Rapport CAS Technologies competitives - D'Dline 2020

Le nucléaire
plus forte énergie, ce qui suppose l’utilisation de combustibles de concentrations plus
élevées en matériaux fissiles (typiquement de l’ordre de 20 % à 30 % en plutonium ou
en uranium 235).
Un avantage décisif des neutrons rapides tient à la valorisation du plutonium 1 par son
multi-recyclage. En effet, le spectre rapide permet de brûler tous les isotopes du
plutonium sans dégrader sa composition isotopique, grâce à la conversion de
l’uranium 238 en plutonium. Dans ce type de cycle, il faut juste compenser les
quantités d’uranium 238 ayant été converties en plutonium, ce qui permet de valoriser
tout l’uranium contenu dans le minerai. Dans un système électronucléaire, les
réacteurs à neutrons rapides pourraient ainsi jouer un rôle régulateur en gérant au
mieux le cycle du plutonium et en valorisant l’uranium appauvri.
En outre, les réacteurs à neutrons rapides limitent la production d’actinides mineurs
(éléments radioactifs de longue durée issus de la capture successive de neutrons par
les noyaux du combustible, présents à hauteur de 0,1 % dans le combustible usé 2 ). Ils
permettent également d’envisager la transmutation des actinides mineurs 3
en
radioisotopes de radiotoxicité à long terme réduite : la séparation suivie de la
transmutation des actinides mineurs dans les RNR permettrait, si cette option était
retenue, de réduire la puissance thermique résiduelle des déchets ultimes.
Afin de ne pas ralentir les neutrons, dans un réacteur à neutrons rapides, il est
nécessaire d’utiliser un fluide caloporteur adapté. Le sodium dispose des qualités
requises pour un tel réacteur et peut-être utilisé jusqu’à 550 °C. Les réacteurs à
neutrons rapides refroidis au sodium (RNR-Na) présentent donc un autre avantage par
rapport au REP dont la température de l’eau est limitée à 270 °C en permettant un
rendement plus élevé du turbo alternateur (40 % environ, contre 33 % pour un REP).
Les principaux défis à relever avant le déploiement de RNR-Na de quatrième
génération concernent essentiellement :
−
l’atteinte d’un niveau de sûreté au moins équivalent à celui d’un réacteur de
troisième génération comme l’EPR 4 ;
− la simplification du système et la réduction de son coût d’investissement ;
− la prise en compte dès la conception des exigences spécifiques concernant les
inspections en service, la manutention et les réparations éventuelles ;
− la réduction des risques de prolifération ;
(1) S’agissant de la valorisation du plutonium, la situation en France est actuellement la suivante :
80 % du combustible d’oxyde d’uranium usé est retraité afin d’en extraire le plutonium (environ
1 %) et l’uranium (94 %). Le plutonium ainsi obtenu est recyclé dans la fabrication d’un combustible
d’oxydes mixtes d’uranium et de plutonium (MOX) contenant 8 % à 10 % de plutonium. Une fois
utilisé, ce combustible contient encore 4 % de plutonium mais la dégradation de sa composition
isotopique empêche sa réutilisation dans un réacteur à neutrons thermiques : les combustibles
MOX usés sont donc entreposés en attente d’un traitement éventuel futur pour recyclage dans des
RNR ou, éventuellement, dans des réacteurs à eau légère améliorés permettant ce multi-recyclage.
(2) La fission des actinides mineurs est bien plus probable en spectre rapide qu’en spectre
thermique.
(3) Par ordre décroissant de radiotoxicité, il s’agit de l’américium, du curium et du neptunium.
Source : CEA.
(4) Voir infra, paragraphe 2.6.
Centre d’analyse stratégique - 69 - Août 2012
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