Pour un nucléaire "durable"

Loi du 28 juin 2006

relative à la gestion durable des matières et déchets radioactifs .

BILAN DES RECHERCHES MENEES PAR LE CEA

Bernard BOULLIS,

Directeur des programmes « aval du cycle »

CEA, Direction de l’Energie Nucléaire

Journée SFEN – Paris, le 21 mai 2014

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1991 : « Loi Bataille », moratoire sur le stockage,

et 15 années de recherches selon divers axes:

entreposage, stockage, transmutation « vies longues »

2005 : loi énergie

(des recherches sur le nucléaire de 4ème génération,

économe en ressources et produisant moins de déchets)

2006 : loi « gestion durable déchets et matières »

- des principes:

(1) recycler

pour diminuer volume et nocivité des déchets

(2) stockage géologique réversible,

la référence pour déchets ultimes

- un calendrier:

2012 : perspectives industrielles filières (4G)

2020 : mise en service prototype

2015 : demande autorisation création stockage

2025 : mise en service stockage

La séparation et la transmutation des éléments à vie longue: Les études et recherches sont conduites

en relation avec celles menées sur les nouvelles générations de réacteurs nucléaires mentionnés à

l’article 5 de la loi n° 2005-781 du 13 juillet 2005 de programme fixant les orientations de la politique

énergétique, ainsi que sur les réacteurs pilotés par accélérateur dédiés à la transmutation des déchets,

afin de disposer, en 2012, d’une évaluation des perspectives industrielles de ces filières et de mettre en

exploitation un prototype d’installation avant le 31 décembre 2020.

Loi du 28 juin 2006 (Art.3) (« gestion durable des matières et déchets radioactifs »)

LE DOSSIER CEA 2012 : les attendus

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www.cea.fr

le dossier CEA,remis au gouvernement le 20 décembre 2012

1 : les systèmes de 4ème génération (pourquoi)

2 : la séparation et la transmutation des RNVL

3 : les RNR-Na et le démonstrateur ASTRID

4: les autres filières de 4ème génération

5 : synthèse et recommandations

Loi du 28 juin 2006

relative à la gestion durable des matières et déchets radioactifs .

BILAN DES RECHERCHES MENEES PAR LE CEA

Journée SFEN – Paris, le 21 mai 2014

1 - (Rappel : Le cycle du combustible)

2 - Les enjeux d’une gestion durabledes matières et déchets

3 - Le programme ASTRID

4 -La transmutationdes éléments radioactifs à vie longue

Fabricationdu combustible

Enrichissementde l’uranium

Activités minièreset raffinage

UOXusé1000 t

(UOX 1000t)

Conversionde l’uranium

Uranium appauvri

7000t

REP

Le cycle des matières dans le parc français(flux annuels indicatifs pour #400 TWh/an)

U naturel8000 t




UOXusé1000 t

(UOX 1000t)


Uranium appauvri

7000t

REP

U naturel8000 t

235 U

fission

238 U

239 Pu

actinides mineurs

1

H 2

He 3 Li

4 Be

5 B

6 C

7 N

8 O

9 F

10 Ne

11 Na

12 Mg

13 Al

14 Si

15 P

16 S

17 Cl

18 A

19 K

20 Ca

21 Sc

22 Ti

23 V

24 Cr

25 Mn

26 Fe

27 Co

28 Ni

29 Cu

30 Zn

31 Ga

32 Ge

33 As

34 Se

35 Br

36 Kr

37 Rb

38 Sr

39 Y

40 Zr

41 Nb

42 Mo

43 Tc

44 Ru

45 Rh

46 Pd

47 Ag

48 Cd

49 In

50 Sn

51 Sb

52 Te

53 I

54 Xe

55 Cs

56 Ba

Ln 72 Hf

73 Ta

74 W

75 Re

76 Os

77 Ir

78 Pt

79 Au

80 Hg

81 Tl

82 Pb

83 Bi

84 Po

85 At

86 Rn

87 Fr

88 Ra

An 104 Rf

105 Db

106 Sg

107 Bh

108 Hs

109 Mt

110 Uun

LANTHANIDES 57 La

58 Ce

59 Pr

60 Nd

61 Pm

62 Sm

63 Eu

64 Gd

65 Tb

66 Dy

67 Ho

68 Er

69 Tm

70 Yb

71 Lu

ACTINIDES 89 Ac

90 Th

91 Pa

92 U

93 Np

94 Pu

95 Am

96 Cm

97 Bk

98 Cf

99 Es

100 Fm

101 Md

102 No

103 Lr

TRANSURANIICS ACTIVATION PRODUCTS

FISSION PRODUCTS FISSION AND ACTIVATION PRODUCTS





UOXusé1000 t

(UOX 1000t)


Uranium appauvri

7000t

REP


U naturel8000 t

Uranium : 94%

Produits de fission : 5%

« Transuraniens » : 1%(Plutonium, actinides mineurs 0.1%)

1E+1

1E+2

1E+3

1E+4

1E+5

1E+6

1E+7

1E+8

1E+9

1E+10

10 100 1000 10000 100000 1000000

Ra

dio

toxi

city

(S

v/T

Wh

e)

Time (years)

Total FuelPlutoniumUraniumMinor ActinidesFission Products

1010

109

108

107

106

105

104

103

102

10




RETRAITEMENT

DECHETSPF et

actinidesMineurs

40 t

UOXusé1000 t

(UOX 1000t)

(MOX 120t)

Plutonium 10t

Uranium (URT) 950 t


URT appauvri

800t

Uranium appauvri

7000t

REP(URE 150t)

U naturel8000 t


LES DECHETS NUCLEAIRES

VERRESCOQUES

TECHNOLOGIQUES

150 litres, PF #15%, #2KW,>15 000 TBq

10-15 conteneurs/réacteur/an




RETRAITEMENT

DECHETSPF et

actinidesMineurs

40 t

UOXusé1000 t

(UOX 1000t)

(MOX 120t)

Plutonium 10t

Uranium (URT) 950 t

MOX usés120t


URT appauvri

800t

Uranium appauvri

7000t

URE usés150t

REP(URE 150t)

U naturel8000 t


POUR UNE GESTION DURABLE DES MATIERS ET DECHETS:

1 - FERMER LE CYCLE DU PLUTONIUM

LA GESTION ACTUELLE:

• 10 tonnes /an de Pu dans UOX usés , recyclées dans les MOX

• 7 tonnes /an de Pu résiduel dans MOX usé

• 2035 : 4000 tonnes MOX usés (dont #250 tonnes Pu) [inventaire national Andra]

APPORT DES SYSTEMES A NEUTRONS RAPIDES:

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0.000.100.20

0.300.400.500.600.70

0.800.901.00

U235

U238

Np23

7

Pu23

8

Pu23

9

Pu24

0

Pu24

1

Pu24

2

Am24

1

Am24

3

Cm24

4

Fis

sion

/Abs

orpt

ion

PWR

SFR

avec RNR, tous isotopes Pu « fissiles » ( fissions vs. captures)

LA GESTION ACTUELLE :

- 7000 tonnes/an d’ U appauvri

- en 2035 : 450 000 tonnes [inventaire national Andra ]

- et quelques centaines de tonnes URE

APPORT DES SYSTEMES A NEUTRONS RAPIDES:

Les RNR multiplient par un facteur compris entre 100 et 200 l’énergie

que l’on peut extraire d’une masse donnée d’uranium naturel.

(le taux d’utilisation efficace passe de de #0.7% à >90%)

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2 – MIEUX VALORISER URANIUM (238U)

238 U

239 Pu

fissionactinides mineurs




RETRAITEMENT

DECHETSPF et

actinidesMineurs

40 t

UOXusé1000 t

(UOX 1000t)

(MOX 120t)

Plutonium 10t

Uranium (URT) 950 t

MOX usés120t


URT appauvri

800t

Uranium appauvri

7000t

URE usés150t

REP(URE 150t)

U naturel

8000 t

Le cycle des matières dans un parc de réacteurs à eau(flux annuels indicatifs pour #400 TWh/an)




RETRAITEMENT

Plutonium (#20%)


Uranium appauvri

(40t)

RNR

Uranium (#80%)

Le multi-recyclage des matières dans un parc RNR iso-générateur(flux annuels indicatifs à l’équilibrepour #400 TWh/an)

U naturel

MOX-RNR450t

DECHETSPF et

actinidesMineurs

40 t

CYCLE REP (ACTUEL) / CYCLE RNR (HYP)

Cycle (actuel) en REP : 8000 t/an d’uranium Cycle 100% RNR: 40 t/an d’uranium

COAL

OIL

GAS

URANIUM

50 Gtep

7000 Gtep

CHARBON:

420 GtepPETROLE:

230 Gtep

GAZ:

160 Gtep

Uranium utilisé dans les réacteurs à eau

(réacteurs actuels)

Ressources conventionnelles identifiées(BP statistical review, 2013 and NEA, 2012)(OIL 235 Gt, COAL 860Gt, GAS 187 Tm3,URANIUM 4Mt)

Uranium “multirecyclé”

en réacteurs à neutrons rapides(gen IV )


2 – MIEUX VALORISER URANIUM (238U)

1E+1

1E+2

1E+3

1E+4

1E+5

1E+6

1E+7

1E+8

1E+9

1E+10

10 100 1000 10000 100000 1000000

Temps (années)

Inve

ntai

re r

adio

toxi

que

(Sv/

TW

he)

Total combustiblePlutoniumUraniumActinides mineursProduits de fission

1010

109

108

107

106

105

104

103

102

10

(ingestion, CIPR 72)

0102030405060708090

100110120130140150160170180190200210220230240250260270280290300310320330

100 200 300 400 500 600 700 800 900 1000

F4 - sans transmutation AM

F1g - avec transmutation AM

F1j - avec transmutation Am

Verres REP UOX

verres REP UOX/MOX

Verres RNR

Verres RNR sans AM

(Verres RNR sans Am )

« Contenu radiotoxique » combustible usé:

Prépondérance Pu,

puis AM (Am) sur 100-100000 ans

Puissance calorifique verres:

Prépondérance Am après 1 siècle

W/colis

Temps (années


3 – SEPARER ET TRANSMUTER LES AM ?

La transmutation des actinides mineurs constitue une voie possible de progrès

supplémentaire à long terme en matière de gestion des déchets ultimes:

� pour diminuer l’emprise du stockage en recyclant le seul américium(réduction d’un facteur 10

de la zone HAVL)

� pour diminuer la radiotoxicité à long terme des déchets,

en recyclant américium et curium(réduction d’un facteur 100 sur la période au-delà de 1000 ans)

15

00

ha

to

tal,

do

nt

HA

VL

11

75

ha

, 7

Mm

3

ex

cav

és

43

0 h

a t

ota

l,

do

nt

HA

VL

12

0

ha

(1

60

ha

si

Am

seu

l tra

nsm

uté

),

3 M

m3

ex

cav

és

sans transmutation transmutation AM

après 30 ans

PRODUITS DE FISSION(PF)

ACTINIDESMINEURS

(AM)

ACTINIDES MINEURS(AM)

AM

après 300 ans après 1000 ans

Contributeurs à la radiotoxicité intrinsèque



1µSv/an

1Ma

la transmutation des actinides mineurs ne présente pas d’impact significatif sur la dose délivrée à l’exutoire du stockage géologique (Andra, rapport argile 2005)

(verres UOX, scénario d’évolution normale)



99Tc

99Rustable

100Tc

100Rustable

15,8 s210000 ans

transmutation

LE PRINCIPE DE LA TRANSMUTATION

LES RECHERCHES MENEES AU CEA

Une gestion durable des matières et déchets radioactifs passe par un

recyclage systématique des matières (U et Pu) au sein de systèmes

permettant d’en tirer le meilleur parti (réacteurs à neutrons rapides)

Le programme de recherches du CEA porte en conséquence sur:

- Le développement de technologies innovantes de réacteurs à neutrons

rapides répondant aux critères assignés aux systèmes de 4ème génération

(sûreté, optimisation économique, opérabilité)

- Le développement de technologies innovantes pour le multirecyclage de

l’uranium et du plutonium (retraitement des combustibles usés et

fabrication de combustibles pour réacteurs à neutrons rapides)

- L’exploration des conditions permettant, dans une seconde phase, à ces

réacteurs, le recyclage d’actinides mineurs, et notamment de l’américium.

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LE PROGRAMME ASTRID

� Les réacteurs à neutrons rapides à l’étude sont:

- la filière RNR-Na (refroidis au sodium), la référence

(REX significatif et perspectives de progrès)

- la filière RNR-G (refroidis au gaz), une option à long terme (des

potentialités, mais nécessité de sauts technologiques importants;

un premier réacteur expérimental en Europe (ALLEGRO)?)

� Le démonstrateur technologique RNR-Na: ASTRID

- puissance 600 Mwe, iso-générateur;

- à la fois un objectif de représentativité industrielle

et des capacités de recherche et de démonstration d’options

innovantes

- une sûreté accrue: cœur CFV, dispositifs d’évacuation de

puissance résiduelle, système de conversion à gaz

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LE PROGRAMME ASTRID (suite)

� mené dans un large cadre coopératif

(y compris à l’international)

� en phase AVP2 depuis début 2013

(dans le cadre du PIA)

� première date de divergence possible: 2025

2011 2012 2013 2014 2015 2016 2017 2018 2019 2020 2021 2022 2023

Décision de construction

Divergence

AVP 1 AVP 2 APD Etudes d’exécution et Construction

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Pu dans MOX usésrecyclés dans MOX RNRpour lancer le déploiement RNR

DES PARCS «MIXTES »

DES SCENARIOS FLEXIBLES

2035 : >450 000 t

2035 : #4000t

DES REP AUX RNR….




RETRAITEMENT

DECHETSPF et

actinidesMineurs

40 t

UOXusé1000 t

(UOX 1000t)

(MOX 120t)

Plutonium 10t

Uranium (URT) 950 t

MOX usés120t


URT appauvri800t

Uranium appauvri

7000t

URE usés140t

REP(URE 14t)

U naturel

8000 t

Le cycle des matières dans un parc de réacteurs à eau(flux annuels indicatifs pour #400 TWh/an) Fabrication

du combustible



RETRAITEMENT

Plutonium (#20%)


Uranium appauvri

(40t)

RNR

Uranium (#80%)

Le multi-recyclage des matières dans un parc RNR iso-générateur(flux annuels indicatifs à l’équilibrepour #400 TWh/an)

MOX-RNR450t

DECHETSPF et

actinidesMineurs

40 t

LA SEPARATION DES ACTINIDES MINEURS

- développement d’étapes complémentaires au procédé a ctuel de retraitement(récupérer AM en complément de U et Pu)

- de nouvelles molécules extractantes, sélectives et r ésistantes(large cadre coopératif, une recherche « amont » importante )

- des procédés mettant en oeuvre ces nouveaux extractan ts(diverses options :AM séparément [SANEX], tous actinides groupés [GANEX], Am seulement [EXAm] )

- tous concepts testés au laboratoire sur combustible s réels (échelle de plusieurs kg, technologies représentatives )(approche de la mise en œuvre industrielle (endurance, appareils, pilotage)

seulement EXAm…)

Co-précipitation CalcinationSéparation (extraction)

(plusieurs kg, 2005 - 2010) (dizaines de g, 2012)

Les expériences menées dans ATALANTE

Am

APM

Atelier de retraitement en cours d’assainissement

PHENIX

LA TRANSMUTATION DES ACTINIDES MINEURS

20-24

21-23

19-23

18-20

19-17 23-21

23-17

21-17

17-16 22-2120-1918-17

19-22

19-2017-18

17-20

22-1920-17

18-1816-16 21-21

21-19

20-22

21-20

20-23

20-21

18-21

23-18

23-2021-18

19-1917-17 22-22

19-21

22-18

22-2020-18

18-1916-17

17-23

17-22

18-22

17-19

16-20

16-21

16-22

16-23

16-24

17-24

18-24

19-24

20-16

21-16

22-16

23-16

24-16

24-17

24-18

24-19

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15-16

14-17

13-18

12-19

11-20

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09-22

08-23

16-15

17-14

18-13

19-12

20-11

21-10

22-09

23-08

22-08

21-08

20-08

20-07

08-22

08-21

08-20

07-20

09-19

10-18

11-17

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13-15

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16-12

17-11

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09-20

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10-19

20-09

19-10

21-09

24-08

25-08

26-08

08-24

08-25

08-26

15-25

15-24 16-25

17-25

18-25

19-25

15-23

15-22

15-21

15-20

16-19

16-18

15-19

14-20

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23-22

20-26

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23-23

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25-21

25-20

26-2025-19

26-1925-18

26-1825-17

26-1725-16

26-1625-15

26-15

26-14

24-15

25-14

23-15

24-14

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23-14

21-15

22-14

21-14

20-15

19-16

20-14

19-15

18-16

08-19

19-08

15-17

15-18

14-18

14-19

13-19

13-20

13-21

12-21

12-20

13-22

12-22 13-23

12-23 13-24

12-24 13-25

12-25

12-26

13-26

12-27

13-27

12-28

14-27

13-28

15-27

14-28

16-27

15-28

17-27

16-28

17-28

18-27

18-28

19-27

20-27

19-28

20-28

21-26

21-27

22-25

22-26

23-24

23-25

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25-22

25-23

26-21

26-22

27-20

27-21

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28-17

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27-16

27-15

28-1527-14

28-1427-13

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28-12

26-13

27-12

25-13

26-12

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23-13

24-12

22-13

23-12

21-13

22-12

20-13

21-12

20-12

19-14

19-13

18-15

18-14

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18-23

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25-25

28-21

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30-20

17-12

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30-08

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23-09

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26-07

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12-20

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12-22 13-23

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26-22

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28-17

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26-12

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23-12

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22-12

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21-12

20-12

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14-13

24-25

25-24

25-25

28-21

28-22

17-13

30-20

17-12

19-11

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27-08

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11-2610-25

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10-26

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22-11

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12-30

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15-29

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19-29

10-31

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11-31

12-31

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13-31

15-31

17-31

08-31

09-31

29-16

Am241

Am241

PF

Pu

autres AM

0%

10%

20%

30%

40%

50%

60%

70%

80%

90%

100%

initial final

fissions

captures

Am243

Am243

PF

Pu

Cm

0%

10%

20%

30%

40%

50%

60%

70%

80%

90%

100%

initial final

captures

fissions

Am

241

Am

243

(estimations après 5 années

en cœur RNR)

TRANSMUTATION : LES OPTIONS

Mode homogène : dilution des AM

dans l’ensemble des combustibles du cœur

teneurs AM limitées à qq %

Mais contraintes d’exploitation sur tous les combustibles

Mode hétérogène : AM recyclés

dans des assemblages spécifiques

Nombre limité d’assemblages contenant les AM

Mais Objets concentrés, complexes et fortement sollicités

Strate dédiée: AM recyclés

dans des réacteurs spécifiques (ADS)

Mais systèmes de très haute technicité (faisabilité , coût ?)

ScénariosPas de

transmutation

Transmutation tous les AM Transmutation Am seul

homogène hétérogène ADS homogène hétérogène

Combustible RNR cœur RNR cœur CCAM ADS cœur RNR cœur CCAm

Puissance thermique

W/kg(val. relative)

(1) (6) (35) (110) (2) (5)

Emission neutronique(val. relative)

(1) (120) (1600) (3500) (1,4) (3)

0

20

40

60

80

100

120

140

160

180

2010 2030 2050 2070 2090 2110 2130 2150Année

Ma

sse

d'A

M (

ton

nes

)

F4 - RNR PuF1G - RNR CCAMF1J - RNR CCAmF2A - RNR Pu+AMF2B - RNR Pu+AmF7 - RNR Pu + ADS

Sans transmutation

Transmutation Am seul

Transmutation AM

Réacteur; 72,4%

Fabrication combustible;

4,8%

Traitement; 1,6%

Transport comb.; 1,1%

Conversion Enrich.; 1,4%

Extraction minière; 18,6%

Répartition dosimétrie cycle actuel

CONDITIONS DE MISE EN OEUVRE

On évalue ici le « bilan économique » de diverses options de transmutation,en évaluant le coût moyen actualisé du kWh ,par rapport à une référence constituée par un parc de RNR recyclant U et Pu

0

5

10

15

20

25

30

CCAm 10 cycles AM Homogène Am Homogène RNR+ADS

Sur

coût

(%

)

Approche A

Approche B

Valeur basse

Valeur haute

Exploitation22%

Combustible7%

Investissement71%

Réacteurs (investissements)

Réacteurs (exploitation)

Cycle du combustible

Structure des coûts parc RNR (calculs CEA)

EVALUATION COÛT DE LA TRANSMUTATION

EN CONCLUSION…

- Le recyclage,un point-clé pour des systèmes nucléaires durables

- Recycler au sein de réacteurs aptes à tirer le meilleur parti des matières:les réacteurs de 4ème génération à neutrons rapides

- Une approche progressive:- le plutonium, premier enjeu!- les actinides mineurs, des attraits

mais perspectives industrielles encore éloignées

- Le programme ASTRID porte aujourd’hui ces enjeux de progrès

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Commissariat à l’énergie atomique et aux énergies alternatives

Centre de Saclay | 91191 Gif-sur-Yvette Cedex

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Pour un nucléaire "durable"