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éalisable, à condition d’augmenter le taux d’enrichissement du combustible si l’on envisage d’utiliser
des réacteurs à eau ordinaire. La période de transmutation varie de 15 à 18 ans, dans les réacteurs
rapides, à 40-77 ans, dans des réacteurs à eau ordinaire. Irradier certains produits de fission dans des
systèmes hybrides ou dans des réacteurs rapides optimisés permettrait d’écourter la période de
transmutation. Il faudrait, dans ce cas, entreprendre des travaux très importants afin de mettre au point
les matériaux des assemblages combustibles et des cibles (comme dans le cas de l’iode) et, pour certains
éléments, procéder à une séparation isotopique très fine (par exemple, Se , Zr, Cs, Sn …).
Tendances actuelles de la recherche sur la séparation et la transmutation
Étant donné l’état d’avancement des programmes de recherche et de développement au Japon
et en France, une section spéciale ainsi que les annexes B et C sont consacrées aux travaux, en cours
dans ces pays, sur la séparation et la transmutation. Ces programmes, auxquels participent directement
ou indirectement de nombreux pays, sont incontestablement les plus importants dans le monde.
Conséquences de la séparation et de la transmutation sur les évaluations des risques et la gestion
des déchets
Afin d’exposer de la façon la plus claire possible les conséquences que peuvent avoir la
séparation et la transmutation sur la radiotoxicité à long terme, nous avons souhaité définir ce qu’est
l’inventaire radiotoxique et en montrer la signification réelle dans une section spéciale de ce rapport.
Cet inventaire radiotoxique dépend de l’inventaire physique des radionucléides dans les divers
cycles du combustible ainsi que des coefficients de dose efficace de chaque radionucléide. Des schémas
illustrent l’évolution naturelle des inventaires radiotoxiques dans le cycle ouvert, le cycle fermé avec
retraitement et le cycle fermé avancé.
La place qu’occuperont la séparation et la transmutation dans la gestion des déchets dépendra
essentiellement des inventaires d’actinides mineurs à traiter dans les installations du cycle du
combustible avancé. On évoque dans cette section la stratégie d’utilisation des réacteurs qu’il faudra
mettre en œuvre pour parvenir à une réduction significative de l’inventaire radiotoxique. Trois cas
représentatifs seront considérés qui correspondent à diverses combinaisons de réacteurs à eau ordinaire
chargés en combustible au dioxyde d’uranium ou en combustible à oxydes mixtes et de réacteurs
rapides brûlant du combustible à oxydes mixtes. Il apparaît qu’on aura besoin d’une proportion
importante de réacteurs rapides. Dans chacun des cas examinés, l’inventaire radiotoxique des flux de
déchets diminue d’un facteur proche de 10. Cependant, cette réduction de la radiotoxicité des déchets
s’accompagne d’une progression régulière de l’inventaire radiotoxique des réacteurs et des installations
du cycle du combustible et exige, de surcroît, que l’on fasse fonctionner ces installations durant une
longue période.
Si l’on recycle tous les actinides mineurs, y compris la fraction curium, le facteur de réduction
de l’inventaire radiotoxique, par rapport au cycle ouvert, se situe entre 77 et 100 après 10 000 ans et, à
très long terme (10 5 et 10 6 années), entre 80 et 150.
Si l’on ne recycle pas la fraction curium, cette réduction de l’inventaire radiotoxique n’atteint
que 7 à 10 au bout de 10 000 ans en raison de la décroissance du 244 Cu en 240 Pu et du 243 Cu en 239 Pu.
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