Superphénix

Superphénix est un ancien prototype français de réacteur surgénérateur à neutrons rapides (RNR), implanté à Creys-Mépieu, dans l'Isère, en bordure du Rhône.

Mis en service en 1986, il était conçu pour produire de l’électricité et était refroidi par du sodium liquide. C’est d'ailleurs le seul RNR à avoir atteint le seuil de production industrielle d'électricité.

En 1996, il avait été décidé de renoncer à la production d’électricité mais d’utiliser les neutrons rapides du réacteur pour y brûler des déchets radioactifs. Malgré cette décision, Superphénix a été définitivement arrêté en 1997.

L’installation est actuellement toujours en phase de démantèlement.

Selon un rapport de la Cour des comptes de 1997, la construction du réacteur Superphénix a coûté 9,1 milliards d’euros. Son coût de fonctionnement aurait été de 1 milliard par an pour une puissance électrique (1240 MWe) comparable à celle d’un REP récent.

Superphénix était le fruit d'une coopération industrielle européenne. Il était exploité par la société NERSA, née de la collaboration de trois producteurs d’électricité européens (EDF en France, Enel en Italie et SBK en Allemagne, aux Pays-Bas et en Belgique). Le fonctionnement des installations avait été confié à EDF.

Après l’arrêt définitif du réacteur, EDF est resté le seul actionnaire de la société NERSA. Depuis 2005, la responsabilité d’exploitant et de maître d’œuvre pour les travaux de déconstruction a été transférée au Centre d'Ingénierie, Déconstruction et Environnement.⁽⁴⁾

Superphénix était conçu pour développer une puissance électrique de 1240 MWe⁽¹⁾. 8 TWh pouvaient être produits annuellement par la fission de 800 kg de plutonium. En même temps que la fission des 800 kg de plutonium, 640 kg de plutonium pouvaient être produits par fertilisation de l’uranium 238 dans le cœur et 320 kg par la fertilisation de l’uranium 238 dans l’enveloppe. Une capacité de surgénération annuelle de 160 kg de plutonium (+20%) était donc disponible. En 30 ans environ, les 5 tonnes de plutonium initial dans le cœur pouvaient être régénérées.

Cœur et couvertures d’uranium 238

Le cœur de Superphénix utilisait comme combustible un mélange composé de 80% d’uranium 238 fertile (naturel ou appauvri) et de 20% de plutonium 239 fissile. Il y avait environ 5 tonnes de plutonium 239 dans le cœur de Superphénix. De plus, une enveloppe d’uranium 238 était placée autour du cœur. C’est cette enveloppe d’uranium 238 qui permettait la surgénération.

Des barres de contrôles dans le cœur de Superphénix étaient utilisées comme modérateur du réacteur. Ces barres de contrôles capturaient les neutrons et pouvaient être retirées ou insérées dans le cœur afin d’accélérer le nombre de fissions, ou au contraire d’arrêter le réacteur.

Système de refroidissement et génération de vapeur

Superphénix utilisait du sodium liquide à 550°C comme liquide caloporteur primaire. 5 000 tonnes de sodium étaient présentes dans les canalisations de Superphénix.

Le sodium est un excellent caloporteur avec des caractéristiques hydrauliques voisines de celle de l’eau mais qui ne ralentit pas les neutrons. Il pose par contre des problèmes de sûreté car il s’enflamme au contact de l’air et explose en présence d’eau.⁽²⁾

Un cycle indirect de type piscine était donc nécessaire pour éviter une réaction entre le sodium et l’eau du circuit de production d’électricité.

Situé à l’intérieur de la cuve principale, le cœur du réacteur de Superphénix était noyé dans une piscine de sodium. Ce sodium, en contact direct avec le cœur, était chauffé à partir de l’énergie dégagée par la fission nucléaire. Ce circuit primaire de sodium échangeait ensuite sa chaleur avec un circuit secondaire de sodium, à travers un échangeur de chaleur intermédiaire. Ce circuit de sodium secondaire cédait à son tour sa chaleur à un circuit eau-vapeur. Ce dernier entraînait les turbines de l’alternateur après vaporisation de l’eau, permettant la production d’électricité.

Schéma de fonctionnement du surgénérateur Superphénix. (©Connaissance des Énergies)

Rappels sur les neutrons lents et rapides

Neutrons lents

Dans un réacteur nucléaire conventionnel à neutrons lents (RNL), l’énergie vient de la fission des noyaux d’uranium 235 (²³⁵U), seul atome fissile existant à l’état naturel. L’uranium 235 se trouve à très faible teneur (0,7%) dans l’uranium naturel constitué principalement (99,3%) d’uranium 238 non-fissile.

La fission de l’uranium 235 est obtenue par des neutrons lents, c'est-à-dire ralentis par un modérateur (eau ou graphite) jusqu’à une énergie de l’ordre de l’électron-volt (eV). Pour qu’une réaction de fission s’auto-entretienne, il faut enrichir l’uranium naturel au moins jusqu’à une teneur de 3 à 5% en uranium 235. Près de 435 réacteurs de ce type sont actuellement en fonctionnement dans le monde.

Réacteur nucléaire à neutrons rapides

Dans un réacteur nucléaire à neutrons rapides (RNR), le combustible de base est l’uranium 238. Cet isotope est dit « fertile » car il a la propriété d’absorber un neutron rapide (énergie d’environ 1 MeV) pour se transformer en plutonium 239 (²³⁹Pu), lequel est lui-même fissile sous l’impact d’un autre neutron rapide. La fission du plutonium 239 dégage trois neutrons ainsi qu’une énergie considérable transformable en chaleur. Sur ces trois neutrons, statistiquement, l’un provoque une nouvelle fertilisation (régénération), le second une nouvelle fission énergétique (de plutonium 239), et le troisième, s’il survit à une capture stérile (probabilité de 50%), peut « surgénérer » un second atome de plutonium s’il est en présence d’atomes d’uranium 238 en excédent.

Les RNR consomment donc, sans enrichissement préalable ni modérateur, une ressource « inépuisable » (l’uranium 238) qu’ils transforment transitoirement en plutonium 239 pour en extraire l‘énergie de fission, et qu’ils peuvent même surgénérer. De cette manière, les RNR peuvent obtenir des rendements près de 100 fois supérieurs à ceux des réacteurs (principalement de type REP/REB) actuels.

Valorisation de l'uranium 238

En exploitant directement l’uranium 238, qui est plus de 100 fois plus abondant que l’isotope 235 dans l’uranium naturel, lui-même abondant dans l’écorce terrestre, Superphénix faisait du nucléaire une source d’énergie électrique accessible et quasi-inépuisable.

Surgénérateur ou incinérateur

Superphénix pouvait produire de l’électricité selon deux modes de fonctionnement principaux :

Surgénérateur 

A travers la fertilisation de l’uranium 238 à l’intérieur du cœur ainsi que dans les enveloppes d’uranium 238, Superphénix pouvait produire plus de plutonium qu’il n’en consommait. Ainsi, il pouvait régénérer son propre stock de combustible à partir de matière non-fissile.

Incinérateur

En enlevant l’enveloppe d’uranium 238 autour du cœur, Superphénix pouvait devenir sous-générateur : il pouvait consommer plus de plutonium 239 qu’il n’en créait. Les neutrons rapides permettaient donc de brûler les déchets des REP/REB accumulés depuis les 50 dernières années. Superphénix pouvait également convertir d’autres sortes d’actinides (produits radioactifs à vie très longue) en produits radioactifs à vie courte.

Superphénix était la seule voie d’incinération des déchets radioactifs ayant atteint un stade industriel. L’alternative pour incinérer ces déchets est le couplage d’un accélérateur à un réacteur. Ces réacteurs dits « hybrides » permettraient de produire des neutrons rapides capables d’incinérer les déchets tout en gardant un cœur sous-critique, garantissant un système sûr. C’est l’objet de recherche du projet MYRRHA⁽³⁾, dont le prototype n’est pas prévu avant 2025.

Sûreté

Du point de vue du contrôle de la réaction en chaîne, Superphénix était jugé structurellement plus sûr que les réacteurs actuels. L’enveloppe d’uranium 238 autour du cœur capturait les neutrons rapides avant qu’ils ne puissent devenir des neutrons lents (à haute probabilité d’absorption par les noyaux lourds), empêchant ainsi qu’une réaction en chaîne incontrôlée puisse se développer dans son cœur.

Le refroidissement du coeur par du sodium fondu était donc la principale préoccupation en matière de sûreté (le sodium chaud s’enflamme au contact de l’eau et de l’air). Le double cycle de sodium utilisé pour refroidir le cœur et pour générer de la vapeur compliquait beaucoup l’inspection en service du réacteur et les interventions après incident. Toute fuite de sodium entraînait l’arrêt du réacteur. De plus, la manipulation du sodium imposait des procédures longues et coûteuses.

Rappelons cependant que la température d’ébullition du sodium est de 900°C et que la température du coeur de Superphénix était de 540°C. Protégé par sa grande inertie thermique (5 000 tonnes de sodium dans ses canalisations), le pilotage de Superphénix bénéficiait de temps de réaction confortables.

Le concept de surgénérateur est proposé en 1945 par Enrico Fermi. En 1959, le CEA lance la construction de Rapsodie (20 MW thermiques), le premier réacteur nucléaire expérimental de la filière à neutrons rapides et à caloporteur sodium.

Suite au choc pétrolier de 1973, la France lance en 1974 un vaste programme de construction de centrales nucléaires (avec des réacteurs à eau pressurisée) fonctionnant à base d'uranium 235 afin d’assurer son indépendance énergétique.

Une pénurie et une flambée des prix de l'uranium 235, ainsi qu'une croissance soutenue des besoins énergétiques sont anticipées dès 1976. La filière des surgénérateurs uranium 238/plutonium 239 apparaît alors comme une solution durable. La France possède déjà deux expériences dans le domaine des surgénérateurs : le petit surgénérateur de recherche Rapsodie et le réacteur Phénix construit en 1968 (250 MWe). La commande de Superphénix est émise par le gouvernement français en 1977.

De nombreuses manifestations ont lieu contre le projet, dont celles de 1976-1977 (un mort). Un attentat à la roquette contre la centrale en construction est perpétré en 1982. Superphénix est toutefois mis en service en 1986.

Des problèmes techniques (pannes de « plomberie ») nécessitent des actions correctrices prolongées au cours des 4 premières années de fonctionnement (Superphénix est un prototype).

Bien que Superphénix soit prêt à redémarrer dès 1990, des obstacles administratifs et politiques font qu’il ne redémarrera pas avant 1994. Après un bon fonctionnement en 1996, il est de nouveau arrêté en 1997. Des experts recommandent alors d'utiliser Superphénix comme incinérateur des déchets radioactifs des REP du parc nucléaire français. Mais sous la pression des Verts, Lionel Jospin, devenu premier ministre, annonce en 1997 la fermeture définitive de Superphénix qui est entérinée par un arrêté ministériel en décembre 1998.

Le réacteur Superphénix est actuellement en phase de démantèlement⁽⁵⁾. Coûteux et délicat, ce démantèlement est prévu sur plusieurs années et devrait être terminé en 2025. Le déchargement du combustible est achevé. La vidange et le traitement du sodium sont en cours.

Dans le monde, les surgénérateurs continuent de susciter un puissant intérêt, stimulé par la flambée des prix du pétrole et les préoccupations environnementales : 2 sont actuellement en service en Chine et en Russie et 2 autres sont en cours de construction en Inde et en Russie. Treize pays ainsi que l’Union européenne ont fondé en 2000 le Forum International Génération IV qui a retenu 6 filières dont 3 à neutrons rapides.

Le SFR (Sodium-cooled Fast Reactor) est l’héritier de Superphénix. Des démonstrateurs sont en construction dans plusieurs pays émergents. En 2010, la France lance le projet de prototype Astrid (SFR) dont la mise en service est prévue à l'horizon 2020. La France lance également le démonstrateur ALLEGRO (Gas cooled Fast Reactor), en collaboration avec le CEA, EDF et Areva.