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courts. L’application de cette technologie permettrait de raccourcir le délai avant son recyclage
quantitatif.
Transmutation
Le chapitre consacré à la transmutation décrit plusieurs activités : la fabrication des
combustibles et des cibles, la transmutation par capture neutronique et l’incinération par fission.
La transmutation peut s’effectuer dans des réacteurs thermiques, des réacteurs à neutrons
rapides et des réacteurs sous-critiques pilotés par des accélérateurs. Le choix de ces installations de
transmutation découle d’études stratégiques destinées à trouver la combinaison optimale de facteurs tels
que la fabrication et la refabrication du combustible, sous tous leurs aspects, la disponibilité des
différents types de réacteurs, les rendements de transmutation/incinération et surtout la réduction
significative de l’inventaire radiotoxique global des déchets nucléaires. Les pays de l’Union européenne
et le Japon ont réalisé des études approfondies afin de dégager une première approche stratégique.
Toutefois, ces études sont subordonnées à des décisions politiques et des réalités économiques
que l’on ne saurait prévoir sur les dizaines ou même centaines d’années nécessaires pour parvenir à un
équilibre entre la consommation et la production de matières nucléaires fissiles et fertiles.
Fabrication des combustibles et des cibles
On trouvera dans le rapport une description concrète des problèmes que pose l’introduction
des actinides mineurs dans le cycle du combustible nucléaire. La fabrication du combustible à oxydes
mixtes à faible teneur en neptunium et américium (< 2.5 pour cent) est une solution qui n’exige pas
d’investissements lourds dans les usines de fabrication d’oxydes mixtes pour les réacteurs à eau
ordinaire (REO-MOX). Cependant, l’introduction de ces actinides mineurs rend plus difficile le
retraitement et la refabrication ultérieure du combustible en raison de la présence de grandes quantités
de 238 Pu dans le flux de plutonium recyclé.
Il serait nettement préférable de recourir au recyclage hétérogène des actinides mineurs dans
des réacteurs à eau ordinaire, dans la mesure où cette solution permet de gérer les cibles
indépendamment du combustible REO-MOX et de les recycler dans des installations de petite taille
dédiées au traitement des cibles irradiées. Le principal problème vient du recyclage du 244 Cm, qui est
une forte source de chaleur et de neutrons et ne peut pas être traité dans des usines de fabrication du
combustible standard. Aucune solution satisfaisante n’a encore été trouvée. Par conséquent, il convient
de poursuivre les recherches sur la séparation afin de mettre au point une technologie viable.
On produit déjà depuis plusieurs dizaines d’années du combustible pour les réacteurs rapides,
et on a fabriqué des combustibles expérimentaux à forte teneur en américium et en neptunium dans le
cadre du programme « SUPERFACT ». Pour l’irradiation des actinides mineurs dans des flux
neutroniques rapides, il faudrait privilégier les matrices inertes (oxyde d’aluminium, oxyde de
magnésium, etc.).
De nouvelles formes de combustibles adaptés à des taux de combustion et des rendements de
transmutation supérieurs sont à l’étude, notamment des combustibles à base d’alliages métalliques
(d’actinides mineurs, d’uranium, de plutonium et de zirconium) et de nitrures. L’intérêt des
combustibles métalliques tient à la possibilité d’établir un cycle du combustible « compact » fondé sur
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