Densification et homogénéisation U/Pu au cours du frittage de combustibles oxydes mixtes élaborés à partir de poudres UO2, U3O8 et PuO2
Idioma
fr
Thèses de doctorat
Fecha de defensa
2017-12-13Especialidad
Physico-chimie de la matière condensée
Escuela doctoral
École doctorale des sciences chimiques (Talence, Gironde)Resumen
Dans le but de fabriquer des combustibles de type oxyde mixte (MOX = (U,Pu)O2) pour les réacteurs nucléaires du futur, l‘ajout d‘un nouvel intrant, l‘octaoxyde de triuranium (U3O8), est envisagé. Ces travaux de thèse portent ...Leer más >
Dans le but de fabriquer des combustibles de type oxyde mixte (MOX = (U,Pu)O2) pour les réacteurs nucléaires du futur, l‘ajout d‘un nouvel intrant, l‘octaoxyde de triuranium (U3O8), est envisagé. Ces travaux de thèse portent sur l'influence de cet ajout pendant le frittage du MOX, ainsi que sur la stabilité dimensionnelle des pastilles frittées lors de recuits. Ces premiers essais ont révélé une dé-densification à haute température des pastilles incorporant une poudre d'U3O8 lorsqu‘elle était issue d‘une synthèse oxalique.Ce phénomène indésirable a été étudié sur un simulant inactif : un oxyde de cérium synthétisé par voie oxalique, afin de développer les techniques expérimentales et les protocoles d‘analyse. Les résultats ont mis en évidence le lien entre la présence d‘impuretés carbonées et le phénomène de dé-densification. De plus, l‘évolution de la dé-densification a été observée pour la première fois, par micro-tomographie X in situ au cours du frittage.L‘étude appliquée au combustible MOX a confirmé le rôle majeur des impuretés carbonées lors du frittage. Les évolutions microstructurales, la quantification des espèces carbonées relâchées pendant le frittage et l‘analyse des gaz piégés dans les pores du matériau fritté ont de plus conduit à identifier un mécanisme de dé-densification. Enfin, une modélisation du comportement thermomécanique du combustible sous l‘effet de la pressurisation des pores, a permis de conforter le mécanisme envisagé. Fort de cette connaissance, un nouveau cycle de frittage a pu alors être proposé et mis en application avec succès pour limiter les effets de ce phénomène.< Leer menos
Resumen en inglés
In order to manufacture mixed-oxide fuels, also known as MOX ((U,Pu)O2) for the next generation of nuclear reactors, the use of triuranium octoxide (U3O8) was considered in this study. This PhD work focuses on the impact ...Leer más >
In order to manufacture mixed-oxide fuels, also known as MOX ((U,Pu)O2) for the next generation of nuclear reactors, the use of triuranium octoxide (U3O8) was considered in this study. This PhD work focuses on the impact of this addition on MOX sintering and on the dimensional stability of sintered pellets during annealing. Initial experiments revealed a de-densification phenomenon at high temperature in the pellets containing U3O8 synthesized from an oxalic route.This undesirable phenomenon was studied on an inactive surrogate: a cerium oxide synthesized from an oxalic route in order to develop experimental techniques and protocols. The relationship between the presence of carbon impurities in the powders and the de-densification phenomenon was proven. Moreover, this de-densification phenomenon was observed in situ for the first time by using X-ray microtomography during sintering.The study of MOX fuels confirmed the major role of carbon impurities. The microstructural evolutions, the quantification of the carbon species released during sintering and the analysis of gases trapped inside the porosity of the sintered material led to the determination of a de-densification mechanism. Finally, a thermomechanical modelling of the fuel behavior under the effect of pore pressurization allows consolidating the proposed mechanism. Based on these results, a new sintering cycle was proposed and the first trials successfully limited the impact of the de-densification phenomenon.< Leer menos
Palabras clave
Actinides
Oxyde mixte d'uranium et de plutonium (MOX)
Frittage
Carbone
Dé-densification
Gonflement
Palabras clave en inglés
Actinides
Uranium and plutonium mixed-oxide (MOX)
Sintering
Carbon
De-densification
Swelling
Orígen
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