- Sachant que Superphénix a fonctionné moins de 10 mois en équivaient pleine puissance depuis son démarrage il y a douze ans,
     - Sachant qu'il a été l'objet d'incidents répétés (4.000 jours d'arrêt!),
     - Connaissant les dangers potentiels que constituent les composants présents sur le site (risque de sodium, plutonium: rappelons qu'un millionième de gramme tue une personne et qu'il y en a 4.500kg à Superphénix),

Pourquoi l'arrêt de Superphénix est impossible à éviter
     Dans son rapport de 1996 la Cour des Comptes avait précisé les points suivants:
     «La cour a examiné les comptes et la gestion de la société NERSA, filiale majoritaire d'Électricité de France, créée en commun avec des sociétés italienne et allemande afin de réaliser la construction du récteur à neutrons rapides Superphénix sur le site de Creys-Malville (Isère) et d'en assurer le fonctionnement. EDF joue un rôle préponérant dans la gestion courante de la société et l'exploitation de la centrale.
     Les incidents et défaillances qui ont marqué la centrale Superphénix depuis son démarrage ont limité à trente mois au total la durée de son fonctionnement entre 1986 et 1994, et le réacteur n'a été couplé au réseau EDF que durant environ dix mois. Bien qu'il ait recommencé à fonctionner depuis septembre 1995, des interrogations demeurent sur l'utilité et la pérennité de cet équipement.
     La Cour a relevé des choix comptables contestables et des lacunes dans la gestion de la société NERSA. Au-delà de ces observations, elle a cherché à évaluer, selon une approche comptable et à partir de trois hypothèses de production, le coût prévisionnel de la centrale à la date du 31 décembre 2000, terme du protocole d'accord qui lie les actionnaires de NERSA, étant précisé toutefois que le terme prévisible du fonctionnement serait, selon EDF, le 31 décembre 2015.
     Il ressort des calculs, examinés contradictoirement avec EDF et NERSA mais qui doivent être interprétés avec prudence, que ce coût erait de l'ordre de 60 milliards de francs. Ce bilan prévisionnel ne tient toutefois pas compte des retombées attendues en termes de recherche et de solution des problèmes de retraitement des combusibles nucléaires ou d'élimination des déchets radioactifs.»
     De fait le redémarrage de Superphénix s'est fait dans une grande précipitation en 1994. Et pourtant aussi bien le rapport Curien (décembre 1992), ceux de la DSIN (1992, 1994) et celui de Castaing (1996) mettaient en évidence l'existence de graves problèmes technques non résolus.

Nous demandons, suivant en cela le Conseil d'État que Superphénix soit mis en démantèlement car les réserves portant sur la sûreté du réacteur qui avaient été laites par l'autorité de sûreté n'ont jamais été levées.
     En particulier l'incendie dans le réacteur japonais Monju a permis de se rendre compte que les codes de calculs français sont incapables de modéliser un tel accident. Comme ces codes ont servi à définir les travaux nécessaire à la protection incendie, tout est à revoir.

Et les déchets
     Le GSIEN ne croit pas à la logique industrielle des «Réacteurs à Neutrons Rapides - Sodium - Uranium - Plutonium» (RNR). Elle conduit à une machine beaucoup trop complexe pour avoir une fiabilité industrielle en accord avec les exigences de sûreté. Elle impose la voie du retraitement des combustibles irradiés et produit des quantités de transuraniens à vie longue dont l'hypothétique destruction est problématique.
     Les problèmes d'inventaire du Plutonium et des actinides semblent être dans une impasse avec ce type de filière. En suivant cette voie, notre souci de ne pas léguer aux générations futures une situation irréversible conduit à ce qu'au moment où une civilisation techniquement plus évoluée déciderait d'arrêter l'utilisation de cette filière ou même de ne plus avoir recours au nucléaire, elle serait obligée de faire fonctionner tout un parc de RNR pendant environ un siècle pour résorber partiellement l'inventaire de ces produits radiotoxiques.
     Comme le mentionne la Cour des Comptes:
     «JI en ressort que l'ensemble du parc français des réacteurs à eau pressurisée (R.E.P.) produit chaque année environ 11 tonnes de plutonium et 1,1 tonne d'actinides mineurs; les capacités du surgénérateur ne sont pas à la hauteur de ces besoins d'élimination: ce dernier ne permet de réduire la production annuelle de plutonium que de 2% environ et ne saurait donc participer à la stabilisation du stock de plutonium en France. Pour enrayer le gonflement de ce stock, il faudrait construire un tel nombre de réacteurs à neutrons rapides que cette perspective est irréaliste.»

Le démantèlement
     La mise à l'arrêt de Superphénix ne signifie pas arrêt des activités sur le site.
     Tout d'abord on va enfin retirer les assemblages du coeur à l'aide de la nouvelle machine de déchargement. Cette opération durera environ 8 à 9 mois. Le combustible sera transféré dans l'atelier (APEC) prévu pour son entreposage avant transfert sur un site comme la Hague.
     On pourra alors vidanger le sodium primaire. Dans un premier temps on va stocker d'un côté les assemblages chargés en plutonium et de l'autre le sodium. On aura sur le site un risque nucléaire et un risque chimique mais ce ne sera plus dans la même cuve. Il faudra mettre l'installation en sécurité ce qui va exiger un personnel compétent et connaissant bien le réacteur.
     On pourra envisager l'évacuation du combustible au bout d'un temps oscillant entre 3 et 5 ans et à condition d'avoir défini une stratégie quant à son devenir.
     En ce qui concerne le sodium, sa neutralisation par transformation en soude est une opération longue et difficile. Rappelons que le traitement du sodium du petit Rapsodie, premier RNR français, a conduit à une explosion qui a coûté la vie à un des opérateurs et en a blessé 3 autres.
     La suite des opérations sera le démantèlement du réacteur lui même et de ses annexes. Ces opérations sont encore balbutiantes et mal définies. Le démantèlement de Brennilis, le petit réacteur breton des Monts d'Arrée (70 MWé) est toujours à l'étude, 12 ans après son arrêt en 1985. Il est assez évident que pour Superphénix (1 200 MWé) 10 à 20 ans seront probablement nécessaires.
     En conséquence les entreprises qui oeuvraient sur le site pour effectuer les différents travaux de mise en conformité seront probablement appelées à continuer. Évidemment ce ne seront pas forcément les mêmes spécialités qui seront requises mais cela ne change guère l'impact économique du chantier dans le futur immédiat et permet de préparer le futur plus lointain de la région.
     Quant au coût du démantèlement, NERSA a du, comme le demande la loi, provisionner. EDF a, donc normalement, payé sa quote part mais les autres partenaires aussi.

     En 1995 une étude du ministère de l'Economie chiffrait l'arrêt direct (à cette date) de Superphénix à 20,4 milliards se décomposant comme suit:
     - remboursement de la dette 8,9 milliards
     - mise à l'arrêt 3 milliards
     - retraitement du combustible 3 milliards
     - démantèlement 5,5 milliards

1) Des incidents et des défaillances dans l'exploitation
     Peu après son démarrage, la centrale de Creys-Malville a été confrontée à d'importantes difficultés:
     - en mars 1987, la découverte d'une avarie - une fuite de sodium du barillet d'alimentation des éléments combustibles - conduit à l'arrêt de la centrale et, à la demande des autorités de sûreté, à des améliorations en matière de dispositifs de sécurité;
     - après un redémarrage autorisé enjanvier 1989, Superphénix subit un arrêt technique prolongé de septembre1989 à avril 1990. En juillet 1990, une pollution de sodium du circuit primaire par une entrée d'air conduit à l'arrêt quasi complet de la centrale pratiquement jusqu'en 1995.
     A la suite de ces incidents, l'autorité de sûreté nucléaire a rendu un rapport le 16 juin 1992 recommandant la réalisation de travaux contre les feux de sodium (2) et un redémarrage à 30% de la puissance. Au vu de ces conclusions, le gouvernement a suspendu le redémarrage de la centrale à l'exécution de ces travaux ce qui, de facto, a eu pour effet de le reporter à une date ultérieure. La centrale ayant alors connu deux années d'interruption consécutive, l'autorisation de redémarrage a été subordonnée aux résultats d'une enquête publique préalable, conformément aux termes du décret du 11 décembre 1963 relatif aux installations nucléaires de base (I.N.B.).
     Durant cette période, des études de sûreté, des essais et divers travaux d'amélioration de la centrale ont été réalisés; en outre un rapport a été demandé en 1992 par le Premier ministre chargé de la recherche, sur l'incinération des déchets nucléaires et les conditions dans lesquelles Superphénix pouvait y participer.
     Le 18 janvier 1994, le directeur de la sûreté des installations nucléaires a conclu à une remise en route «conditionnelle» du réacteur. Un décret du 11 juillet 1994 autorisait de nouveau la centrale à fonctionner mais en réorientant ses missions puisque ce prototype industriel devait désormais fonctionner dans «des conditions privilégiant explicitement la sûreté et l'acquisition des connaissances dans un objectif de recherche et de démonstration».
     Au total, depuis son démarrage en 1986 et jusqu'au 31 décembre 1994, le réacteur aura fonctionné pendant trente mois. Durant cette période, il aura été couplé au réseau EDF pendant 7.430 heures, soit un peu plus de dix mois représentant un taux de disponibilité inférieur à 10% etune production totale de 4,5 milliards de kWh. Depuis l'autorisation de redémarrage, enjuillet 1994, le réacteur n'a fonctionné que deux jours en 1994. Il a recommencé à fonctionner depuis le mois de septembre 1995 et a atteint progressivement le seuil de 50% de sa puissance.

2) Des interrogations sur l'utilité et la pérennité de cet équipement
     Le décret précité du 11juillet1994 a modifié la mission initiale de Superphénix. La centrale ne doit plus être considérée comme une unité de production mais comme un outil de recherche et de démonstration au service d'un programme d'acquisition des connaissances (P.A.C.). Celui-ci a pour objet à la fois:
     - la démonstration du fonctionnement d'un prototype de réacteur de la filière R.N.R.;
     - l'étude des moyens de réduction de la production du plutonium dans cette installation;
     - les recherches sur l'incinération de certains déchets radioactifs comme les actinides mineurs (programme SPIN: séparation poussée et incinération).

II. - LA GESTION DE LA SOCIÉTÉ A ÉTÉ MARQUÉE PAR DES LACUNES ET DES CHOIX COMPTABLES
CONTESTABLES
     EDF joue un rôle prépondérant dans la gestion courante de NERSA ; ce rôle résulte des clauses d'une convention signée le 28 décembre 1973. L'établissement fourrnit la majorité du personnel d'exploitation dont le chef de la centrale; il assure l'approvisionnement en combustible et procure à NERSA une assistance administrative et financière, en particulier par l'intermédiaire de sa filiale à 100%, la S.A.P.A.R. (Société anonyme de gestion et de contrôle des participations d'Électricité de France). Les dysfonctionnements constatés dans la gestion courante de la société NERSA sont aussi imputables à EDF.

l°) Des choix de méthodes comptables contestables
     L'examen des comptes de la société appelle des observations particulières dans trois domaines où les choix effectués par NERSA et EDF apparaissent contestables.  

L'étalement des dépenses de préexploitation
     Les dépenses de charges à répartir (formation des personnels chargés de la mise en service et de l'exploitation du site et les frais de location du plutonium antérieurs au premier couplage au réseau de la centrale) sont étalées sur trente ans.
     Comme pour les pertes de change et pour la même raison, cet étalement est contestable du point de vue fiscal.

La provision pour démantèlement
     Cette provision constituée selon les normes retenue par EDF comme pour une centrale nucléaire classique (du type R.E.P.) et destinée à faire face au coût engendré par l'arrêt définitif de la centrale a vu sa base de calcul modifiée à compter de l'exercice 1992.
     Toutefois, la société a décidé d'étaler le rattrapage lié au changement de méthode sur la durée de vie restante de la centrale, minorant de 740 millions de francs la provision de l'année 1992 (212 millions au lieu de 952 millions). La solution retenue ne modifie pas le résultat comptable de NERSA mais elle n'est pas neutre pour EDF, car elle pourrait lui permettre de contourner en partie les règles relatives à la limitation dans le temps des reports déficitaires.
     Lors de l'audition tenue à la Cour le 1er avril 1996 sur les comptes et la gestion de NERSA, le représentant du ministère de l'industrie a d'ailleurs déclaré qu'après nouvelles études l'estimation du coût du démantèlement des réacteurs de puissance demeurait incertaine et que, tant pour l'entreprise que pour la tutelle, cette incertitude se trouvait accentuée dans le cas de Superphénix en raison de son caractère de prototype.

2°) Une gestion peu efficace des moyens
     Le constat dressé par la Cour lors de son enquête souligne des insuffisances dans deux domaines:

La gestion de la dette NERSA
     Les besoins de fmancement de NERSA pour la construction de la centrale ont été couverts par des emprunts collectifs garantis par les trois partenaires (EDF, E.N.E.L., S.B.K.) et par des emprunts particuliers garantis par chacun d'eux. Après avoir atteint un encours maximum de 18 milliards en 1988, l'endettement a été ramené à 10 milliards au 31 décembre 1994. La société connait un désendettement rapide de l'ordre de 1,5 milliard par an (73% des remboursements sont concentrés entre 1995 et 1997), ce qui devrait ramener le niveau de sa dette à zéro en l'an 2004.
     NERSA ne se livre pas à une gestion active de sa dette qui lui permettrait, en profitant des opportunités offertes sur les marchés, d'alléger ses frais financiers. Ainsi, en 1995, le taux d'intérêt moyen de la dette de NERSA s'élevait à 7,91%, ce qui paraît élevé.

Les procédures
     La Cour a relevé des défaillances en matière de contrôle interne, certaines sorties de matériels de l'actif ayant été effectuées à tort ou ne pouvant guère être justifiées par l'entreprise. Il est apparu, en outre, que les services de NERSA n'avaient réalisé aucun inventaire général en 1992 et seulement des inventaires partiels en 1990 et 1991. Ce laisser-aller peut étonner dans une entreprise de cette dimension et le cette nature. Cette situation a toutefois été améliorée à la suite du  contrôle de la Cour.

     A partir de données fournies par EDF, la Cour a évalué le coût de la centrale. La méthode retenue est celle du coût «comptable», qui rend en compte les éléments figurant dans la comptabilité de NERA. Cette méthode est adaptée à la démarche de la Cour qui consiste à dresser un bilan prévisionnel de l'expérience. Elle ne saurait, en revanche, être utilisée pour fonder d'éventuelles décisions relatives à la poursuite ou à l'arrêt de la centrale.
     Les coûts ci-après sont corrigés de l'inflation et exprimés en francs onstants 1994. Ils ne sont pas exhaustifs; ils n'incluent pas les lourdes charges de recherche et de développement supportées penlant de longues années par le CEA, voire par EDF elle même.
     Deux hypothèses pourraient être retenues pour l'arrêt de la centrale. La première correspond à un arrêt au 31 décembre 2000, date d'expiration du protocole d'accord signé par les trois partenaires de NERSA le 15 septembre 1995 la deuxième hypothèse est celle de la poursuite de l'exploitation de la centrale jusqu'à son terme normal, soit le 3l décembre 2015.

1) Coût au 31 décembre 2000
     Le coût de la centrale en cas d'arrêt en 2001 est constitué par: le coût constaté au 31 décembre 1994, tel qu'il résulte des documents comptables de NERSA; les dépenses de fonctionnement futures dininuées de la production prévisionnelle ; et les charges qui sont liées la mise à l'arrêt et au démantèlement de la centrale.

a) Coût comptable de la centrale jusqu'au 31décembre 1994
     Les éléments de ce coût ne sont pas contestables: ils sont extraits le la comptabilité de NERSA.
     Ils comprennent, en dépenses, les charges supportées par les actionnaires de la société aussi bien en exploitation qu'en investissenent; le coût de la construction de la centrale est donc pris en compte à concurrence des annuités d'emprunt payées jusqu'au 31 décembre 1994. Les produits d'exploitation correspondent à la production effective d'énergie.
     Le coût de la centrale, au 31 décembre 1994, s'établit à 34,4 millards en francs 1994.

b) Coût prévisionnel de 1995 à 2000
     Le coût de la centrale sur la période sera égal aux dépenses nécesaires au fonctionnement futur de l'installation, diminuées de la valeur de la production prévisionnelle.
     Les dépenses futures, calculées sur la base des charges constatées en 1995, peuvent, sauf incident technique important, être évaluées avec un degré de probabilité élevé à 7 milliards de francs, jusqu'au 31 décembre 2000.
     La valorisation de la production est plus délicate dès lors qu'elle fera fonction des taux de disponibilité de la centrale et du coût du kiowatt-heure.
     Trois scénarios ont été retenus, correspondant aux taux de disponibilité respectivement de 35%, 46% et 60%; ces taux ont été appliqués à la production maximale théorique. La production est ensuite valorisée forfaitairement à 25 centimes le kilowatt-heure. Ce coût, que la Cour n'est pas en mesure de vérifier, lui a été fourni par EDF et serait celui du coût moyen de production actuel du parc nucléaire. Sur ces bases, les produits seraient selon le taux de disponibilité de 5.3, 7 ou 9 milliards de francs.

c) Charges supplémentaires en cas d'arrêt de la centrale
     En cas d'arrêt de la centrale, NERSA sera conduite àconstater comptablement des charges supplémentaires représentées principalenent par : l'amortissement des immobilisations corporelles et des charges à répartir la consommation du stock de combustible les dépenses de retraitement du combustible; les charges de la période de post-exploitation et de démantèlement de la centrale.
     Si les charges d'amortissement peuvent être exactement calculées, le coût de la période de post-exploitation et de démantèlement ne peut donner lieu qu'à une évaluation incertaine.
     Les frais dits de post-exploitation ou de mise à l'arrêt définitif qui pourront pendant six à dix ans ont été évalués selon une hypothèse conservatoire ; ils ne sont pas actuellement provisionnés.

2) Coût en cas de poursuite de l'exploitation jusqu'en 2015
     La Cour n'a pas cru pouvoir chiffrer le coût de la centrale jusqu'au terme prévisible de son fonctionnement en 2016.
     En effet, à échéance d'une vingtaine d'années, les données actuelles de l'économie de l'énergie peuvent être profondément bouleversées, et Superphénix peut, d'ici là, se trouver en concurrence avec des énergies dont les coûts de production auraient sensiblement varié.
     Comme les responsables d'EDF l'ont soutenu devant la Cour lors de leur audition et comme le rappelle le directeur général de l'énergie, la méthode «comptable» doit faire place, sur le long terme, à un calcul économique qui fournit les éléments d'un arbitrage entre les différents scénarios d'arrêt de la centrale et autorise la comparaison avec les autres modes de production de l'électricité.
     Le bilan de l'expérience de la surgénération apparait aujourd'hui défavorable dans tous les cas sur le plan financier.
     Ces résultats doivent être interprétés avec prudence. En effet, ces évaluations excluent toutes dépenses exceptionnelles liées à la survenance d'incidents de fonctionnement comme Superphénix a pu en connaître dans le passé.
     En revanche, ce bilan ne peut pas encore tenir compte des retombées attendues du programme de recherche et de la contribution espérée de Superphénix à la solution des problèmes liés au recyclage du plutonium et à l'élimination des déchets radioactifs à haute activité.
     Au surplus, toute comparaison entre le coût de Superphénix et celui d'une centrale nucléaire classique devrait prendre en compte le caractère de prototype de la centrale de Creys-Malville et les délais induits par les procédures exceptionnelles auxquelles est soumis le fonctionnement de la centrale.
     Enfm, les coûts ci-dessus ne sont pas à la seule charge d'EDF Jusqu'à la fin de l'année 2000, l'entreprise publique bénéficie de la mutualisation des charges que le système de NERSA a instituée entre ses actionnaires. A compter de 2001, le retrait éventuel des partenaires d'EDF créerait, à cet égard, une situation nouvelle.

1. ÉTUDES RÉACTEUR ET CYCLE DU COMBUSTIBLE
     Produire moins d'actinides mineurs en réacteur est une première voie de réflexion. Les performances comparées des réacteurs recyclant du Plutonium ont montré sous cet angle les qualités des RNR et les désavantages des recyclages successifs en REP.
     Éliminer les actinides produits et récupérés à l'issue du retraitement pour minimiser la quantité ultime à stocker est une autre voie. Il convient alors de démontrer la faisabilité de l'incinération en réacteur le puissance et en évaluer l'impact sur le fonctionnement du coeur du réacteur.
     A cet égard, le recyclage des actinides mineurs dans les REP et les RNR est étudié sous la forme homogène (actinides mineurs mélangés au combustible standard) et sous la forme hétérogène (actinides mineurs sous forme de cibles, séparées du combustible standard).
     Par exemple, en mode homogène, 50% du Neptunium et de l'Américium introduits à une teneur massique initiale de 2,5% dans le coeur l'un RNR du type de l'European Fast Reactor (EPR) sont incinérés. Le coeur consomme alors globalement 8kg d'actinides mineurs par TWh.
     En mode homogène, un scénario d'incinération d'Américium dans les assemblages cibles (40% AmO₂ + 60 % MgO) placés dans la première couverture radiale d'un coeur de type EPR présente un taux d'incinération supérieur à 60% pour une durée d'irradiation correspondante à 3 fois celle du combustible standard.
     Les conséquences de la présence d'actinides mineurs sur les paramètres physiques du coeur et dans le cycle du combustible ont été évaluées pour chaque type de réacteur. Les conclusions sont les suivantes:
     * le potentiel des RNR est plus favorable que celui des REP vis-à-vis de la transmutation,

2. FABRICATIONS ET IRRADIATIONS EXPÉRIMENTALES DE COMBUSTIBLES ET DE CIBLES
     Les expérimentations visent à déterminer les conditions de fabrication des combustibles et des cibles, leur évolution et leur tenue sous irradiation et à valider les résultats des études de transmutation.
Transmutation en RNR
     Dans le réacteur PHÉNIX(1), l'analyse de l'expérience SUPER-FACT 1 a mis en évidence:
     * un taux de transmutation conséquent conforme aux calculs, un quart à un tiers de l'actinide a été transmuté pour un taux de combustion limité,
     * une transmutation constante dans tout le combustible (pastille) donc avec un excellent rendement,
     * enfin, un comportement métallurgique analogue à celui d'un combustible Phénix standard pour le même taux d'irradiation.
     L'ensemble de ces résultats permet d'entreprendre dans SUPERPHENIX une démonstration de destruction par recyclage homogène du neptunium. Le programme proposé, inclus dans le Plan d'Acquisition des Connaissances (PAC) retenu pour ce réacteur par les pouvoirs publics comprend:
     * un assemblage NACRE 1 (271 aiguilles à 2% en poids Np) contenant environ deux kg de neptunium. Cet assemblage sera chargé dans le coeur actuel (1995),
     * quatre assemblages (expérience NACRE 2) contenant au total environ 10 kg de neptunium en recyclage homogène (avec quelques aiguilles à base d'américium) seraient chargés ensuite dans le coeur 2 ou le coeur 3 en fonction des délais d'approvisionnement et de fabrication.
     L'expérience SUPERFACT2 est en cours de préparation, elle sera placée dans PHÉNIX en 1995. L'objectif est de bien cerner le comportement des combustibles au Neptunium en mode homogène (avec ou sans americium) à des taux de combustion représentatifs de la filière.
     Le cas de l'Américium est plus complexe que celui du Neptunium par suite de sa multi-isotopie et de sa forte activité gamma qui complique les opérations de manutention et de fabrication. Quelques aiguilles expérimentales, représentatives des deux modes de recyclage seront irradiés dans les assemblages au neptunium décrits ci-dessus.

Incinération des produits de fission à vie longue
     * en réacteur rapide
     Le technétium 99, produit présent en quantité notable (environ 16-18kg/an produits par un REP 900 MWé, période radioactive de 200.000 ans) et de radiotoxicité élevée a été le premier élément abordé.
     La transmutation du Technétium conduit à l'élément stable Ruthénium (Ru).      D'après les calculs effectués, 50% du Technétium pourraient être transmutés en 5 ans dans un réacteur rapide en plaçant l'élément dans les couvertures radiales et ralentissant les neutrons par l'hydrure de calcium.
     Une irradiation expérimentale ANTICORP 1 a été conçue dans le réacteur PHÉNIX pour vérifier ces calculs.

     *par des systèmes «hybrides»: accélérateur et milieu sous-critique
     Une source de neutrons très abondants et de grande énergie peut être constituée par la réaction, dite de spallation, de protons fortement accélérés sur une cible en atomes lourds (tungstène, par exemple). Il a été proposé de coupler ce système accélérateur-cible de spallation avec un réacteur sous-critique (dont le milieu ne permet pas de soutenir une réaction en chaîne sans source additionnelle de neutrons) pour y incinérer certains isotopes à vie longue.
     Des études physiques détaillées ont montré que ces systèmes «hybrides» pouvaient disposer d'un excédent de neutrons utilisable pour transmuter certains produits de fission à vie longue (Tc-99, I-129, etc.). Ces études ont montré clairement que:
     * vis à vis de la transmutation des actinides mineurs, ces systèmes ne présentent aucun potentiel supplémentaire face aux réacteurs à fission, et en particulier aux RNR. Ils ne permettent pas d'envisager une réduction très significative de la radiotoxicité associée à ces acti-nides,
     * l'éventuel milieu sous-critique doit préférentiellement avoir un spectre de neutrons rapides,
     * l'énergie nécessaire à l'alimentation de l'accélérateur sera d'autant plus importante que le milieu sera sous-critique. Mais si on se rapproche de la criticité, on retrouve tous les problèmes de sûreté d'un «vrai» réacteur.
     * la séparation isotopique serait éventuellement nécessaire pour transmuter l'ensemble des produits de fission à vie longue (Tc-99, I-129, Cs-135, etc.), car l'excédent important de neutrons disponible dans le système hybride n'est cependant pas suffisant pour réaliser cette transmutation directement à partir des éléments chimiques (Cs, Zr, Pd, etc.).
     Des études sont en cours pour dégager des «images» de systèmes hybrides dédiés à la transmutation des produits de fission radioactifs à vie longue.
     Enfin, l'étude critique des systèmes hybrides proposés à l'étranger (Los Alamos, Carlo Rubbia,...) se poursuit.

4. COLLABORATIONS INTERNATIONALES.
     * Le CEA et l'INR de KfK (Allemagne) collaborent sur les études physiques; des papiers communs ont déjà été élaborés.
     * L'Institut des Transuranien (ITU) de l'Union Européenne apporte une contribution importante sur les composés et cibles à base d'Américium et Technétium.
     * L'Institut PAUL-SCHERRER (Suisse) développe un procédé en voie liquide, le solgel, pour l'élaboration de matrices type nitrure pour l'Américium.
     * Les organismes ECN (Suède), KfK, ITU, CEA et EDF ont mis en commun leurs efforts pour développer et irradier dans PHÉNIX et HFR à Petten des cibles à base d'Américium et produits de fission (Tc, Iode).
     * Le CEA pilote une étude stratégique lancée par l'Union Européenne visant à réaliser un premier bilan critique des techniques utilisables, des performances atteintes et des coûts prévisibles pour des stratégies basées sur la séparation / Transmutation.
     Par ailleurs, les données de base nucléaires font l'objet d'une collaboration internationale dans le cadre de l'Agence de l'Énergie Nucléaire de l'OCDE.

5. MOYENS
     Outre de puissants moyens de calcul, DRN utilise pour mener à bien les recherches sur la transmutation, les laboratoires de fabrication de combustibles expérimentaux (MOX avec neptunium au LEFCA,...), les maquettes critiques EOLE et MASURCA (données nucléaires), les réacteurs d'essais PHENIX, OSIRIS, SILOE et les laboratoires chauds pour examens post-irradiatoires (LECA, LAMA, LECI).
     Pour l'ensemble de ces travaux, DRN disposera en 1995 d'un budget de 42 MF, inclus dans le segment SPIN (N^o15), 44 personnes travaillent sur ce thème à DRN.

CONCLUSION
     Études de physique nucléaire et expérimentations de combustibles sont les deux thèmes majeurs développés à la DRN dans le cadre de la transmutation des éléments à vie longue.
     Les problèmes physiques doivent faire l'objet d'une définition rigoureuse, les études réacteurs être couplées avec les effets sur le cycle du combustible pour quantifier l'activité, les doses et la radiotoxicité du court au long terme.
     Avantage essentiel du programme français, les expérimentation sur combustibles peuvent seules conclure à la faisabilité des différents concepts. Après les résultats significatifs de l'irradiation SUPERFACT, la démonstration dans SUPERPHENIX à un niveau industriel est essentielle.
     Enfin, les études fondamentales menées au CEA sur les systèmes basés sur les accélérateurs ont permis d'éclaircir les enjeux physiques et le potentiel de ces systèmes «hybrides» dont le rôle éventuel apparaît aujourd'hui plutôt limité à la transmutation des produits de fission à vie longue.