Loi du 28 juin 2006
relative à la gestion durable des matières et déchets radioactifs
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et 15 années de recherches selon divers axes:
entreposage, st...
La séparation et la transmutation des éléments à vie longue: Les études et recherches sont conduites
en relation avec cell...
Loi du 28 juin 2006
relative à la gestion durable des matières et déchets radioactifs
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Fabrication
du combustible
Enrichissement
de l’uranium
Activités minières
et raffinage
UOXusé
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Fabrication
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Enrichissement
de l’uranium
Activités minières
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Enrichissement
de l’uranium
Activités minières
et raffinage
RETRAITEMENT
DECHETS
PF et
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LES DECHETS NUCLEAIRES
VERRES
COQUES
TECHNOLOGIQUES
150 litres,
PF #15%, #2KW,>15 000 TBq
10-15 conteneurs/réacteur/an
Fabrication
du combustible
Enrichissement
de l’uranium
Activités minières
et raffinage
RETRAITEMENT
DECHETS
PF et
actinide...
POUR UNE GESTION DURABLE DES MATIERS ET DECHETS:
1 - FERMER LE CYCLE DU PLUTONIUM
LA GESTION ACTUELLE:
• 10 tonnes /an de ...
LA GESTION ACTUELLE :
- 7000 tonnes/an d’ U appauvri
- en 2035 : 450 000 tonnes [inventaire national Andra ]
- et quelques...
Fabrication
du combustible
Enrichissement
de l’uranium
Activités minières
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RETRAITEMENT
DECHETS
PF et
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COAL
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URANIUM
50 Gtep
7000 Gtep
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LES RECHERCHES MENEES AU CEA
Une gestion durable des matières et déchets radioactifs passe par un
recyclage systématique d...
LE PROGRAMME ASTRID
Les réacteurs à neutrons rapides à l’étude sont:
- la filière RNR-Na (refroidis au sodium), la référen...
LE PROGRAMME ASTRID (suite)
mené dans un large cadre coopératif
(y compris à l’international)
en phase AVP2 depuis début 2...
Pu dans MOX usés
recyclés dans MOX RNR
pour lancer le déploiement RNR
DES PARCS
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FLEXIBLES
2035 : >...
LA SEPARATION DES ACTINIDES MINEURS
- développement d’étapes complémentaires au procédé actuel de retraitement
(récupérer ...
APM
Atelier de retraitement en cours d’assainissement
PHENIX
LA TRANSMUTATION DES ACTINIDES MINEURS
20-24
21-23
19-23
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TRANSMUTATION : LES OPTIONS
Mode homogène : dilution des AM
dans l’ensemble des combustibles du cœur
teneurs AM limitées à...
Scénarios
Pas de
transmutation
Transmutation tous les AM Transmutation Am seul
homogène hétérogène ADS homogène hétérogène...
On évalue ici le « bilan économique » de diverses options de transmutation,
en évaluant le coût moyen actualisé du kWh ,
p...
EN CONCLUSION…
- Le recyclage,
un point-clé pour des systèmes nucléaires durables
- Recycler au sein de réacteurs aptes à ...
| PAGE 29
Commissariat à l’énergie atomique et aux énergies alternatives
Centre de Saclay | 91191 Gif-sur-Yvette Cedex
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Pour un nucléaire "durable"

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- 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

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Pour un nucléaire "durable"

  1. 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. 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. 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. 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. 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. 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. 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. 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. 9. LES DECHETS NUCLEAIRES VERRES COQUES TECHNOLOGIQUES 150 litres, PF #15%, #2KW,>15 000 TBq 10-15 conteneurs/réacteur/an
  10. 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. 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. 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. 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. 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. 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. 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. 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. 18. 99Tc 99Ru stable 100Tc 100Ru stable 15,8 s210000 ans transmutation LE PRINCIPE DE LA TRANSMUTATION
  19. 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. 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. 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. 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. 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. 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 12-16 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 15-20 16-19 16-18 15-19 14-20 14-21 14-22 14-23 14-24 14-25 14-26 15-26 16-26 17-26 18-26 20-25 19-26 21-24 22-23 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 14-19 13-19 13-20 13-21 12-21 12-20 13-22 12-22 13-23 12-23 13-24 12-24 13-25 12-25 12-26 13-26 12-27 13-27 12-28 14-27 13-28 15-27 14-28 16-27 15-28 17-27 16-28 17-28 18-27 18-28 19-27 20-27 19-28 20-28 21-26 21-27 22-25 22-26 23-24 23-25 24-24 24-23 25-22 25-23 26-21 26-22 27-20 27-21 27-19 28-20 28-1927-18 28-1827-17 28-17 28-16 27-16 27-15 28-1527-14 28-1427-13 20-20 28-13 28-12 26-13 27-12 25-13 26-12 24-13 25-12 23-13 24-12 22-13 23-12 21-13 22-12 20-13 21-12 20-12 19-14 19-13 18-15 18-14 17-15 18-23 21-22 23-19 22-17 19-18 17-21 08-27 15-15 14-15 15-14 13-14 14-13 24-25 25-24 25-25 28-21 28-22 17-13 30-20 17-12 19-11 22-10 23-10 24-10 25-10 26-10 27-10 28-11 30-10 30-11 30-12 30-13 30-14 30-15 30-16 30-17 30-18 30-19 11-27 10-28 09-29 08-30 07-31 27-11 28-10 29-09 30-08 31-07 19-31 31-19 07-30 18-11 20-10 23-09 24-09 25-09 26-09 27-09 28-09 21-07 22-07 23-07 24-07 25-07 26-07 27-07 28-07 29-07 30-07 31-08 29-10 31-09 31-10 07-21 31-11 07-22 31-12 07-23 31-13 07-24 31-14 07-25 31-15 07-26 31-16 07-27 31-17 07-28 31-18 07-29 08-28 08-29 09-28 09-30 30-09 27-08 28-08 29-08 09-18 10-17 11-16 12-15 15-12 16-11 17-10 18-09 14-16 13-16 13-17 12-17 12-18 11-18 11-23 11-19 10-20 11-21 11-22 10-22 10-23 09-23 11-24 10-24 09-24 11-25 11-2610-25 09-25 09-26 09-27 10-27 10-26 11-28 10-29 11-29 10-30 11-30 19-30 21-29 22-27 24-26 27-22 27-23 16-14 29-21 16-13 18-12 21-11 22-11 23-11 24-11 25-11 26-11 29-11 29-12 29-13 29-14 29-15 29-17 29-18 29-19 29-20 12-30 13-30 15-30 17-30 14-30 16-30 18-30 12-29 20-29 22-28 23-26 13-29 14-29 16-29 18-29 15-29 17-29 19-29 10-31 18-31 20-30 21-28 23-27 26-23 26-24 11-31 12-31 14-31 16-31 13-31 15-31 17-31 08-31 09-31 29-16 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 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18-09 14-16 13-16 13-17 12-17 12-18 11-18 11-23 11-19 10-20 11-21 11-22 10-22 10-23 09-23 11-24 10-24 09-24 11-25 11-2610-25 09-25 09-26 09-27 10-27 10-26 11-28 10-29 11-29 10-30 11-30 19-30 21-29 22-27 24-26 27-22 27-23 16-14 29-21 16-13 18-12 21-11 22-11 23-11 24-11 25-11 26-11 29-11 29-12 29-13 29-14 29-15 29-17 29-18 29-19 29-20 12-30 13-30 15-30 17-30 14-30 16-30 18-30 12-29 20-29 22-28 23-26 13-29 14-29 16-29 18-29 15-29 17-29 19-29 10-31 18-31 20-30 21-28 23-27 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. 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. 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. 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. 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 | PAGE 28
  29. 29. | PAGE 29 Commissariat à l’énergie atomique et aux énergies alternatives Centre de Saclay | 91191 Gif-sur-Yvette Cedex T. +33 (0)1 64 50 25 85| F. +33 (0)1 64 50 11 86 Etablissement public à caractère industriel et commercial | RCS Paris B 775 685 019 Merci de votre attention

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