Studi Skenario Transmutasi Plutonium dan Aktinida Minor dengan Reaktor Termal

Transkripsi

1 SIMETRI, Jurnal Ilmu Fisika Indonesia Volume 1 Nomor 1(B) Mei 2012 Studi Skenario Transmutasi Plutonium dan Aktinida Minor dengan Reaktor Termal Zuhair Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir BATAN, Indonesia; zuhairbasjmeleh@yahoo.com Intisari: Teknologi transmutasi berkembang untuk menjawab problema krusial yang berkaitan dengan keselamatan jangka panjang dari penyimpanan limbah nuklir ke dalam fasilitas bawah tanah (geological disposal). Skenario transmutasi plutonium dan aktinida minor dengan memanfaatkan spektrum neutron termal merupakan solusi yang perlu diinvestigasi. Makalah ini mendiskusikan skenario transmutasi plutonium dan aktinida minor dengan reaktor termal. Analisis skenario ini menunjukkan bahwa transmutasi plutonium tidak menguntungkan bila dikerjakan di reaktor air ringan (LWR) secara individual karena problema degradasi keselamatan teras khususnya koefisien void moderator, koefisien reaktivitas temperatur, koefisien Doppler dan reaktivitas boron. Dengan alasan serupa, yakni memburuknya karakteristik fisika teras reaktor khususnya koefisien temperatur void pendingin, umpan balik Doppler dan fraksi neutron kasip selain problema swelling, transmutasi aktinida minor tidak efektif jika dilakukan di LWR secara individual. Strategi untuk memecahkannya adalah dengan mengkombinasikan transmutasi di reaktor termal (LWR) dengan transmutasi di reaktor cepat (FR), reaktor cepat pembakar (FBuR) dan accelerator driven system (ADS). Strategi ini bisa berupa sistem yang didedikasikan untuk bekerja dalam transmutasi TRU (plutonium dan aktinida minor) yang dipilih dari strategi simbiosis dengan LWR dalam skenario dua-komponen atau bersama-sama dengan LWR dan FR dalam skema strata-ganda (multi-komponen). Kata kunci: transmutasi, plutonium, aktinida minor, reaktor termal Abstract: Transmutation technology has been developed to answer crucial problem related to long term safety of nuclear waste storage into underground facility (geological disposal). Scenario of plutonium and minor actinide transmutations utilizing thermal neutron spectrum is a solution needed to be investigated. This paper discusses a scenario of plutonium and minor actinide transmutations with thermal reactor. The analysis on this scenario indicated that plutonium transmutation is unfavorable if it is carried out individually in LWR because of core safety degradation, especially moderator void coefficient, temperature reactivity coefficient, Doppler coefficient and boron reactivity. By similar reason, i.e. deterioration in reactor core physics characteristic, especially coolant void temperature coefficient, Doppler feed-back delayed neutron fraction besides swelling problem. minor actinide transmutation is not effective if it is done individually in LWR. Strategy for solving them is by combining transmutation in reactor thermal (LWR) with that of fast reactor (FR), fast burner reactor (FBuR) and accelerator driven system (ADS). This strategy can be a system dedicated to work in TRU (plutonium and minor actinide) chosen from a symbiosis with LWR in a two-component scenario or in concert with LWR and FR in double-strata (multi-component) scheme. Keywords: transmutation, plutonium, minor actinide, thermal reactor Received: 3 Januari 2012; Accepted: 1 maret PENDAHULUAN E nergi nuklir menjadi energi alternatif yang sangat strategis dan memainkan peranan penting dalam pemenuhan kebutuhan energi dunia masa depan. Energi nuklir yang dihasilkan oleh pembangkit listrik tenaga nuklir (PLTN) diperoleh dari satu atau lebih reaktor nuklir pembangkit listrik. Hingga Agustus 2008 terdapat 439 PLTN berlisensi di dunia yang sedang beroperasi di 31 negara berbeda. Keseluruhan reaktor ini, yang didominasi oleh reaktor air ringan (light water reactor, LWR), mensuplai 15% kebutuhan total energi listrik dunia. Selain menghasilkan energi listrik yang sangat besar, PLTN yang telah dioperasikan memproduksi limbah nuklir yang komposisinya diklasifikasikan sebagai limbah level tinggi (high level waste, HLW) dan limbah level rendah (low level waste, LLW). HLW terdiri dari produk fisi dan tangkapan radioaktif tinggi yang dihasilkan dalam bahan bakar selama operasi reaktor, sedangkan LLW merepresentasikan limbah yang diproduksi selama operasi fasilitas nuklir seperti peralatan yang teraktivasi, material struktur, pakaian proteksi radiasi dan residu dari pemanfaatan indusc 2012 SIMETRI

2 tri radionuklida. HLW sering dikategorikan ke dalam 2 kelompok: elemen transuranik (TRU) dan produk fisi. TRU adalah produk yang muncul dari uranium dan bisa muncul dari pemanfaatan isotop thorium melalui proses transmutasi dalam perangkat multiplikatif operasional. Kontribusi radiotoksisitas berumur panjang yang paling signifikan pada limbah nuklir dihasilkan oleh TRU. Representatif untuk kategori TRU adalah isotop plutonium (plutonium, Pu) dan aktinida minor (minor actinide, MA) yang terdiri dari Neptunium (Np), Americium (Am) dan Curium (Cm) [1]. Konsep transmutasi limbah nuklir diaplikasikan pada produk radioaktif yang berada dalam bahan bakar bekas PLTN berupa plutonium dan aktinida minor. Makalah ini mendiskusikan skenario transmutasi plutonium dan aktinida minor dengan reaktor termal. Tinjauan komprehensif terhadap skema prinsip dasar transmutasi, yang memasukkan reaktor termal atau LWR, reaktor cepat (fast reactor, FR) dan reaktor pembakar cepat (fast burner reactor, FBuR) serta accelerator driven system (ADS) untuk mengidentifikasi batasan fisika dasar yang mengiringi proses transmutasi, juga dibahas dalam makalah ini. 2 SKENARIO TRANSMUTASI PLUTONIUM DAN AKTINIDA MINOR Secara umum transmutasi TRU dikerjakan dengan dua moda, yaitu moda homogen dan moda heterogen. Dalam moda homogen isotop TRU secara homogen didispersikan ke dalam seluruh teras reaktor sedangkan dalam moda heterogen dilakukan iradiasi di teras reaktor yang mengoperasikan bahan bakar TRU secara eksklusif [2]. Salah satu skenario transmutasi yang dipertimbangkan adalah sekali-lewat (once-through): reaktor dioperasikan hingga dicapai deplesi yang signifikan dan bahan bakar secara langsung dibuang. Skenario lainnya adalah multi-daur-ulang: bahan bakar dikeluarkan dari reaktor yang telah dioperasikan sekian lama untuk didaur-ulang dan dikembalikan lagi ke dalam proses transmutasi. Dalam perspektif yang lebih luas, konsep daur bahan bakar diklasifikasikan ke dalam tiga kategori sebagai berikut: 1. Daur bahan bakar sekali lewat (once through). 2. Strategi pembakaran plutonium. 3. Daur-ulang tertutup. Dalam daur bahan bakar once-through tidak dibutuhkan daur-ulang bahan bakar bekas. Yang diperlukan di sini adalah disposal langsung dari bahan bakar ke dalam repositori geologi (geological repository). Repositori geologi didefinisikan sebagai fasilitas nuklir bawah tanah di lapisan geologi stabil dengan kedalaman ratusan atau ribuan meter sebagai tempat penyimpanan lestari limbah nuklir yang tidak akan didaur-ulang. Strategi daur ini biasanya diaplikasikan di negara-negara tanpa posibilitas daur-ulang atau yang memperhatikan proliferasi. Konsep daur bahan bakar lainnya, yakni strategi pembakaran plutonium, memperlakukan plutonium diinsinerasi di dalam reaktor air ringan, dan setelah itu di dalam reaktor cepat kritis. Aktinida minor dan produk fisi secara bersamaan dipreparasi ke dalam repositori geologi. Plutonium difabrikasi terlebih dahulu dalam bentuk bahan bakar campuran oksida (mixed oxide, MOX) sebelum dibakar di dalam LWR. Kedua skema prinsip dasar ini ditampilkan dalam Gambar 1(a)-(c). Dalam konsep terakhir (daur-ulang tertutup), ditambahkan skema yang melibatkan pembakaran aktinida minor. Aktinida minor secara homogen didistribusikan dalam reaktor cepat atau sistem reaktor yang memanfaatkan ADS. Dalam daur ini aliran limbah sekunder ke repositori dibatasi seperti diperlihatkan dalam Gambar 2(a)-(f). 3 TRANSMUTASI DENGAN REAKTOR TERMAL DAN ANALISIS Teknologi transmutasi berkembang untuk menjawab problema krusial yang berkaitan dengan keselamatan jangka panjang dari penyimpanan limbah nuklir ke dalam fasilitas bawah tanah (geological disposal). Skenario transmutasi plutonium dan aktinida minor dengan memanfaatkan spektrum neutron termal merupakan solusi yang perlu diinvestigasi. Transmutasi dengan reaktor termal secara konvensional diprediksi lebih dapat menghindari problema keselamatan yang berhubungan dengan degradasi keselamatan teras akibat dimuatkannya aktinida minor seperti Np dan Am, namun hal ini masih memerlukan analisis lebih lanjut yang lebih detail. Sistem spektrum neutron termal sendiri meliputi LWR komersial, yaitu reaktor air bertekanan (pressurized water reaktor, PWR) dan reaktor air didih (boiling water reaktor, BWR) serta reaktor tipe air berat CANDU (Canadian depteted uranium). 3.1 Transmutasi Plutonium Transmutasi plutonium dari bahan bakar bekas uranium oksida dalam reaktor air ringan (LWR-UOX) secara industri dikerjakan di reaktor air ringan dalam bentuk MOX. Diawali dari ekstraksi plutonium dan uranium dalam bahan bakar bekas, MOX diperoleh dari pemanfaatan-ulang plutonium yang dicampur dengan uranium (pengkayaan 235 U 0, 25% 0, 3%) dalam fabrikasi perangkat bahan bakar

3 Gambar 1: (a) Skenario daur sekali lewat (once-through), (b) Skenario daur reaktor cepat satu-komponen, (c) Skenario pembakaran Pu MOX di LWR Plutonium yang diproses-ulang dari sekitar 5 hingga 8 perangkat bahan bakar bekas UOX mempunyai fraksi bakar 40 GWd/tHM dan cukup untuk memproduksi 1 perangkat MOX dengan kandungan Pu 5% hingga 8,2%. Uranium yang diproses-ulang telah jauh diaplikasikan dalam beberapa perangkat uji MOX, tetapi pemanfaatannya tidak menjadi industri praksis karena persediaan yang melimpah dari uranium susut kadar (depleted uranium, DU) dimana dari 7 ton DU dapat diproduksi 1 ton uranium diperkaya. Pemanfatan proses-ulang ini juga tak menguntungkan karena keberadaan racun neutron ( 236 U) dan karena radioaktivitasnya meningkat akibat 208 Tl dan 228 Th sebagai pemancar y kuat yang diproduksi dari 232 U (umur paro 70 tahun). Rasio fraksi fisi plutonium dalam daur-ulang MOX yang pertama adalah sekitar 25% sementara tambahan 10% ditransformasikan ke dalam aktinida minor [3]. Gambaran terakhir dari kekurangan utama daurulang plutonium di LWR yang dibentuk dari aktinida minor adalah nuklida jumlah neutronnya mempunyai rasio probabilitas fisi-tangkapan nol secara virtual dalam spektrum termal. Jadi meskipun mereduksi massa plutonium, inventori radiotoksik secara aktual meningkat. Tentu saja, reduksi massa selanjutnya dapat dicapai dengan daur-ulang ganda dari plutonium. Namun hal ini dapat dikerjakan dengan batasan pada kelakuan neutronik teras dan pembatasan di instalasi pemrosesan-ulang dengan kualitas plutonium yang berkurang. Kualitas Pu didefinisikan sebagai fraksi massa dari isotop fisil dalam isotop Pu: Q Pu = 100 m239 Pu + m 241 Pu m(pu tot ) Kualitas Pu berkurang dalam generasi berikutnya dan menurun dari nilai 70 ke 45 di generasi daurulang ke lima dalam kisi standard LWR [4]. Karena reaktivitas plutonium rendah, pengkayaannya dalam campuran U/Pu harus ditingkatkan dalam generasi berikutnya dan konsekuensinya mempengaruhi beberapa karakteristik keselamatan reaktor, khususnya koefisien void moderator dan koefisien reaktivitas temperatur, koefisien Doppler dan nilai reaktivitas boron. Pengerasan spektrum dalam perangkat MOX dianggap sebagai penyebabnya. Dalam kasus kecelakaan kehilangan pendingin (loss of coolant accident, LOCA), fisi cepat dari isotop Pu fertil menjadi signifikan. Agar nilai reaktivitas boron dijaga pada batas yang sama, konsentrasi asam borik dalam air harus ditingkatkan, namun akan memperburuk reaktivitas void pendingin lebih lanjut. Jadi, karena nilai void positif, kandungan plutonium dalam perangkat MOX kisi PWR standard tidak dapat melebihi 12 wt% [5]. Kekurang-selamatan ini dimitigasi dengan mengubah desain perangkat agar supaya mencapai termalisasi spektrum yang memuaskan. Kedua hal ini dapat diselesaikan dengan peningkatan rasio moderator/bahan bakar (hingga 3,5-4) - yang disebut moderasi tinggi PWR (high moderation, HM-PWR) [6], atau dengan menurunkan densitas smear bahan bakar secara radikal dari 9 g/cm3 ke 3,5 g/cm3 dengan geometri kisi yang sama [7]. Metode inovatif lainnya yang telah dipresentasikan oleh CEA (Commissariat Energi Atomique), yang mengusulkan distribusi heterogen dari pinpin uranium dan plutonium dalam perangkat bahan bakar APA (advanced plutonium assembly) dan perangkat CORAIL MOX, menyarankan untuk mempertahankan juga bentuk daya yang dapat diterima [8,9,10,11]. Posibilitas selanjutnya untuk memitigasi problema void adalah menaikkan fraksi 235U dalam bahan bakar agar kandungan plutonium tertentu di 4% (disebut pendekatan MIX). Di lain pihak hal ini menyebabkan biaya fabrikasi lebih tinggi dan rasio fraksi fisi Pu lebih rendah [12]. Mengkombinasikan pendekatan desain sebelumnya, perangkat MOX yang diperkaya 235 U (MOX-UE, uranium enriched) dengan moderasi lebih (overmoderated) dewasa ini sedang dikembangkan [13]. Dalam kisi perangkat dengan rasio moderasi yang sedikit ditingkatkan, spektrum neutron ditermalisasi

4 Zuhair/Studi Skenario Transmutasi Plutonium... SIMETRI Vol.1 No.1(B) Mei 12 Gambar 2: (a) Skenario pembakaran Pu MOX di LWR dan reaktor cepat, (b) Pembakaran Pu dan daur-ulang MA heterogen di reaktor cepat, (c) Strategi dua-komponen, pembakaran TRU di ADS, (d) Strategi dua-komponen, daurulang Pu MOX di LWR sebelum pembakaran TRU di ADS, (e) Skenario daur-ulang bahan bakar strata-ganda (skema multi-komponen), (f) Skenario pembakaran TRU di FBuR dan reaktivitas void juga dijaga selama daur-ulang Pu. Agar supaya mengkompensasi degradasi vektor Pu (dan mematuhi batas 12% Pu), pengkayaan 235 U di bahan bakar harus ditambahkan secara gradual (hingga 3% setelah 7 daur ulang). Problema utama tambahan dengan adanya bahan bakar yang mengandung plutonium tinggi adalah fraksi neutron kasip menjadi kecil sehingga memerlukan tanggapan reaktor lebih cepat pada reaktivitas dan transien daya. Dalam hal ini, potensi LWR untuk mendaur-ulang persediaan Pu tingkat senjata (95% 239 Pu, 5% 240 Pu) tampaknya diragukan. sumsi dalam perangkat MOX sebagaimana yang diproduksi dalam UOX. Untuk MOX-UE, menstabilkan inventori Pu mensyaratkan bahwa 25-28% dari energi digenerasi dalam perangkat MOX. Konsumsi plutonium maksimum dalam LWR akan dicapai dalam teras MOX 100% yang kelayakannya, bagaimanapun, perlu untuk diinvestigasi. Jelaslah, karena keberadaan uranium dalam matriks U/Pu, deplesi plutonium akan berkurang. Penggunaan matriks inert sebagai pengganti uranium dapat meningkatkan konsumsi plutonium lebih tinggi namun mengorbankan umpan balik temperatur bahan bakar. Keselamatan teras reaktor dapat dibuktikan tetap terjaga untuk pemuatan hingga 30%-50% perangkat bahan bakar MOX dengan pengkayaan plutonium sampai 5%. Pada level ini banyak plutonium dikon- Beberapa studi pemanfaatan thorium sebagai pendukung plutonium dalam bahan bakar MOX juga telah dikerjakan yang memperlihatkan karakteristik void yang lebih baik. Meskipun demikian, daur ulang

5 plutonium dalam LWR tidak menemui sasaran untuk teknologi daur ulang bahan bakar karena secara signifikan inventori radiotoksis dari bahan bakar bekas tidak berkurang. Jumlah aktinida minor yang diproduksi dalam perangkat MOX adalah 3-4 kali lebih banyak daripada dalam perangkat UOX yang konsekuensinya membutuhkan persyaratan yang lebih tinggi pada penyimpanan sementara (interim storage) dan performansi repositori jangka pendek. 3.2 Transmutasi Aktinida Minor Strategi transmutasi yang memungkinkan untuk aktinida minor adalah dengan pembatasan tertentu yang ditentukan oleh performa dan abilitas dari proses separasi kimia. Problema umum yang menyertai aktinida minor serupa dengan yang sudah disebutkan untuk plutonium, yaitu memburuknya karakteristik fisika teras reaktor, khususnya koefisien temperatur void pendingin, umpan balik Doppler dan fraksi neutron kasip. Kesulitan serius tambahan adalah produksi helium karena peluruhan α dari 242 Cm, 244 Cm dan 238 Pu yang mempertinggi swelling bahan bakar serta menghasilkan tekanan udara berlebih pada pin bahan bakar. Oleh karena itu kandungan aktinida minor dalam teras reaktor harus dibatasi. 3.3 Americium dan Curium Transmutasi amercium dan curium harus beriringan bila dicapai reaksi inventori radiotoksis lebih tinggi dari faktor 100 [14,15]. Lebih jauh, insinerasi curium yang berdiri sendiri dalam fasilitas tidak dapat dipertimbangkan karena produksi panas yang sangat tinggi dari 242 Cm dan 244 Cm yang memancarkan α dan neutron. Untuk memperbaikinya transmutasi curium dapat dilakukan bersama dengan americium atau transmutasi curium sebagai 240 Pu yang memperhitungkan peluruhan 244 Cm (umur paro 18,1 tahun) dalam periode waktu 100 tahun atau lebih, dan ini masih meninggalkan 245 Cm yang tak tertransmutasi. Studi daur-ulang homogen dari americium memperlihatkan bahwa koefisien reaktivitas void pendingin memburuk secara signifikan. Mengambil perhitungan batasan pada pengkayaan uranium (< 5%) atau kandungan plutonium (< 12%) dalam kasus bahan bakar MOX, konsentrasi maksimum americium dalam bahan bakar diidentifikasi sebagai 1% untuk PWR standard dan 2% untuk kisi dengan moderasi tinggi [16]. Hal ini berakibat pada penurunan koefisien Doppler sebesar 10% sementara koefisien temperatur moderator berkurang 25%. Konsumsi spesifik amercium dalam bahan bakar UOX (inventori total dari 1, 1 ton) mencapai 19 kg/twhe (produksi tahunan sekitar lima LWR-1000 MWe). Menambahkan 1% Am ke dalam perangkat MOX-UE mensyaratkan bahwa pengkayaan 235U ditingkatkan 2% dan kandungan Pu harus berkurang 8%. Bila plutonium dan inventori americium distabilkan, 40% teras MOX-UE harus diaplikasikan. Karena rasio fisi-absorpsi untuk 241 Am sangat rendah (virtual nol) dalam spektra termal, banyak americium (70%) dikonversi melalui 242 Am ke dalam 242 Cm yang secara konsekuen meluruhkan α ke dalam 238 Pu, dan menghasilkan laju swelling bahan bakar yang meningkat karena formasi dari gelembung He. Banyak opsi atraktif berkenaan dengan karakteristik neutronik teras yang dipikirkan pada daur-ulang americium heterogen dalam perangkat terpisah yang ditempatkan di sekeliling teras agar mempunyai pengaruh yang lebih rendah pada karakteristik teras. Lain dari itu, karena laju reaksi yang rendah, insinerasi equilibrium dari americium di LWR mengimplikasikan inventori bahan bakar yang sangat besar - sekitar beberapa ratus ton TRU - lebih banyak dari limbah yang dikeluarkan. Tentu saja inventori radiotoksis meningkat lagi karena produksi curium secara besar-besaran, yang bersama dengan problema reaktivitas dan swelling, mempertanyakan LWR pantas tidaknya untuk insinerasi MA yang efektif dalam skema skenario daur-ulang bahan bakar. Problema swelling bahan bakar secara parsial dapat dikurangi dalam spektrum neutron cepat dan membutuhkan sistem dengan rasio fisi-absorpsi aktinida minor yang menguntungkan. Ini adalah hal yang tidak mungkin dalam LWR standard. 4 KESIMPULAN Studi skenario transmutasi plutonium dan aktinida minor dengan reaktor termal telah dilakukan. Analisis skenario ini menunjukkan bahwa transmutasi plutonium tidak menguntungkan bila dikerjakan di LWR secara individual karena problema degradasi keselamatan teras khususnya koefisien void moderator, koefisien reaktivitas temperatur, koefisien Doppler dan reaktivitas boron. Dengan alasan serupa, yakni memburuknya karakteristik fisika teras reaktor khususnya koefisien temperatur void pendingin, umpan balik Doppler dan fraksi neutron kasip selain problema swelling, transmutasi aktinida minor kurang efektif jika dilakukan di LWR secara individual. Strategi untuk memecahkannya adalah dengan mengkombinasikan transmutasi di reaktor termal (LWR) dengan transmutasi di reaktor cepat (FR), reaktor cepat pembakar (FBuR) dan accelerator driven system (ADS). Strategi ini bisa berupa sistem yang didedikasikan untuk bekerja dalam transmutasi TRU (plutonium dan aktinida minor) yang dipilih dari strategi simbiosis dengan LWR dalam skenario duakomponen atau bersama-sama dengan LWR dan FR dalam skema strata-ganda (multi-komponen)

6 DAFTAR PUSTAKA [1] ARTHUR, E., 2002, Motivation and Programs for Transmutation of Nuclear Waste, Lecture Notes: The 2002 Frederic Joliot-Otto Hahn Summer School, Cadarache, France [2] DELPECH, M., et al., 1997, Scenario of Plutonium and Minor Actinide Recycling, Proceedings of the International Conference on Future Nuclear Systems, GLOBAL 97 [3], 1999, Actinide and Fission Product Partitioning and Transmutation, Status and Assessment Report, OECD/NEA [4] HESKETH, K., et al., 1997, Multiple Recycle of Plutonium in PWR - A Physics Code Benchmark Study by the OECD/NEA, Proceedings of the International Conference on Future Nuclear Systems, GLOBAL 97 [5] BERNNAT, W., et al., 1995, PWR Benchmarks from OECD Working Party on Physics of Plutonium Recycle, Proceedings of International Conference on Evaluation of Emerging Nuclear Fuel Cycle Systems, GLOBAL 95, ANS, Versailles, France, September [6] KLOOSTERMAN, J., 1998, Multiple Recycling of Plutonium in Advanced PWRs, RECOD 98 [7] DELPECH, M., 1999, Innovative Fuel Physics: Innovative Concepts, Lecture Notes: The 1999 Frederic Joliot/Otto Hahn Summer School, CEA/FZK [8] PUILL, A. and S. ANIEL-BUCHHEIT, 1997, Full MOX Core for PWRs, Proceedings of the International Conference on Future Nuclear Systems, GLOBAL 97 [9] PUILL, A., et al., 1999, Mastery of the Plutonium Inventory in PWRs: The APA Concept, Proceedings of the International Conference on Future Nuclear Systems, GLOBAL 99, ANS, Jackson Hole, USA, August 29-September [10] GOLFIER, H., et al., 2001, Plutonium and Minor Actinide Recycling in PWRs with New APA Concepts, Proceedings of the International Conference on Future Nuclear systems, GLOBAL 01, Paris, France, September [11] VASILE, A., et al., 2003, Feasibility Studies of the CORAIL Subassembly for Pu Multi-Recycling in PWRs, Proceedings of the International Conference on Future Nuclear Systems, GLOBAL 2003, ANS, New Orleans, USA, November [12] YOUINOU, G., et al., 1999, Plutonium Management and Multi-Recycling in LWRs using an Enriched Uranium Support, Proceedings of the International Conference on Future Nuclear Systems, GLOBAL 99, ANS, Jackson Hole [13] YOUINOU, G., et al., 2003, Plutonium and Americium Multi-Recycling in the European Pressurized Reactor (EPR) using Slightly Over-Moderated U-235 Enriched MOX Fuel Assemblies, Proceedings of the International Conference on Future Nuclear systems, GLOBAL 2003, ANS, New Orleans, USA, November [14] DELPECH, M. et al., 1999, The Am and Cm Transmutation, Physics and Feasibility, Proceedings of the International Conference on Future Nuclear Systems, GLOBAL 99, ANS, Jackson Hole, USA, August 29 - September [15], 2002, Accelerator-driven Systems (ADS) and Fast Reactor (FR) in Advanced Nuclear Fuel Cycles, A Comparative Study, OECD/NEA [16] GRUPPELAAR, H., et al., 1998, Advanced Technologies for the Reduction of Nuclear Waste, Technical Report ECN-R , ECN, Petten