• Langue : Français
• Discipline : Chimie des materiaux
• Identifiant : 2020LILUR054
• Type de thèse : Doctorat
• Date de soutenance : 09/12/2020

Résumé en langue originale

Dans le cadre de l’amélioration de la voie d’élaboration du combustible nucléaire recyclé et du multirecyclage du plutonium, la coconversion U-Pu représente une alternative potentielle au procédé actuel de mélange mécanique des poudres d’oxyde d’uranium et de plutonium. Par rapport aux voies carbonées de coconversion, la voie peroxyde présente l’avantage, entre autres, de conduire à l’absence de carbone résiduel dans la poudre d’oxydes. Cependant, les connaissances actuelles sur les peroxydes de plutonium sont partielles et fragmentées, constituant un frein au développement technologique de la conversion du plutonium et à la coconversion U-Pu par voie peroxyde. Ainsi, l’évaluation de la faisabilité d’un tel procédé nécessite une consolidation préalable des connaissances des propriétés physico-chimiques des peroxydes de plutonium.La première partie de ce travail a donc été consacrée à la caractérisation des complexes solubles et des sels de peroxyde de plutonium. Les coefficients d’extinction molaires des complexes solubles ont été estimés afin de quantifier les fuites en plutonium lors des expériences de synthèse par précipitation. Les conditions opératoires permettant l’obtention d’un rendement de précipitation quantitatif et d’une poudre de bonne filtrabilité ont été déterminées. En outre, une base de données nouvelles sur les propriétés de sels de peroxyde de plutonium a été établie à partir des caractérisations effectuées.En seconde partie, des synthèses réalisées avec les systèmes mixtes U-Pu et U-Th ont abouti à l’obtention d’un mélange de peroxyde d’uranyle et de sel de peroxyde d’actinide +IV. Les conditions opératoires permettant l’obtention de rendements très élevés pour l’uranium et le plutonium ainsi qu’une poudre précipitée de bonne filtrabilité ont été déterminées. Par la suite, le traitement thermique du précipité a conduit à l’obtention d’une poudre d’oxydes avec une bonne aptitude à la fabrication de pastille frittée, ce qui a permis de démontrer la faisabilité de la coconversion U-Pu à l’échelle du laboratoire.

Résumé traduit

In the framework of the improvement of the reused nuclear fuel manufacturing and the Pu multirecycling, U-Pu coconversion represent a potential alternative to the current mixing process of uranium and plutonium oxide powders. Compared to carbon-based U-Pu coconversion processes, the peroxide process has the advantage of, among others, leading to the absence of residual carbon in oxide powder. However, the current knowledge of plutonium peroxide is incomplete and scattered, hindering the plutonium conversion and U-Pu coconversion technological developments. Thus, the evaluation of the feasibility of this process requires a preliminary strengthening of the knowledge of plutonium peroxide physico-chemical properties. The first part of this work has been dedicated to the characterization of plutonium peroxide soluble complexes and salts. Molar extinction coefficient of soluble complexes have been estimated in order to quantify the plutonium loss in precipitation experiments. The experimental conditions enabling very high yield of precipitation of Pu and an easy-filterable powder have been determined. Moreover, a new database of plutonium peroxide salt properties has been established from the characterizations obtained. In the second part, syntheses carried out with mixed systems such as U-Pu and U-Th have led to obtaining a mix of uranyl peroxide and +IV actinide peroxide salt. The experimental conditions enabling very high yields for uranium and for plutonium and an easy-filterable powder have been determined. Then, thermal treatment of the precipitate has led to obtaining an oxide powder with a good ability to the manufacturing of sintered oxide pellet and which enables to demonstrate the feasibility of U-Pu conversion process at the laboratory scale.