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Obamot a écrit :Tout dépend du combustible (
Si tu prends du "BP_2487" sans plomb, pas de souci il est confiné! Mais avec un degré d'octane-isotopique de plus (le "2488") ton moulin risque le «burn out» (
...et là, c'est chappe de plomb obligatoire dans toute la maison, tablier de plomb derrière ton clavier et possibles perturbations du réseau par liaison oui-feed...! (
Cette technologie possède des avantages considérables sur les autres designs. A priori, elle élimine ou réduit de façon considérable la totalité des critiques faites à la filière nucléaire, à savoir la sûreté, les déchets et les faibles réserves de combustibles. Il n'existe pas de verrou technique majeur mais de nombreux éléments théoriques ou expérimentaux à confirmer à l'échelle industrielle.
Le concept de réacteur le plus sûr[modifier]
Les réacteurs à sels fondus répondent à toutes les exigences de sécurité du forum génération IV. D'après Victor Ignatiev, physicien à l'institut de Kurchatov, à Moscou, « Le réacteur à sels fondus au Thorium coche toutes les cases de garanties de Sûreté »2. Aucun autre concept de réacteur testé ne garantit un niveau sécurité aussi élevé. Les risques d'accident sont considérablement réduits, de même que les conséquences. La sécurité du réacteur repose sur les lois de la physique (gravité, conduction thermique) et non plus sur des équipements susceptibles d'être détruits ou de tomber en panne.
Les accidents d'emballement avec explosion vapeur comme à Tchernobyl sont impossibles dans un réacteur à sels fondus. La conception du réacteur permet d'éviter l'emballement en garantissant un coefficient de vide négatif. L'absence d'eau sous pression supprime le risque d'explosion d'un gaz de vapeur et d'hydrogène. Le problème de la variation de réactivité à cause de l'effet modérateur de l'eau est aussi supprimé.
Les cœurs peuvent être vidangés en quelques minutes en cas d'accident. Un bouchon de sel est en permanence maintenu gelé par une source froide ; en cas de défaillance de la centrale, la chaleur du sel environnant le fait fondre, le sel s'écoule alors par gravité dans un réservoir conçu pour permettre l'arrêt à froid par convection thermique. Un accident de fusion du combustible comme à Fukushima ou Three Mile Island devient alors impossible. Ce système permet en outre de redémarrer le réacteur une fois le reste de la centrale réparé.
Les sels de fluor sont chimiquement et mécaniquement stables malgré la forte température et la radioactivité intense. Le fluor se combine ioniquement avec pratiquement tous les produits de fission (seul le tritium peut s'échapper), ce qui évite quasiment toute dispersion de pollution même en cas de rupture du confinement. Le retraitement en ligne permet d'éliminer en permanence ces déchets, le combustible reste relativement propre. Même en cas d'accident, la dispersion dans la biosphère est peu probable. Les sels réagissent très peu avec l'air et se dissolvent très mal dans l'eau, il n'y a aucun risque d'incendie incontrôlable comme avec un réacteur au sodium. La barrière de confinement formée par le sel n'est pas affectée par une éventuelle défaillance du reste de la centrale. Même en cas de destruction volontaire de la cuve (bombardement, attentat), les conséquences radiologiques restent très limitées et sans comparaison avec une atteinte du même type dans un réacteur à combustible solide.
Il n'y a pas de vapeur à haute pression dans le cœur, mais des sels fondus à basse pression. Les risques d'explosions de vapeur sont supprimés et le réacteur n'a plus besoin d'un cuve résistante à des pressions de l'ordre de 70 à 150 bars comme dans le cas des réacteurs à eau pressurisée. À la place, une cuve résistante à une faible pression suffit pour contenir les sels fondus. Pour résister à la chaleur et à la corrosion, le métal de la cuve est un alliage exotique (Hastelloy-N) à base de nickel. (Contrairement aux idées reçues, ce n'est pas le sel fondu à haute température qui est corrosif, mais certains produits de fission tels que le tellure et le sélénium qui se déposent sur les parois métalliques du circuit primaire du RSF et causent une fragilisation des joints de grains.) Les quantités d'alliages nécessaires pour la construction du réacteur sont d'autant réduites, la construction plus simple et le coût plus faible.
Des combustibles suffisants pour des millénaires[modifier]
Le RSF est le seul système permettant d'utiliser efficacement le cycle de combustible nucléaire fondé sur le thorium, ce combustible est disponible en quantités 500 fois supérieures à l'uranium 235 issu des réserves conventionnelles. Les réserves estimées de thorium3 sont suffisantes pour assurer la totalité des besoins énergétiques de l'humanité avec un niveau de consommation comparable aux USA pendant au moins 500 ans. 500t de thorium suffiraient à alimenter les USA pendant une année. Des gisements existent sur la Lune. Il est à noter que ces réserves n'ont été découvertes qu'à la suite de prospection ne visant pas explicitement le thorium mais des terres rares dans lesquelles le thorium est un déchet d'extraction.
Les RSF en spectre rapide sont aussi très efficaces pour utiliser le plutonium et pourraient fonctionner en surgénérateur U238/P239. Dans ce cas, les réserves se chiffrent en milliers d'années rien qu'avec les stocks d'uranium appauvri accumulés depuis 50 ans. En mobilisant les réserves non conventionnelles (uranium marin) les réserves sont de plusieurs millions d'années (4Md d'années réacteurs).
Many of the research and development efforts in coming decades will be aimed at fixing these problems, as such some may be solved or their effect may be lessened. New problems are also likely to arise and may or may not be dealt with.
Little development compared to most Gen IV designs - much is unknown.
Need to operate an on-site chemical plant to manage core mixture and remove fission products.
Lithium containing salts will cause significant tritium production (comparable with heavy water reactors), even if pure 7Li is used.
Likely need for regulatory changes to deal with radically different design features.
Corrosion may occur over many decades of reactor operation and could be problematic
The thorium fuel cycle is a nuclear fuel cycle that uses the naturally abundant isotope of thorium, 232Th, as the fertile material. In the reactor, 232Th is transmuted into the fissile artificial uranium isotope 233U which is the nuclear fuel. Unlike natural uranium, natural thorium contains only trace amounts of fissile material (such as 231Th), which are insufficient to initiate a nuclear chain reaction. Additional fissile material or another neutron source are necessary to initiate the fuel cycle. In a thorium-fueled reactor, 232Th absorbs neutrons eventually to produce 233U. This parallels the process in uranium reactors whereby fertile 238U absorbs neutrons to form fissile 239Pu. Depending on the design of the reactor and fuel cycle, the 233U generated either fissions in situ or is chemically separated from the used nuclear fuel and formed into new nuclear fuel
There are several challenges to the application of thorium as a nuclear fuel, particularly for solid fuel reactors:
Unlike uranium, natural thorium contains no fissile isotopes; fissile material, generally 233U, 235U, or plutonium, must be added to achieve criticality. This, along with the high sintering temperature necessary to make thorium-dioxide fuel, complicates fuel fabrication. Oak Ridge National Laboratory experimented with thorium tetrafluoride as fuel in a molten salt reactor from 1964–1969, which was far easier to both process and separate from contaminants that slow or stop the chain reaction.
In an open fuel cycle (i.e. utilizing 233U in situ), higher burnup is necessary to achieve a favorable neutron economy. Although thorium dioxide performed well at burnups of 170,000 MWd/t and 150,000 MWd/t at Fort St. Vrain Generating Station and AVR respectively,[4] challenges complicate achieving this in light water reactors (LWR), which compose the vast majority of existing power reactors. In a once-through thorium fuel cycle the residual 233U is long lived radioactive waste.
Another challenge associated with the thorium fuel cycle is the comparatively long interval over which 232Th breeds to 233U. The half-life of 233Pa is about 27 days, which is an order of magnitude longer than the half-life of 239Np. As a result, substantial 233Pa develops in thorium-based fuels. 233Pa is a significant neutron absorber, and although it eventually breeds into fissile 235U, this requires two more neutron absorptions, which degrades neutron economy and increases the likelihood of transuranic production.
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