La séparation et la transmutation des éléments radioactifs à ... - CEA

5.
ÉTUDES TECHNICO-
ÉCONOMIQUES DE LA
SÉPARATION-TRANSMUTATION
5.1. Objectifs et méthodologie des
études technico-économiques
[DTS-21]
5.1.1. Rappel du cadre des études
technico-économiques
L’étude de la séparation et de la transmutation des éléments
radioactifs à vie longue a constitué l’un des trois axes de recherche
prescrits par la loi du 30 décembre 1991. Les programmes
de recherche qui se sont déroulés depuis maintenant
près de 20 ans ont permis d’explorer une assez large
panoplie d’options envisageables, tant pour les opérations de
séparation que pour celles de transmutation. L’éventail des
recherches a été progressivement circonscrit aux options qui
paraissaient les plus pertinentes pour une possible mise en
œuvre industrielle ce qui a conduit à faire des choix dont certains
sont structurants pour l’étude qui est menée ici :
n La mise en œuvre de la transmutation n’est envisagée que
dans le cadre d’un parc nucléaire futur comportant des
réacteurs adaptés à la transmutation et des installations du
cycle capables d’assurer la séparation et le recyclage des radionucléides
d’intérêt. Cette stratégie ne s’applique donc
pas aux colis de verre du parc électronucléaire actuel (déchets
déjà produits et déchets engagés), déchets ultimes
destinés au stockage géologique.
n Conformément à la loi de juin 2006 prescrivant de rechercher
« une diminution de la quantité et de la nocivité des déchets
radioactifs », les éléments cibles d’une option de séparation-transmutation
sont les actinides mineurs qui, une fois le
plutonium extrait, représentent la composante majoritaire de
l’inventaire radiotoxique des déchets à moyen et long termes.
Néanmoins, cette option n’a de sens qu’en accompagnement
d’une stratégie de recyclage du plutonium qui constitue donc
le dénominateur commun de tous les scénarios étudiés.
n Les produits de fission ou d’activation à vie longue ne représentent
qu’une très faible proportion de l’inventaire radiotoxique
mais en raison de leur relative mobilité dans le
milieu géologique, certains d’entre eux ( 129 I, 36 Cl) sont à
l’origine de l’impact radiologique calculé pour le stockage
géologique. Cet impact est extrêmement faible et très inférieur
aux exigences réglementaires. Par ailleurs, les études
ont montré que la séparation-transmutation de ces éléments
était très difficile voire impossible (cf. Annexe 1 : La
transmutation des PFVL). Aussi, cette option n’est pas
considérée dans les scénarios étudiés.
Quelle que soit la technologie mise en œuvre, la transmutation
des actinides mineurs est un processus lent et complexe, et nécessite
plusieurs passes en réacteur et donc un multirecyclage
des éléments considérés. Une mise en œuvre de la séparationtransmutation
permet de réduire immédiatement la quantité
d’actinides mineurs mise aux déchets puisque ceux-ci n’y sont
plus envoyés (les rendements élevés escomptés pour les opérations
de recyclage font que seules des quantités minimes - il est
visé de l’ordre de 0,1 % - restent dans les déchets). En revanche,
leur inventaire dans les réacteurs et dans le cycle va augmenter
et se stabiliser au niveau où leur production sera égale à leur
disparition par transmutation. L’importance de cet inventaire
dépendra des options de transmutation retenues.
Les options étudiées recouvrent les diverses possibilités
offertes par les différents modes de transmutation :
n Le mode de transmutation homogène consistant à diluer les
actinides mineurs dans l’ensemble des combustibles des
cœurs de RNR ;
n Le mode de transmutation hétérogène consistant à concentrer
les actinides mineurs dans des assemblages spécifiques.
L’option la plus étudiée est celle des couvertures chargées en
actinides mineurs (CCAM) placées en périphérie du cœur
des réacteurs, les actinides mineurs étant introduits à une
teneur de l’ordre de 10 à 20 % dans une matrice d’oxyde
d’uranium. Une autre option examinée est celle des combustibles
porteurs d’actinides mineurs (CPAM) dans laquelle
ceux-ci sont introduits à teneur plus faible dans des
combustibles placés dans la zone externe du cœur.
n Le mode de transmutation en strate dédiée consistant à
transmuter les actinides mineurs dans des systèmes spécifiques
(ADS) séparés des réacteurs producteurs d’électricité.
Enfin, les actinides mineurs ne constituant pas un ensemble
monolithique, les avantages et détriments associés à leur transmutation
pourront être très différents d’un élément à l’autre :
n La très longue durée de vie du neptunium lui confère une
faible contribution à la radiotoxicité des déchets ultimes
pour la période généralement retenue comme période d’intérêt
(jusqu’à quelques centaines de milliers d’années, la
nocivité ayant sensiblement décru au-delà) ;
n L’américium, et, à un degré moindre mais significatif, le
curium (par l’intermédiaire de ses descendants) sont les
principaux contributeurs à la radiotoxicité des déchets ultimes
dans la période considérée. Le curium entraîne toutefois
d’importantes contraintes de radioprotection et de
thermique qui font s’interroger sur la faisabilité pratique de
sa transmutation (cf. Annexe 2 : Problématique du curium
dans le cycle).
n La transmutation de l’américium procure une réduction de
la thermique séculaire des déchets, qui peut permettre une
optimisation du stockage.
Ainsi, la transmutation du seul américium peut apparaître
comme une première étape pour un déploiement industriel
d’options de transmutation. Cela constitue l’hypothèse d’une
partie des scénarios retenus dans le cadre de cette étude.
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