- Le recyclage, un point-clé pour des systèmes nucléaires durables - Recycler au sein de réacteurs aptes à tirer le meilleur parti des matières: les réacteurs de 4ème génération à neutrons rapides - Une approche progressive: le plutonium, premier enjeu! Les actinides mineurs, des attraits mais perspectives industrielles encore éloignées - Le programme ASTRID porte aujourd’hui ces enjeux de progrès Plus d'informations : www.sfen.org

1. Loi du 28 juin 2006
relative à la gestion durable des matières et déchets radioactifs
.
BILAN DES RECHERCHES MENEES PAR LE CEA
Bernard BOULLIS,
Directeur des programmes « aval du cycle »
CEA, Direction de l’Energie Nucléaire
Journée SFEN – Paris, le 21 mai 2014

2. | PAGE 2
1991 : « Loi Bataille », moratoire sur le stockage,
et 15 années de recherches selon divers axes:
entreposage, stockage, transmutation « vies longues »
2005 : loi énergie
(des recherches sur le nucléaire de 4ème génération,
économe en ressources et produisant moins de déchets)
2006 : loi « gestion durable déchets et matières »
- des principes:
(1) recycler
pour diminuer volume et nocivité des déchets
(2) stockage géologique réversible,
la référence pour déchets ultimes
- un calendrier:
2012 : perspectives industrielles filières (4G)
2020 : mise en service prototype
2015 : demande autorisation création stockage
2025 : mise en service stockage

3. La séparation et la transmutation des éléments à vie longue: Les études et recherches sont conduites
en relation avec celles menées sur les nouvelles générations de réacteurs nucléaires mentionnés à
l’article 5 de la loi n° 2005-781 du 13 juillet 2005 de programme fixant les orientations de la politique
énergétique, ainsi que sur les réacteurs pilotés par accélérateur dédiés à la transmutation des déchets,
afin de disposer, en 2012, d’une évaluation des perspectives industrielles de ces filières et de mettre en
exploitation un prototype d’installation avant le 31 décembre 2020.
Loi du 28 juin 2006 (Art.3) (« gestion durable des matières et déchets radioactifs »)
LE DOSSIER CEA 2012 : les attendus
| PAGE 3
www.cea.fr
le dossier CEA,
remis au gouvernement le 20 décembre 2012
1 : les systèmes de 4ème génération (pourquoi)
2 : la séparation et la transmutation des RNVL
3 : les RNR-Na et le démonstrateur ASTRID
4: les autres filières de 4ème génération
5 : synthèse et recommandations

4. Loi du 28 juin 2006
relative à la gestion durable des matières et déchets radioactifs
.
BILAN DES RECHERCHES MENEES PAR LE CEA
Journée SFEN – Paris, le 21 mai 2014
1 - (Rappel : Le cycle du combustible)
2 - Les enjeux d’une gestion durable
des matières et déchets
3 - Le programme ASTRID
4 -La transmutation
des éléments radioactifs à vie longue

5. Fabrication
du combustible
Enrichissement
de l’uranium
Activités minières
et raffinage
UOXusé
1000 t
(UOX 1000t)
Conversion
de l’uranium
Uranium
appauvri
7000t
REP
Le cycle des matières dans le parc français
(flux annuels indicatifs pour #400 TWh/an)
U naturel
8000 t

6. Fabrication
du combustible
Enrichissement
de l’uranium
Activités minières
et raffinage
UOXusé
1000 t
(UOX 1000t)
Conversion
de l’uranium
Uranium
appauvri
7000t
REP
U naturel
8000 t
235 U
fission
238 U
239 Pu
actinides
mineurs
1
H
2
He
3
Li
4
Be
5
B
6
C
7
N
8
O
9
F
10
Ne
11
Na
12
Mg
13
Al
14
Si
15
P
16
S
17
Cl
18
A
19
K
20
Ca
21
Sc
22
Ti
23
V
24
Cr
25
Mn
26
Fe
27
Co
28
Ni
29
Cu
30
Zn
31
Ga
32
Ge
33
As
34
Se
35
Br
36
Kr
37
Rb
38
Sr
39
Y
40
Zr
41
Nb
42
Mo
43
Tc
44
Ru
45
Rh
46
Pd
47
Ag
48
Cd
49
In
50
Sn
51
Sb
52
Te
53
I
54
Xe
55
Cs
56
Ba Ln
72
Hf
73
Ta
74
W
75
Re
76
Os
77
Ir
78
Pt
79
Au
80
Hg
81
Tl
82
Pb
83
Bi
84
Po
85
At
86
Rn
87
Fr
88
Ra An
104
Rf
105
Db
106
Sg
107
Bh
108
Hs
109
Mt
110
Uun
LANTHANIDES
57
La
58
Ce
59
Pr
60
Nd
61
Pm
62
Sm
63
Eu
64
Gd
65
Tb
66
Dy
67
Ho
68
Er
69
Tm
70
Yb
71
Lu
ACTINIDES
89
Ac
90
Th
91
Pa
92
U
93
Np
94
Pu
95
Am
96
Cm
97
Bk
98
Cf
99
Es
100
Fm
101
Md
102
No
103
Lr
TRANSURANIICS ACTIVATION PRODUCTS
FISSION PRODUCTS FISSION AND ACTIVATION PRODUCTS
Le cycle des matières dans le parc français
(flux annuels indicatifs pour #400 TWh/an)

7. Fabrication
du combustible
Enrichissement
de l’uranium
Activités minières
et raffinage
UOXusé
1000 t
(UOX 1000t)
Conversion
de l’uranium
Uranium
appauvri
7000t
REP
Le cycle des matières dans le parc français
(flux annuels indicatifs pour #400 TWh/an)
U naturel
8000 t
Uranium : 94%
Produits de fission : 5%
« Transuraniens » : 1%
(Plutonium, actinides mineurs 0.1%)
1E+1
1E+2
1E+3
1E+4
1E+5
1E+6
1E+7
1E+8
1E+9
1E+10
10 100 1000 10000 100000 1000000
Radiotoxicity(Sv/TWhe)
Time(years)
Total Fuel
Plutonium
Uranium
MinorActinides
FissionProducts
1010
109
108
107
106
105
104
103
102
10

8. Fabrication
du combustible
Enrichissement
de l’uranium
Activités minières
et raffinage
RETRAITEMENT
DECHETS
PF et
actinides
Mineurs
40 t
UOXusé
1000 t
(UOX 1000t)
(MOX 120t)
Plutonium 10t
Uranium (URT) 950 t
Conversion
de l’uranium
URT
appauvri
800t
Uranium
appauvri
7000t
REP(URE 150t)
U naturel
8000 t
Le cycle des matières dans le parc français
(flux annuels indicatifs pour #400 TWh/an)

9. LES DECHETS NUCLEAIRES
VERRES
COQUES
TECHNOLOGIQUES
150 litres,
PF #15%, #2KW,>15 000 TBq
10-15 conteneurs/réacteur/an

10. Fabrication
du combustible
Enrichissement
de l’uranium
Activités minières
et raffinage
RETRAITEMENT
DECHETS
PF et
actinides
Mineurs
40 t
UOXusé
1000 t
(UOX 1000t)
(MOX 120t)
Plutonium 10t
Uranium (URT) 950 t
MOX usés
120t
Conversion
de l’uranium
URT
appauvri
800t
Uranium
appauvri
7000t
URE usés
150t
REP(URE 150t)
U naturel
8000 t
Le cycle des matières dans le parc français
(flux annuels indicatifs pour #400 TWh/an)

11. POUR UNE GESTION DURABLE DES MATIERS ET DECHETS:
1 - FERMER LE CYCLE DU PLUTONIUM
LA GESTION ACTUELLE:
• 10 tonnes /an de Pu dans UOX usés , recyclées dans les MOX
• 7 tonnes /an de Pu résiduel dans MOX usé
• 2035 : 4000 tonnes MOX usés (dont #250 tonnes Pu) [inventaire national Andra]
APPORT DES SYSTEMES A NEUTRONS RAPIDES:
| PAGE 11
0.00
0.10
0.20
0.30
0.40
0.50
0.60
0.70
0.80
0.90
1.00
U235
U238
Np237
Pu238
Pu239
Pu240
Pu241
Pu242
Am
241
Am
243
Cm
244
Fission/Absorption
PWR
SFR
avec RNR, tous isotopes Pu « fissiles » ( fissions vs. captures)

12. LA GESTION ACTUELLE :
- 7000 tonnes/an d’ U appauvri
- en 2035 : 450 000 tonnes [inventaire national Andra ]
- et quelques centaines de tonnes URE
APPORT DES SYSTEMES A NEUTRONS RAPIDES:
Les RNR multiplient par un facteur compris entre 100 et 200 l’énergie
que l’on peut extraire d’une masse donnée d’uranium naturel.
(le taux d’utilisation efficace passe de de #0.7% à >90%)
| PAGE 12
POUR UNE GESTION DURABLE DES MATIERS ET DECHETS:
2 – MIEUX VALORISER URANIUM (238U)
238 U
239 Pu
fission
actinides mineurs

13. Fabrication
du combustible
Enrichissement
de l’uranium
Activités minières
et raffinage
RETRAITEMENT
DECHETS
PF et
actinides
Mineurs
40 t
UOXusé
1000 t
(UOX 1000t)
(MOX 120t)
Plutonium 10t
Uranium (URT) 950
t
MOX usés
120t
Conversion
de l’uranium
URT
appauvri
800t
Uranium
appauvri
7000t
URE usés
150t
REP(URE 150t)
U naturel
8000 t
Le cycle des matières
dans un parc de réacteurs à eau
(flux annuels indicatifs pour #400 TWh/an)
Fabrication
du combustible
Enrichissement
de l’uranium
Activités
minières
et raffinage
RETRAITEMENT
Plutonium (#20%)
Conversion
de l’uranium
Uranium
appauvri
(40t)
RNR
Uranium (#80%)
Le multi-recyclage des matières
dans un parc RNR iso-générateur
(flux annuels indicatifs à l’équilibre
pour #400 TWh/an)
U naturel
MOX-RNR
450t
DECHETS
PF et
actinides
Mineurs
40 t
CYCLE REP (ACTUEL) / CYCLE RNR (HYP)
Cycle (actuel) en REP : 8000 t/an d’uranium Cycle 100% RNR: 40 t/an d’uranium

14. COAL
OIL
GAS
URANIUM
50 Gtep
7000 Gtep
CHARBON:
420 Gtep
PETROLE:
230 Gtep
GAZ:
160 Gtep
Uranium utilisé dans les réacteurs à eau
(réacteurs actuels)
Ressources conventionnelles identifiées
(BP statistical review, 2013 and NEA, 2012)
(OIL 235 Gt, COAL 860Gt, GAS 187 Tm3,URANIUM 4Mt)
Uranium “multirecyclé”
en réacteurs à neutrons rapides(gen IV )
POUR UNE GESTION DURABLE DES MATIERS ET DECHETS:
2 – MIEUX VALORISER URANIUM (238U)

15. 1E+1
1E+2
1E+3
1E+4
1E+5
1E+6
1E+7
1E+8
1E+9
1E+10
10 100 1000 10000 100000 1000000
Temps (années)
Inventaireradiotoxique(Sv/TWhe)
Total combustible
Plutonium
Uranium
Actinidesmineurs
Produitsdefission
1010
109
108
107
106
105
104
103
102
10
(ingestion, CIPR 72)
0
10
20
30
40
50
60
70
80
90
100
110
120
130
140
150
160
170
180
190
200
210
220
230
240
250
260
270
280
290
300
310
320
330
100 200 300 400 500 600 700 800 900 1000
F4 - sans transmutation AM
F1g - avec transmutation AM
F1j - avec transmutation Am
Verres REP UOX
verres REP UOX/MOX
Verres RNR
Verres RNR sans AM
(Verres RNR sans Am )
« Contenu radiotoxique » combustible usé:
Prépondérance Pu,
puis AM (Am) sur 100-100000 ans
Puissance calorifique verres:
Prépondérance Am après 1 siècle
W/colis
Temps (années
POUR UNE GESTION DURABLE DES MATIERS ET DECHETS:
3 – SEPARER ET TRANSMUTER LES AM ?

16. La transmutation des actinides mineurs constitue une voie possible de progrès
supplémentaire à long terme en matière de gestion des déchets ultimes:
pour diminuer l’emprise du stockage en recyclant le seul américium
(réduction d’un facteur 10
de la zone HAVL)
pour diminuer la radiotoxicité à long terme des déchets,
en recyclant américium et curium
(réduction d’un facteur 100 sur la période au-delà de 1000 ans)
1500hatotal,
dontHAVL1175
ha,7Mm3
excavés
430hatotal,
dontHAVL120
ha(160hasiAm
seultransmuté),
3Mm3excavés
sans transmutation transmutation AM
après 30 ans
PRODUITS DE FISSION
(PF)
ACTINIDES
MINEURS
(AM)
ACTINIDES MINEURS
(AM)
AM
après 300 ans après 1000 ans
Contributeurs à la radiotoxicité intrinsèque
POUR UNE GESTION DURABLE DES MATIERS ET DECHETS:
3 – SEPARER ET TRANSMUTER LES AM ?

17. 1µSv/an
1Ma
la transmutation des actinides mineurs ne présente pas d’impact significatif sur
la dose délivrée à l’exutoire du stockage géologique (Andra, rapport argile 2005)
(verres UOX, scénario d’évolution normale)
POUR UNE GESTION DURABLE DES MATIERS ET DECHETS:
3 – SEPARER ET TRANSMUTER LES AM ?

18. 99Tc
99Ru
stable
100Tc
100Ru
stable
15,8 s210000 ans
transmutation
LE PRINCIPE DE LA TRANSMUTATION

19. LES RECHERCHES MENEES AU CEA
Une gestion durable des matières et déchets radioactifs passe par un
recyclage systématique des matières (U et Pu) au sein de systèmes
permettant d’en tirer le meilleur parti (réacteurs à neutrons rapides)
Le programme de recherches du CEA porte en conséquence sur:
- Le développement de technologies innovantes de réacteurs à neutrons
rapides répondant aux critères assignés aux systèmes de 4ème génération
(sûreté, optimisation économique, opérabilité)
- Le développement de technologies innovantes pour le multirecyclage de
l’uranium et du plutonium (retraitement des combustibles usés et
fabrication de combustibles pour réacteurs à neutrons rapides)
- L’exploration des conditions permettant, dans une seconde phase, à ces
réacteurs, le recyclage d’actinides mineurs, et notamment de l’américium.
| PAGE 19

20. LE PROGRAMME ASTRID
Les réacteurs à neutrons rapides à l’étude sont:
- la filière RNR-Na (refroidis au sodium), la référence
(REX significatif et perspectives de progrès)
- la filière RNR-G (refroidis au gaz), une option à long terme (des
potentialités, mais nécessité de sauts technologiques importants;
un premier réacteur expérimental en Europe (ALLEGRO)?)
Le démonstrateur technologique RNR-Na: ASTRID
- puissance 600 Mwe, iso-générateur;
- à la fois un objectif de représentativité industrielle
et des capacités de recherche et de démonstration d’options
innovantes
- une sûreté accrue: cœur CFV, dispositifs d’évacuation de
puissance résiduelle, système de conversion à gaz
| PAGE 20

21. LE PROGRAMME ASTRID (suite)
mené dans un large cadre coopératif
(y compris à l’international)
en phase AVP2 depuis début 2013
(dans le cadre du PIA)
première date de divergence possible: 2025
2011 2012 2013 2014 2015 2016 2017 2018 2019 2020 2021 2022 2023
Décision de
construction
Divergence
AVP 1 AVP 2 APD Etudes d’exécution et Construction
| PAGE 21

22. Pu dans MOX usés
recyclés dans MOX RNR
pour lancer le déploiement RNR
DES PARCS
«MIXTES »
DES SCENARIOS
FLEXIBLES
2035 : >450 000 t
2035 : #4000t
DES REP AUX RNR….
Fabrication
du combustible
Enrichissement
de l’uranium
Activités minières
et raffinage
RETRAITEMENT
DECHETS
PF et
actinides
Mineurs
40 t
UOXusé
1000 t
(UOX 1000t)
(MOX 120t)
Plutonium 10t
Uranium (URT) 950
t
MOX usés
120t
Conversion
de l’uranium
URT appauvri
800t
Uranium
appauvri
7000t
URE usés
140t
REP
(URE 14t)
U naturel
8000 t
Le cycle des matières
dans un parc de réacteurs à eau
(flux annuels indicatifs pour #400 TWh/an)
Fabrication
du combustible
Enrichissement
de l’uranium
Activités minières
et raffinage
RETRAITEMENT
Plutonium (#20%)
Conversion
de l’uranium
Uranium
appauvri
(40t)
RNR
Uranium (#80%)
Le multi-recyclage des matières
dans un parc RNR iso-générateur
(flux annuels indicatifs à l’équilibre
pour #400 TWh/an)
MOX-RNR
450t
DECHETS
PF et
actinides
Mineurs
40 t

23. LA SEPARATION DES ACTINIDES MINEURS
- développement d’étapes complémentaires au procédé actuel de retraitement
(récupérer AM en complément de U et Pu)
- de nouvelles molécules extractantes, sélectives et résistantes
(large cadre coopératif, une recherche « amont » importante )
- des procédés mettant en oeuvre ces nouveaux extractants
(diverses options :
AM séparément [SANEX], tous actinides groupés [GANEX], Am seulement [EXAm] )
- tous concepts testés au laboratoire sur combustibles réels
(échelle de plusieurs kg, technologies représentatives )
(approche de la mise en œuvre industrielle (endurance, appareils, pilotage)
seulement EXAm…)
Co-précipitation CalcinationSéparation (extraction)
(plusieurs kg, 2005 - 2010) (dizaines de g, 2012)
Les expériences menées dans ATALANTE
Am

24. APM
Atelier de retraitement en cours d’assainissement
PHENIX
LA TRANSMUTATION DES ACTINIDES MINEURS
20-24
21-23
19-23
18-20
19-17 23-21
23-17
21-17
17-16 22-2120-1918-17
19-22
19-2017-18
17-20
22-1920-17
18-1816-16 21-21
21-19
20-22
21-20
20-23
20-21
18-21
23-18
23-2021-18
19-1917-17 22-22
19-21
22-18
22-2020-18
18-1916-17
17-23
17-22
18-22
17-19
16-20
16-21
16-22
16-23
16-24
17-24
18-24
19-24
20-16
21-16
22-16
23-16
24-16
24-17
24-18
24-19
24-20
15-16
14-17
13-18
12-19
11-20
10-21
09-22
08-23
16-15
17-14
18-13
19-12
20-11
21-10
22-09
23-08
22-08
21-08
20-08
20-07
08-22
08-21
08-20
07-20
09-19
10-18
11-17
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13-15
14-14
15-13
16-12
17-11
18-10
19-09
09-20
09-21
10-19
20-09
19-10
21-09
24-08
25-08
26-08
08-24
08-25
08-26
15-25
15-24 16-25
17-25
18-25
19-25
15-23
15-22
15-21
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14-20
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14-24
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14-26
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17-26
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20-25
19-26
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23-22
20-26
21-25
22-24
23-23
24-22
24-21
25-21
25-20
26-2025-19
26-1925-18
26-1825-17
26-1725-16
26-1625-15
26-15
26-14
24-15
25-14
23-15
24-14
22-15
23-14
21-15
22-14
21-14
20-15
19-16
20-14
19-15
18-16
08-19
19-08
15-17
15-18
14-18
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13-19
13-20
13-21
12-21
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13-22
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12-24 13-25
12-25
12-26
13-26
12-27
13-27
12-28
14-27
13-28
15-27
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16-27
15-28
17-27
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11-23
11-19
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16-14
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26-23
26-24
11-31
12-31
14-31
16-31
13-31
15-31
17-31
08-31
09-31
29-16
Am241
Am241
PF
Pu
autres AM
0%
10%
20%
30%
40%
50%
60%
70%
80%
90%
100%
initial final
fissions
captures
Am243
Am243
PF
Pu
Cm
0%
10%
20%
30%
40%
50%
60%
70%
80%
90%
100%
initial final
captures
fissions
Am241
Am243
(estimations après 5 années
en cœur RNR)

25. TRANSMUTATION : LES OPTIONS
Mode homogène : dilution des AM
dans l’ensemble des combustibles du cœur
teneurs AM limitées à qq %
Mais contraintes d’exploitation sur tous les combustibles
Mode hétérogène : AM recyclés
dans des assemblages spécifiques
Nombre limité d’assemblages contenant les AM
Mais Objets concentrés, complexes et fortement sollicités
Strate dédiée: AM recyclés
dans des réacteurs spécifiques (ADS)
Mais systèmes de très haute technicité (faisabilité , coût ?)

26. Scénarios
Pas de
transmutation
Transmutation tous les AM Transmutation Am seul
homogène hétérogène ADS homogène hétérogène
Combustible RNR cœur RNR cœur CCAM ADS cœur RNR cœur CCAm
Puissance
thermique
W/kg
(val. relative)
(1) (6) (35) (110) (2) (5)
Emission
neutronique
(val. relative)
(1) (120) (1600) (3500) (1,4) (3)
0
20
40
60
80
100
120
140
160
180
2010 2030 2050 2070 2090 2110 2130 2150
Année
Massed'AM(tonnes)
F4 - RNR Pu
F1G - RNR CCAM
F1J - RNR CCAm
F2A - RNR Pu+AM
F2B - RNR Pu+Am
F7 - RNR Pu + ADS
Sans
transmutation
Transmutation
Am seul
Transmutation
AM
Réacteur;
72,4%
Fabrication
combustible;
4,8%
Traitement;
1,6%
Transport
comb.; 1,1%
Conversion
Enrich.; 1,4%
Extraction
minière;
18,6%
Répartition dosimétrie cycle actuel
CONDITIONS DE MISE EN OEUVRE

27. On évalue ici le « bilan économique » de diverses options de transmutation,
en évaluant le coût moyen actualisé du kWh ,
par rapport à une référence constituée par un parc de RNR recyclant U et Pu
0
5
10
15
20
25
30
CCAm 10 cycles AM Homogène Am Homogène RNR+ADS
Surcoût(%)
Approche A
Approche B
Valeur basse
Valeur haute
Exploitation
22%
Combustible
7%
Investissement
71%
Réacteurs
(investissements)
Réacteurs
(exploitation)
Cycle du combustible
Structure des coûts parc RNR
(calculs CEA)
EVALUATION COÛT DE LA TRANSMUTATION

28. EN CONCLUSION…
- Le recyclage,
un point-clé pour des systèmes nucléaires durables
- Recycler au sein de réacteurs aptes à tirer le meilleur
parti des matières:
les réacteurs de 4ème génération à neutrons rapides
- Une approche progressive:
- le plutonium, premier enjeu!
- les actinides mineurs, des attraits
mais perspectives industrielles encore éloignées
- Le programme ASTRID porte aujourd’hui ces enjeux de
progrès
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29. | PAGE 29
Commissariat à l’énergie atomique et aux énergies alternatives
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