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La fusion thermonucléaire ? c’est quoi ?

C’est ce qui fait briller les étoiles : aux pressions et températures extrêmes qui règnent au centre des étoiles, les atomes légers peuvent fusionner en atomes plus lourds, en dégageant beaucoup d’énergie.

Cette réaction fait également produire de la matière aux étoiles, convertissent ainsi peu à peu l’hydrogène qui constitue encore 98% des atomes de l’Univers en helium, qui en constitue 1%. Lorsqu’une étoile est trop “polluée” par de l’hélium, la réaction s’arrête, l’étoile s’effondre sur elle-même, et, si elle est assez massive, se chauffe suffisamment pour faire démarrer une fusion de l’hélium et ainsi de suite, en produisant, l’azote, le carbone, l’oxyogène etc.

La machine s’arrête avec le fer, qui est l’atome le plus “stable” : fusionner du fer ne produit pas d’énergie, mais enconsomme. C’est ainsi que les atomes encore plus lourds comme l’uranium qui sont formés par accident “contiennent de l’énergie solaire” qui sera restituée lorsque ces atomes se casseront par la fission nucléaire exploitée dans les centrales nucléaires “classiques”, ce qui n’a donc rien de commun avec la fusion.

Et sur Terre ?

La fission nucléaire a été comprise dans les années 1930, utilisée dans la bombe A d’Hirsohima en 1945 et exploitée de manière “civile” pour la production d’énergie dès les années 1950. La fusion a été prévue par Andreï Sakharov et Ilia Frank dans les années 1940. Sakharov a ensuite mis au point la terrible bombe H dès 1952 avant de devenir dissident et Prix Nobel de la Paix.

La bombe H est en fait une bombe A “à charge creuse” dont l’explosion est concentrée sur un peu d’hydrogène (plutôt du deuterium comme on le verra plus loin). L’hydrogène est alors tellement comprimé et chauffé qu’il fusionne, multipliant par plus de 100 la puissance de la bombe A.

Au chalet nous avons un petit livre sur la fusion thermonucléaire datant des années 60 dont l’introduction dit en gros : dans 30 ans (donc en 1990…), la fusion thermonucléaire fournira la planète en électricité. Depuis 50 ans des milliers de physiciens essaient désespérément de faire produire un peu d’électricité par fusion, alors qu’il avait suffi de 10 pour passer de la bombe A à la centrale nucléaire à fission.

Pourquoi ça ne marche pas ?

“Fusionner des atomes”, c’est en fait fusionner les noyaux des atomes, et les noyaux d’hydrogène sont en fait composés d’un seul proton. Un proton c’est:

1. une petite masse
2. minuscule
3. chargé électriquement positivement

Pour en faire fusionner 2, il faut qu’ils se télescopent assez violemment, et c’est difficile parce que:

1. comme les deux ont la même charge (+), ils se repoussent l’un l’autre, donc il faut les catapulter l’un vers l’autre avec une vitesse assez grande pour que l’énergie de répulsion soit moins forte que l’énergie cinétique des noyaux
2. comme ils sont tout petits, il faut “bien viser” : si les deux atomes ne sont pas en collision frontale, leur charge les fera s’écarter.

Dans les étoiles, la recette est la suivante:

1. on met énormément d’atomes dans un petit volume grâce à une pression colossale
2. on chauffe un petit peu (quelques millions de degrés suffisent…) pour que les noyaux aient une bonne énergie cinétique
3. si une collision échoue, ce n’est pas grave car la probabilité qu’une collision se produise après reste très élevée.

Sur Terre, le problème est qu’$ part dans une bombe atomique, on arrive pas à créer une pression approchant le millième de celle qui règne au centre d’une étoile, donc:

1. on doit chauffer beaucoup plus pour que les noyaux aient une vitesse encore plus élevée et ainsi obtenir la même probabilité de collision que dans une étoile
2. on doit faire en sorte que ces particules beaucoup plus rapides restent dans une zone ou elles ont une forte probabilité de collision.

Deutérium et Tritium

En fait on est obliger de “tricher” pour avoir une petite chance d’espérer : on n’utilise pas de l’hydrogène “simple” mais du deutérium qui est un isotope de l’hydrogène avec un neutron collé au proton, ce qui double la masse des noyaux à fusionner, donc double l’énergie cinétique des noyaux en gardant la même répulsion électrique, ce qui permet de moins chauffer. Le deutérium représente environ 2% de l’hydrogène présent sur Terre, donc en quantité quasi-infinie dans les océans, mais il faut quand même l’extraire et ce n’est pas trivial.

Par désespoir on en est même venus à vouloir utiliser du tritium, isotope de l’hydrogène doté de 2 neutrons, mais cet élément très rare et instable doit être “fabriqué” lors d’une réaction qui émet des neutrons. On s’éloigne donc encore plus du principe de l’”énergie des étoiles”. Dans le paragraphe #Helium 3 j’explore une alternative osée à cette approche.

Confinement

Dans une étoile flottant librement dans l’espace, la zone de fusion est de forme sphérique et entourée par des milliers de kilomètres de gaz qui servent à la fois de combustible, d’enceinte à pression et d’isolant thermique, puisque la surface du soleil n’est qu’à 5000° environ.

Sur Terre il faut créer un “isolant” capable de maintenir un plasma de gaz à plusieurs millions de degrés, si possible sous “pression”, à quelques mètres de matériaux qui n’en supportent pas plus de quelques centaines. Il faut accessoirement chauffer ce plasma jusqu’à ce que la réaction s’amorce sans pouvoir rien “tremper” dedans, et trouver un moyen de faire revenir dans la zone de fusion des noyaux rapides qui ne pensent qu’à s’en écarter…

Les “tokamaks” actuels et le futur ITER confinent le plasma en forme de tore (=”pneu”) à l’aide de très puissants champs magnétiques dont les lignes de champ fermées permettent de satisfaire le cahier des charges ci-dessus, mais encore une fois de manière très différente de ce qui se passe dans les étoiles.

Helium 3

Une réaction de fusion non-radioactive et qui se déroule à température moins élevée est He3 + D -> He4 + H

He3 est l’isotope 3 de l’hélium, qui a le léger défaut de n’être produit sur Terre qu’en très faible quantité (15 kg/an). Par contre, il existe4 sur la Lune en quantités énormes : il est produit dans la couronne solaire et transporté par le vent solaire, dévié par le champ magnétique terrestre, il n’arrive pas sur Terre, mais imbibe le sol lunaire.

Il est très possible que l’Helium3 soit non seulement la seule ressource naturelle intéressante de la Lune, mais que son exploitation commerciale puisse devenir une industrie aussi rentable que le pétrole, disons dans un siècle. Certaines entreprises se préparent déjà à la course.

Conclusion

La fusion contrôlée est donc beaucoup plus complexe à mettre en œuvre que la fission, dans laquelle “yaka faire une bombe atomique qui pète lentement”. De plus, alors qu’on dit souvent que la fusion est un “Soleil en laboratoire”, propre, écologique etc, on va en fait vers l’utilisation d’une réaction différente de celle existant dans la nature, mise en oeuvre de manière très différente aussi. Les physiciens ne sont donc pas en train de reproduire un phénomène naturel existant, mais d’en inventer un complètement nouveau.

Ceci va vraisemblablement prendre beaucoup de temps, pour autant que ça réussisse. On parle aujourd’hui de 50 ans à un siècle avant que cette forme d’énergie soit exploitable commercialement. Il est très probable que ça ne sera pas prêt au moment de l’épuisement du [Pétrole], donc que l’humanité devra trouver autre chose entre la fin des énergies fossiles et le début de la fusion.

  Le nouveau missile intercontinental fran?ais

Annonce de la fin des essais nucl?aires fran?ais et de la prochaine signature des protocoles du Trait? de Rarotonga cr?ant une zone d?nucl?aris?e dans le Pacifique Sud | Paris, le 29 janvier 1996 COMMUNIQUE Le Pr?sident de la R?publique a annonc? aujourd'hui l'arr?t d?finitif de nos essais nucl?aires. L'ultime s?rie d'essais qui vient de s'achever a pleinement rempli son objectif : garantir pour l'avenir la s?curit? et la fiabilit? de la force fran?aise de dissuasion. Cette force assure durablement la s?curit? de notre pays. Elle est aussi un facteur essentiel de paix en Europe et pour l'Europe. Ces essais ont ?t? conduits dans le plus strict respect de l'environnement. Des experts ind?pendants de plusieurs nationalit?s viendront le constater sur place. Le Pr?sident de la R?publique rend hommage aux ?quipes scientifiques et militaires et ? tous ceux qui, depuis plus de trente ans, se sont mobilis?s pour doter notre pays d'un atout essentiel, voulu par le G?n?ral de Gaulle et d?velopp? par tous ses successeurs. Forte de cet atout, la France signera d?s les prochaines semaines les protocoles du Trait? de Rarotonga, qui cr?e une zone d?nucl?aris?e dans le Pacifique Sud. Elle ne m?nagera aucun effort pour que soit sign? d?s cette ann?e le Trait? qui interdira d?finitivement, dans le monde entier, tous les essais nucl?aires. La premi?re, la France a propos? que ce trait? repose sur "l'option z?ro", c'est-?-dire l'interdiction de tout essai nucl?aire ou de toute autre explosion nucl?aire, quel qu'en soit le niveau. Cette initiative fran?aise, suivie par d'autres pays, a donn? une impulsion d?cisive aux n?gociations internationales engag?es sur ce sujet. Elle illustre la volont? de la France de rester au premier rang des efforts de la communaut? internationale dans la lutte contre la prolif?ration des armes de destruction massive et de leurs vecteurs. Le Pr?sident de la R?publique annoncera d'autres initiatives, dans les prochains mois, afin de prolonger ces efforts sur la voie du d?sarmement.

Propulsion nucléaire (astronautique)

Essais Nucléaires Français en Algérie

De Gerboise bleue, premier essai nucléaire français réalisé au Sahara en 1960, à "Xouthos", dernier essai de l'ultime campagne menée en Polynésie en 1996, la France a effectué 210 expériementations nucléaires, dont 45 dans l'atmosphère.

Essais nucléaires français : suivi médical 

Propulsion nucléaire thermique

ns un système de propulsion nucléaire thermique ou nucléo-thermique un fluide propulsif, en général de l'hydrogène, est chauffé à haute température par un réacteur nucléaire et est éjecté par une tuyère en créant une poussée.

L'énergie du combustible nucléaire remplace celle des réactions chimiques utilisée dans les lanceurs classiques. Grâce à la densité énergétique plus importante des matériaux fissiles, environ 10⁷ supérieure aux réactifs chimiques, il en résulte un mode de propulsion plus efficace (impulsion spécifique au moins deux fois meilleure) même en dépit du poids important du réacteur.

Un tel moteur fut envisagé aux É.-U. en remplacement du J-2 des étages S-II et S-IVB des fusées Saturn V et Saturn I. Originellement prévu comme un "échange standard" visant à améliorer les performances, des versions plus importantes de remplacement du S-IVB furent étudiées en vue de missions lunaires avancées ou martiennes. De même, l'Union Soviétique considéra cette option pour le dernier étage de la fusée lunaire N-1. Toutefois, aucun prototype ne fut vraiment au point avant que la frénésie de la

LES MATIÈRES > SOURCES ET STOCKS  >

 SOURCES ET STOCKS

La France a obtenu ses premiers milligrammes de plutonium en 1949 en retraitant à l’usine du Bouchet du combustible irradié dans le réacteur Zoé. Après l’expérimentation et l’exploitation d’un pilote de retraitement à Fontenay, la production du plutonium à l’échelle industrielle a commencé à Marcoule en 1959, avec la mise en service de l’Usine plutonium 1 (UP1). Une usine appelée Atelier pilote de Marcoule (APM) a été ouverte peu après, puis deux autres grandes usines ont été construites à La Hague : UP2-400, mise en service en 1966, puis UP3 en 1990 et UP2-800 en 1995 avec des capacités doublées de 800 t/an."  
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La production d’armements nucléaires était l’argument principal en faveur de la séparation du plutonium. UP1 a produit son premier lingot de plutonium en 1959, et la France a réalisé son premier essai nucléaire en 1960.

Un deuxième argument en faveur de la séparation du plutonium était d’obtenir du combustible pour les surgénérateurs ou réacteurs à neutrons rapides. Avec le plutonium 239 comme matière fissile et l’uranium 238 comme matière fertile (notamment dans les couvertures), on les destinait à produire plus de plutonium qu’il n’en consommerait. Ainsi, pensait-on, ils fourniraient une source perpétuelle d’énergie. Ils produisaient de plus dans leurs couvertures, du plutonium d’excellente qualité militaire. Cet optimisme, lié à la séparation du plutonium, était alors général au niveau international.

Dans les années cinquante et soixante, la France ne pouvait pas produire assez de plutonium pour faire face aux besoins prévus pour ses deux programmes civil et militaire. Des pays étrangers ont donné à la France la capacité de poursuivre le début de son programme “civil” de surgénération, en fournissant le plutonium et même l’uranium enrichi. Euratom a fourni du plutonium d’origine américaine pour Masurca [LeMo 29.x.66]. Le Royaume-Uni a quant à lui fourni du plutonium pour le premier coeur de Rapsodie [Eurat 64]. Ensuite, le Canada est devenu fournisseur de plutonium puisqu’il a vendu à la France du combustible irradié provenant de ses réacteurs Candu, pour qu’il soit retraité par Eurochemic [CEARa 68, 69, 70]. Le Monde résumait à l’époque : la France “ a besoin de ce plutonium si elle ne veut pas affecter à des usages civils celui qu’elle produit elle-même à des fins militaires ” [LeMo 29.x.66].

Pour ses besoins militaires, la France a accru la quantité de plutonium provenant de ses réacteurs explicitement militaires, G1, G2 et G3, ainsi que du réacteur civil UNGG de Chinon appartenant à l’EDF. En 1963, le principe d’un armement nucléaire tactique a été retenu par le général de Gaulle, mais la fabrication des armes a dû être remise à plus tard faute de plutonium aussi bien que de crédits. En 1966, le Conseil de défense a pris la décision de prélever la quantité de matière fissile nécessaire sur le programme civil [Barrillot 92]. En conséquence, la France n’a jamais défini de séparation entre ses programmes nucléaires civils et militaires.

Les militaires ont, par la suite, obtenu du plutonium des couvertures du surgénérateur Phénix qui est entré en service en 1973, et des deux réacteurs tritigènes appelés Célestin, lesquels ont commencé à fonctionner en mode plutonigène vers 1978 (tous les deux sur le site de Marcoule). Les Célestin étaient officiellement militaires, mais Phénix appartenait conjointement au CEA et à l’EDF.

Aujourd’hui, la France produit plus de plutonium qu’elle ne peut en consommer. Chacun des réacteurs d’EDF décharge environ 20 t de combustible chaque année, contenant environ 200 kg de plutonium. Le retraitement a pris fin à UP1 et à APM en 1997; et aujourd’hui, UP2-800 qui retraite le combustible français, et UP3 qui retraite le combustible étranger, totalisent une capacité nominale de 1 600 t/an de combustible oxyde, soit environ 16 t/an de plutonium.

Les militaires français ne cherchent plus à obtenir du plutonium. Dans le cas où ils viendraient à manquer à nouveau de plutonium pour d’éventuelles armes, ils pourraient recycler le plutonium de leurs têtes de missiles démantelées. Le retraitement visant à produire du plutonium à des fins explicitement militaires a pris fin à Marcoule en 1994 [Ener 15.xi.93].

Le programme des surgénérateurs s’est avéré être un échec cuisant. Le seul surgénérateur français de dimension industrielle, Superphénix (1240 MW), n’a produit que 8,2 TWh d’électricité pendant les dix années pendant lesquels il a été couplé au réseau, soit l’équivalent de six mois de fonctionnement à pleine capacité. En 1998, le gouvernement a donné l’ordre de commencer le processus de mise à l’arrêt définitif en vue de son démantèlement. [DSIN 98].

La France a rendu un rapport à l’AIEA donnant la liste des quantités de plutonium civil en France à la fin 1999 :

Plutonium civil non-irradié

- Plutonium séparé et non irradié entreposé dans les usines de retraitement : 55,0 t

- Plutonium séparé en cours de fabrication, et plutonium contenu dans des produits semi-finis dans des installations de fabrication de combustible ou d’autres installations : 13,0 t

- Plutonium contenu dans du combustible MOX non-irradié ou dans d’autres produits fabriqués, dans les centrales ou d’autres installations : 8,2 t

- Plutonium séparé et non irradié entreposé dans d’autres installations (ce chiffre comprend les estimations du plutonium dans du combustible en cours de retraitement et du plutonium séparé présent sur les sites de recherche) : 5,0 t

Plutonium contenu dans le combustible civile irradié

- Plutonium contenu dans le combustible usé dans les piscines des réacteurs : 80,0 t

- Plutonium contenu dans le combustible usé en attente de retraitement dans les usines de retraitement: 79,2 t

- Plutonium contenu dans le combustible irradié entreposé sur d’autres types de sites, notamment les installations de recherche: 0,6 t

Au total, 241,0 t de plutonium, dont 37,7 t de plutonium séparé appartiennent à des organismes étrangers. (Moins de 50 kg de plutonium français séparé non listés ci-dessus sont détenus dans des installations non-spécifiées situées à l’étranger.) [INFCIRC/549/Add.5/3, 19.iii.01]. De ces 241,0 t, qui représentent le total fin 1999, 81,2 t représentent du plutonium séparé, et 159,8 t du plutonium contenu dans le combustible irradié. En 1996, le total du plutonium séparé et du plutonium dans le combustible était de 206 t [Industrie 96] ; en 1998, 234,7 t.

Entre fin 1994 et fin 1997, les stocks de plutonium séparés en France (français et étranger) sont passés de 42,9 t à 72,3 t, et les stocks de plutonium français de 21,9 à 38,7 t [Takagi 99]. La vitesse d’augmentation du stock français s’est ralentie depuis lors, mais le stock continue à s’accroître. Selon les chiffres annoncés par la France à l’AIEA, ce stock était de 40,3 tonnes à la fin 1998 et 43,5 t fin 1999.

La France a investi plusieurs dizaines de milliards de francs dans des usines de retraitement. Pour justifier la poursuite du retraitement, l’industrie doit aujourd’hui démontrer qu’elle maîtrise les flux de plutonium et que cette filière possède un intérêt. Depuis la fin prématurée des surgénérateurs, le plutonium est partiellement utilisé dans le combustible MOX pour les réacteurs REP. En mars 2000, EDF a moxait son vingtième réacteur [CLIGard 27.vi.00]. Parallèlement, la France étudie des méthodes d’incinération du plutonium.

I. Le combustible MOX

I.A. La politique d’EDF

EDF décharge environ 1 200 t de combustible irradié par an. Officiellement, l’entreprise d’état veut atteindre ‘l’égalité des flux’, c’est à dire ne pas obtenir plus de plutonium séparé qu’elle ne peut en utiliser à court terme dans le combustible MOX.

En privé, les dirigeants d’EDF admettent que le retraitement et la fabrication du MOX sont beaucoup trop chers et rendent l’exploitation des réacteurs plus complexe en terme de sûreté. Mais EDF n’est pas seule à prendre des décisions à ce niveau, le lobby du plutonium est puissant, et l’argument des quelques milliers d’emplois de La Hague pèse lourd. Par conséquent, selon les informations obtenues par WISE-Paris, le précédent ministre de l’industrie, Frank Borotra, rédigea en juillet 1996 une lettre adressée à EDF, demandant en particulier l’augmentation du nombre de réacteurs chargés en MOX et le maintien des outils industriels de la Cogéma. WISE-Paris n’a jamais réussi à obtenir une copie de la lettre, en dépit des demandes aux ministres concernés, mais le passage du nombre de réacteurs moxés de 8 à 14 entre le début de l’année 1996 et la fin de l’année 1997 semble être lié à cette lettre [Takagi 99].

Le second rapport de la Commission Nationale d’Evaluation (CNE), publié mi-1996 constate : « en 1996, EDF a fait connaître à la Commission sa politique industrielle fondée sur le retraitement à partir de l’an 2000 de 850 tonnes/an de combustibles (sur les 1 200 tonnes/an issues des centrales) et le monorecyclage [un seul passage en réacteur] du plutonium récupéré dans les combustibles MOX. Les combustibles irradiés non retraités, 350 tonnes/an, 215 tonnes oxyde d’uranium et 135 tonnes de MOX, seront entreposés sous eau dans l’attente d’une décision quant à leur devenir définitif (retraitement différé ou stockage).»

Aujourd’hui, la stratégie reste la même, mais EDF est moins réticente que par le passé à montrer son manque d’enthousiasme à l’égard du retraitement et de la séparation du plutonium. Selon le cinquième rapport de la CNE (celui de 1999), « Aujourd’hui, EDF ne justifie pas la politique du monorecyclage sous l’angle énergétique, mais la présente davantage comme un mode de gestion de l’aval du cycle par la concentration du plutonium, visant ainsi à limiter la quantité de combustibles usés non retraités et mis en entreposage .»

Selon l’EDF, les 8 à 8,5 t de plutonium extraites chaque année des combustibles usés français fourniraient assez de MOX pour 22 réacteurs [NucF 1.v.00]. Les 16 tranches du palier appelé CP1 (900 MW) ont été autorisées à utiliser du combustible MOX dès leur mise en service. En 1998, EDF a reçu l’autorisation d’utiliser du MOX également dans les quatre réacteurs de la centrale de Chinon du palier CP2 (900 MW). EDF a affiché son intention de demander l’autorisation d’utiliser du MOX dans chacune des 12 tranches CP2 afin d’assurer la flexibilité nécessaire pour consommer le MOX produit, dans le cas où un ou plusieurs réacteurs ne fonctionneraient pas pendant une période définie. Néanmoins, Christian Pierret, Secrétaire d’Etat à l’Industrie, a indiqué en octobre 1997 : « Nous n’envisageons pas de charger en combustible MOX les 28 tranches qui pourraient en recevoir » [Takagi 99] ; et pendant deux ans le ministre de l’environnement a bloqué les autorisations que l’EDF a demandées pour les réacteurs Gravelines C5 et C6. Le nombre de tranches autorisées reste donc de vingt mi 2001.

I.B. Cogéma et le MOX

Contrairement à EDF, la Cogéma fait toujours preuve d’enthousiasme à l’égard du MOX en tant que source d’énergie. Pour profiter au maximum de son expérience de fabrication de MOX, la société s’est tournée vers les électriciens étrangers depuis une dizaine d’années. L’établissement CFCa de Cogéma à Cadarache travaille essentiellement pour les électriciens Allemands. Cogéma a construit une deuxième ligne de production à l’usine Melox destinée à la fabrication de combustibles pour réacteurs à eau bouillante. Ce combustible sera forcément utilisé pour les clients japonais et/ou allemands, puisque le parc d’EDF ne comporte que des réacteurs à eau pressurisée.

L’extension en question, que Cogéma appelle « l’aménagement Melox » porte sur 30 à 80 t/an en fonction du mode d’exploitation. L’autorisation de mise en service de l’extension ne permet pas à la Cogéma d’augmenter la capacité nominale de l’usine. Néanmoins, la Cogéma a indiqué qu’elle pourrait, une fois l’autorisation nécessaire accordée, produire à Melox 250 t/an de MOX en exploitation 5x8 (5 équipes, 8 heures par équipe) sur l’installation de base et l’extension. Si cette nouvelle autorisation n’est pas accordée, Melox devra réduire sa production destinée à EDF pour pouvoir produire du MOX pour l’exportation.

Avec l’autorisation de production actuelle (115 t d’oxyde soit 101,3 t de métal lourd par an), la Cogéma n’est pas capable de produire assez de MOX pour stabiliser le stock de plutonium séparé d’EDF, et ceci même si Melox produisait exclusivement du MOX pour l’électricien français. En 2000, avec un combustible MOX enrichi en plutonium à 6 % environ, il faudrait produire environ 140 t métal lourd (ML) de MOX pour résorber le flux annuel de 8,5 t de plutonium, produit à partir du retraitement des 850 t de combustibles usés d’EDF. « Au taux maximal de 7,08 % de plutonium dans le MOX autorisé depuis la fin 1998, la production totale de Melox, 101,3 tonnes, ne permet pas d’écouler plus de 7,2  t de plutonium par an. » [WISE ATPu 00]. Néanmoins, la Cogéma a réalisé dans Melox les « premières fabrications de combustibles MOX japonais pour la compagnie électrique Kansai en 1999 » [CLIGard 27.vi.00]. De plus, Cogéma demande actuellement au Gouvernement d’autoriser le transfert de production de MOX allemand de Cadarache à Melox pour permettre la fermeture de l’ATPu. Cette dernière est réclamée par la DSIN depuis 1995 en raison du risque sismique lié à la région (voir le chapitre sur Cadarache). Cogéma a mis en place une situation dans laquelle elle pense apparemment pouvoir forcer le Gouvernement à autoriser l’usine Melox à produire plus de 115 t/an [Wise ATPu 00].

Utilisation : production de tritium
Radioactivité : non actif
Commentaires : matière fertile
Le lithium, le plus léger des métaux, existe dans la nature mais pas à l'état libre. Il se trouve combiné dans des roches ignées et dans l'eau de nombreuses sources minérales. Constituant 0,006 % de la croûte terrestre, il est plus abondant que l'étain ou le plomb et même dix fois plus abondant que l'uranium. Le lithium naturel est un mélange de deux isotopes, le lithium-6 (7,5 %) et le lithium-7 (92,5 %). Il est normalement enrichi en lithium-6 par échange chimique.
Le ministère de l'industrie surveille de près le lithium enrichi en lithium-6, parce que l'irradiation du lithium-6 crée une matière thermonucléaire, le tritium. Les fabricants d'armements utilisent le lithium pour produire le tritium par deux voies. Ils créent le tritium au niveau industriel dans des réacteurs nucléaires en bombardant de neutrons des cibles de lithium. Ils peuvent également créer le tritium à l'intérieur d'une tête nucléaire en bombardant de neutrons un composé comprenant du lithium.
Les Américains utilisent l'hydrure de lithium pour les têtes à fission dopée et principalement le deutéride de lithium pour l'étape de fusion dans les têtes thermonucléaires. Les militaires français pourraient utiliser le deutéro-tritiure de lithium (voir Deutérium). L'utilisation d'un composé de lithium pour remplacer le tritium dans une tête évite la nécessité de remplacer le tritium périodiquement à cause de sa courte période.
Du point de vue nucléaire civil, le lithium-6 est utilisé comme source de tritium pour l'expérimentation portant sur la fusion.
Le lithium n'est pas radioactif. Il est toxique chimiquement et la réaction entre l'hydrure de lithium et l'eau est particulièrement dangereuse ; mais ces problèmes concernent principalement les travailleurs. La menace la plus importante pour la santé des populations et l'environnement est indirecte. La production de lithium aujourd'hui demande une grande quantité de mercure, et les usines de fabrication ont généré des pollutions importantes par ce métal lourd. Pour cette raison, le CEA, en liaison avec la Cogéma étudiait deux nouveaux procédés de séparation isotopique : « La chromatographie par échange d'ions sur résine et l'échange d'ions en sels fondus » [CEARa 95].
Le CEA a mis au point son procédé de séparation isotopique par moyen de mercure au CEN Grenoble et a également étudié le lithium au CEN de Saclay et probablement à Pierrelatte. La France produisait le lithium- 6 dans l'usine de la Cogéma à Miramas qui est entrée en service industriel en 1962. En 2001, cette usine n'est plus en service, semble-t-il http://www.francenuc.org A lire...http://www.wd40.fr/media/adobe/0/0/3-EN-UN_technique_Graisse_universelle_au_lithium.pdf

L’énergie nucléaire

Dans les applications de la physique subatomique, celle de l’exploitation énergétique est de loin la plus connue, la plus recherchée et la plus utilisées. En effet, comme on a pu le voir précédemment les énergies misent en jeu lors des réactions nucléaires sont démesurées par rapport aux dimensions des éléments (cf. énergie de cohésion, énergie de masse).

I. La fission

Dans la nature, cette propriété de fission ne s’observe pas ou très peu. Les noyaux sont globalement stables. Pour rompre cette stabilité, on bombarde le noyau de neutrons, l’énergie cinétique est transmise au noyau lors de l’impact et entraîne ce phénomène de fission observé pour la première fois en 1938 par Hahn et Strassman.

1)La fission provoquée

A 300K, une neutron possède une énergie thermique de l’ordre de k_BT@ 1/40eV. Energie suffisante pour que le ²³⁶U formé (n+²³⁵U® ²³⁶U) se déforme oscille et se rompe. Les masses obtenus après rupture sont très souvent inégales surtout si le neutron est de faible énergie. C’est la fission asymétrique. Comme le noyau initial est riche en neutron (cf. paragraphe suivant), les noyaux produits le seront aussi, il en résultera souvent une radioactivité b ^-.

2)Barrière de fission

La fission d’un ²³⁵U va nous donner une énergie de l’ordre de 200MeV. En effet l’énergie de liaison par nucléon pour un atome avec A=236 est de l’ordre de 7,55MeV (cf. §IV.3) pour A=118 autour de 8,45 (118=236/2 => cas de la fission symétrique).

Donc D E@ (8,45-7,55).236=210MeV. C’est donc un processus exoénergétique pour les noyaux lourds, donc une réaction qui à tendance à être spontanée. Pourtant les périodes de ce processus sont très grandes. I.e. il y a une barrière à franchir avant de parvenir à la rupture. Cette barrière est le résultat de la " lutte " entre l’interaction forte et la répulsion coulombienne. Plus il y a de neutrons, plus le noyaux est favorable à la fission, car la " taille " du noyau augmente avec le nombre de neutrons, l’interaction forte n’agit qu’à très courte distance et il arrive un moment où l’énergie coulombienne " antiliante " l’emporte sur la tension superficielle. Cette énergie peut très bien être apportée par l’extérieur par bombardement de neutrons par exemple c’est la barrière de fission.

II. Principe d’exploitation des centrales nucléaires

A part l’²³⁵U, et l’isotope de plutonium ²³⁹Pu, il existe peu de noyau fissiles par capture de neutrons thermiques (E=1/40eV). Le ²³⁹Pu a une période T=2,44.10⁴ ans et s’obtient a partir d’un ²³⁸U (dit noyau fertile) selon les réactions :



Environ 80% de l’énergie de fission est transmise aux fragments sous forme d’énergie cinétique et est donc récupérable sous forme thermique. Le reste est dissipé en radioactivité b , g et surtout en production de neutrons " rapides " (E@ 2MeV). Ces derniers vont à leur tour provoquer d’autres fissions avec les noyaux voisins et créer ainsi une réaction en chaîne.

D’une génération à la suivante, le nombre de ces neutrons rapides est multiplié par un facteur k :

k>1 ® réaction divergente ® dispositif surcritique (explosion)
k=1 ® réaction stationnaire ® dispositif critique
k<1 ® réaction décroissante ® dispositif sous-critique

Ordre de grandeur de l’énergie dégagée (à raison de 200MeV par fission) :

1g de matière fissile ® 7.10¹⁰J (²³⁵U)
1g de charbon ® 3,3.10⁴J

Soit un rapport de l’ordre de 1 million !

1)Thermalisation des neutrons : Modérateur

Le facteur k défini précédemment dépend de plusieurs paramètres :

® nature du combustible
® dimension de l’enceinte

Les pertes par " fuite " de neutrons sont proportionnelles au rapport , et aussi à la qualité réfléchissante de cette surface. Il va donc exister un rapport S/V tel que k=1 Û " taille critique du réacteur ".

Les dimensions de l’enceinte étant fixes, on contrôle k à l’aide d’autres réactions induites par les neutrons. En effet, tous les neutrons produits ne vont pas occasionner uniquement des fissions, il y aura des diffusions élastiques et des réactions de capture Þ perte d’énergie Þ k diminue. On accentue d’autant plus ces pertes d’énergie que les neutrons interagissent avec des éléments qui ne peuvent provoquer de réaction libérant des neutrons rapides (éléments légers), on introduit donc des matériaux (tels l’eau, l’eau lourde, le graphite...) pour " thermaliser " les neutrons : c’est ce qu’on appelle les modérateurs.

2)Réacteur à uranium naturel

On a vu qu’un neutron thermique (1/40eV) suffisait à déclencher la réaction de fission ²³⁵U. Un modérateur est alors indispensable et doit être très performant pour " ralentir " les neutrons rapides.

L’uranium naturel se compose à 0,71% d’²³⁵U (fissile avec un neutron thermique) et de son isotope ²³⁸U. Considérons une énergie inférieure au seuil de fission de l’²³⁸U (seule la fission de l’²³⁵U occasionnera une production de neutrons). Soit :

.

On peut donc écrire :
où :

n = nombre moyen de neutrons émis par fission
s _c = section efficace de capture de l’élément concerné
s _f = section efficace de fission de l’élément concerné
N = nombre de noyau de l’élément concerné

Numériquement, on a h @ 1,33 (si ²³⁵U pur h @ 2,1). Donc h >1 Þ le nombre de neutron est donc croissant au fur et à mesure des réactions successives Þ k>1 par définition. Cependant, k<h à cause de l’absorption dans le milieu modérateur. On obtient donc un bon compromis avec k@ 1.

3)L’uranium enrichi

D’après la formule précédente, la faible proportion d’²³⁵U (fissile à basse énergie) dans l’uranium naturel entraîne une valeur de h relativement faible. Le processus d’enrichissement consiste donc à obtenir de l’uranium avec une pourcentage d’²³⁵U plus élevé (2,5% ²³⁵U ® h @ 1,8 (au lieu de 1,33)). Conséquence, la " concentration " du modérateur doit être plus élevée. Si, par exemple, on utilise l’eau comme modérateur, il faudra plongé le réacteur dans une grande quantité d’eau ce qui en fait est un avantage puisque l’eau étant un élément caloporteur, elle va permettre le transport de l’énergie jusqu’aux turbines électriques.

Cependant, intervient un gros problème d’ordre économique. La séparation des isotopes ²³⁵U et ²³⁸U est très difficile et donc très onéreuse car ils jouissent approximativement des mêmes masses et des mêmes propriétés chimiques.

4)Plutonium et surgénérateurs

Comme on l’a vu en introduction, le plutonium ²³⁹Pu est un noyau fissile comme l’²³⁵U. On a vu aussi que le phénomène de fission de l’uranium entraînait des réactions de capture : ²³⁸U+n® …® ²³⁹Pu. Ce plutonium ainsi formé ayant une période T=2,44.10⁴ans va s’accumuler. Il pourra être facilement séparer de l’uranium, même le réacteur en cours de fonctionnement, car ses propriétés chimiques sont très différentes.

Comme il est lui aussi fissile, on peut maintenant l’utiliser dans d’autres réacteurs, sans modérateur car ²³⁹Pu est un combustible à neutrons rapides (contrairement à l’uranium dont la réaction ne peut être entretenue qu’avec des neutrons de basse énergie) et h @ 2,74 (h @ 2,08 avec des neutrons thermiques).

h >2 signifie que lors d’une fission 2 neutrons sont produits (cf. formule), 1 peut donc servir à l’entretien de la réaction, l’autre à la fertilisation de l’²³⁸U® ²³⁹Pu et ainsi de suite. Il suffit donc d’alimenter le réacteur avec de l’uranium naturel. C’est le principe du surgénérateur.

5)Contrôle de la réaction en chaîne

Le régime stationnaire d’un réacteur comme on l’a vu correspond au régime critique (k=1). A priori le nombre de neutron varie dans le temps selon un loi exponentielle :



t étant le temps de séparation entre 2 fissions. Numériquement, en prenant t =10^-4s (k-1)=10^-3 neutron, le temps de dédoublement T(n(T)=2n₀)=0,07s Þ n/n₀=2.10⁴ par seconde. La réaction est donc très rapide donc difficilement contrôlable.

Cependant, des neutrons sont issus d’autres réactions postérieures à la fission. En particulier, comme on l’a dit plus haut, les produits de la fission sont riches en neutron et donc susceptible d’être radioactif b ^-. Cette radioactivité est caractérisée par une période T assez élevée (de l’ordre de quelques dizaines de secondes). Les électrons engendrés alors vont par collision avec des éléments se trouvant dans un état excité émetteurs de neutron entraîner l’apparition d’autres neutrons dits neutrons " retardés " (puisqu’ils sont subordonnés à la radioactivité b ^- de période T). Ces neutrons retardés représentent une proportion b . Si on maintient k-1<b , alors la réaction ne pourra diverger qu’avec l’appoint des neutrons retardés. Or du fait de leur période T élevée, le temps de dédoublement est beaucoup plus grand (autour de 50s), ce qui laisse le temps de contrôler la réactivité en introduisant des matériaux très absorbants pour les neutrons (comme le bore ou le cadmium).

IIILa fusion

1)Le phénomène de fusion : Réaction thermonucléaire

On a vu au chapitre IV.3 que la fusion entre deux noyaux légers en un noyau plus lourd était un processus exoénergétique.

Exemple :

d+d ® ³He + n + 3,25MeV
d+d ® t + p + 4Mev
d+t ® a + n + 17,6MeV ! 

Pour réaliser de telles réactions, on doit approcher les deux partenaires à une distance de 10F pour être sensible à l’interaction forte et franchir la barrière coulombienne de l’ordre de 0,15MeV à cette distance. 0,15Mev = 2,4.10^-14J = k_BT Þ T=1,74.10⁹ °K ! d’où le nom de réaction thermonucléaire.

De plus, le franchissement de la barrière se faisant par effet tunnel, la probabilité de ce dernier décroît très fortement avec la température. Il est donc très difficile de réaliser une telle réaction sur Terre.

2)La fusion contrôlée

L’exploitation de cette source d’énergie présenterait des intérêts considérables. D’abord, tout comme la fission, le rapport énergie produite sur quantité de matière fourni est gigantesque. Ensuite, la " mine " à deutérium qu’est l’océan (à travers l’eau lourde 0,015% de concentration) est intarissable. Enfin, il y aurait très peu de déchets radioactifs.

Problème : comment maintenir une température aussi grande dans une enceinte sans fuite d’énergie par contact avec les parois ? Comment apporter une puissance de 10¹⁵W nécessaire à l’allumage sans tout détruire ?

IV. Les armes nucléaires

Principe et puissance des bombes

L’idée est de laisser un réacteur libre de ses réactions, sans modérateurs ni " barres de contrôle " Þ k>1 Þ réactions en chaîne Þ explosion.

Les pertes par fuite (cf. §II.1), induisent la valeur de k et sont proportionnelles au rapport S/V. Ce dernier est quant à lui directement proportionnel à la densité volumique r de l’élément fissile. Donc il existe r _c induisant S_c/V_c tel que k=1, et on défini r _c.V_c=m_c : masse critique.

Maintenant, si on prend 2 masses sous critiques et qu’on les approche pour former une masse sur critique Þ réaction en chaîne divergente Þ explosion (Bombe A).


Schéma d’une bombe A

A bombe A présentes une relative instabilité, sa puissance est limitée par la difficulté à juxtaposer des masses sous critiques sans compromettre la concentration et la sécurité au repos ou lors de transport. Inconvénients qui n’existent pas pour la bombe H, la fusion ne faisant pas intervenir de masse critique. Le principe de la bombe H est définit précédemment (cf. réaction thermonucléaires), l’énergie nécessaire pour l’allumage est apportée par l’explosion préalable d’une bombe A (" allumette à fission ").

Ordre de grandeur :

1 kg de matière fusible Þ 50 kt (d’équivalent TNT)
1 kg de matière fissible Þ 17 kt

L'article ci-dessous est publié dans "La recherche" de septembre 2008. Merci à Pierre Billaud qui rétablit un bon nombre de vérités.

Le vrai père de la bombe H

HISTOIRE DES SCIENCES | 29.08.08 | 18h00 - Les premiers essais de la bombe H française se déroulèrent durant l’été 1968 en Polynésie française. Quarante ans plus tard, les ingénieurs se disputent toujours la paternité de sa conception. Témoignage.

Au sortir de la Seconde Guerre mondiale et après la mise au point des bombes à fission (A), tous les pays « nucléaires » ont cherché à développer la bombe à hydrogène ou H. Son principe était à l’image des réactions se produisant au coeur du Soleil : faire fusionner des atomes légers d’hydrogène ou de ses autres formes, le deutérium ou le tritium.

Tous optèrent pour un système où une bombe A initie la réaction de fusion. Les Etats-Unis l’obtinrent en 1952, les Anglais en 1957. La France s’y mit, quant à elle, en 1960, après ses essais fructueux de bombes A à Reggane, en Algérie. Il nous fallut huit ans et le génie d’un homme pour y parvenir. Cet homme n’est pas l’académicien Robert Dautray, contrairement à ce qu’a écrit Alain Peyrefitte en 1976, et à ce que Robert Dautray laisse entendre dans ses Mémoires paru l’an dernier. Je fus, avec d’autres, en première ligne pour suivre l’émergence de ce qu’on allait appeler la « note Carayol ».

Comprimer fortement le combustible 

Vers la fin de l’année 1965, les Chinois venaient de réussir leurs premiers essais nucléaires. Les pressions du général de Gaulle s’intensifièrent afin que la direction des applications militaires (DAM) du Commissariat à l’énergie atomique parvienne à des résultats sur la bombe H. Or, nous nous heurtions à un problème. Des résultats de calculs préliminaires avaient montré qu’il ne suffisait pas de chauffer un combustible thermonucléaire tel que le deutérure de lithium (DLi)pour que ses composants fusionnent assez vite et en masse. La densité initiale de ce solide devait être très supérieure à la valeur normale d’environ 0,8 gramme par centimètre cube.

J’en avais déduit que, pour espérer un rendement élevé du DLi, il fallait impérativement commencer par le comprimer d’un facteur de plusieurs dizaines, sans le chauffer. En effet, dans les projets courants où le DLi était étroitement associé à la partie fissile d’une bombe A, l’échauffement était immédiat.

Le rendement thermonucléaire était ridicule, puisque l’énergie récupérée ne dépassait celle de la partie fissile que de quelques pour-cent. Je repris et développai cette idée de « compression froide » en janvier 1967 dans deux rapports volumineux, sans être immédiatement suivi par les scientifiques responsables.

Néanmoins, au centre de Limeil, un petit groupe commença à l’examiner. Parmi les membres de cette cellule informelle se trouvait Michel Carayol, un jeune ingénieur de l’armement affecté au service des études avancées. En février ou mars 1967, Michel Carayol lança une simulation numérique d’un assemblage thermonucléaire de conception originale. Il avait adopté la géométrie sphérique, la plus performante pour une concentration centripète. Son dispositif comportait notamment du deutérure de lithium-6 en quantité notable entouré d’un tamper d’uranium.

Plusieurs dizaines de millions de degrés

L’originalité introduite par Michel Carayol était la présence, autour de la surface extérieure, d’une couche assez épaisse d’un métal de nombre atomique intermédiaire, tel que le nickel ou le fer. Il démarra le calcul en supposant que cette couche extérieure se trouvait portée à haute température, probablement de l’ordre de plusieurs millions ou dizaines de millions de degrés.

Le résultat de cette simulation numérique fut double. Il confirmait que le DLi pouvait être fortement comprimé avant d’être enflammé et que le rendement thermonucléaire était excellent. Nous avions confiance dans la validité de ce résultat car les deux essais d’engins tirés les 24 septembre et 4 octobre 1966, décevants vis-à-vis des espoirs H, avaient néanmoins permis de valider les programmes de simulation et les données physiques mises en oeuvre.

Grâce à cette simulation, Michel Carayol avait déplacé le problème. Il ne s’agissait plus de rechercher d’emblée un rendement thermonucléaire élevé, mais de trouver un moyen d’acheminer autour d’une boule de deutérure de lithium enrobée, une énergie suffisante pour chauffer rapidement, et si possible uniformément, une couche sphérique externe appropriée. Il fallait finalement imaginer une architecture à deux étages séparés permettant la compression sans échauffement du combustible léger en utilisant l’énergie d’un premier étage à fission.

Durant le premier trimestre 1967, au cours d’une des fréquentes réunions spontanées de chercheurs des trois services théoriques de Limeil (études avancées, évaluation des engins et mathématiques appliquées), l’ingénieur Joseph Crozier signala un phénomène perturbateur dans certains programmes de calcul. Bernard Lemaire, alors responsable du service « évaluations des engins », expliqua qu’il s’agissait d’un phénomène local de « compression radiative », résultant d’un transport d’énergie par les photons du plasma très chaud. L’idée d’exploiter ce phénomène a alors germé dans les esprits. C’est Michel Carayol qui la concrétisa en imaginant la géométrie de l’engin et son fonctionnement.

Engin expérimental

En effet, courant avril 1967, Michel Carayol diffusa sa note, un bref rapport dans lequel il proposait qu’une enceinte cylindrosphérique en uranium renferme à un bout un engin à fission et, à l’autre, un étage à fusion figuré sommairement par un cercle centré sur l’hémisphère terminal.

Ce rapport montrait que les photons X, rayonnés par l’étage primaire à fission encore très chaud car supposé en fin de réaction, envahissaient l’intérieur de l’enceinte assez rapidement pour englober complètement l’extérieur de la boule H avant que l’enceinte ne soit vaporisée. Son schéma était équivalent au concept américain élaboré par Edward Teller et Stanislaw Ulam au début des années 1950.

L’étrangeté et la nouveauté de ce schéma me surprirent comme la plupart des scientifiques informés. Plus tard, certains ont déclaré regretter de ne pas avoir soutenu Michel Carayol sur le moment. Il fallut attendre début septembre pour qu’il soit entendu. Son projet d’engin expérimental fut alors présenté lors d’une réunion des scientifiques concernés au centre de la DAM de Valduc, près de Dijon. En fin de réunion, Jean Viard, directeur des recherches de la DAM, décida de retenir ce projet au programme des tirs à prévoir pour l’été 1968.

Finalement deux engins thermonucléaires de ce type furent expérimentés avec succès en août et septembre 1968 sur l’atoll de Fangataufa en Polynésie française. Ils confirmèrent avec éclat la pertinence de la proposition de Michel Carayol. Il est donc légitime de le considérer comme le père de l’idée fondamentale à l’origine de la bombe H française. Après ces événements, Michel Carayol décida de revenir dans son corps d’origine et termina sa carrière avec le grade d’ingénieur général de 2e classe de l’armement. Il est décédé en 2003.