron par             Figure3 : Réaction en chaîne pour un bloc pur d’U235
                               238
            un noyau d'U            ; ce           avec un facteur multiplicatif de 3 à chaque génération
            processus conduit à la
            création d'un isotope plus lourd puis, par l'émission de particules - (n  p+ + - + -),
            à la création d'éléments de numéro atomique supérieur (Z = 93 neptunium Np, puis Z =
            94 plutonium Pu, Z=95 américium Am, etc.). Les éléments plus lourds que l'uranium
            sont appelés transuraniens,
          la collision (élastique et inélastique)
            d'un neutron avec les noyaux
            d'uranium sans qu'il y ait absorption.
            Le neutron ainsi ralenti, s'il ne
            participe ultérieurement à aucun des
                                                         σ
            deux processus précédents, finira
            par se désintégrer.
          la perte, le neutron sort du bloc et
            finira par se désintégrer
Seul le premier processus produit des neutrons,
tous les autres les «éliminent», en ce sens qu’ils
ne sont plus disponibles à créer une réaction de
fission.
On définit le facteur de multiplication                                                  Énergie (eV)
effectif (Keff) comme le rapport du nombre de
neutrons à la (n-1)ième génération au nombre à la          Figure 3 : Les sections efficaces de fission et de
nième génération. Pour établir la réaction en               capture des neutrons par les isotopes d’uranium
chaîne «contrôlée» typique d’un réacteur
nucléaire, il faut que Keff soit constant et égal à 1. Plus grand, il y a danger de divergence vers la réaction
en chaîne, plus petit le réacteur «s’éteint», état sous-critique (N-2). Pour assurer un fonctionnement
satisfaisant on choisit Keff de l’ordre de 1,0004 à 1,0008 ; le léger surplus de neutrons est absorbé par des
barres de contrôle et de compensation utilisées comme un frein et qui absorbent plus ou moins les
neutrons selon leur profondeur de pénétration dans le cœur du
réacteur.                                                                    N-2 : La notion de réactivité
                                                                            La réactivité c d’un réacteur est
                 1.2.1. la fission un processus «non naturel»               définie à partir de Keff :
La condition suffisante et nécessaire de la fission est que le facteur               c= (Keff – 1)/Keff
de multiplication effectif Keff soit au moins égal à 1. Or, l'uranium        c  0, le réacteur est sur-critique, la
naturel sous sa forme chimique pure, contient seulement 0,72% d'            réaction diverge;
235
   U et 99,28% d’238U. C’est l’équivalent de 1 atome d' 235U pour            c = 0, le réacteur est critique;
140 atomes d’238U. Nous allons montrer que ce fait combiné avec              c 0, le réacteur est sous-critique
celui de la variabilité des sections efficaces (probabilité) de fission     et la production d’énergie est
(f) et de capture (c) ou de collision d'un neutron selon les deux         impossible
isotopes de l’uranium en fonction de l’énergie des neutrons (figure


                                            Armel Boutard, Uqam
Le nucléaire : L’énergie nucléaire                                                                               7


3)2, interdit tout processus de fission entretenue dans un bloc d’uranium pur.
La figure 3 révèle que l'238U n'est fissible que pour des neutrons à des énergies supérieures à quelques
Mev. Les neutrons de la réaction de fission de l’235U (En  2,5 106 eV) vites ralentis ont une contribution
très négligeable à la fission de l’238U. Au contraire, la probabilité de fission induite de l'235U augmente à
mesure que l’énergie des neutrons diminue jusqu’à un facteur de 1000 pour des neutrons de très faible
énergie. Le problème est que dans un bloc ou barreau d’uranium le neutron libéré par une fission
nucléaire spontanée ne rencontre que des noyaux 238U qui vont le ralentir par collisions successives pour
finalement mieux le capturer (figure 3, c -courbe en pointillé). En effet, en ralentissant le neutron va
passer par la zone des énergies intermédiaires (10 à 103 eV) où les neutrons sont grandement absorbés
par les noyaux d'238U qui représentent 99,2% des noyaux présents dans l'uranium naturel (140 pour 1) ; la
section efficace de capture atteint en effet des valeurs du millier de barns. Les neutrons libérés dans une
fission spontanée vont être absorbés par l'238U avant qu’ils n’aient eu la chance d’amorcer une fission
induite, et la réaction en chaîne "s'éteint".
Le facteur de multiplication effectif sera toujours très inférieur à 1 (Keff  1), la fission spontanée d’235U
joue un rôle négligeable dans l’émission globale des radiations. La preuve est qu’on ne retrouve pas de
noyaux résultant de la fission dans les dépôts de minerais d’uranium naturel3, seulement les noyaux de la
filière radioactive aboutissant aux deux isotopes de Pb206,207 respectifs des isotopes d’U238,235. C'est la
raison pour laquelle un bloc d'uranium naturel et encore moins le réacteur ne peuvent pas se transformer
en une bombe nucléaire. L’uranium naturel est seulement faiblement radioactif (T  4 109ans).
                 1.2.2. la notion de masse critique
La masse critique d’un bloc d’uranium pur de l’isotope 235U est définie comme la plus petite quantité qui
permet d’assurer Keff  1. La fuite des neutrons est proportionnelle à la surface extérieure de cette masse
que nous supposerons sphérique (4R²) afin de limiter les pertes pour une masse donnée. La probabilité
de fission est proportionnelle à la quantité de matière et donc à son volume ( 4/3.R³). La valeur de R qui
permet de satisfaire à la condition minimale de Keff =1, calculée à la partie 6.1.2, n’est que de 6 cm ; une
masse de près de 17 kg d’235U. Cette notion est importante pour les militaires et la fabrication de bombes.

2.       La fission "lente"
L’utilisation de l’énergie nucléaire à des fins pacifiques dépend donc de notre capacité à bien contrôler le
bilan neutronique afin d’assurer les conditions minimales de criticité (c = 0). Nous avons dit qu’en réalité
nous choisissons un état légèrement sur-critique avec Keff de l’ordre de 1,0004 à 1,0008. Il faut en fait
favoriser à partir d’une faible valeur de la fission spontanée, la fission induite par les premiers neutrons
de l'235U. Il faut accroître la probabilité de la réaction de fission au plus près de sa valeur maximale
théorique, deux approches sont possibles :
          ralentir, sans les absorber, les neutrons afin d'augmenter la section efficace de fission
             (f) des noyaux d’235U, si peu abondants dans l'uranium naturel.
          augmenter le rapport 235U/238U, «enrichir» l’uranium naturel en 235U à la valeur voulue
             de Keff qui assure la continuité du processus de fission.
Il est aussi possible de combiner ces deux approches, et c’est parce que toutes les filières à l’ 235U ont en
commun de ralentir les neutrons que la filière de fission de cet isotope a reçu le nom de "fission lente".
Les neutrons sont ralentis de 2,5 Mev à 0,025 eV; ces neutrons lents sont appelés "neutrons thermiques"
(N-3).




2 Adapté de: GUILLIEN, Robert, Physique nucléaire appliquée, Editions Eyrolles, 1960, p. 372
3 Un seul exemple de réacteur naturel a été identifié (en Afrique), il a été causé par l’érosion le transport et la
sédimentation de minerai d’uranium. La grande concentration locale de ce minerai et la présence d’eau qui a joué le
rôle de modérateur a créé les conditions suffisantes à des réactions de fission.


                                             Armel Boutard, Uqam
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         2.1.   Les contraintes du réacteur à neutrons thermiques
Le ralentissement des neutrons à une énergie N-3 : Les neutrons lents ou thermiques
cinétique de l'ordre de 0,025 eV, accroît la L'équivalent thermique d’une énergie de 0,025eV pour un
section efficace (probabilité) de fission pour les neutron animé d'un mouvement de translation dans un plan
noyaux d'235U à 580 barns, en comparaison à (deux dimensions), est donné par la relation suivante:
1,5 barns pour leur énergie initiale de 2,5 MeV.                         E = kT, k est la constante de Boltzmann
D'autre part, à 0,025eV, la probabilité de (8,617 10            -5 eV/K) et T la température dans l'échelle Kelvin.
capture par l'235U et par l'238U est faible de                  T=
                                                                           0,025 eV
                                                                                               = 290K ou         17 o C
l’ordre de 10. Ainsi, bien que le nombre de                            8,617      10 -5 eV/K

noyaux d'235U dans le bloc d'uranium naturel C’est la température moyenne de la Terre. L'énergie
soit faible par rapport au nombre de noyaux cinétique du neutron thermique se compare en valeur à
                                                      l’énergie d’agitation des molécules de l’air (ces molécules
d'238U, un atome d'235U pour 140 atomes d'238U,
                                                      ont trois degrés de liberté).
cette augmentation par un facteur de près de 60
du rapport f/c rétablit la chance d’entretenir le processus de fission sur une production moyenne de 2,5
neutrons par fission (60 . 2,5 = 150). En conclusion si les neutrons sont ralentis sans être capturés, la
réaction en chaîne contrôlée peut être maintenue.
                2.1.1. Du ralentissement à la modération
Nous avons vu que seule l’absorption des neutrons émis est «naturelle» au bloc d’uranium. Il faut utiliser
des «ralentisseurs» moins absorbant que le noyau d’238U.

                                Tableau II : Propriétés des modérateurs usuels
                                 Propriétés                eau légère eau lourde graphite
                                                             (H2O)      (D2O)      (C)
                      nombre de chocs nécessaires à la          19            35           115
                      production de neutrons thermiques
                      longueur de ralentissement               5,74           10,9         19,7
                      pouvoir de ralentissement                3,26          0,256        0.061
                      pouvoir de capture                      0,022        0,000033      0,00026
                      rapport de modération                    147           7700          234

Nous savons que pour les interactions mécaniques de diffusion, les échanges sont maximums quand les
masses du projectile et de la cible sont égales. Dans ces conditions, les neutrons sont le mieux ralentis
par les protons c’est à dire les noyaux d’hydrogène et donc l’eau ou des paraffines riches en hydrogène.
Une comparaison de l'eau ordinaire dite eau légère avec l'eau lourde où l'atome d'hydrogène est remplacé
par un deutéron, nous montre que ces deux fluides présentent des caractéristiques particulièrement
intéressantes (Tableau II). L’eau naturelle ralentit mieux, par contre la capture4 des neutrons y est plus
de 600 fois plus grande. Pour combiner ces deux caractéristiques, pouvoir de ralentissement et pouvoir
de capture, on définit un facteur de modération qui est le rapport de ces deux facteurs ; l’eau lourde est le
meilleur agent modérateur.
Le graphite est le modérateur de la filière russe du type du réacteur de Tchernobyl. Cette filière est
légèrement plus performante mais plus difficile à contrôler à basse puissance.
                 2.1.2. l’enrichissement isotopique
La réaction de fission dans un barreau d’uranium naturel est auto-entretenue si le modérateur est de l’eau
lourde. Elle ne l’est pas si le modérateur est de l’eau légère qui capture plus de 600 fois plus les neutrons.
Dans un tel cas, il devient alors nécessaire d'enrichir le combustible (uranium naturel) en 235U afin
d'augmenter la probabilité qu'il y ait fission d'235U. L’enrichissement est de l’ordre d’un facteur de 3 à 4


4   Un pouvoir de modération de 0,022 signifie que 22 neutrons sur 1000 seront capturés.


                                               Armel Boutard, Uqam
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pour une concentration de l’ordre de 2 à 3 % de l’isotope 235U. Pour les moteurs de sous-marins ou de
bateaux ou la réduction de la taille est la contrainte maximale, l’enrichissement est beaucoup plus grand.
                 2.1.3. un choix politique ?
Ainsi deux filières sont possibles dans la fission de l’uranium :
          l’uranium naturel exige le choix du modérateur eau lourde;
          le choix de l’eau naturelle comme modérateur exige l’enrichissement isotopique de
            l’uranium naturel.
Quel que soit le choix il est nécessaire de procéder à la séparation isotopique des noyaux de l’uranium ou
des molécules d’eau. L’eau naturelle contient en moyenne une molécule d’eau lourde par 7000 molécules
d’eau légère. Les pays industrialisés de l’époque, États unis, URSS, France et Angleterre, possédant la
technologie d’enrichissement isotopique pour la fabrication de bombes ont choisi la voie du modérateur à
eau légère avec combustible enrichi. Il faut dire aussi que l’utilisation pacifique de l’énergie nucléaire
leur permettait de «rentabiliser» les activités d’enrichissement construites pour le programme militaire.
Le Canada a choisi la voie
(filière) du combustible naturel
mais il a dû développer la
technologie de la séparation
isotopique des eaux légère et
lourde. Ce qui a été fait avec le
souci d’assurer une couverture
suffisante des besoins internes et
de l’exportation de cette filière
aux pays du tiers-monde ; c’est
ainsi que plusieurs usines de
séparation isotopique ont été
construites. Ce choix permettait
aussi au Canada d’éviter la
prolifération de la technologie de
séparation      isotopique       de           Figure 4 : La mise en forme du combustible nucléaire5
l’uranium et par-là la production de matériel pour la première génération de bombe nucléaire.
Comme nous le verrons par la suite le combustible usé des réacteurs à fission lente va générer un produit
encore plus fissible que l’235U, le 239Pu. Ce matériau a permis à plusieurs pays dont l’Inde et le Pakistan,
de construire finalement leur bombe. En effet, le plutonium se sépare du combustible usé par procédé
chimique et il n’est plus nécessaire de procéder à la séparation isotopique de l’uranium, mais de disposer
des cendres du CANDU, la filière canadienne, qui parce qu’elle contient plus d’ 238U produit plus de
plutonium.
         2.2.    Les filières nucléaires
Pour éviter la capture des neutrons par l’238U, le "combustible" uranium naturel est divisé en crayons
(petits tubes) de près de 1,5 centimètres de diamètre dans lesquels sont entassées des petites pastilles
céramiques de combustible. Ces barres sont groupées en grappes baignant dans un matériel ralentisseur
des neutrons, le modérateur. Le ralentissement s'effectue par collisions entre les neutrons rapides et les
noyaux du modérateur dans la cuve (figure 5). Un neutron ralenti pénètre un autre tube de force où il
provoque une autre fission.
Les produits de fission perdent leur énergie dans la barre de combustible. L'énorme quantité de chaleur
produite doit être évacuée ; cette chaleur, récupérée par un fluide dit caloporteur (porteur de calories), est
utilisée pour la production de vapeur (comme dans toute autre centrale thermique) dont l'énergie



5   Brochure sur Gentilly 2, Hydro-québec


                                            Armel Boutard, Uqam
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cinétique est convertie en énergie mécanique de rotation d'un alternateur, puis en énergie électrique. Le
caloporteur qui pénètre au cœur du réacteur doit être de la même nature que le modérateur.
Tous les types de réacteurs à fission lente des pays occidentaux, et construits par eux dans les pays en
voie de développement, sont constitués des éléments suivants :
          le combustible: uranium naturel ou uranium enrichi;
          le modérateur dont le but est de ralentir les neutrons rapides pour en faire des neutrons
             lents ou thermiques : l’eau légère ou lourde;
          le caloporteur, substance qui permet l'évacuation de la chaleur; cette substance doit
             avoir les propriétés suivantes: bonne capacité calorifique, conductivité thermique
             élevée, probabilité minimum de capture des neutrons. Dans les filières à uranium
             enrichi il peut varier selon le taux d’enrichissement: eau "légère", métaux liquides et
             gaz comme l'air, l'azote, l'hélium et le gaz carbonique, Dans la filière à uranium
             naturel, le caloporteur doit être aussi de l’eau lourde.
          des barres de compensation, contrôle et sécurité, absorbeurs de neutrons (bore,
             gadolinium); ces barres ont pour fonction d'absorber les neutrons (fonction
             neutrophage); elles sont introduites, à volonté, plus ou moins profondément dans le
             cœur du réacteur, afin de contrôler, dans le temps, le nombre de neutrons produits;
          le réflecteur, généralement en acier, béton ou encore graphite, qui entoure le cœur du
             réacteur; son rôle est de réfléchir les neutrons vers le cœur, permettant ainsi de limiter
             les pertes en neutrons;
          le système électronique de contrôle;
          la couverture biologique, enveloppe en béton de 1 mètre, étanche à toutes les émissions
             possibles du réacteur qui doit résister à un tremblement de terre de 5 à l’échelle de
             Richter et à la chute d’un avion de ligne (et cela avant le 11-09-2001).
Il existe différents types (ou filières) de réacteurs nucléaires ; chacun présente un agencement particulier
des éléments que nous venons d'énumérer. Pour tous les réacteurs c’est de la vapeur d’eau légère qui
actionne les turbines et seul le mode de production de chaleur différencie la centrale nucléaire des autres
centrales thermiques au charbon ou fuels lourds. Certaines filières nucléaires utilisent le graphite comme
ralentisseur et le gaz hélium comme caloporteur (type des réacteurs de Tchernobyl). Mais nous allons
nous en tenir aux technologies plus sécuritaires des filières à eau, celles prônées par les pays
occidentaux.
Les avantages respectifs des filières à réacteur à uranium naturel et à réacteur à uranium enrichi sont
partagés (Tableau III). La filière canadienne CANDU (CANadian Deutérium Uranium): réacteur à eau
lourde et à uranium naturel a un meilleur rendement mais à puissance égale, le réacteur est plus
volumineux qu'un réacteur à eau légère (voir longueur de ralentissement). Tous les autres pays utilisent
la filière à "uranium enrichi" des L.W.R. (Light Water Reactor), originalement une licence de la
compagnie Westinghouse et maintenant deux technologies, l’une américaine et l’autre française. Ce
réacteur de par sa plus petite taille et l’effet de construction en série est moins coûteux : moins d’acier,
moins de béton, moins de puissance de pompage des circuits de circulation d’eau, etc.. Son
environnement technologique est plus standardisé ayant profité d’une diversité d’études, de
développements et d’aménagements successifs6. Ils sont par conséquents fiables et naturellement très
compétitifs sur le marché de l’exportation.
La filière des LWR comprend deux types d’échangeurs de chaleur pour la production de vapeur
nécessaire au fonctionnement des turbines. Au tout début, il y a eu la filière des BWR (boiling water
reactor) où la vapeur venait directement du cœur du réacteur. Les contaminations possibles de cette
vapeur en cas de bris d’un tube de force (tube contenant les grappes de combustible) amenèrent au design

6  La filière CANDU bénéficie aussi en quelque sorte de ces développements du fait de la circulation de
l’information et du rôle de la Commission internationale de l’énergie nucléaire qui siège à Vienne et est responsable
de la sécurité et du contrôle des centrales des pays industrialisés et depuis peu des stocks des «cendres» du
combustible, afin d’éviter la prolifération de bombes artisanales.


                                              Armel Boutard, Uqam
Le nucléaire : L’énergie nucléaire                                                                             11


de la filière des REP, réacteur à eau pressurisée (ou PWR pressure water reactor), où le caloporteur est
confiné dans un circuit fermé. Cette filière demande la construction d’importants échangeurs de chaleur
pour la production de vapeur. Le CANDU est de la forme REP.

                          Tableau III : Analyse des caractéristiques du CANDU

  Filière                      Avantages                                       Inconvénients
             utilisation de l’uranium naturel, ce qui évite   coût élevé de l’eau lourde à cause de la
             un équipement sophistiqué de séparation          technologie de la séparation isotopique, cependant
             isotopique des isotopes de l’uranium (et par     moins sophistiquée que celle des isotopes
             conséquent la production d’U235 à des fins       d’uranium
             militaires)                                      à puissance égale, volume du réacteur plus grand
             la bonne utilisation du combustible              que les réacteurs à eau légère (coût de
CANDU        un rapport de conversion de 0,7 (taux du         l’installation)
                             239
(eau lourde) nombre de Pu fissibles formés au nombre
                  235
                                                              contrainte importante sur la pureté des divers
             d’U        fissionnés) qui améliore les          éléments du réacteur afin d’éviter la perte ou
             performances                                     l’absorption des neutrons (les impuretés sont
             rendement de 35% à 40%                           appelées «poisons»)
                                                              production d’une plus grande quantité de Pu239,
                                                              possibilité de production de matériel d’une bombe
                                                              A à partir du traitement du combustible usé.
               utilisation de l’eau légère comme modérateur
               et caloporteur, à puissance égale taille réduite technologie sophistiquée de la séparation
               du réacteur                                      isotopique de l’uranium, donc possiblement d’une
               contrainte réduite sur la pureté des matériaux première bombe-A rudimentaire
               rendement de 35% perfectible
               facteur de conversion de 0,6
LWR            utilisation diverses, comme les moteurs de
(eau légère)   sous-marins, selon le degré d’enrichissement
               du combustible et donc la possibilité d’une
               importante réduction de la taille
               construction plus simple, coût plus faible


                2.2.1. les barrières physiques aux radiations
La première barrière physique est celle de la texture                Tableau IV : Le combustible de
céramique des pastilles de combustible qui retient les noyaux                       Gentilly II
résultants de la fission. Elles sont enfermées dans les nombre total de grappes                           4560
«crayons», tube de zircaloy, alliage de zirconium et nombre de tubes de force                              380
                                                                nombre de grappes par tube de force         12
d’aluminium résistant très bien au stress thermique et de longueur d’une grappe                          495 mm
pression. Ces crayons sont groupés en grappe (37 crayons par diamètre extérieur                         102,4 mm
grappe pour Gentilly 2, Tableau IV), elles-mêmes enfermées poids d’une grappe pleine                      24 kg
                                                                poids d’uranium par grappe                19kg
dans des tubes de force, eux aussi en zircaloy, qui les isolent nombre de crayons par grappe                37
du modérateur et dans lesquels circulent le caloporteur. Dans diamètre extérieur d’un crayon            13,08 mm
le tube de force autour des crayons et des grappes, circule le nombre de pastilles d’uranium par crayon     31

caloporteur. Le LOCAS ou défaillance du circuit caloporteur peut mener à la rupture d’une barre ou
même du tube de force. Dans le premier cas seul le caloporteur est souillé, dans le deuxième ce sont le
caloporteur et le modérateur. Le réacteur et le circuit du caloporteur sont logés dans le bâtiment du
réacteur ; bâtiment étanche (voir couverture biologique) dans lequel on ne peut pénétrer que par un sas à
pression négative qui veut dire que toute perte d’intégrité se traduit par un courant d’air (extérieur 
intérieur).




                                            Armel Boutard, Uqam
Le nucléaire : L’énergie nucléaire                                                                               12


L’intégrité physique des échangeurs de chaleur, entre caloporteur et eau légère de la chaudière de
production de la vapeur pour les turbines, est importante au niveau de la protection de la contamination
«nucléaire». C’est après la capsule céramique qui retient les produits de fission et la gaine du crayon, la
troisième protection physique (paroi) entre le cœur du réacteur et le bâtiment de la centrale électrique. La
pression de l’eau pressurisée et le stress thermique
peuvent y produire des fissures.
Finalement, à la sortie de la turbine la vapeur à basse
pression est refroidie au condenseur, échangeur de
chaleur entre la vapeur et les eaux de la mer, du
fleuve ou encore du circuit de refroidissement en
cycle fermé. C’est là la quatrième barrière physique.
Celle-ci ne subit aucun stress thermique ou
mécanique.
        2.3.     La production d'électricité
La figure 6 illustre de façon schématique les principaux éléments constituants d'une centrale nucléaire de
production électrique. Il s'agit d'une centrale PWR-CANDU du type de Gentilly.


           L’eau lourde du circuit caloporteur (1) circule autour du combustible dans les tubes de force (3)
           et dans les générateurs de chaleur (4) où elle transmet la chaleur à l’eau ordinaire transformée en
           vapeur acheminée (5) à la turbine (6) qui fait tourner l’alternateur (7). L’eau venant du milieu
           extérieur (8) sert à liquéfier la vapeur basse pression au condenseur (9). L’eau lourde du
           modérateur (2) crée les conditions favorables à la fission.




                              Figure 5 : Schéma d’une centrale CANDU

Le bâtiment du réacteur comporte en son cœur le réacteur nucléaire constitué d'un ensemble de barres de
combustible (verticales ou horizontales, selon la structure du réacteur). Ces barres, série de tubes remplis
de pastilles d'oxyde d'uranium (forme stable du métal), sont plongées dans un modérateur et parcourues
par un fluide caloporteur. La chaleur intense qui se dégage de la réaction de fission nucléaire dans le
combustible est véhiculée par le caloporteur jusqu'à un échangeur de chaleur où les calories produites


                                                 Armel Boutard, Uqam
Le nucléaire : L’énergie nucléaire                                                                                     13


dans la "chaudière" sont transmises à l'eau du circuit du turboalternateur. Le bâtiment du turboalternateur
comporte en réalité les éléments communs à toutes les centrales électriques thermiques, et le processus
de production d'électricité est celui que nous retrouvons dans toutes les centrales, qu'il s'agisse de
centrales dont la "chaudière" brûle du charbon, des huiles lourdes, de la biomasse ... ou de l'uranium 235.
Les calories transmises à l'eau du circuit du turboalternateur permettent la production de vapeur à
l'échangeur de chaleur. Il se crée alors une pression énorme en amont de la turbine (cette pression peut
être comparée, à une toute autre échelle, à celle qui s'exerce sur le couvercle d'un autocuiseur quand l'eau
y bout).
La pression qu'exerce la vapeur sur les pales de la turbine, entraîne la rotation de celle-ci (il s'agit du
vieux principe de la roue à aubes). Le mouvement de la turbine entraîne celui d'un alternateur qui
transforme l'énergie mécanique de rotation d'aimants (rotor) dans un enroulement solénoïde conducteur
(stator) en un courant électrique alternatif.
Pour permettre l'écoulement rapide de la vapeur dans le circuit de la turbine, il faut qu'il y ait une haute
pression à l'entrée de la turbine et une basse pression à la sortie. Le rendement d'une centrale est
d'ailleurs d'autant plus élevé que la température en amont de la turbine est plus chaude et que celle en
aval est plus froide. Par conséquent, la vapeur doit être refroidie dans un condenseur en aval de la
turbine de telle sorte qu'on y retrouve la plus basse pression possible. La température au condenseur
dépend de celle de l'eau de refroidissement qui y circule. Cette eau provient d'un fleuve, d'un lac ou de la
mer, ou bien elle circule en circuit fermé à travers d’énormes tours à refroidissement.
          2.4.   Les émanations radioactives de la centrale
Théoriquement, si le bâtiment du réacteur est étanche aux fuites, la seule radioactivité d’une centrale qui
peut se propager est celle qui est induite dans les eaux de refroidissement. Nous verrons dans le chapitre
suivant les problèmes particuliers de la sécurité des «rejets» de la centrale en particulier ceux du
combustible usé.
                                                                         Le remplacement d'une centrale à
En effet, on peut retrouver des éléments métalliques, à l'état de charbon de type classique de 1000
trace, dans les différents circuits du réacteur. Leur présence est mégawatts électriques par une centrale
due à l'usure et à la corrosion des différents matériaux nucléaire de puissance équivalente
constituants de la centrale. Dans le circuit du caloporteur, ces permet d'éviter le rejet à l'atmosphère
éléments sont rendus radioactifs par le bombardement intense des d'environ 7 millions de tonnes de gaz
neutrons. À l'évaporateur, les radiations émanant de ces éléments carbonique CO2 et de 30 000 tonnes
radioactifs, de même que les autres radiations (s'il en est) ne de soufre par an. (www.sfen.org)
peuvent pas traverser les parois de l'échangeur,             par contre, elles induisent par radiations
électromagnétiques , la création d'isotopes radioactifs à partir des éléments métalliques (traces) contenus
dans le circuit d’eau légère des turbines. Il se produit un phénomène identique entre ce dernier circuit et
celui des eaux de refroidissement de la rivière. La section efficace de radiations induites est faible et si
l'intégrité physique des barrières physiques est assurée, l'impact global de quelques millièmes de
millisievert est négligeable. À ce problème de radioactivité induite, il faut ajouter celui de la formation
de tritium dans le circuit caloporteur, à partir des atomes d'hydrogène de l'eau. Afin de minimiser ces
risques, les eaux des circuits de la centrale sont constamment "filtrées", pour être continuellement
déminéralisées et purifiées.

3.      La fission "rapide"                                         N-4 : Les noyaux fertiles, 238U et 232Th
Nous avons vu que l' 238U capte les neutrons, surtout ceux          Processus de création de 239Pu à partir d'
                                                                                                                 238
                                                                                                                    U:
qui présentent une énergie intermédiaire ; Cette capture                   238
                                                                            92U  + 1n  239 U* + 
                                                                                          92
                                                                                   0
conduit par étapes à la production de 239Pu (N-4), un nouvel               239
                                                                             92U*  239 Np* + 
                                                                                      93
                                                                                                -

élément découvert fissible et non présent à l’origine sur                  239
                                                                             93 Np*      239
                                                                                           94 Pu   +
                                                                                                        -

terre. D'une manière analogue, un autre produit fissible            * état excité de l'élément
n'existant pas à l'état naturel, l'233U, peut être formé à partir   Un processus analogue permet de créer l’233U
                                                                    à partir de 23290Th




                                            Armel Boutard, Uqam
Le nucléaire : L’énergie nucléaire                                                                             14


du 232Th. L'uranium 238 et le thorium 2327 sont considérés comme des matières fertiles, parce que ces
isotopes peuvent conduire, par la capture d'un neutron, à la création de noyaux fissibles : le plutonium
239 et l'uranium 233.
         3.1.     L’accès à de nouvelles ressources en combustible
La technique de génération de matières fissibles nouvelles offre de grands avantages. En effet, les
réserves d'235U sont faibles et le «tout nucléaire» conduirait à l'épuisement de combustible au bout de
quelques décennies (voir 4.1). Or, il existe dans la nature 140 atomes d'238U pour un atome d'235U ;
d'autre part, le thorium est deux fois plus abondant que l'uranium dans la croûte terrestre. Cette forme de
fission permet donc de valoriser les ressources de combustible nucléaire par un facteur de l’ordre de 400.
Plus encore, le processus de création des matières fissibles est naturellement surgénérateur : quand un
neutron est absorbé pour produire la fission d'un noyau, celle-ci produit plusieurs neutrons qui, à leur
tour, peuvent être absorbés par des noyaux fertiles pour produire autant de noyaux fissibles. Le facteur de
conversion pourrait être de l’ordre de 1,6.
Dans les réacteurs à neutrons lents, le processus de capture des neutrons par l'238U est délibérément
                                                   239
minimisé ; par conséquent, la génération le Pu demeure trop faible pour éviter l'épuisement du
combustible en éléments fissibles. En effet, le rapport (facteur) de conversion des réacteurs LWR est de
0,6 et celui des réacteurs CANDU est de 0,7.
D'autre part, dans les réacteurs à fission lente, seul l'uranium 235 est utilisé pour la production d'énergie.
L'uranium 238 et le plutonium 239 produit par capture, constituent la gangue du combustible. Dû au
taux de renouvellement du combustible nucléaire dans un réacteur à fission lente relativement lent, une
grappe de combustible bien qu’elle soit changée de position, reste en moyenne un an dans le réacteur ; le
239
   Pu peut alors absorber d'autres neutrons pour former les isotopes 240Pu et 242Pu non fissibles. Dans les
piles plutonigènes militaires le combustible nucléaire est déchargé tous les trois ou quatre mois pour
éviter ce phénomène. Avec les autres produits dérivés de la fission de l'235U et de la radioactivité
naturelle, ces substances vont grossir la masse des déchets radioactifs. Une grande quantité de matière
fertile et de matière fissible est donc ainsi systématiquement gaspillée. La technologie des réacteurs à
fission rapide surrégénérateurs ou surgénérateurs permet précisément de recycler le 239Pu produit dans les
réacteurs de fission lente, de même que l'importante masse d'238U du combustible usé. Il ne resterait plus
qu'une faible partie de combustible "usé" à traiter comme déchets nucléaires. C'est ainsi que les
réacteurs à neutrons lents (235U) et les réacteurs à neutrons rapides (238U et 239Pu) apparaissent comme des
technologies complémentaires.
         3.2.     Le réacteur surgénérateur
La partie active d'un surgénérateur ou réacteur à neutrons rapides, comprend deux zones : le cœur et
l'enveloppe (figure 6)8. La matière fissible qui démarre le processus est placée au cœur du réacteur.
C'est là le siège d'une haute activité neutronique génératrice de chaleur. Le surplus des neutrons produits
par le processus de fission se rend dans l'enveloppe (ou couverture) constituée «d’aiguilles» des éléments
fertiles disposés tout autour du cœur.
Puisque la technologie de ces réacteurs vise à faciliter le processus de capture des neutrons par les
noyaux fertiles, les surgénérateurs n'ont pas de modérateur. Par conséquent, à puissance égale, le cœur
des réacteurs à neutrons rapides est de volume plus faible que les réacteurs à neutrons lents.
Le fluide caloporteur ne doit pas absorber les neutrons et doit présenter une conductivité thermique très
élevée afin d'évacuer les flux de chaleur élevés (de 200 à 300W/cm2) des éléments du combustible

7 Dans un article du Nouvel Observateur (1993-94?) il est dit que selon Carlo Ruba, prix Nobel de physique et
directeur du CERN, le thorium produit moins de déchets radioactifs et offre ainsi une meilleure sécurité. Il se
propose de soumettre du thorium naturel à un faisceau de neutrons (produits par un accélérateur), pour préparer le
thorium 233. Il éviterait ainsi l’utilisation de la centrale aux neutrons thermiques ou au plutonium.
8 Tiré de: La Recherche, no. 31, février 1973, p. 143-154




                                            Armel Boutard, Uqam
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nucléaire. Une comparaison des propriétés de différents caloporteurs, gaz, sels fondus, sodium semble
favoriser ce dernier. Cette substance bon marché devient liquide à 98oC et bout à 800oC. Il n’exerce
donc aucune pression sous la forme liquide ce qui facilite la construction des échangeurs de chaleur
quant au stress de pression.
Le fonctionnement du surrégénérateur est lui aussi continu. En effet, pour approvisionner le cœur en
combustible, il suffit de remplacer les barres de combustible usées du cœur par des barres irradiées de la
couverture. Ces dernières sont alors remplacées par des barres de matière fertile. Le combustible usé
peut être traité afin de récupérer le combustible non brûlé et de mieux isoler les produits de fission
dangereux pour l'environnement.




                           Figure 6 : Schéma du cœur d'un surrégénérateur (Phénix)


                3.2.1. Le temps de doublement
On appelle "temps de doublement" d'un réacteur à neutrons rapides, le temps nécessaire pour que la
matière fissible produite en excédent par un réacteur corresponde à la charge nécessaire au
fonctionnement d'un autre réacteur. S'il était possible que ce temps corresponde à celui du doublement
des besoins de la production électrique, on pourrait se limiter désormais à n'utiliser que des centrales à



                                         Armel Boutard, Uqam
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neutrons rapides ; en effet, non seulement celles-ci peuvent-elles s'alimenter elles-mêmes en combustible
mais encore est-il possible de concevoir qu'elles pourraient produire le combustible nécessaire à de
nouveaux réacteurs.
Les taux de surgénération pourraient être de l'ordre de 1,6 (16 noyaux fissibles de 239Pu produits pour 10
noyaux produisant fission). Il faudrait pour cela utiliser du combustible métal (pur) qui malheureusement
a une mauvaise tenue mécanique. Il gonfle sous irradiation prolongée (N-5). La nécessité d'utiliser du
combustible sous la forme oxyde limite le taux de surgénération actuel à des valeurs de 1,1 à 1,2. Le
temps de doublement qui devait être de 10 ans est évalué maintenant à 50 ou 60 ans dans le cas du
réacteur français Super Phénix.
La technologie de la «fission rapide» présente de nombreux avantages, alors pourquoi n’a-t-elle pas
l’essor escompté. Une partie de la réponse est socio-économique. La filière de «fission lente» est
relativement fiable et bien engagée. Son coût d’exploitation est maîtrisé et les réserves suffisantes. Alors
pourquoi se lancer dans de nouveaux investissements et défis technologiques tout en risquant certains
incidents qui amplifieraient le mouvement anti-nucléaire.
         3.3.    Le talon d’Achille, le caloporteur
La raison principale de la non construction de réacteurs à fission rapide est le problème du caloporteur, le
sodium fondu. Le sodium réagit violemment avec l’eau. Toute fissure à l’échangeur de chaleur se paye
par une explosion qui compte tenu des quantités énormes d’eau et de sodium en présence peut dégénérer
en catastrophe.
La France, totalement dépendante de l’étranger pour N-5 : Le gonflement des métaux sous
assurer ses besoins énergétiques, a persévéré dans le                l'effet du flux de neutrons
développement de cette filière, le Super Phénix est le Les neutrons bouleversent le réseau cristallin et
premier réacteur civil de production d’électricité. Il a y créent des lacunes qui peuvent se réunir pour
connu de nombreux problèmes d’autonomie de former de minuscules cavités. Il est vrai que le
production et de sécurité. Il devrait être fermé. Pour flux de neutrons est si élevé que chaque atome
limiter l’impact d’une explosion éventuelle à l’échangeur d'acier inoxydable des parois tubulaires est
                                                              frappé en moyenne une fois par jour.
de chaleur, un double circuit d’échange a été construit
                                                              Ajoutons toutefois que les derniers résultats
(figure 6- échangeur intermédiaire). Le premier expérimentaux semblent montrer qu'en
échangeur dans le bâtiment du réacteur est un échangeur choisissant correctement l'acier inoxydable
Na-Na. Ce deuxième circuit conduit la chaleur au utilisé, en particulier en utilisant un acier au
bâtiment des turbines. S’il y a explosion c’est là qu’elle molybdène écroui, le gonflement pourrait ne pas
se produira ce qui protège l’intégrité du réacteur et les dépasser quelques pour-cent, ce qui serait tout à
chances de propagation de contamination éventuelle. Le fait tolérable.
futur de cette technologie pourtant très prometteuse tient
à la résolution de ces problèmes : choix du caloporteur, taux de conversion, sécurité.

4.       Les réserves de combustibles nucléaires
Il n'existe pas de grandes concentrations minières en uranium ou en composés d'uranium. Les éruptions
volcaniques du passé ont déversé des matériaux du manteau inférieur beaucoup plus riche en noyaux
lourds que l’écorce terrestre. À la surface de la terre, les concentrations sont donc variables et dépendent
de la nature des roches. D’une quantité relativement faible en moyenne (4g/tonne), elles atteignent des
valeurs de l'ordre de 3 à 10 kg d'uranium par tonne pour les minerais à haute teneur. Par comparaison les
plus riches gisements de minerai de fer sont de 600 kg/t.
        4.1.    Les réserves
Globalement, on peut évaluer les réserves mondiales d'uranium naturel autour de 2 106 tonnes à un coût
moyen de 80S/t. Il est actuellement à moins de 40$/t. Les géologues estiment qu'un autre doublement du
prix rendrait des gisements de teneur plus faible rentables ce qui se traduirait par une croissance des
ressources par un facteur 5. En partant du chiffre de 2 106 tonnes d'uranium naturel, puisque celui-ci ne




                                          Armel Boutard, Uqam
Le nucléaire : L’énergie nucléaire                                                                          17


comporte que 0,72% d'235U, nous ne disposerions que de 14 400 T de cet isotope fissible comme
élément combustible pour les réacteurs à fission lente.
Cette quantité correspond à un potentiel énergétique du «tout nucléaire» de l’ordre de 3 années (N-6). Le
«tout nucléaire» signifiant que le nucléaire est la seule forme d’énergie commerciale utilisée par
l’humanité pendant cette période. La consommation moyenne annuelle choisie est celle de la décennie
80-90 (taux qui a très peu progressé au niveau mondial).
Compte tenu de la diversité des énergies N-6: L’énergie nucléaire
commerciales utilisées et surtout de la place La fission lente, 3 ans des besoins énergétiques des humains?
importante prise par le pétrole et le gaz «La fission lente» d'un atome U-235, compte tenu des pertes,
naturel, il est évident que la filière nucléaire génère 190MeV. D'où pour une tonne:
                                                      6                                      J           16
                                                                                       -13        = 7,8 10 J
fonctionnant exclusivement à l'235U ne 10 x 6,023 10 23 x 190MeV x 1,610 MeV
                                                   235
conduirait pas à un épuisement des réserves 1 ten (tonne-équivalent-nucléaire) = 7,8 1016 joules
avant le prochain siècle (2100-2200). Par taux annuel de consommation (2000): 0,35 Q (0,35 1021J)
contre, les surgénérateurs, grâce à
                                                 14,4 103 t d'U-235 produisent près de 1,12 1020 J pour (1,12/
l'utilisation qu'ils font de l'238U et du 232Th 0,35)  3,2 ans au «tout nucléaire»
(deux fois plus abondant que l'uranium) La fission rapide, plus de 10 000ans de ressources
permettent de maximiser l'utilisation du Les ressources de thorium 232 sont deux fois plus abondantes
potentiel énergétique de nos ressources ; que celles de l’uranium 238, lui même 140 fois plus abondant
nos réserves peuvent alors être évaluées à que l’uranium 235.
plus de 1300 ans (N-6). Compte tenu que Ressources : 3,2 x140 x 3 = 1 334 années au «tout nucléaire».
cette forme d’énergie ne serait pas la seule
utilisée, pensons aux autres formes à faible densité de puissance comme le solaire, l’éolien et le
géothermique, les humains auraient amplement le temps de se préparer à la crise énergétique («bog de
l’an 20 000») si l’exploitation de l’énergie nucléaire de fusion devait se révéler impossible à maîtriser.
         4.2.     Les cycles d'exploitation de l'énergie nucléaire et la "maîtrise de l'énergie"
La figure 7 présente le cycle d'utilisation des ressources de combustible nucléaire pour les filières à
neutrons lents et les surgénérateurs.
Nous remarquons que l'utilisation des seules filières à neutrons lents conduit au rejet de la presque
                                                                                  235
totalité du minerai naturel. En effet, nous ne "brûlons" pas la totalité de l' U disponible (c'est-à-dire
                                                                                             238
0,72% de l'uranium naturel contenu dans le minerai) ; par ailleurs, nous rejetons tout l' U de même que
   239
le Pu ; cette dernière substance n'est extraite des "déchets" que dans les pays qui veulent se doter d'un
armement nucléaire.
Par contre, l'utilisation de la filière à neutrons rapides justifie la valorisation de tous les "déchets" issus
de la technologie des réacteurs à neutrons thermiques. Le surgénérateur permet aussi d'utiliser une
                                              232                                        238
ressource alternative autrement inerte, le Th, et rend désirable le recyclage de l' U contenu dans les
rejets de l'usine d'enrichissement isotopique et dans ceux de la centrale à neutrons lents ; de même on
                    239
peut récupérer le Pu produit et rejeté par ce type de centrale. L'intérêt de recycler ces combustibles est
double : économie des ressources naturelles en uranium avec la technologie du recyclage des noyaux
fissibles quels qu’ils soient, et amorce dans la démarche de gestion du combustible usé des nombreuses
centrales à fission lente.




                                           Armel Boutard, Uqam
Le nucléaire : L’énergie nucléaire                                                                   18


 Gestion de la santé et de la sécurité dans les mines et les usines de préparation du combustible,
  les centrales, les usines de traitements du combustible usé et les aires de stockage des rejets


                             Mines et production d’uranium
                                naturel (et de thorium)                                       G
                                                                                              e
                                                                                              s
                                                                                              t
  G                 Fission lente : neutrons de 2,5 Mev ralentis à 0,025 eV                   i
  e                                                                                           o
  s                                                                                           n
  t                                                             enrichissement
  i                     enrichissement                                                        d
                                                               isotopique (235U)
  o                    isotopique (D²O)                                                       e
  n                                                                                           s

  d                                   Usine de préparation du combustible                     T
  e                                                                                           r
  s                                                                                           a
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  R              réacteur à eau lourde                      réacteur à eau légère             s
  e                                                                                           p
  j                                                                                           o
  e                                                                                           r
  t                                                                                           t
  s                              Production de «déchets» nucléaires                           s

  n                                                                                           d
  u                                                                                           e
  c                                                                                           s
  l             Stockages appropriés                      Usine de traitement
  é                 au danger de                            du combustible                    m
  a                 radioactivité                            ranium naturel                   a
  i                                                                                           ti
                                                                  Pu239
  r                                                                                           è
                                                                  (U233)
  e                                        Fission rapide                                     r
  s                                                                                           e
                                                                                              s

                                                                U238 Pu239 (U233)             n
                                              réacteur                                        u
                                           surgénérateur                                      c
                                                                           U238 (Th232)
                                                                                              l
                                                                                              é
                                                         stockage de                          a
                                                     combustible surgénéré                    i
                                                                                              r
                                                                                              e
                                                                                              s
                 Figure 7 : La technologie nucléaire, la gestion de la complexité




                                            Armel Boutard, Uqam
Le nucléaire : L’énergie nucléaire                                                                            19


5.      La réaction nucléaire de fusion
Nous avons vu que les noyaux légers sont susceptibles de fusionner. Le tableau V nous donne les
énergies de liaison de chacun des nucléons dans leur isotope respectif.

                      Tableau V : Les éléments légers susceptibles de fusionner

     Numéro atomique,              Isotope           Énergie de liaison moyenne Énergie totale du
     Nom de l’élément                                       B/A en MeV           noyau en MeV
                           A=1, 1 H , hydrogène                    -                            -
     Z=1,     Hydrogène A=2, 21D , deutérium                     1,11                         2,22
                              1
     *instable             A=3, 31T , tritium *                  2,83                          8,5
     Z=2, Hélium           A=3, 32He , hélium-3                   2,5                          7,6
                           A=4, 42He , hélium                    7,07                        28,28
     Z=3, Lithium          A=6, 63He , lithium                    5,7                         34,2
                           A=7, 73He , lithium-7                  5,9                         41,3
L’examen de ce tableau nous montre que la liaison la plus facile à briser est celle du noyau de deutérium;
le cas du tritium est intéressant car voilà un noyau prêt à se désintégrer naturellement. La fusion des
éléments avec Z1 demande de très grandes énergies pour amorcer la fusion, non seulement à cause de
l’énergie de cohésion plus forte des nucléons dans leur noyau mais aussi à cause de la plus forte
répulsion coulombienne.
Un autre point à considérer est celui du gain en énergie de cohésion du processus de fusion, le Q de la
réaction en chimie. Nous avons vu que le maximum de l’énergie de liaison par nucléon (B/A) appartient
aux noyaux de masse intermédiaire comme le fer (A 60). Le deutérium et le tritium sont les plus loins
de cette limite, ils présentent donc un gain potentiel intéressant. Sur ce point, l’Hélium-4 est à éliminer
complètement, tout comme les isotopes du lithium.
Nous allons donc sélectionner les isotopes lourd et super lourd de l’hydrogène : le deutérium et le
tritium. Les réactions de fusion possibles pour ces deux isotopes sont données dans la figure 8 clairement
c’est la fusion D-T qui est énergétiquement la plus intéressante.
Les valeurs des sections efficaces de fusion de ces trois réactions montre que la réaction D-T, la plus
exoénergétique, se trouve aussi à être la plus facile à réaliser (figure 9). Faut-il maintenant que nous
qualifiions cette relativité de la facilité de la réaction de fusion.


   Type de                                                                    Énergie du       Énergie des
   réaction                                                                    neutron       autres particules

     D-D         +                   +       +      d +d  t + p + 4 MeV         0 MeV       proton = 3 MeV
                                                                                             triton = 1 MeV

     D-D         +                   +       +     d +d  3He + n +3,27 MeV      2,44 MeV     He-3 = 0,83 MeV


     D-T         +                   +       +      d +t  3He + n + 17,58 MeV   14,06 MeV   He      = 3,52 MeV


                     Figure 8 : Les réactions de fusion des isotopes de l’Hydrogène

Ainsi la figure 10 nous montre que la probabilité de la réaction croît très vite avec l’énergie des noyaux.
Nous pouvons prétendre que plus les noyaux sont «chauffés» plus leur énergie d’agitation augmente
(EkT) et que pour une certaine valeur elle sera suffisante lors d’une collision frontale de deux noyaux à
produire leur fusion. Cette réaction qui aura consommé des dizaines d’électrons-volts (eV) nous en
redonnera quelques MeV, soit 1000 fois plus.



                                             Armel Boutard, Uqam
Le nucléaire : L’énergie nucléaire                                                                        20


         5.1.    Les conditions de la réaction de fusion D-T.             
En appliquant la relation habituelle : E = 3/2 kT, nous obtenons                                D-T
                                                                        1
les températures équivalentes aux énergies d’agitation des
noyaux :                                                                10-1                    D-He3
         E= 1 keV                          6
                                  T = 7,7 10 K
         E= 10 keV               T = 7,7 107 K                         10-2
         E= 100 keV                        8
                                  T = 7,7 10 K                                                  D-D
                                                                           -3
Ces valeurs correspondent bien aux températures du cœur des             10
étoiles, lieu de la nucléosynthèse des éléments, où l’état
naturel de la matière est celle d’un plasma, gaz d’électrons9 et
de noyaux.                                                                           100    200    300
Ces réactions caractérisées par la condition de haute                                         Énergie en KeV
température sont dites réactions thermonucléaires, tout comme
la bombe thermonucléaire ou bombe H qui elle aussi utilise le           Figure 9 : Les sections efficaces
processus de fusion.                                                          de réactions de fusion
Mais aucun contenant ne peut résister à ces températures, il
faut donc que le combustible soit contenu dans le vide, en fait emprisonné par les lignes de force du
champ magnétique autour desquelles vont s’enrouler les noyaux.
Pour réaliser une réaction de fusion il faut donc résoudre un certain nombre de problèmes de
confinement et de chauffage concernant la physique des plasmas :
          comment chauffer un plasma à une température (T) de l’ordre de plusieurs dizaines de
            millions de degrés?
          comment conserver à ce plasma une quantité de matière suffisante (n noyaux/m³) pour
            assurer une chance que suffisamment de noyaux puissent fusionner? (la masse
            volumique du cœur du Soleil est de 100 T/m³, près de 18 fois celle de la Terre)
          comment confiner ce plasma pour des temps suffisants à assurer la montée en
            température tout en résistant à la force d’expansion du plasma? Le Temps  définit le
            temps minimal pendant lequel il faut maintenir la concentration (n) du plasma à la
            température T;
          comment convertir l’énergie fournie par les réactions nucléaires, l’énergie cinétique
            des neutrons, en énergie utilisable par l’être humain?
Les noyaux résultants de la fusion, contrairement au cas de la fission, ne sont pas radioactifs, la gestion
du combustible usé ne sera donc pas une activité aussi problématique que celle des rejets nucléaires de
fission.
                                                                          N-7 Le critère de Lawson
                 5.1.1. le critère de Lawson                              Si  est la section efficace de
Les conditions minimales annoncées par la valeur de la section fusion, le nombre de fusion par m³
efficace de fusion de la figure 10, sont caractérisées par le critère de par seconde est donné comme : n
Lawson :                                                                  Le libre parcours moyen est alors
n  1020        avec T 107K             pour la réaction D-T            donné comme : d = (n)-1.
n  10  21
                 avec T 5 10 K7
                                           pour la réaction D-D           Si  est le temps nécessaire pour
En effet, prés des limites du critère de Lawson il sera possible à réaliser une fusion des noyaux de
deux noyaux qui se frappent de plein fouet, de fusionner. Ces vitesse v = (kT/m)½: d =v
fusions aléatoires ne produiront jamais l’énergie nécessaire à v = (n)-1  n = (v)-1
chauffer et à confiner l’ensemble. En réalité le critère de Lawson est
«optimiste».



9 L’énergie de liaison de l’électron de l’hydrogène est de 13,4 eV, très faible devant les KeV de l’agitation
thermique.


                                          Armel Boutard, Uqam
Le nucléaire : L’énergie nucléaire                                                                             21


Les difficultés de chercher à obtenir la plus haute   N-8 : Le projet ITER
densité et la plus haute température possibles        Les États Unis, la Communauté européenne, la Russie et
agissent en synergie, plus la température croît,      le Japon se sont entendus pour construire et développer
condition qui augmente l’expansion du plasma,         ensemble ce qui devrait être le dernier prototype
plus la densité de particules tend à chuter.          Tokamak. Ce réacteur de près d’une dizaine de milliards
                                                      $US, serait d’une puissance de 1 GW. Le tore de 12 m
         5.2.    Fusion lente et fusion rapide        de diamètre aura une section droite elliptique de 8,4 m
Deux approches sont possibles qui permettent de       de haut. Des aimants super-conducteurs vont générer un
rencontrer les conditions du critère de Lawson.       champ de 11Teslas, le courant de plasma sera de 25
                                                      millions d’ampères. Les neutrons seront absorbés par des
L’une fait porter tous les efforts à assurer un
                                                      pastilles de lithium contenues dans des tubes de force en
temps () de confinement suffisamment long qui        acier inoxydable autour desquels circulera l’eau. Le
permette de réaliser de chauffage nécessaires à la    tritium sera entraîné par un courant d’hélium à l’intérieur
réaction de fusion. C’est la fusion lente. La         des tubes de force.
qualité du confinement du plasma dont il faut         Le choix éminemment politique du site de ce réacteur se
maintenir la densité de particules n, est donc la     résume à une compétition entre le Japon (appui des É-U
condition primordiale à la réalisation d’une          et de la Corée) et la France (Chine, Russie, Europe).
réaction de fusion contrôlée. Cette voie repose sur   C’est finalement en France, à Cadarache, que sera
la production de champs magnétiques intenses,         construit ce réacteur.
donc de très grands courants et par conséquent sur le développement de matériaux supraconducteurs.
L’autre, fait porter tous ses efforts à assurer un chauffage puissant et rapide aux noyaux d’une pastille
solide (n grand) qui n’auront pas le temps de trop s’éloigner les uns des autres pendant le temps ()
nécessaire à la réaction. C’est la fusion rapide. Cette voie repose sur le développement de lasers très
puissants, démarche commune à celle de la «guerre des étoiles» des présidents américains Reagan et
Bush.
Il n’est malheureusement pas possible de combiner les efforts de confinement de l’une et de chauffage de
l’autre dans une application plus performante, et des deux approches c’est la première qui est
actuellement favorisée (N-8).
                5.2.1. la fusion lente, le Tokamak
Le Tokamak (syllabes de mots russes : To-tore, ka-
chambre, mak-magnétique) est le nom du réacteur
particulier à cette filière (figure 10). C’est un design
russe ( Artsimovitch – 1950) où la colonne de plasma de
forme torique est refermée sur elle-même (forme de
beigne- figure 11). Le confinement du gaz de noyaux
(plasma) est obtenu par un champ magnétique principal
donné par des bobines entourant la colonne de plasma.
Ces lignes de champ sont toriques, les particules vont
s’enrouler autour (figure 11 et 12a), mais chaque
particule en mouvement va créer par induction son
propre      champ        magnétique       (figure     12b).
Malheureusement, là où il est le plus fort, au centre de
l’orbite de la particule, il est dirigé en sens inverse du
champ magnétique principal. Pour les conditions du
critère de Lawson, n grand, la résultante des champs
secondaires de toutes les particules peut compenser la Figure 10 : Schéma d’un réacteur
                                                               «Tokamack»
composante principale. Le plasma tend alors naturellement à s’échapper. Un champ magnétique
secondaire est donc nécessaire, il produit un effet de confinement magnétique du plasma chaud (figure
12c). Pour éviter les instabilités, chocs contre des molécules d’oxygène ou d’azote de l’air, qui ajoutent
un gradient radial favorable à l’expansion du plasma, le vide y est très poussé (10 -12 torr ou mm de
mercure, 10-15 atmosphère).



                                          Armel Boutard, Uqam
Le nucléaire : L’énergie nucléaire                                                                            22


Le plasma maintenant confiné sur son orbite torique, il faut le
chauffer, c’est à dire y introduire une agitation qui aura tendance
à rompre l’équilibre obtenu. En effet, si un gaz chauffé à la
température T à une énergie cinétique d’agitation moyenne E, lui
fournir une grande vitesse orbitale et par conséquent une grande
énergie cinétique de translation n’est pas le chauffer. Pour
atteindre les températures thermonucléaires, il faut agiter les
nucléons. Ceci peut se faire par striction ou pincement, une
composante radiale de vitesse qui fait que les noyaux
s’entrechoquent, par chauffage par interaction avec une onde          Figure 11 : Le tore magnétique
électromagnétique de haute fréquence qui agite les noyaux
comme le fait le four à micro-ondes avec les molécules d’eau des aliments. Une troisième avenue est
l’injection d’ions très rapides (105eV) qui par collision
produiraient le «brassage» nécessaire. Il faut dans ce cas
construire un accélérateur de particules dans le bâtiment du
réacteur.
Le chauffage tend à détruire l’homogénéité et la stabilité du
plasma. Les collisions entre les noyaux du plasma créent des
instabilités qui facilitent la tendance à l’expansion radiale et à la
baisse de la densité du faisceau. Ce Tokamak est une machine
complexe qui dépend du développement technologique de la
production de forts champs magnétiques. Seules quelques
réactions de collision dues au hasard ont été obtenues jusqu’à
maintenant. Les coûts de telles recherches sont astronomiques
et des pourparlers sont en cours pour construire un réacteur
commun aux États Unis, à l’Europe et à la Russie.
                 5.2.2. La fusion rapide
L’approche de la fusion rapide est d’accélérer le processus de
chauffage. Elle est basée sur l’utilisation de faisceaux lasers de
très haute puissance développés en parallèle par les tenants de
                                                                          Figure 12 : Le bilan magnétique
la «guerre des étoiles» (N-9). Ces faisceaux sont dirigés sur une
pastille de deutérium-tritium «gelée» à l’air liquide (n grand). La difficulté est de chauffer cette pastille
avant qu’elle ne réagisse à la dilatation (inertielle) provoquée par la brusque montée en température. Ce
procédé n’est pas continu. Il faut introduire les pastilles une à une après chaque «mini explosion»
thermonucléaire de la précédente. La fréquence des éclairs des lasers les plus puissants est de l’ordre de
10 illuminations par seconde, chacune durant N-9 : Un chantier français, le laser mégajoules(1,8Mj)10
quelques 10-9 secondes.                            Étape nécessaire à la fusion nucléaire (et d’un armement type
Les développements en ce domaine sont sous «guerre des étoiles»), ce laser dans la bande UV est formé
le couvert d’applications militaires et donc d’un ensemble de 240 faisceaux (2 x 120)). Ce sera le
pas publicisés. Nous savons qu’un laser de deuxième plus puissant au monde derrière celui du NIF
60 Kj/10-9s de plus de 50 mètres de long, à (National Ignition Facility) des É-U.
10 faisceaux synchronisés, est utilisé au L’ensemble des faisceaux converge sur une chambre
Lawrence Livermore National laboratory de d’aluminium de 350T de 10 m de diamètre. À l’intérieur une
                                                   microsphère de plastique dans un creuset en or qui contient
Californie (voir la page suivante pour le
                                                   une cible de 2 mm de DT «gelé» (-2530C). Les U-V
projet français Mégajoule).                        interagissent avec l’or pour produire un puissant faisceau de
        5.3.    La récupération de l’énergie        R-X qui irradie la cible. Le chauffage sera réalisé en 10-9s
                                                    créant les conditions propres au cœur du Soleil.
L’énergie de fusion est principalement              Projet gigantesque de 2,4 milliards d’euros.
transportée par les neutrons qu’il ne faut pas

10   La Recherche, juin 2003 et Le Monde 24-10-03


                                            Armel Boutard, Uqam
Le nucléaire : L’énergie nucléaire                                                                          23


absorber et ralentir avant qu’ils interagissent avec le lithium placé en couverture. Il faut aussi récupérer le
tritium (radioactif). La capsule N-7 donne une approche. Une autre avenue est de synchroniser les
réactions de fusion afin de générer une sorte de pulsation du plasma, dilatation périodique, qui générerait
par elle-même une onde électromagnétique et un courant pulsé par induction dans un solénoïde.
         5.4.    Les réserves énergétiques de la planète
Les réactions de fusion consomment du deutérium et du tritium. Le tritium est instable et est produit
comme «déchet» nucléaire dans les réacteurs CANDU par la capture d’un neutron par le deutérium.
Cette production est trop faible (3 pour 100 000 neutrons, voir Tableau II la capture des neutrons par le
deutérium) mais assurera le matériel nécessaire au démarrage des premiers réacteurs à fusion. Il sera par
la suite généré dans le réacteur à partir de la réaction nucléaire du lithium placé dans la couverture du
réacteur et bombardé par les neutrons produits : 3 Li + 0 n  2 He + 1 T + Q 2
                                                  6      1     4       3

Les quantités terrestres de lithium correspondent aux besoins énergétiques de l’humanité pour plusieurs
millénaires. Mais le plus grand réservoir de lithium est encore l’hydrosphère (océans), c’est d’ailleurs
aussi la seule source de deutérium qui s’y trouve naturellement dans un rapport de une molécule d’eau
lourde pour 7000 molécules d’eau légère, une concentration de l’ordre de 143 ppm. Les réserves en eau
de la planète sont de 1,36 1018 m³. C’est donc environ 2 1014 m³ ou tonnes d’eau lourde que la Terre
recèle, chaque molécule ayant 2 atomes de deutérium. Cela représente près de 6 1042 atomes qui chacun
ont le potentiel de fournir une dizaine de MeV d’énergie (1 MeV = 1,6 10 -13J). C’est un total de plus de
1032 Joules, au taux des besoins actuels de l’humanité qui sont de l’ordre de 0,35 1021J/an, cela représente
des réserves pour 3 1012années. Nous sommes assurés de quantités suffisantes d’énergie jusqu’à la mort
de notre astre dans 4,5 109 années.
Vous me direz que le problème est la limite des ressources en lithium, mais l’énergie associée à la
réaction T-D peut être aussi utilisée à la fusion D-D qui se feront dans le cœur du réacteur si nous
injectons un excès de noyaux de deutérium.
         5.5.    Les dangers associés au procédé de fusion
La réaction de fusion a un important avantage sur celle de fission c’est que le combustible usé n’est pas
un danger mortel pour la biosphère. Il n’y a pas de risques d’emballement (divergence pour la fission)
vers une bombe thermonucléaire, en effet dès que le vide tombe ou que le courant nécessaire au champ
magnétique ou au laser est coupé la réaction s’arrête. Par contre les structures métalliques de la chambre
de fusion seront fortement bombardées par le flux de neutrons qui ne sera absorbé que dans le
caloporteur et la couverture de lithium ; ils devront être remplacés à intervalles réguliers. Les aciers
inoxydables produiront des radio-isotopes dont il faudra se protéger là aussi pour des durées de plus de
1000 ans.
Comme pour la fission, il faudra des usines de stockage et de préparation du combustible. Le tritium est
particulièrement difficile à stocker, c’est en effet un élément léger qui s’imprègne et diffuse à travers les
parois les plus étanches. Il a une période (Tr) de 12,5 ans. L’impact des structures métalliques irradiées et
du tritium a été évalué, pour le temps de durée du danger radioactif soit une période de plus de 1000 ans,
au 1/10 de celui du surrégénérateur (fission rapide).

6.      Processus non contrôlés de production d'énergie, les bombes nucléaires
        6.1.     La bombe atomique, la bombe A
Cette bombe est mal nommée ; en effet, elle ne met pas en jeu les énergies propres au système de
l'atome. C'est une bombe à fission nucléaire dont le combustible pourrait être de l'uranium 235, c'est
maintenant le plutonium 239 qui est utilisé. La réalisation d'une telle bombe est simple : il suffit de
disposer d'une quantité de matière fissible supérieure (ou égale) à celle de la masse critique de l'isotope
choisi comme combustible. La masse critique se définit comme la masse de l'isotope pur suffisante à
l'amorce de la réaction en chaîne. Cette masse doit être subdivisée dans la bombe en quantités sous-
critiques qui sont assemblées au moment de l'explosion.



                                           Armel Boutard, Uqam
Le nucléaire : L’énergie nucléaire                                                                       24


                 6.1.1. Évaluation de la masse critique
Rappelons les trois processus d'interaction possibles entre un neutron et le combustible nucléaire :
          l'absorption par un noyau fissible, qui provoque la fission de ce dernier,
          la capture par un noyau, qui engendre la création d'un isotope plus lourd,
          la collision avec les noyaux (sans absorption) qui mène à la désintégration ou la fuite
             du neutron hors du combustible.
La probabilité de perte de neutrons hors du combustible qu’il faut rajouter à ces trois interactions, est
fonction de la surface extérieure de la masse du combustible (S = 4πR²). Les probabilités absorption
(fission) et de capture sont fonctions du nombre de noyaux présents dans la masse du combustible et, par
conséquent, pour une densité de matière constante, ils sont fonctions du volume du combustible (V =
4/3R³).
À mesure que la masse de matière fissible augmente la probabilité qu'il y ait fission augmente ; R 3 croit
plus vite que R2, et pour une certaine valeur du rayon R, le nombre de neutrons produisant la fission
devient supérieur au nombre de neutrons capturés et perdus. C'est alors que peut s'amorcer une réaction
en chaîne.
La plus petite valeur de R permettant que se produise une telle réaction, détermine le volume du
combustible, donc la masse critique. Ce rayon R correspond au libre parcours moyen d'un neutron avant
qu'il ne produise, c'est la distance de parcours séparant la réalisation de deux fissions consécutives. Un
neutron peut participer à plusieurs collisions (appelées diffusion) entre deux fissions consécutives. Nous
définissons donc des libres parcours moyens () de diffusion (d) et de fission (f). Ces grandeurs
dépendent des probabilités de ces deux mécanismes selon la nature des isotopes en jeux et l'énergie des
neutrons. C'est probabilités sont appelées sections efficaces () de diffusion (d) et de fission (f),
probabilité d’événements pour un nombre n de particules cibles par unité de volume.
Si N est le nombre d'isotopes par unité de volume, un projectile (neutron) de vitesse v a une possibilité de
N v contacts par seconde. C’est là le nombre de noyaux vu dans le volume qu’il balaye dans une
seconde. Le nombre des interactions (np) spécifiques à un processus particulier (p) sera de :
        n(p) = N v p
La distance entre deux interactions sera donnée comme : p = v/np = (N p)-1
Nous avons donc : d = (N d)-1, et       f = (N f)-1
Le nombre de chocs (diffusion) entre deux fissions est obtenu en calculant le nombre de fois que d est
contenu dans f :         nc = f / d
Il est montré que, pour la trajectoire d'une particule animée d'une vitesse initiale, la distance parcourue
est proportionnelle à la racine carrée du nombre de chocs fois la distance moyenne parcourue entre
chaque choc.
                 R = nc½ d = (f / d)½ = [N (df)½]-1                        N-10
                 6.1.2. Application à l’235U                                          Pu- U
Le poids spécifique de l'uranium 235 est de 19 g/cm  3. Un atome-gramme
                                                                            Pu, U
de cet isotope, 6 x 1023 atomes, pèse 235 grammes. D'où :
                          23
              N = 6 x 10 x 19 = 4,85 1022 atomes/cm3
                        235
Les valeurs respectives de section efficaces de diffusion et de fusion sont
données comme :
                                d ≈ 4 x 10-24 cm2 et f = 3 x 10-24 cm2
Nous obtenons finalement : R = 5,95 cm
La masse volumique de l’uranium est de 19 t/m³, une boule d’235U de 6 cm de rayon représente une
masse de : 16,8 kg
                6.1.3. Technologie de construction



                                          Armel Boutard, Uqam
Le nucléaire : L’énergie nucléaire                                                                        25


Deux techniques peuvent être utilisées pour la fabrication
d'une bombe A. La première est celle du type "canon"           U238
(N-10). Un bloc d'uranium est percé d'un trou à travers
lequel on projette, par une explosion classique, un bloc      Pu239
plus petit. Pendant le temps très court où les deux           ou U235
éléments sont en présence, nous obtenons la masse
critique. La matière fissible est entourée d'un réflecteur    Explosif TNT
( 238U) afin de réfléchir les neutrons qui s'échappent et de     alvéolé
mieux brûler le combustible. La durée de cohésion des         Sphère creuse de Be
deux blocs conditionne le pourcentage de matière
fissionnée c'est-à-dire la puissance de l'engin. Ce type de   Figure 13 : Schéma de principe de la
bombe ne permet pas des explosions très puissantes.           bombe A
La deuxième technique consiste en une implosion de
charge creuse (figure 13). La matière fissible est distribuée autour d'une sphère creuse. Autour de ce
combustible nucléaire se trouve un explosif ordinaire. Au moment de l'explosion, sous l'effet de charge
creuse, la sphère de matière fissible est violemment comprimée sur elle-même. On arrive ainsi à des
temps de cohésion plus grands et à un meilleur pourcentage de fission. C'est ainsi que sont réalisées les
bombes d'une centaine de kilotonnes «équivalent au TNT» (voir encadré N-8).
                  6.1.4. Énergie libérée et puissance de la déflagration
L'effet dévastateur d'un explosif est dû à l'onde de choc N-11 : L’équivalent «tonne de TNT»
générée. La grandeur de celle-ci est liée à la puissance de la L'unité d'énergie dégagée dans les explosions
déflagration, c'est-à-dire au rapport de l’énergie libérée au est la tonne, kilotonne ou mégatonne de TNT
temps de l’explosion : P = E/t                                  (trinitrotulène), explosif classique. 1 tonne
La réaction en chaîne de fission nucléaire se produit TNT = 1,016 x 109 calories ≈ 4,25 x 109
extrêmement rapidement. En effet le temps de génération, joules.
c'est-à-dire le temps entre deux fissions, (la deuxième étant La fission de 1 kg d'235U dégage une énergie
provoquée, par un neutron issu de la première) est de = 3 x de 20 kt.
10-9 secondes. Le neutron produit est de 14 MeV, il est
relativiste et voyage à une fraction de la vitesse de la lumière dans le vide. La réaction se transforme
donc en explosion en quelques microsecondes.
Supposons que le nombre de neutrons produits à chaque fission soit de 2. Par réaction en chaîne, au bout
d'un temps t après l'explosion, le nombre de neutrons n donnés à partir d'une fission correspond à :
                                                   n = 2t/
                             (t = , n = 2; t = 2, N = 4; t = 3, N = 8; etc..)
Combien de temps faudra-t-il pour qu'un atome-gramme, 6 1023 atomes d'un isotope fissible, soit
consommé ?
                                                     -9
Il le sera en un temps t tel que : 6 x 1023 = 2t/3 x 10
        log 6 + 23 = (t/3 x 10-9) . log 2           t = 3 10-9 [(log6 +23)/log2]  2,4 10-7 s
Ainsi en 2,4 10-7 s, 235 grammes d'U-235 ou 239g de Pu-239 peuvent se fissionner à partir d'une seule
fission initiale. Comme une fission libère environ 200MeV, l'équivalent énergétique total libéré sera de :
                          200 MeV/noyau . 6 1023noyaux ≈ 12 1025 MeV ≈ 1,9 107 joules
La puissance de l'explosion, c'est-à-dire l'équivalent de l'énergie libérée par unité de temps correspond à
la valeur suivante :
                                     1,9 x 10 7 joules
                               P=                          =8   10 15 W
                                       2,37 x 10 -7 s
soit 1/10 de toute la puissance solaire incidente au sol pour toute la Terre.
Ceci indique la violence de l'onde de choc et l'effet dévastateur de l'explosion. Dans un tel type de
bombe, les produits de fission radioactifs engendrent un effet nocif que l'on cherche à éliminer. En effet,
les radiations "salissent" la bombe en rendant le lieu de l'explosion impropre à son occupation.


                                          Armel Boutard, Uqam
Le nucléaire : L’énergie nucléaire                                                                      26


Bien entendu, la "combustion" de l'isotope fissible n'est jamais aussi complète que le laissent croire les
calculs précédents. En particulier, sous l'effet de l'énorme libération d'énergie, le combustible tend à se
volatiliser et ainsi la concentration N de matière fissible et par conséquent le flux de neutrons diminue
rapidement.
        6.2.     La bombe thermonucléaire, la bombe H
L'énergie libérée par l'explosion de la bombe H
est principalement celle du processus de fusion
des noyaux du combustible. La puissance de
l'onde de choc est fonction de la quantité
d'énergie libérée par unité de temps. Nous
avons vu lors de l'étude des noyaux que le
processus de fusion des éléments légers est à
quantité de matière égale, 6 fois plus
énergétique que le processus de fission des
noyaux lourds.
Contrairement à la réaction de fission, la
réaction de fusion ne s'entretient pas par un
mécanisme de réaction en chaîne. Toutefois si
la température du combustible, en phase de
plasma (état physique de la matière à de très
hautes températures), est supérieure à la
température du seuil d'allumage, le processus
de fusion pourra éventuellement s'entretenir de
lui-même ; on dit qu'il s'agit d'une bombe
thermonucléaire. Le premier problème est
donc de porter le plasma à une très haute
température.       Dans les bombes H, le
combustible est formé d'isotopes lourds de
l'hydrogène, comme le deutérium et le tritium.
La chaleur est générée par un détonateur qui est
une petite bombe A au 239Pu.
La première bombe H, bombe américaine, avait
pour combustible un mélange deutérium-
tritium liquide. C'était une véritable "usine",            Figure 14 : La bombe à neutrons11
pesant plusieurs tonnes. Ce sont les Russes qui
mirent au point la bombe thermonucléaire moderne (Li-D-T) d'un diamètre de 1 à 2 mètres et d'un poids
de 500 à 1 000 kilogrammes selon les puissances.
Les bombes thermonucléaires sont donc du type F.F.F, c'est-à-dire :
Fission de démarrage - Fusion - Fission de l'238U de la couverture par les neutrons rapides de 14MeV,
produits par la fusion.
La fusion du deutérium et du tritium 2D + 3T  4He + 1n + Q1 produit des neutrons de 14MeV qui
                                         1    1    2      0
produisent à leur tour la fission du 6Li 6Li + 1n  4He + 3T + Q2 .
                                         3           2      1
                                               0
La somme des deux réactions précédentes équivaut à ceci :
                                 6
                                 3 Li   + 2 D  2 4 He + Q avec Q = 22,3 MeV
                                          1       2
Ainsi, l'explosion du combustible lithium-deutérium, auquel on ajoute du tritium dégage énormément
d'énergie et libère des neutrons d'une énergie suffisante pour provoquer à leur tour, s'ils ne sont pas



11   La Recherche, n0 158, septembre 1984, Dossier sur les trois bombes, par André Gasponer


                                               Armel Boutard, Uqam
Le nucléaire : L’énergie nucléaire                                                                         27


réfléchis, la fission de l'uranium 238 placé en couverture. La fraction du nombre de fissions générées
dans la couverture d'238U est trop faible pour amorcer une autre réaction en chaîne. Dans les bombes
conçues de 1954 à 1978, environ la moitié de l'énergie était due à chacun des deux processus en jeu :
fusion et fission. La fusion de 1kg du mélange (Li-D) dégage une énergie de 68 kt. La fusion de 1kg du mélange
(T + D) dégage une énergie de 80 kt.
Il fallait donc que la quantité d'uranium soit supérieure à celle du combustible de fusion, d'où la
radioactivité très importante (celle des produits de fission) accompagnant l'explosion d'une de ces
bombes. Les bombes F.F.F. sont donc des bombes "sales" qui répandent des déchets radioactifs dans le
milieu environnant et finalement dans toute la biosphère.
Les bombes thermonucléaires étant conçues en fonction de leur effet destructeur attaché à la puissance de
la déflagration de l'onde de choc, la recherche est donc actuellement orientée vers la mise au point de
bombes "propres" Fi-Fu-Fi qui ne produiraient comme déchets nucléaires radioactifs que ceux qui sont
engendrés par le processus d'amorce ; une bonne partie des produits de fission seraient même
transformés à cause des grands flux de neutrons produits par la fusion. Les bombes actuelles génèrent
plus de 80% de leur énergie d'explosion par le processus de fusion.
        6.3.     La bombe à neutrons
Les effets recherchés de la bombe à neutrons diffèrent de celui
conventionnel des bombes. L'effet destructeur de l'onde de
choc (puissance de la déflagration) est limité parce que cette
bombe comporte peu de matériel explosif. N'ayant pas de
matériel de couverture, la bombe à neutrons émet très peu de
produits de fission, mais beaucoup de neutrons ; ceux-ci en
effet ne sont plus réfléchis. La combustion de fusion dans une
bombe à neutrons est très incomplète et la puissance libérée
beaucoup plus faible que dans le cas d'une bombe à fusion, à
poids égal de combustible. Le spectre énergétique se présente
comme suit :
65%           chaleur et onde de choc
5%            radiations d'éléments de fission
30%           radiations de neutrons de haute énergie
Ces neutrons sont très pénétrants et de plus, très nocifs pour
toute matière organique vivante. La bombe à neutrons a donc
un effet de destruction totale de la vie dans un périmètre limité
(sans associer le chaos des destructions, des incendies et de la Figure 15 : La portée d’une bombe à
radioactivité rémanente sur le site). Ainsi une bombe dont la neutrons
puissance d'explosion équivaut à 1 kilotonne TNT produit les effets suivants (figure 15):
          destruction totale: cercle de 500 mètres de rayon
          équipage des tanks détruits: cercle de 800 mètres de rayon
          morts en huit jours: cercle de 1 000 mètres de rayon
          morts lentes, maladies graves : cercle de 1 300 mètres de rayon
Une telle bombe est de taille réduite et peut être incorporée à un obus d'owitzer de 8 pouces de diamètre
(20 cm).
Toute bombe thermonucléaire ou bombe à neutrons n'explosant pas en altitude (200 m environ, pour la
bombe décrite ci-dessus), génère des radiations induites par les minéraux terrestres activés et devient une
bombe "sale".
        6.4.    La menace des bombes «sales»
Le principe de la bombe sale est celui de matériel radioactif, «résidus» des centrales nucléaires, entourant
une simple bombe artisanale. En théorie, car cela dépend de la portée du souffle de l’explosion et de la
quantité du matériel radioactif, une telle bombe explosant dans un aéroport, un hôpital, une gare ou une


                                           Armel Boutard, Uqam
Le nucléaire : L’énergie nucléaire                                                                                    28


place commerciale, provoquerait une panique pour les gens présents, les résidents proches, une profonde
insécurité dans les pays industrialisés qui se sentiraient très vulnérables et bien sûr une onde de choc
économique importante et par là à plus ou moins long terme des bouleversements politiques inattendus.
Le seul processus de décontamination prendrait des mois.
Cette menace est principalement due à la présence de nombreux stocks de matière radioactive dans des
pays instables, comme les anciennes républiques de l’URSS et des pays en voie de développement qui
ont eux aussi des réacteurs nucléaires de production d’électricité ou de recherche parfois même
abandonnés.
C’est l’histoire d’une contamination de plus de 200 personnes, 14 gravement atteints et quatre morts, qui
est à l’origine de cette idée de matériel radioactif qui traîne et qui peut fort bien être récupéré par des
groupes terroristes ou émanant de pays pauvres, et qui peut être utilisé dans la production de bombes
sales. En 1987 des récupérateurs de métaux d’un bidon ville du Brésil (ville de Goiânia, 600 000
habitants) trouvent (ou dérobent) une barre de métal de 100kg dans une clinique de radiologie
abandonnée. En la sciant pour la revendre, il y trouve une poudre bleuâtre qui reluisait dans le noir. Il
s’agissait de 20 grammes de césium 137, une substance fortement radioactive. La grande densité de
peuplement des bidons villes et la curiosité des habitants pour cette poudre luminescente expliquent le
grand nombre de personnes atteintes. Cet incident, qui survenait tout juste après Tchernobyl, a semé la
panique; les irradiés ont dus être parqués dans le stade municipal de football.


                        A Cadarache, un réacteur en fusion pour simuler un accident grave
               Un quatrième essai en dix ans a été mené jeudi sur l'installation Phébus, unique au monde
                                 Le Figaro Cyrille Vanlerberghe [20 novembre 2004]
L'IRSN (Institut de radioprotection et de sûreté nucléaire) a procédé jeudi à un très important essai pour étudier l'un
des plus graves cas d'accident nucléaire, la fusion du coeur d'un réacteur. L'expérience visait principalement à
étudier les dégagements de produits radioactifs qui pourraient être rejetés dans l'atmosphère lors d'accident du type
de la centrale américaine Three Mile Island en 1979. Les conclusions de l'étude pourraient servir à améliorer la
sûreté des centrales actuelles et futures.
Installé dans l'enceinte du site CEA de Cadarache (Bouches-du-Rhône), le réacteur expérimental Phébus a chauffé
et irradié pendant environ cinq heures un échantillon d'essai composé de 20 tiges de combustible d'uranium ainsi
que d'une barre de contrôle servant à modérer les réactions nucléaires. Il s'agissait, à une échelle réduite, de simuler
le comportement du coeur d'un réacteur nucléaire, du type de ceux utilisés en France par EDF, en cas d'«accident
grave». Ce terme décrit une situation où la chaleur du réacteur ne peut plus être évacuée par les systèmes de
refroidissement, y compris ceux de secours. Même une fois le réacteur arrêté, celui-ci continue à avoir une
puissance résiduelle, de l'ordre de 20 MW (mégawatts), qui suffit à faire surchauffer le coeur. Sans refroidissement,
la fusion du combustible et de tous les appareils de contrôle est inévitable. C'est ce qui s'est passé sur le réacteur n°
2 de Three Mile Island le 28 mars 1979, à la suite d'un enchaînement de défaillances humaines et techniques. Sous
l'effet de la chaleur, la moitié du coeur a fondu. La production de ce mélange de combustible (des barres d'oxyde
d'uranium) et de métaux composant les barres de contrôle a par ailleurs volatilisé des centaines de kilogrammes de
produits radioactifs (gaz rares, césium et iode principalement). Par chance, l'enceinte de confinement a bien joué
son rôle, et les rejets de gaz radioactifs dans l'environnent ont été réduits. À Tchernobyl en 1986 en revanche, la
fusion du coeur a conduit à l'emballement des réactions nucléaire, et au rejet de très grandes quantités de produits
radioactifs. Heureusement, un accident grave du type de celui de Three Mile Island est considéré comme très rare.
«En France la probabilité est d'un accident tous les 1 000 ans, pour l'ensemble du parc de 58 réacteurs, mais les
conséquences potentielles seraient très importantes», précise Michel Schwarz, directeur de la prévention des
accidents majeurs à l'IRSN.
L'exercice de jeudi, ainsi que les quatre précédents essais réalisés depuis 1993 servent à en étudier les conséquences
possibles. La principale inquiétude provient des produits radioactifs volatils, qui pourraient s'échapper dans
l'environnement. Les composés les plus préoccupants, et donc les plus surveillés dans le cadre des essais Phébus,
sont l'iode 131 et le césium 137. Le programme Phébus PF (1), d'un coût de 300 millions d'euros sur vingt ans, est
unique au monde car il est le seul à récréer aussi fidèlement le déroulement d'un accident grave dans sa totalité. Les
quatre précédents essais Phébus, qui ont chacun demandé plus de quatre années de préparation, ont été
particulièrement utiles. Ils ont par exemple permis de découvrir que l'iode gazeuse était émise très vite après
l'accident, contrairement à ce que prévoyaient les modèles. Cette connaissance est indispensable pour élaborer les


                                               Armel Boutard, Uqam
Le nucléaire : L’énergie nucléaire                                                                                    29


plans d'urgence, qui devraient être mis en place par les autorités après un accident : quel périmètre évacuer en cas
de rejets, jusqu'à quelle distance de la centrale faut-il demander l'absorption de pastilles d'iode ? L’expérience de
jeudi visait tout particulièrement à étudier l'impact chimique sur les rejets que pourraient avoir les nouvelles barres
de contrôle en carbure de bore. Ce type d'instrument équipe près de la moitié des centrales dans le monde, dont les
nouveaux réacteurs français de 1 300 MW et 1 450 MW, ainsi que le futur EPR. Pour la première fois, les
expérimentateurs ont mesuré après la fusion du coeur un dégagement de méthane, un gaz créé par la dégradation
des barres de contrôle, et qui pourrait avoir un impact sur la formation de formes gazeuses d'iode, néfastes car
impossibles à piéger par les filtres en cas de rejets dans l'environnement. Quatre années vont être maintenant
nécessaires pour analyser tous les résultats de l'essai, et étudier en particulier l'impact de ce méthane.
 (1) PF désigne le terme «produits de fission».
     Des Américains ont conçu un générateur à neutrons original. Une petite fusion nucléaire qui frôlerait
                                                       l'ordinaire
Libération Denis DELBECQ             30 avril 2005
La revue britannique Nature (1) publie cette semaine les travaux sur une fusion nucléaire «de table» conduite dans
le célèbre Oak Ridge Lab, berceau américain du nucléaire.
... dans le cas de cette étude, prévient Jean-Marc Ané, chercheur au Commissariat à l'énergie atomique de
Cadarache (Bouches-du-Rhône), «il n'y a rien de révolutionnaire». Juste beaucoup d'ingéniosité.
Polémiques.
Précaution indispensable tant la seule évocation du mot «fusion» déchaîne les passions. Tous les chercheurs ont
encore en mémoire la polémique qui éclata à la fin des années 80 sur la «fusion froide», alors que les températures
de fusion dépassent les 100 millions de degrés. Ou celle qui explosa en 2002 avec l'annonce d'une autre équipe
d'Oak Ridge qui prétendait avoir obtenu des températures de fusion en faisant imploser de minuscules bulles d'air
dans de l'eau, par sonoluminescence (Libération du 6 mars 2002). Car, domptée, la fusion des atomes lourds
d'hydrogène fournirait une énergie quasi illimitée... Jean-Marc Ané a raison d'insister, les travaux publiés jeudi
portent sur une «fusion chaude», qui, elle, ne remet pas en cause les fondements de la physique. «Le montage décrit
par les Américains est une manière intelligente de produire des neutrons, résume le chercheur français. En
chauffant un cristal "pyroélectrique", ils créent un champ électrique qui projette à très grande vitesse des atomes de
deutérium (2) sur une cible. L'énergie du choc est suffisante pour vaincre la répulsion entre les noyaux et provoquer
la fusion.» Phénomène qui provoque l'émission de neutrons, l'objectif visé par les chercheurs américains.
Promesses.
Pas question ici de récupérer l'énergie de cette fusion, et les chercheurs ne l'envisagent même pas. Elle est
infiniment plus faible que celle nécessaire pour faire fonctionner le dispositif. Pour l'instant, celui-ci ne produit que
mille neutrons par seconde, mais les chercheurs se promettent de faire «mille fois mieux» rapidement. Pourquoi
donc s'évertuer à produire des neutrons, ces particules sans charge électrique qui sont d'ordinaire enfermées dans les
noyaux d'atomes ? «Pour voir l'intérieur des choses, explique Jean-Marc Ané. La fusion nucléaire, ça se pratique
aussi tous les jours dans les aéroports. On utilise beaucoup les neutrons pour la détection d'explosifs, de métal ou de
matière fissile. Dans les aéroports, notamment, puisqu'il existe des équipements quasi portatifs capables de produire
beaucoup de neutrons.» Des générateurs qui, eux aussi, utilisent la fusion nucléaire pour chasser terroristes et
trafiquants. A Oak Ridge, on a encore du pain sur la planche : pour prétendre espionner les valises, le générateur de
neutrons devra être au moins un million de fois plus puissant.
(1) Edition du 28 avril.
(2) Le noyau d'hydrogène existe sous trois formes : sans neutron, avec un neutron (deutérium) et avec deux
neutrons (tritium).




                                               Armel Boutard, Uqam

								
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