De la fission aux nouvelles filières - Cenbg - IN2P3

entre 7 et 8% en plutonium. Ces teneurs permettent d’équilibrer la production et la
consommation de plutonium et d’américium produits par l’ensemble du parc tout en
respectant les critères de sûreté en réacteur. A l’échelle laboratoire, le procédé de fabrication a
été validé pour des teneurs allant jusqu’à 5% massique en américium. A l’échelle industrielle,
des aménagements spécifiques sont à prévoir tant pour le procédé de fabrication que pour
assurer la radioprotection. L’usine MELOX n’a pas été dimensionnée à la fois pour des
isotopies Pu aussi dégradées que celles issues du multirecyclage et des teneurs finales en Am
aussi élevées. De plus la présence de curium est rédhibitoire (quelques ppm admissibles) dans
cette installation et nécessite d’avoir un facteur de décontamination du curium dans
l’américium très élevé. Aussi, la possibilité de réaliser des pastilles Pu+Am dans MELOX
semble exclue. La faisabilité neutronique du concept et son acceptation en cœur (en regard du
respect des critères de sûreté du réacteur) est démontrée pour les teneurs envisagées. Sous
irradiation ce combustible génère des quantités importantes d’hélium, ce qui nécessite de
modifier le dessin du crayon combustible. Une R&D spécifique associée à un programme de
qualification est probablement nécessaire sur ce point. Pour l’entreposage intermédiaire des
actinides mineurs séparés, les études ont été menées pour le cas le plus difficile du curium,
dimensionnant du point de vue thermique. En termes de radiotoxicité, ce scénario permet la
stabilisation des flux américium et plutonium en 30 ans alors que la quantité de curium
entreposée croit de façon linéaire à partir de 2050 à raison d’une tonne par an (à comparer à
0.6t/an dans le cas d’un recyclage du plutonium seul).
Dans un scénario de recyclage conjoint du plutonium et de l’américium en REP,
• la quantité d’américium doit rester limitée (1 % en masse environ),
• un sur-enrichissement pénalisant en 235U est nécessaire,
• le crayon doit être en partie redimensionné,
• la fabrication du combustible MOX UE-Am ne peut pas être réalisée dans
l’usine MELOX actuelle.
Pour une mise en place de la séparation poussée en 2015 et une introduction à la vitesse de
1,5 GWe/an de REP recyclant l’américium à partir de 2020, la stabilisation des flux
américium et plutonium se réalise en 30 ans mais la quantité de curium entreposée croît à
partir de 2020 à raison d’une tonne par an en moyenne (à comparer à 0.6t/an dans le cas
d’un recyclage du plutonium seul).
11.5.5 Scénario RNR Génération IV en mode homogène et recyclage des actinides
mineurs des REP
Pour le scénario de déploiement des systèmes de quatrième génération à spectre de neutrons
rapides à partir de 2035 recyclant leurs propres actinides et résorbant ceux déjà entreposés, les
résultats préliminaires montrent que :
Le déploiement de ces systèmes de 4ème génération est conditionné par la disponibilité en
plutonium. Ce scénario permet de déployer les systèmes à neutrons rapides d’ici la fin du
21ème siècle, en considérant constante la puissance électronucléaire installée dans le parc (60
GWe).
Les inventaires en actinides mineurs (AM) séparés et entreposés en provenance des REP et
liés à la mise en œuvre préliminaire de la séparation peuvent être recyclés dans les systèmes
de 4ème génération. La durée de reprise de ces inventaires est d’environ 15 ans, ce qui
correspond à la période de déploiement de ces nouveaux systèmes dans le parc.
Le scénario de déploiement des systèmes de quatrième génération permet de résorber
l’ensemble des actinides mineurs entreposés à partir de 2015. La durée de reprise de ces
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