Cycle du thorium
Cycle du combustible nucléaire fondé sur le thorium 232 fertile, qui absorbe un neutron et se transforme en uranium 233 fissile, en alternative au combustible uranium-plutonium.
Le thorium est environ trois à quatre fois plus abondant que l’uranium dans la croûte terrestre ; on le trouve surtout sous forme de Th-232 dans les sables à monazite, avec d’importantes ressources en Inde, au Brésil, en Australie, en Turquie et aux États-Unis. Il n’est pas fissile et doit donc être converti par surgénération :
L’U-233 produit environ 2,3 neutrons par neutron thermique absorbé, plus que l’U-235 ou le Pu-239, ce qui rend la surgénération possible même en réacteur à neutrons thermiques. Il faut une charge fissile de démarrage (uranium faiblement enrichi ou plutonium) pour lancer le cycle.
Avantages revendiqués : beaucoup moins de plutonium et d’actinides mineurs produits, point de fusion élevé et stabilité chimique du combustible en dioxyde de thorium, possibilité d’un taux de combustion élevé. Inconvénients : la contamination par l’U-232 produit de forts émetteurs gamma qui compliquent la fabrication du combustible ; il faut gérer le Pa-233 pour éviter des pertes de neutrons ; le retraitement (procédé THOREX) est moins développé ; et l’U-233 séparé est utilisable pour des armes.
Parmi les jalons : le cœur surgénérateur à eau légère du réacteur de Shippingport (1977–1982), les réacteurs à haute température allemands et américains, et le Molten-Salt Reactor Experiment d’Oak Ridge (1965–1969). Le programme indien en trois étapes vise à exploiter les réserves de thorium du pays dans son Advanced Heavy Water Reactor. La Chine a démarré en 2023 à Wuwei un réacteur à sels fondus au thorium de 2 MWth, qui aurait été rechargé en puissance en 2025.
Termes associés
Tous les termes →- Fission nucléaire
Division d’un noyau lourd, comme l’uranium 235 ou le plutonium 239, en noyaux plus légers après absorption d’un neutron, avec libération d’environ 200 MeV d’énergie et de nouveaux neutrons.
- Enrichissement de l’uranium
Procédé qui augmente la part d’U-235 fissile dans l’uranium au-delà de sa teneur naturelle de 0,711 %, pour fabriquer du combustible de réacteur ou, à des niveaux très élevés, des matières de qualité militaire.
- Taux de combustion (burnup)
Énergie thermique tirée du combustible nucléaire par unité de masse de métal lourd initial, exprimée le plus souvent en gigawatts-jours par tonne (GWj/tML).
- Combustible nucléaire usé
Assemblages de combustible retirés d’un réacteur après usage, très radioactifs et thermiquement chauds, qui contiennent de l’uranium, du plutonium, des produits de fission et des actinides mineurs.
- Petit réacteur modulaire (SMR)
Réacteur nucléaire d’au plus 300 MWe environ par module, conçu pour être fabriqué en usine et déployé par modules pour réduire la durée de construction et le risque de financement.