En France, la solution de référence est le retraitement du combustible irradié et la valorisation de certaines matières comme l’uranium et le plutonium au travers la fabrication du combustible MOX et son recyclage. Cependant, le stockage direct des combustibles (UOX et MOX) en couche géologique profonde est également étudié afin de s’assurer que les concepts de stockage français (Cigéo) sont compatibles avec le combustible irradié comme demandé et inscrit dans le Plan National de Gestion des Matières et des Déchets Radioactifs (PNGMDR). A ce titre, il est essentiel d’étudier les mécanismes d’altération de la matrice des combustibles irradiés en présence de matériaux d’environnement se rapprochant, à l’échelle du laboratoire, du concept actuel de stockage des déchets radioactifs en couche géologique profonde : alvéoles HA creusées dans l’argilite du Callovo-Oxfordien (COx) dont le chemisage en acier faiblement allié est isolé de l’argilite par un coulis cimento-bentonitique appelé MREA (Matériau de Remplissage de l’Espace Annulaire de l’alvéole). Les objectifs sont multiples : d’une part déterminer quel est l’impact de l’environnement sur les mécanismes d’altération de la matrice du combustible ainsi que sur les relâchements en radionucléides, et d’autre part développer une modélisation géochimique permettant de rendre compte des principaux processus physico-chimiques impliqués. Ces études sont menées au sein de l'installation ATALANTE (DHA) du CEA Marcoule, ou les expériences de lixiviation et les caractérisations des combustibles MOX sont réalisables.