réacteur surgénérateur
Réacteur nucléaire dans lequel le taux de régénération est supérieur à 1, c'est-à-dire dans lequel il est produit plus de substance fissile qu'il n'en est consommé.
NUCLÉAIRE
Dans tous les réacteurs nucléaires, le processus de régénération de la matière fissile à partir d'une substance fertile comprend une série de réactions nucléaires. Quand la substance fertile est l'uranium 238, ce qui est le cas général, il se forme du plutonium 239 fissile, ce qui contribue à maintenir la réaction en chaîne. Dans les réacteurs à neutrons rapides, les deux ou trois neutrons produits par noyau fissionné, outre l'entretien de la réaction en chaîne, provoquent en moyenne, par capture dans l'uranium 238, la création de plus d'un noyau de plutonium 239 : c'est la surgénération.
Les réacteurs à neutrons rapides actuels utilisent le plutonium 239 comme matière fissile principale et l'uranium 238 comme matière fertile. En pratique, leur combustible est un oxyde mixte d'uranium naturel ou appauvri (qui contient donc plus de 99 % d'uranium 238) et de plutonium. Il est très riche en matière fissile (on atteint et dépasse un enrichissement de 15 % alors que des enrichissements de quelques pourcents sont pratiqués dans les réacteurs à neutrons lents).
Dans les réacteurs à neutrons rapides, la puissance thermique produite par litre de cœur est élevée (elle est de l'ordre de 300 kW/l en moyenne), car l'extraction de la chaleur est favorisée par le fait que le combustible est très divisé (il est placé dans un très grand nombre d'aiguilles d'acier inoxydable de petit diamètre) et par l'emploi d'un fluide de refroidissement très bon conducteur de la chaleur : le sodium, liquide entre 98 et 880 °C.
Pour éviter les réactions du sodium avec l'oxygène de l'air ou avec l'eau, il est nécessaire de prévoir une couche de gaz inerte, habituellement de l'argon, au-dessus de chaque surface libre du sodium liquide et de placer un circuit de sodium intermédiaire entre le circuit de refroidissement du cœur du réacteur et le générateur de vapeur afin d'empêcher toute répercussion sur le cœur d'une éventuelle réaction sodium-eau. Le schéma général du refroidissement d'une centrale électronucléaire équipée d'un réacteur à neutrons rapides comprend donc un circuit de refroidissement du réacteur, dit circuit primaire, un circuit de sodium intermédiaire, dit circuit secondaire, et un circuit eau-vapeur habituel.
L'utilisation de l'acier inoxydable pour gainer le combustible et du sodium pour extraire la chaleur du cœur permet de produire de la vapeur à température élevée (487 °C dans Superphénix) et d'obtenir ainsi des rendements voisins de 40 % pour la production d'électricité.
La filière des réacteurs à neutrons rapides a suscité un grand intérêt dans de nombreux pays (Allemagne, États-Unis, France, Grande-Bretagne, Inde, Japon, ex-U.R.S.S.) en raison de la possibilité qu'elle offre, par la surgénération, de multiplier par un facteur considérable, de l'ordre de 80, les ressources mondiales de combustible nucléaire en transformant progressivement l'uranium 238, qui constitue plus de 99 % de l'uranium naturel, en plutonium 239 fissile. Dans cette filière, ce sont les États-Unis qui ont ouvert la voie et c'est un réacteur à neutrons rapides américain, EBR I, qui, le 20 décembre 1951, a permis, pour la première fois au monde, d'obtenir de l'énergie électrique à partir de l'énergie nucléaire. La France a assuré la réalisation de la centrale Phénix (250 MW) et contribué pour 51 % à celle de la centrale Superphénix (1 200 MW) ; elle a également participé à l'élaboration du projet de la centrale européenne de 1 500 MW appelée EFR (European Fast Reactor). Cependant, l'éloignement de la crise pétrolière et les nombreux incidents techniques qui ont émaillé le fonctionnement de Superphénix, rendant son exploitation très coûteuse, jusqu'à son abandon en 1998, ont émoussé l'intérêt pour ce type de réacteur.
