Les réacteurs à neutrons rapides

           J’ai parlé le 5/8/2026 des réacteurs à haute température, je vais  faire le point maintenant sur les réacteurs à neutrons rapides (RNR).

Rappel sur les principes de la fission :

           Le fonctionnement des réacteurs nucléaires français et de la quasi-totalité des réacteurs électrogènes dans le monde, utilisé la fission de l’isotope 235 de l’uranium, qui a une certaine probabilité, de se produire lorsqu’il absorbe un neutron. À la suite de la fission, deux à trois neutrons ( 2,4 en moyenne) sont libérés avec une énergie cinétique

de l’ordre de 2 MeV. Ce sont des neutrons dis « rapides »
           Les neutrons émis lors d’une fission peuvent interagir avec d’autres noyaux d’U₂₃₅, être absorbés et provoquer leur fission. Une réaction en

chaîne peut alors se produire.
           La probabilité pour que cette absorption se produise est beaucoup plus élevé lorsque l’énergie des neutrons est beaucoup plus faible, de l’ordre de grandeur de l’énergie d’agitation thermique à température ambiante (0,025 eV) : on parle alors de neutrons « thermiques ».

         On place donc le combustible dans un milieu modérateur (le plus souvent de l’eau ou du graphite), qui va ralentir les neutrons rapides pour qu’ils deviennent thermiques, sans pour autant les absorber.
         Rappelons par ailleurs que l’isotope fissile 235 de l’uranium ne représente que 0,7 % de l’uranium naturel qui est essentiellement composé de l’isotope 238, qui n’est pas fissile.
         Mais cet uranium 238 peut absorber un neutron, devenir U₂₃₉ et puis, se transformer en l’isotope 239 du plutonium, élément qui n’existe pas dans la nature et qui est fissile s’il absorbe un neutron, et peut être utilisé à son tour comme combustible nucléaire.

          On fabrique en particulier des barres de combustible mise U₂₃₈ enrichi en U₂₃₅, plus Pu₂₃₉, que l’on appelle «  MOX ».

          SI l'on veut que le combustible ait davantage de probabilité de fusionner sous l’incidence de neutrons rapides, il est nécessaire d’augmenter la teneur en U₂₃₅ ou en Pu₂₃₉ pour compensera plus faible probabilité de fission, et faire en sorte que la réaction en chaîne s’entretienne.

         Un réacteur à neutrons rapides est donc un réacteur dont le combustible va contenir une proportion plus élevée d’U₂₃₅ (20 % par exemple), que celle des réacteurs classiques à eau pressurisée (environ 5%), ou qui comprendra une proportion élevée de Pu₂₃₉ (entre 8 et 10%).

          Les réacteurs à neutrons rapides permettent d’utiliser pleinement le potentiel de l’uranium 238, puisqu’on peut ajuster le combustible pour que l’on produise, lors de la fission, plus de plutonium qu’on en consomme dans le combustible, et donc on utilise ainsi peu à peu l’U₂₃₈ non fissile.
        On appelle de tels réacteurs des « surgénérateurs ».
        Toutefois, par démarre initialement un réacteur à neutrons rapide, comme le Pu₂₃₉ n’est pas disponible à l’état naturel, il est nécessaire de l’extraire de combustibles nucléaires ayant été irradiés dans un réacteur classique après un traitement qui permette de l’en extraire.
         La France a été la première à construire des réacteurs à neutrons rapides « surgénérateurs » : Rapsodie (1967-1983), Phénix (1974-2010) et Superphénix (1984-1997) qui étaient alimentés avec du combustible de type MOX. Ils fonctionnaient parfaitement, mais le gouvernement en a arrêté l’étude et le fonctionnent, en février 1998,  par souci électoral, pour obtenir les voix des écologistes. Cela a été une bêtise énorme pour l’économie et l’industrie française.
         Les réacteurs à neutrons rapides doivent aussi permettre le traitement des déchets nucléaires les plus gênants, car les plus radioactifs à très long terme :  les actinides mineurs (neptunium, américium, curium).
         Dans les réacteurs actuels, ces éléments ne sont pas "brûlés" et restent radioactifs pendant des dizaines de milliers d’années.
         Dans les RNR, grâce au flux de neutrons rapides, on peut casser ces noyaux lourds (c'est la transmutation). On les transforme ainsi en produits de fission dont la durée de vie est beaucoup plus courte (quelques centaines d'années au lieu de dizaines de milliers).    

Le combustible MOX :

         Plusieurs options ont été historiquement étudées pour les  réacteurs à neutrons rapides :

                     - combustibles métalliques UPuZr,

                     - mélange d’oxydes d’uranium etde plutonium MOX,

                     - mélange de carbures d’uranium et de plutonium,
                     - mélange de nitrures d’uranium et de plutonium.

          Le MOX semble le mieux adapté et on en a une expérience importante.
          Il se présente sous  forme de pastilles d’oxydes frittées, chauffées à haute température pour les densifier, (c’est en quelque sorte une céramique), empilées et insérées dans des gaines métalliques, formant des barres de combustible appelées « aiguilles », qui peuvent atteindre 2 à 3 mètres de long. Certaines sont dédiés à la production de chaleur (assemblages fissiles) et d’autres à la production de Pu₂₃₉ (assemblages fertiles). Le cœur peut en contenir plusieurs centaines, organisées géométriquement sous la forme d’un cylindre ou d’un hexagone.
           Pour les AMR modulaires qui ont des taillent réduites, le cœur plus petit laisse échapper plus de neutrons et on doit augmenter soit l’enrichissement de l’uranium, soit la proportion de plutonium, jusqu’à 20 ou 30 %, ce qui handicape la surgénération.
           En France le plutoniul généré est séparé à l’usine de la Hague.

Le fluide caloporteur des réacteurs à neutrons rapides :

          Les réacteurs à neutrons rapides fonctionnent à des températures élevées, quoique moindre que les RHT (environ. 500 d°C).    

          Les RNR ont besoin, comme les autres réacteurs, d’un fluide caloporteur qui permette une évacuation efficace de la chaleur vers les machines thermiques pour production d’électricité ou usage de la chaleur.

          Il ne doit pas ralentir les neutrons rapides, être bon conducteur, avoir une haute température d’ébullition, une faible viscosité, et évidemment il ne doit pas abimer les matériaux avec lesquels il entre en contact (tuyauteries et pompes notamment)

               Les métaux liquides peuvent avoir ces qualités et les plus adéquats sont le sodium Na et le plomb Pb. 
Le sodium est beaucoup moins corrosif que le plomb, mais il a l’inconvénient d’être très réactif (presque explosif), lorsqu’il entre en contact avec l’eau et l’air.
           L’utilisation de ces métaux fondus est une des difficultés de réalisation des RNR.

Les réacteurs à neutrons rapides dans le monde.

          En 2026, la technologie des réacteurs à neutrons rapides (RNR), bien que prometteuse pour fertiliser l’U₂₃₈ et réduire les déchets, reste concentrée dans un petit nombre de pays, principalement la Russie, la Chine et l'Inde.:

          1. La Russie :
           La Russie est le seul pays à exploiter des réacteurs rapides à l'échelle industrielle et commerciale de manière continue.

• BN-600 (Centrale de Beloïarsk) : En service depuis 1980 : réacteur refroidi au sodium d'une puissance de 600 MWe d’une grande fiabilité sur plus de 40 ans.
• BN-800 (Centrale de Beloïarsk) : Mis en service industriel en 2016 (800 MWe). Il est utilisé pour tester le combustible MOX (mélange d'oxydes d'uranium et de plutonium) à grande échelle.
• BOR-60 :  petit réacteur de recherche expérimental situé à Dimitrovgrad, en service depuis 1969.
• BREST-OD-300 :   réacteur refroidi au plomb (300 MWe) en construction à Seversk (mise en service prévue vers 2027).

2. La Chine :

           La Chine accélère son programme pour assurer son indépendance énergétique. Réacteurs refroidis au sodium liquide.

• CEFR (China Experimental Fast Reactor) : réacteur expérimental de 20 MWe, situé près de Pékin, utilisé pour la recherche depuis 2011.
• CFR-600 (Xiapu) : Le premier des deux réacteurs de démonstration commerciale (600 MWe) a été couplé au réseau et est en phase de montée en puissance finale en 2025-2026. Un deuxième exemplaire est en construction sur le même site.

3. L'Inde :
          L'Inde mise sur les réacteurs rapides pour exploiter ses ressources en thorium. Réacteurs refroidis au sodium liquide

• FBTR (Fast Breeder Test Reactor) : petit réacteur de test en service à Kalpakkam depuis 1985.
• PFBR (Prototype Fast Breeder Reactor) : réacteur de 500 MWe à Kalpakkam, après de nombreux retards, a entamé ses phases de divergence et de chargement de cœur en 2024-2025. Il est considéré comme opérationnel ou en phase de test final en 2026.

4. Les USA

• Le réacteur Natrium (TerraPower & GE Hitachi) C'est le projet le plus avancé aux États-Unis. Soutenu par Bill Gates, il combine la technologie du réacteur à neutrons rapides refroidi au sodium avec un système d’échange thermique par sels fondus.
      La construction a débuté à Kemmerer, Wyoming (sur le site d'une ancienne centrale à charbon), et l'examen du permis de construire par la NRC (Nuclear Regulatory Commission) devrait se terminer en 2026
            Sa capacité de stockage lui permet de faire varier sa puissance de 345 MWe à 500 MWe pour s'adapter aux besoins du réseau, complétant ainsi les énergies renouvelables.
• Aurora Powerhouse (Oklo) Oklo développe des micro-réacteurs compacts des l’Idaho National Laboratory (INL).
         En phase de pré-application et de revue de conception,  mise en service opérationnelle dès 2027 pour des centres de données (Data Centers) et les sites industriels isolés.
   
•  Westinghouse Lead-cooled Fast Reactor (LFR) de moyenne puissance (environ 450 MWe) utilisant du plomb liquide comme caloporteur au lieu du sodium. En cours de développement technique intense, notamment avec des essais de matériaux au Royaume-Uni.
   
•  ARC-100 (ARC Clean Technology) Ce réacteur de 100 MWe est un dérivé d de l’EBR-II (Experimental Breeder Reactor II) qui a fonctionné avec succès pendant 30 ans en Idaho. Intégration industrielle prévue vers la fin de la décennie.

5. En France 

          La France a été une pionnière avec Phénix et Superphénix, mais elle n'a plus de réacteur rapide en fonctionnement depuis l'arrêt de Phénix en 2009 et l'abandon du projet ASTRID en 2019.
         Cependant, depuis 2023, la France soutient de nouveau cette filière via le plan "France 2030", en finançant des start-up comme Hexana ou Newcleo qui développent des micro-réacteurs rapides (AMR).
          Stellaire a déposé une demande d’autorisation de création (DAC) pour l'installation à Cadarache d'un petit réacteur expérimental à neutrons rapides 'Alvin" ,d'environ 200kWth, qui devrait diverger vers 2030. A terme la cuve devrait être remplacée pour abriter Mega-Alvin, réacteur prototype de 10 Mw, qui devrait fonctionner environ 30 ans.

Ci dessous un réacteur chinois CFR 600;