Intervention de Maurice Leroy

Réunion du 17 juin 2015 à 17h00
Office parlementaire d'évaluation des choix scientifiques et technologiques

Photo issue du site de l'Assemblée nationale ou de WikipediaMaurice Leroy, vice-président de la CNE :

La loi de 2006 dispose que les recherches sur la séparation et la transmutation des éléments radioactifs à vie longue doivent être conduites en relation avec celles menées sur les nouvelles générations de réacteurs nucléaires, dans la lignée du forum Génération IV.

Des organismes de recherche (CNRS, universités françaises, SCK-CEN en Belgique) explorent les possibilités que pourraient offrir une filière au thorium ou le couplage d'accélérateurs avec des réacteurs (ADS), pour produire de l'énergie et transmuter les éléments radioactifs à vie longue.

Pour sa part, le CEA s'est vu confier le développement et la maîtrise d'ouvrage du démonstrateur technologique Astrid, réacteur à neutrons rapides refroidi au sodium (RNR-Na) de quatrième génération qui utilisera comme combustible du plutonium et de l'uranium appauvri. En 2050, nous disposerons d'environ 450 000 tonnes d'uranium appauvri provenant de l'enrichissement. La recherche et développement porte également sur le cycle des matières, uranium et plutonium, puisque, dans les concepts de réacteur à neutrons rapides le combustible plutonium est issu du recyclage des combustibles et, que, à terme, le cycle du combustible sera fermé. Les réacteurs à neutrons rapides peuvent être iso-générateurs – c'est-à-dire produire autant de plutonium qu'ils en consomment –, surgénérateurs – en produire plus qu'ils n'en consomment –, ou sous-générateurs, ce qui permet de consommer le plutonium en fin de cycle.

Le retour d'expérience acquis en France et dans les autres pays du Forum Génération IV sur les RNR-Na est conséquent, puisqu'il est de l'ordre de quatre cents années. Le démonstrateur technologique Astrid doit prouver qu'un certain nombre d'innovations permettront d'atteindre un degré de sûreté supérieur à celui des réacteurs de troisième génération, du type de l'EPR, en intégrant le retour d'expérience de Fukushima. Le système de conversion de l'énergie sodium-gaz, couplé à une turbine à gaz, qui évite tout contact sodium-eau, constituerait un saut technologique en rupture totale avec le passé. Certains évoquent un nouveau Superphénix, alors que ce dernier comportait un circuit primaire sodium, un circuit secondaire sodium et de l'eau pour transmettre l'énergie. Dans ce nouveau système, l'eau est remplacée par de l'azote, ce qui évite tout risque de contact entre le sodium et l'eau. La Commission recommande que la recherche et le développement sur les échangeurs sodium-gaz et sur le couplage d'Astrid à des turbines à gaz soient intensifiés.

Le CEA met progressivement en place un dispositif très conséquent pour atteindre les objectifs du programme Astrid. L'avant-projet sommaire du réacteur enregistre des progrès continus. La recherche et le développement sont poursuivis en France, dans les installations du CEA ou dans le cadre de partenariats forts avec l'industrie, et à l'étranger. La Commission recommande de renforcer les liens entre les partenaires dans la perspective de leur engagement ferme dans la mise en oeuvre du projet. Lorsque le projet va se développer, un engagement long et durable des industries concernées sera en effet nécessaire.

La mise en oeuvre d'Astrid doit également permettre d'étudier la transmutation de l'américium et la consommation du plutonium existant, en fin de cycle, lorsque sera décidé l'arrêt du parc de réacteurs à neutrons rapides. Le combustible chargé en américium qui serait mis en couverture des coeurs de réacteurs à neutrons rapides pour la transmutation, serait constitué d'une céramique d'oxyde mixte UAmO2, préparée selon le procédé de métallurgie des poudres, exactement comme l'oxyde UPuO2 utilisé pour les combustibles MOX. Les études portent sur l'optimisation de ce combustible. La Commission considère que le CEA doit poursuivre les études fondamentales sur les propriétés des oxydes U-Am et sur leur mise en forme pour fabriquer ultérieurement le combustible. En effet, le comportement de ces oxydes mixtes est différent de celui des oxydes U-Pu. La possibilité de la transmutation de l'américium dépend des conclusions de ces études.

Aucun commentaire n'a encore été formulé sur cette intervention.

Inscription
ou
Connexion