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Direction de l'Ġnergie nucléaire

Avancées des recherches

sur la séparation-transmutation et le multi-recyclage du plutonium dans les réacteurs

à flux de neutrons rapides

Juin 2015

Décret n° 2013-1304 du 27 décembre 2013 pris pour application de l'article L. 542-1-2 du code de l'environnement et établissant les prescriptions du Plan national de gestion des matières et des déchets radioactifs 2 3 3CA2 B2A

INTRODUCTION .............................................................................................................................................................. 5

SYNTHESE DES RESULTATS .............................................................................................................................................. 7

1. LES SYSTEMES NUCLEAIRES DE 4EME GENERATION ........................................................................................ 19

1.1. ENJEUX DES SYSTEMES NUCLEAIRES DE 4EME GENERATION A NEUTRONS RAPIDES ................................... 23

1.2. LE MARCHE DES RNR DE 4EME GENERATION ................................................................................................ 41

1.3. ETUDES DE SCENARIOS DE TRANSITION VERS DES RNR DE 4EME GENERATION DANS LE PARC FRANÇAIS .. 49

2. MULTI-RECYCLAGE DU PLUTONIUM ET SEPARATION-TRANSMUTATION DES ACTINIDES MINEURS ............. 99

2.1. RECHERCHES POUR LE MULTI-RECYCLAGE DU PLUTONIUM .................................................................... 103

2.2. RECHERCHES SUR LA SEPARATION ET LA TRANSMUTATION DES ACTINIDES MINEURS ........................... 151

2.3. RECHERCHES SUR LES REACTEURS A SELS FONDUS A SPECTRE RAPIDE DE TYPE RRSF ............................. 201

3. LE DEMONSTRATEUR TECHNOLOGIQUE ASTRID DE REACTEUR A NEUTRON RAPIDE DE 4EME GENERATION

REFROIDI AU SODIUM ............................................................................................................................................. 217

3.1. INTRODUCTION ......................................................................................................................................... 221

3.2. RETOUR D'EyPERIENCE DES RNR-NA EN FRANCE ET DANS LE MONDE .................................................... 227

3.3. DOMAINES D'AMELIORATION PRIORITAIRES ET LES AVANCEES DE RΘD ASSOCIEES ............................... 235

3.4. CAHIER DES CHARGES ET LES OBJECTIFS DE SURETE D'ASTRID ................................................................ 257

3.5. EyIGENCES A RESPECTER ET LES CHOIy DE BASE D'ASTRID ...................................................................... 267

3.6. OPTIONS DE CONCEPTION D'ASTRID PAR GRANDS DOMAINES ................................................................ 275

3.7. INSTALLATIONS ASSOCIEES POUR LE CYCLE D'ASTRID .............................................................................. 313

3.8. DEMARCHE DE YUALIFICATION DES OUTILS DE CALCUL ET DES OPTIONS DE CONCEPTION D'ASTRID ... 319

3.9. ORGANISATION INDUSTRIELLE ET PARTENARIATS DE R&D ...................................................................... 331

3.10. DEFINITION DU PLANNING ET DES COUTS ................................................................................................ 339

3.11. CONCLUSION ............................................................................................................................................. 343

4 5

B42CD4CB

La loi du 28 juin 2006 relative à la gestion durable des matières et déchets radioactifs définit des

orientations pour la gestion des combustibles nucléaires usés. Deux principes directeurs, complémentaires,

y sont énoncés :

réduire la quantité et la nocivité des déchets radioactifs ultimes conditionnés de manière adaptée ;

le second est que, pour ces déchets ultimes de haute activité et à vie longue, le stockage réversible en

couches géologiques profondes est la voie de référence.

Institué par la loi de 2006, le Plan national de gestion des matières et des déchets radioactifs (PNGMDR)

dresse le bilan des modes de gestion existants de ces matières et déchets, recense les besoins prévisibles

d'installations d'entreposage ou de stockage, et précise les capacités nécessaires pour ces installations et

les durées d'entreposage. Pour les déchets radioactifs qui ne disposent pas encore d'un mode de gestion

recherches et des études sur la gestion des matières et des déchets radioactifs, en fixant des échéances

installations existantes de nature à répondre aux besoins et aux objectifs précédemment définis.

Dans ce cadre, le CEA coordonne les travaux de recherche menés par les établissements publics (Andra,

CEA, CNRS, Universités) avec leurs partenaires industriels (AREVA, EDF) sur le multi-recyclage du plutonium

et la séparation/transmutation des éléments radioactifs à vie longue, et en lien avec ceux menées sur les

nouvelles générations de réacteurs nucléaires.

Le CEA a remis au Gouvernement en décembre 2012, conformément aux demandes notifiées dans la loi

2006-739 du 28 juin 2006, complétée par les décrets PNGMDR du 16 avril 2008 puis du23 avril 2012, un

dossier présentant les résultats des travaux menés sur la séparation et la transmutation des éléments

radioactifs à vie longue, en relation avec les recherches menées sur les nouvelles générations de réacteurs

nucléaires.

Par décret du 27 décembre 2013, le CEA est appelé à remettre au ministre chargé de l'énergie, pour le 30

juin 2015, " un rapport présentant les avancées des recherches sur la séparation-transmutation et le multi-

recyclage du plutonium dans les réacteurs à neutrons rapides ».

Ce document, préparé par le CEA, en réponse à la demande, a été élaboré en collaboration avec EDF et

les principes directeurs qui fondent les recherches sur les systèmes de 4ème génération et en particulier

leur capacité à assurer une gestion durable des matières et des déchets, les différents systèmes à

l'Ġtude, et les scénarios de déploiement possibles de ces systèmes en France ;

les résultats des recherches coordonnées par le CEA sur le multi-recyclage du plutonium et la

séparation-transmutation des éléments radioactifs à vie longue ;

les choix proposés pour le démonstrateur technologique Astrid1, réacteur à neutrons rapides refroidi au

sodium (RNR-Na), les actions de recherche menées et le calendrier envisageable pour mener à bien sa

réalisation.

1 Advanced Sodium Technological Reactor for Industrial Demonstration

7

3EB43 3 23D4A43

1. Pour une gestion durable des matières : pourquoi (multi)recycler ?

Le combustible nucléaire usé, déchargé des réacteurs à eau au terme de son irradiation, présente les

caractéristiques suivantes : enǀiron 95й d'uranium rĠsiduel ;

4% de produits de fission : les fragments issus de la fission de l'uranium 235 (235U) et du plutonium 239

(239Pu) ;

1й d'ĠlĠments dits ͨ transuraniens » : essentiellement du plutonium (dont la plupart des isotopes

représentant que 0,1%.

La stratégie de traitement-recyclage des combustibles usés, mise en place par la France il y a plus de

30 ans, constitue une première étape majeure dans la gestion durable des matières et des déchets

radioactifs. Il s'agit de traiter les combustibles usĠs, pour rĠcupĠrer les matières valorisables (uranium et

plutonium), tandis que ses autres composés (produits de fission et actinides mineurs) constituent les

déchets ultimes.

Ainsi :

l'intĠgralitĠ du plutonium rĠcupĠrĠ par traitement est recyclĠe en combustibles MOy (pour mélange

d'odžyde d'uranium et de plutonium), aujourd'hui utilisable par 24 des 58 rĠacteurs du parc actuel ;

l'uranium rĠcupĠrĠ peut ġtre rĠ-enrichi et rechargé en réacteur (actuellement, 4 réacteurs du parc le

permettent) ;

les déchets ultimes (produits de fission et actinides mineurs, seulement 4 à 5% du contenu des

combustibles usĠs) sont aujourd'hui confinĠs dans une matrice de ǀerre, coulĠs dans des conteneurs en

Cette stratĠgie prĠsente des atouts importants en termes d'Ġconomie de ressources, de maŠtrise de

significatives de plutonium) et de conditionnement sûr de ces déchets. Elle participe ainsi en premier lieu

aux objectifs définis par la loi du 28 juin 2006 relative à la gestion durable des matières et déchets

radioactifs, mais présente aussi certaines limites, pour les raisons évoquées plus loin, liées à la physique des

dans le parc actuel permet de recycler annuellement environ 10 tonnes de plutonium dans les

combustibles MOX, lesquels sont, après déchargement, entreposĠs dans l'attente d'une ǀalorisation

ultérieure.

Une ǀalorisation plus aboutie de ces matiğres, passant par la possibilitĠ d'un recyclage, constitue un enjeu

important des systèmes nucléaires de 4ème génération, ainsi que cela est illustré ci-après.

8 Valorisation des rĠserǀes conǀentionnelles mondiales d'uranium

en réacteurs à neutrons thermiques (à gauche) et en réacteur à neutrons rapides (à droite).

La figure ci-dessus indique le potentiel de valorisation énergétique (exprimé en Gtep) des ressources

conventionnelles identifiées en combustibles fossiles ; on y trouve en rouge la valorisation des ressources

en uranium, respectivement dans la partie gauche, dans les systèmes nucléaires actuels, et dans la partie

droite, en cas de multi-recyclage de l'uranium et du plutonium.

2. Pour une gestion durable des matières : pourquoi les réacteurs à

neutrons rapides ?

Les réacteurs à neutrons rapides (RNR) présentent plusieurs atouts déterminants vis-à-vis de la gestion des

matières en complémentarité des filières existantes de réacteurs à neutrons thermiques dont fait partie

l'actuelle filiğre des rĠacteurs ă eau pressurisĠe (REP) du parc français :

les RNR peuvent utiliser sans limitation le plutonium produit par les réacteurs à eau (ou par eux-

mêmes) en tirant ainsi parti de son potentiel énergétique, assurant par là une gestion plus rationnelle

et pérenne ;

en permettant de valoriser dans son ensemble l'uranium edžtrait du sous-sol (tous ses isotopes, dont

les RNR ont la capacité, une fois constitué le stock nécessaire à leur démarrage, de se passer

l'uranium appauǀri issu des opĠrations d'enrichissement). Ainsi, alors que le parc nucléaire français

d'uranium appauǀri, un parc de RNR de puissance équivalente ne nécessiterait chaque année

combustibles MOX ou URE). Le stock d'uranium appauǀri dont dispose la France sur le seul site de

Pierrelatte, soit environ 250 000 t, lui assurerait une indépendance énergétique quasi inépuisable pour

un parc de RNR ; 9

le spectre des neutrons rapides ouvre aussi la possibilité de transmuter les actinides mineurs et permet

donc d'enǀisager, si cela Ġtait dĠcidĠ, une rĠduction de l'inǀentaire de ces radionucléides dans les

déchets et de limiter par-lă l'emprise du site de stockage profond des dĠchets nuclĠaires.

Les RNR apparaissent donc comme un maillon essentiel d'une stratĠgie de cycle fermĠ, en permettant de

tirer parti de la façon la plus aboutie des matières présentes dans les combustibles usés.

3. Les réacteurs à neutrons rapides de 4ème génération

Le Forum International " Génération IV » (GIF) a jeté les bases de la réflexion sur les systèmes nucléaires

avancés au début des années 2000. Les principaux critères ont été définis (sûreté, économie, résistance à la

comme particulièrement prometteurs. Il faut noter que la maturité technologique des concepts retenus par

le GIF est très variable. maturité significative et un important potentiel de progrès.

parmi les différents systèmes nucléaires envisagés par le GIF, seul le système RNR-Na présente une

techniques favorables, notamment en termes de sûreté et de radioprotection, et sont les seuls à bénéficier

d'un retour d'edžpĠrience industriel substantiel. La ǀingtaine de prototypes ou de dĠmonstrateurs ayant été

construits dans le monde cumulent plus de 400 années.réacteur de fonctionnement dont environ

manière industrielle. En France, le réacteur Phénix arrêté en 2009, après plus de 35 années de

fonctionnement, représente un patrimoine de connaissances très important.

Sur la base des enseignements tirĠs des rĠacteurs prĠcĠdents en France et ă l'international, les acteurs

français CEA, AREVA et EDF ont établi en 2007 un programme de recherche et développement visant à

renforcer les points forts et à réduire les points de faiblesse de cette filière par des innovations

technologiques importantes, ce qui a permis de lancer en 2010 les études de conception du démonstrateur

technologique Astrid de RNR-Na de 4ème génération. 10

4. Le programme Astrid

Le démonstrateur technologique Astrid est destiné en premier lieu à démontrer à une échelle suffisante les

avancées technologiques obtenues en qualifiant au cours de son fonctionnement les options innovantes,

permettant une démonstration de sûreté et de fonctionnement ă l'Ġchelle prĠindustrielle de RNR-Na de

4ème génération.

© AREVA

Vue en coupe du bloc réacteur du démonstrateur technologique Astrid de sodium ;

l'intĠgration ă la conception des besoins d'inspection en serǀice pendant la durée de vie du réacteur ;

des moyens multiples et redondants d'Ġǀacuation de la puissance rĠsiduelle ; le réacteur peut utiliser

l'atmosphğre comme moyen de refroidissement, mġme en cas de perte des alimentations électriques

et de la source froide en eau.

Contrairement aux réacteurs précédents (Phénix et Superphénix), Astrid ne sera pas surgénérateur mais

iso-générateur, sans couvertures fertiles radiales, de manière à stabiliser le stock de plutonium sans

l'accroître. 11

expérimentaux : transmutation de l'amĠricium, combustibles dĠdiĠs ă la consommation accrue de

qualification de tels combustibles. Le CEA a vérifié que les choidž de conception d'Astrid, en particulier le

taille commerciale.

suffisante pour construire, si c'Ġtait le choidž fait ă ce moment-lă, des rĠacteurs industriels rĠalisant la

transmutation, la consommation accrue de plutonium, etc. ; ces réacteurs auraient une conception

optimisée en fonction de leurs missions.

Les études d'Astrid sont conduites sous maŠtrise d'ouǀrage du CEA depuis 2010 aǀec un financement

financements externes (projets européens du PCRDT). Les industriels qui participent aux études apportent

dont environ la moitié au CEA, le reste au niveau des treize partenaires industriels.

Les traǀaudž relatifs ă l'aǀant-projet sommaire du projet Astrid ont commencĠ en 2010. Ils sont organisés en

trois phases :

en particulier les plus innovantes, pour sélectionner les principales options de conception que le CEA a

présentées aux Pouvoirs publics fin 2012, échéance fixée par la loi du 28 juin 2006 ;

la deuxième phase de l'aǀant-projet sommaire, dite AVP2, a dĠbutĠ en janǀier 2013. Elle ǀise ă

ce domaine ;

l'aǀant-projet dĠtaillĠ est prĠǀu ensuite sur la pĠriode 2016-2019. Celle-ci sera consacrée aux études

visant à réunir tous les éléments techniques, organisationnels et de coût permettant la prise de

Pour les Ġtudes de RΘD et de conception d'Astrid, une organisation spécifique a été mise en place. Le

projet Astrid.

La plupart des grands pays nuclĠaires s'intĠressent fortement ă la technologie des RNR-Na, sans forcément

se positionner sur des critères de sûreté de 4ème gĠnĠration. Ainsi, l'Inde deǀrait mettre en serǀice dans les

prochains mois un réacteur de puissance 500 MWe, et la Russie a démarré en juin 2014 un réacteur de

800 MWe. La Chine est encore en retrait, mais affiche des ambitions importantes dans le domaine. La

stratégie suivie par le CEA pour ses collaborations internationales consiste à rechercher des

complémentarités dans les pays disposant de compétences sur les RNR, et éventuellement des installations

expérimentales, afin de dĠmultiplier l'effort de recherche en soutien au programme Astrid.

Le prĠsent rapport donne une ǀue d'ensemble ă la date d'Ġcriture du rapport, sur les Ġtudes de conception

du réacteur Astrid. La fin de l'aǀant-projet sommaire en 2015 sera l'occasion de rendre compte du travail

12

5. Le développement des technologies pour le multi-recyclage du

plutonium

La France dispose aujourd'hui, aǀec les unitĠs industrielles de La Hague et de Melox, des capacités de

traitement et de recyclage des combustibles UOX (odžyde d'uranium) usés issus de son parc

électronucléaire ; ce sont ainsi près de 1 000 tonnes qui sont chaque année déchargées et traitées ; les 10

tonnes de plutonium récupérées sont intégralement recyclées sous forme de combustible MOX (les deux

tiers de cette quantité subsisteront dans les combustibles MOX usés), et prğs de 940 tonnes d'URT

(uranium de retraitement) peuvent être ré-enrichies pour alimenter certains réacteurs dédiés du parc. Le

reste (près de 50 tonnes de produits de fission et actinides mineurs) est immobilisé dans un verre aux

propriétés de durabilité remarquables, qui constitue le principal déchet final, contenant plus de 99% de la

radioactivité à gérer.

récupération et de purification (très élevés) des éléments à recycler, ou du très faible volume de déchets

secondaires (ou déchets technologiques) générés. progressivement déployés des réacteurs à neutrons rapides appellera successivement :

le traitement des combustibles MOX-REP, aujourd'hui entreposĠs, pour rĠcupérer les matières

la fabrication de combustibles MOX-RNR à partir du plutonium récupéré ; le traitement (récurrent pour atteindre le multi-recyclage) des combustibles MOX-RNR usés.

Il ne s'agit pas forcément, pour répondre à ces enjeux, de faire appel à des technologies en rupture avec

70 tonnes traitées). La fabrication de combustibles pour les réacteurs Phénix et Superphénix a conduit à la

production de près de 100 tonnes de pastilles de combustibles pour RNR (plus de 400 000 aiguilles

rĠalisĠes). Et l'on a aussi dĠmontrĠ, dans des installations pilotes mais aussi à La Hague, la faisabilité de

principe du traitement de combustibles MOX-RNR (près de 25 tonnes de combustible issues du réacteur

Phénix ont été traitées et recyclées).

telles opérations, en adaptant au mieux les technologies à des flux et des concentrations de plutonium

élevés et à des caractéristiques (notamment isotopiques) différentes de celles rencontrées dans les

expériences antérieures rappelées ci-dessus. Les implications dans le domaine de la gestion de certains

risques tels que celui de criticité notamment sont à considérer, des dispositifs technologiques spécifiques,

présentant des géométries appropriées pouǀant s'aǀĠrer nĠcessaires. Certains aspects dans la faĕon dont

les technologies sont opérées doivent être également adaptés (avec notamment des dispositifs de télé-

opération adaptés à un vecteur isotopique du plutonium plus contraignant au plan radiologique).

Les spécificités des combustibles MOX RNR induisent également des modifications de certaines étapes du

nécessite une adaptation des conditions opératoires usuelles ; l'un des principaudž rĠsultats des recherches

a fait l'objet d'une dĠmonstration edžpĠrimentale sur des Ġchantillons rĠels de combustibles MOy usĠs, et

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