​La loi du 28 juin 2006 relative à la gestion durable des matières et déchets radioactifs définit des orientations pour la gestion des combustibles nucléaires usés. Deux principes directeurs, complémentaires, y sont énoncés :

• le premier est le bien-fondé d’une politique de traitement-recyclage des combustibles usés, pour réduire la quantité et la nocivité des déchets radioactifs ultimes conditionnés de manière adaptée ;
  
  
• le second est que, pour ces déchets ultimes de haute activité et à vie longue, le stockage réversible en couches géologiques profondes est la voie de référence.
  
  

Dans ce cadre, le CEA coordonne les travaux de recherche menés par les établissements publics (Andra, CEA, CNRS, Universités) avec leurs partenaires industriels (AREVA, EDF) sur le multi-recyclage du plutonium et la séparation/transmutation des éléments radioactifs à vie longue, et en lien avec ceux menés sur les nouvelles générations de réacteurs nucléaires.

Dans ce contexte, le CEA a remis au ministre chargé de l'énergie, en juin 2015, « un rapport présentant les avancées des recherches sur la séparation-transmutation et le multi-recyclage du plutonium dans les réacteurs à neutrons rapides ».

Ce document, préparé par le CEA, a été élaboré en collaboration avec EDF et AREVA ainsi qu’avec la contribution du CNRS.

Sommaire du rapport

• Synthèse des résultats

• Partie 1 : Les systèmes nucléaires de 4^e génération
  Cette partie décrit les principes directeurs qui fondent les recherches sur les systèmes de 4^e génération et en particulier leur capacité à assurer une gestion durable des matières et des déchets, les différents systèmes à l’étude, et les scénarios de déploiement possibles de ces systèmes en France.
  
  
• Partie 2 : Multi-recyclage du plutonium et séparation-transmutation des actinides mineurs
  Cette partie décrit les résultats des recherches coordonnées par le CEA sur le multi-recyclage du plutonium et la séparation-transmutation des éléments radioactifs à vie longue.
  
  
• Partie 3 : Le démonstrateur technologique ASTRID de réacteur à neutrons rapides de 4^e génération refroidi au sodium
  Cette partie décrit les choix proposés pour le démonstrateur technologique ASTRID, réacteur à neutrons rapides refroidi au sodium (RNR-Na), les actions de recherche menées et le calendrier envisageable pour mener à bien sa réalisation.