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• l ’241 Am est le précurseur du 237 Np à vie longue qui, en général, domine les scénarios
d’évolution normale dans les évaluations des performances en raison de sa longue période
radioactive ;
• le recyclage du plutonium a pour effet d’accroître la quantité d’américium produit.
Comme pour le plutonium et l’uranium, la réaction de transmutation la plus intéressante pour
les actinides mineurs est la fission, étant donné que la capture ou les réactions (n, 2n) produisent en
général d’autres actinides à vie longue. La solution la plus efficace consiste alors à recourir à un flux de
neutrons rapides dans lequel la plupart des isotopes d’actinides peuvent être fissionnés. Toutefois, même
dans ce cas, la capture suivie d’une fission n’est pas à négliger. Dans les spectres thermiques, on a
besoin de neutrons supplémentaires pour convertir les isotopes non fissiles en isotopes fissiles (par
exemple, l’ 241 Am en 242m Am), d’où la nécessité d’un enrichissement supplémentaire du combustible
utilisé.
Les stratégies de transmutation des actinides mineurs dans des systèmes à flux rapides
ressemblent aux voies choisies pour la transmutation du plutonium, et cela n’a rien de surprenant. Ces
actinides peuvent être soit mélangés de façon homogène au combustible MOX, appelé combustible
MINOX, ou incorporés à des assemblages combustibles spéciaux dans des matrices inertes à base
d’oxydes ou éventuellement de nitrures et de carbures. Du point de vue de la physique des réacteurs, ces
deux solutions sont réalisables ; les seules contraintes proviennent de la fabrication des combustibles.
À la place du recyclage, il est possible de recourir à une stratégie consistant à incinérer le plus
possible d’actinides mineurs lors d’une irradiation unique prolongée suivie du stockage définitif,
solution appelée encore « cycle ouvert ». On peut, pour ce faire, utiliser une installation d’irradiation à
haut flux thermique ou intégrer les actinides à un sous-assemblage sous-critique d’un réacteur rapide.
En sélectionnant avec soin la matrice inerte dans laquelle le déchet résiduel formé sera immobilisé, il est
possible d’atténuer encore les effets radiologiques du stockage puisque l’on aura ajouté une barrière
supplémentaire. Des minéraux géologiquement stables, comme le zircon (ZrSio 4 ) ou la monazite
(CePO 4 ) comptent parmi les candidats envisagés pour cette application.
2.1.3 Produits de fission
Du point de vue de la radiotoxicité des déchets, la transmutation des produits de fission
présente peu d’intérêt. Après 250 ans, la majorité d’entre eux a disparu par décroissance radioactive, et
leur contribution à la radiotoxicité du combustible usé, d’abord très forte au cours des cent premières
années de stockage, est devenue faible. Cependant, il existe des produits de fission qui sont très mobiles
dans certains environnements géologiques et sont responsables d’une fraction importante des effets
radiologiques du stockage souterrain. Par ailleurs, il faut comptabiliser dans les effets radiologiques à
long terme de la production électronucléaire les effluents gazeux et liquides produits lors du traitement
des combustibles usés. La séparation et/ou le piégeage de ces produits dans les flux de déchets, suivis
par leur transmutation permettraient d’atténuer les risques radiologiques à long terme. De ce point de
vue, les produits de fission à considérer en priorité sont le technétium (Tc), le césium (Cs) et l’iode (I),
car le 99 Tc et le 135 Cs sont les isotopes prépondérants dans les analyses de risques relatives au stockage
du combustible usé, et l’ 129 I, qui n’est pas incorporé aux déchets de haute activité vitrifiés, est l’isotope
qui a les effets radiologiques les plus importants dans les effluents issus du retraitement ou même dans
le combustible usé placé dans certaines formations géologiques.
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