Troisième partie d’une tribune en trois parties signée Dominique Grenêche et Michel Gay. Retrouvez ici la première et la deuxième partie.

Non-prolifération

Les masses critiques de l’U-233 et du plutonium sont relativement proches, alors que celle de l’U-235 est comparativement nettement plus élevée. En fonction de la conception, il faut entre 5 et 15 kg d’U-233 pour fabriquer une bombe atomique, ce qui n’est pas très différent de la masse nécessaire avec du plutonium.

Mais la différence la plus importante entre l’uranium (que ce soit l’U-233 ou bien l’U-235) et le plutonium provient de l’émission neutronique, essentiellement due à l’isotope Pu-240 pour le plutonium.

Cela explique que l’émission spontanée de neutrons soit beaucoup plus importante pour un plutonium de type REP que pour un plutonium de qualité « militaire » (temps d’irradiation très court). Un tel phénomène n’existe pas pour l’U-233 qui est mélangé essentiellement avec de l’U-234 (en proportion dépendant de son origine) qui est un isotope non émetteur de neutrons spontanés.

Il est possible de fabriquer une bombe atomique avec de l’U-233, même si cet uranium contient une certaine proportion d’U-234 (de 10 à 20 % pour des réacteurs classiques). D’ailleurs, il est établi aujourd’hui qu’au moins un pays, les États-Unis, a testé des bombes atomiques fabriquées avec de l’U-233, notamment lors d’un essai baptisé « Teapot » en 1957.

Reste un obstacle délicat à franchir qui est celui de l’irradiation issue de la présence d’U-232 dans l’U-233 lors de la fabrication de combustibles à l’U-233.

A une distance de 0,5 m, un opérateur sans protection manipulant une sphère de 5 kg d’U-233 séparé depuis 1 an et contenant 100 ppm d’U-232 recevrait une dose de 13 mSv/h, ce qui limiterait son intervention à quelques heures pour rester dans les limites légales de dose tolérée annuellement pour les travailleurs du nucléaire (50 mSv/an en France).

Or, dans des conditions classiques d’utilisation du thorium en réacteur thermique, les concentrations en U-232 dans l’U-233 récupéré à partir des combustibles usés sont de l’ordre de quelques centaines de ppm.

Cela étant, plusieurs moyens existent pour pallier ces difficultés.

Le premier est simplement de tolérer des expositions radiologiques supérieures aux limites maximales fixées par les normes de radioprotection en vigueur pour les travailleurs du nucléaire, ce que l’on ne peut pas exclure pour certaines situations extrêmes pouvant conduire à s’affranchir du cadre réglementaire traditionnel.

Le deuxième moyen est de procéder rapidement à la fabrication de la bombe après la séparation de l’U-233, provisoirement débarrassé des descendants de l’U-232 fortement radioactifs. Toutefois cela paraît difficilement praticable étant donné la croissance assez rapide des émissions radioactives de ces descendants, qui se fait au rythme linéaire d’environ + 1 mSv/h par mois écoulé dans l’exemple précédent.

Le troisième moyen est de travailler derrière des protections radiologiques suffisantes, en utilisant des dispositifs d’intervention à distance (type cellules blindées).

Techniquement, c’est envisageable au prix de développements technologiques accompagnés des moyens financiers correspondants. Mais dans ce cas, cela ne supprime pas les inconvénients qui résultent des radiations émises par l’engin lui-même une fois fabriqué et qui peuvent notamment nécessiter la mise en place de blindages autour de cet engin.

Le quatrième moyen est de réduire à la source la proportion d’U-232 dans l’U-233 produit en réacteur. Il existe plusieurs possibilités dont celle de produire dans des couvertures de réacteurs à neutrons rapides de l’U-233 ayant moins d’une dizaine de ppm d’U-232, soit entre 10 et 100 fois moins que dans une production « classique » en réacteur thermique (mais évidemment en quantités moindres).

Les États-Unis ont pu produire dans les années 1950 et 1960 environ 130 kg d’U-233 ayant une proportion de 40 à 50 ppm d’U-232 et même 400 kg d’U-233 ayant une proportion de seulement 5 à 7 ppm d’U-232.

Pour les contrôles exercés par l’Agence internationale de l’Énergie atomique (AIEA) destinés à prévenir tout usage illicite d’U-233, les rayonnements émis par les descendants de l’U-232 deviennent un atout dans la mesure où ils favorisent la détection d’U-233 qui serait détourné pour des usages non civils.

L’évaluation globale du degré de résistance à la prolifération d’un cycle au thorium par rapport à un cycle uranium est donc une question à multiples facettes qui nécessite une analyse approfondie pour éviter des conclusions hâtives et parfois simplistes que l’on peut trouver dans la littérature.

Le cycle au thorium apparaît aussi résistant à la prolifération que les cycles à uranium, avec un degré de résistance parfois supérieur.

Économie

Le cycle au thorium n’ayant pas encore été déployé à une échelle industrielle, il n’existe pas de données précises sur les coûts associés aux différentes étapes de ce cycle.

Les seuls éléments à ce sujet proviennent d’estimations anciennes basées sur l’expérience limitée acquise lors de la fabrication de combustible au thorium pour les différents réacteurs. Il est néanmoins possible d’en tirer quelques tendances générales, notamment si l’on raisonne en relatif par rapport au cycle classique uranium-plutonium.

Pour bien mesurer les effets économiques des éventuelles différences entre les deux cycles, il importe d’avoir en tête la part minoritaire que représente le coût du cycle du combustible dans son ensemble (y compris le coût de la gestion des déchets ultimes) dans le coût global final de l’électricité d’origine nucléaire.

Mais les estimations trouvées dans la littérature sur ce sujet sont disparates.

L’OCDE, dans son édition 2010 des coûts prévisionnels de l’électricité, affiche une valeur moyenne de 16 % pour les 11 pays de l’OCDE considérés dans son étude (comprenant la France qui se situe justement dans cette moyenne), et un taux d’actualisation de 5 % (cette part tombe à 9,5 % pour un taux d’actualisation de 10 %).

En ordre de grandeur, le coût du cycle du combustible aujourd’hui est en moyenne de l’ordre de 15 % à 20 % du coût de production de l’électricité.

Pour comparer les deux cycles sur le plan économique, il faut connaître la part relative des coûts associés à chacune des étapes du cycle.

On peut retenir les chiffres suivants publiés dans le rapport « DIGEC » de 1997 :

– uranium :24,6 % ;

– conversion de l’uranium :3,3 % ;

– enrichissement de l’uranium : 21,3 % ;

– fabrication du combustible :16,4 % ;

– entreposage et traitement des combustibles usés :26,2 % ;

– stockage définitif des déchets :8,2 %.

Pour ce qui concerne la matière première, la comparaison de l’uranium avec le thorium ne peut pas se fonder sur des prix de marché puisque celui-ci n’existe pratiquement pas pour le thorium.

En fait, il existe déjà un stock d’environ 25 000 tonnes de thorium dans le monde (dont 8500 tonnes en France recensées fin 2021 par l’ANDRA en 2023) ce qui permettrait d’alimenter durablement plusieurs dizaines de réacteurs nucléaires de puissance avant d’avoir à extraire de nouvelles ressources. Ces stocks seraient probablement négociés à bas prix car ils constituent aujourd’hui plutôt une charge d’entreposage pour les industriels ou les organismes qui les possèdent.

Au-delà de l’épuisement de ces stocks de thorium, il faudrait faire appel à de nouvelles ressources, mais comme le thorium serait alors extrait conjointement avec d’autres matières commercialisables (comme les terres rares par exemple), son prix serait probablement nettement inférieur à celui de l’uranium, d’autant que les gisements exploitables se situent la plupart du temps à ciel ouvert, ce qui facilite la récupération des minerais.

L’étape d’enrichissement n’est pas utile pour un cycle au thorium, sauf si la matière fissile utilisée au départ dans ce cycle est de l’uranium moyennement enrichi (UME à 20 %), ce qui n’est pas la meilleure option. Dans un tel cas, il faudrait alimenter ce cycle par des quantités nettement plus grandes d’uranium naturel et d’unités de travail de séparation (UTS) par rapport au cycle standard à uranium pour une même production d’énergie.

Pour les autres cycles utilisant de la matière recyclée (plutonium ou U-233), le coût de ces matières dépend évidemment de celui de l’aval du cycle.

Pour ce qui concerne la fabrication du combustible, il convient de distinguer le type de matière fissile associé au thorium :

S’il s’agit d’uranium moyennement enrichi, le fait d’avoir à gérer deux matières différentes (thorium et UME à 20 %) devrait engendrer des surcoûts par rapport à la fabrication de combustible standard à l’uranium enrichi. C’est notamment le cas pour des combustibles de réacteurs à haute température où la matière fertile (le thorium) est conditionnée dans des particules enrobées de nature différente de celles des particules contenant l’UME.

Si c’est du plutonium, les procédés et la technologie ne devraient pas être très éloignés de ceux qui sont mis en œuvre aujourd’hui pour la fabrication du combustible MOX, et les coûts devraient donc être proches l’un de l’autre.

Enfin, si la matière fissile est de l’U-233, la présence de descendants très irradiants de l’U-232 nécessiterait d’opérer à distance derrière des protections radiologiques. Cela engendrerait certainement des surcoûts importants puisqu’il n’existe aucune étude sur ce sujet (et encore moins d’expérience à une échelle significative). La seule hypothèse avancée ici repose sur le rapport généralement de 3 à 5 entre le coût de fabrication des combustibles MOX (opérations qui s’effectuent pour la plupart de façon semi-automatique dans des boîtes à gants) et celui des combustibles standards à l’uranium. Ce rapport donne donc une idée du surcoût de fabrication de combustibles Th/U-233 par rapport à un combustible standard à l’uranium.

L’étape de traitement des combustibles au thorium (quelle que soit la matière fissile utilisée initialement) peut être comparée à celle des combustibles à uranium, sauf pour la partie chimique du procédé qui soulève des difficultés supplémentaires, notamment au niveau de la dissolution des matières.

Ici encore, il n’est pas possible de donner des chiffres concernant les surcoûts qui peuvent résulter de ces complications de procédé mais cette partie chimique ne représente que moins de la moitié du coût global du traitement.

En effet, le reste des installations d’une usine de traitement ne devrait pas présenter de grosses différences entre les deux types de combustible à retraiter, que ce soit avant la dissolution (réception des conteneurs de combustibles usés, déchargement, entreposage en piscine, démantèlement) ou en aval (traitement et conditionnement des matières valorisables une fois séparées chimiquement, stockage des produits de fission, vitrification des déchets conditionnement des autres déchets.

.La dernière étape de l’aval du cycle est le stockage définitif des déchets de moyenne et haute activité à vie longue, pour lequel la solution adoptée de façon quasi universelle est celle d’un stockage en formation géologique profonde.

Il n’y a aucune raison qu’il y ait des différences notables entre les cycles thorium et uranium à ce stade final, d’autant plus que l’on suppose ici que seuls sont stockés les déchets ultimes issus du traitement, après séparation et de toutes les matières valorisables.

Conclusion

Le thorium offre des perspectives intéressantes, notamment, s’il en était besoin, en termes d’économie d’uranium (si l’U-233 est recyclé) mais aussi pour réduire l’inventaire radiotoxique total des déchets ultimes.

Les combustibles au thorium présentent par ailleurs des caractéristiques attrayantes en termes de tenue sous irradiation et de comportement neutronique en réacteur.

Toutefois, malgré l’existence d’exemples concrets d’utilisation du thorium en réacteur dans le passé, l’expérience industrielle sur ce cycle reste aujourd’hui limitée. Elle est même pratiquement inexistante sur l’aval du cycle (traitement et recyclage).

Les connaissances de base apparaissent acquises en grande partie, mais le déploiement de ce cycle à une échelle industrielle nécessiterait encore beaucoup de recherche et développement, en particulier dans le domaine du traitement et de la fabrication de combustible à base d’U-233, ainsi que de lourds investissements industriels.

Ce cycle au thorium nécessiterait aussi de reconstruire une grande partie des procédures et des multiples réglementations ou normes du monstrueux référentiel de sûreté nucléaire laborieusement établi depuis plus de 50 ans.

Il est peu probable que, au moins au cours de ce siècle, les conditions soient réunies en Europe et en France pour justifier l’engagement de tels efforts !

Toutefois, à échéance de quelques dizaines d’années, l’apparition éventuelles de nouvelles contraintes pourrait modifier le contexte actuel et conduire dans un avenir lointain à un déploiement industriel de cycles de combustible à base de thorium.

Un des éléments moteurs de ce scénario pourrait être la possibilité offerte par ces cycles d’atteindre l’isogénération en matière fissile dans certains types de réacteurs thermiques. C’est dans cette perspective que s’inscrivent les recherches menées en France sur le cycle au thorium, notamment au CNRS dans le cadre de ses travaux sur les réacteurs à sels fondus (RSF).

Sur le plan international, l’Inde continue d’afficher clairement sa stratégie de développement de son parc nucléaire futur incluant un recours important au cycle thorium dans des réacteurs « classiques », et cela malgré les ouvertures lui permettant un accès plus facile à des importations d’uranium.

La Chine s’est également lancée récemment dans un programme de recherche sur ce sujet, en liaison avec ses travaux en cours sur les RSF.

Il en est de même au Japon, qui a toujours mené des recherches sur le thorium.

Certains pays poursuivent des recherches dans le cadre d’initiatives privées parmi lesquelles « Thor Energy » en Norvège, « Thorium Power » aux États-Unis (qui réalise des études en liaison étroite avec des instituts russes sur ce sujet) ou encore la Weinberg Foundation en Angleterre.

En conclusion, plusieurs institutions étatiques et des organismes à caractère industriel travaillent sur le cycle au thorium qui, loin d’être un délire notamment pour l’Inde ou la Chine, mérite la poursuite d’un minimum de recherches et de réflexions en France et dans le monde pour ne pas injurier l’avenir, même s’il est lointain.

Annexe

Élément thorium (symbole Th)

Le thorium fut identifié pour la première fois en 1828 par le chimiste suédois Jöns Jacob Berzelius

Cet isotope est radioactif mais, il a une période radioactive extrêmement longue de 14,1 milliards d’années (émetteur alpha), ce qui le rend pratiquement stable, d’où sa présence sur la terre encore aujourd’hui.

Tous les autres isotopes connus (on en a identifié une bonne trentaine) ont une période radioactive inférieure à 100 000 ans, ce qui explique que le thorium naturel soit composé aujourd’hui uniquement de Th-232 (en excluant certains descendants de chaînes radioactives naturelles présents à l’état de traces). La chaîne de décroissance du Th-232 comporte 10 descendants (dont justement un isotope du thorium, le Th-228 de courte période radioactive), le dernier descendantétant un isotope stable du plomb : le Pb-208.

L’un des noyaux intermédiaires de cette chaîne de décroissance est le radon-220 qui est un gaz encore appelé thoron, pouvant être un bon traceur de la présence de thorium.

La production d’U-233 par capture d’un neutron dans le Th-232 se fait par l’intermédiaire du protactinium 233 (Pa-233), dont la période de décroissance radioactive est relativement longue, 27 jours, comparée à son homologue du cycle uranium, le Np-239 dont la période de décroissance radioactive n’est que 2,3 jours (il produit le Pu-239).

C’est un point à noter car cette période de décroissance relativement longue conduit à une concentration élevée de Pa-233 dans le cœur des réacteurs, et donc à un taux de capture de neutrons qui peut être significatif, d’autant que la capacité du Pa-233 à capturer des neutrons (appelée « section efficace de capture ») est elle-même élevée ce qui peut constituer une pénalité pour le cycle au thorium dans certains cas.

Cette réaction de capture d’un neutron par le Pa-233 conduit à la formation d’U-234, isotope de l’uranium de longue période radioactive (245 000 ans).

Cet uranium 234, quasi stable à l’échelle des temps d’irradiation en réacteur, peut à son tour capturer un neutron pour produire l’isotope fissile U-235 mais, compte tenu de cette longue chaîne de réactions, cette production d’un isotope fissile est loin de compenser la perte d’un noyau d’U-233.

Propriétés physiques du thorium

Le thorium est un métal assez mou et ductile, de couleur gris-blanc argenté lorsqu’il est à l’état pur, mais il s’oxyde rapidement à l’air, sous forme de ThO2 de couleur sombre. Il a une densité de 11,72 g/cm3, nettement plus faible que celle de l’uranium (19,1 g/cm3). Par contre son point de fusion est nettement plus élevé que celui de l’uranium métal : 1 750 C au lieu de 1 135 C pour l’uranium. Il en est de même pour l’oxyde ThO2 qui a une température de fusion de plus de 3 300 C tandis que celle de l’oxyde d’uranium est de 2 800 C, ce qui en fait l’un des matériaux les plus réfractaires qui existent.

Utilisation courante du thorium (hors industrie nucléaire)

Après sa découverte en 1829, le thorium resta pratiquement inutilisé jusqu’à l’invention du manchon à incandescence en 1885.

On utilise alors la très mauvaise conductivité thermique de son oxyde (mélangé avec de l’oxyde de cérium) pour augmenter la température des manchons d’éclairage et donc leur luminosité.

Dans l’industrie, il est utilisé aujourd’hui (ou a été utilisé) pour de nombreuses applications en perte de vitesse et certaines ont même été totalement abandonnées.