Etude de la diffusion du carbone dans le zirconium et la zircone en volume des gaines de combustible usées par simulations multi-échelles

par Yu Xu

Thèse de doctorat en Aval du cycle nucléaire, radioprotection et radiochimie

Sous la direction de Eric Simoni.


  • Résumé

    Dans le cadre de la gestion des déchets nucléaires, les coques et embouts des gaines de combustibles sont coupées, compactées et empilés dans les colis CSD-C (Colis Standards de Déchets Compactés). Actuellement entreposés à la Hague, ces déchets seront stockés en milieu géologique profond dans des alvéoles en béton. Ces déchets MA-VL contiennent des RN d’intérêts dont le carbone-14 qui provient de l’activation neutronique de l’azote-14 et de l’oxygène-17 présents dans le Zircaloy. L’objectif de cette thèse, qui est menée en collaboration avec EDF et AREVA, est de répondre à la question du devenir et du comportement du carbone-14 dans ZrO₂ et Zr-métal. Cette thèse consistera à utiliser la simulation numérique, au moyen de la Théorie de la Fonctionnelle de la Densité (DFT), afin demodéliser le comportement du carbone-14 dans les CSD-C. Les simulations sont effectuées avec une approche multi-échelles : 1) Échelle atomique, optimisation de modèles atomiques permettant de représenter les différentes phases de ZrO₂ ; identification des différents sites d’insertion possibles pour l’atome de carbone en sites interstitiels et en substitutions à un atome d’oxygène ou de zirconium ; modélisation des différentes chemins d’énergie minimum associées à la migration d’un atome de carbone d’un site à un autre par mécanismes interstitiels et lacunaires. 2) Échelle macroscopique, détermination des coefficients de diffusion par la méthode Monte-Carlo dans ZrO₂ monoclinique pure et Zr pure.

  • Titre traduit

    Carbon diffusion behavior in bulk zirconium and zirconia of the used fuel claddings by multi-scale simulations


  • Résumé

    As part of the nuclear waste management, hulls and ends of fuel claddings are cut, compacted and put in CSD-C containers (compacted standard waste containers). Currently stored at La Hague, the waste will be stored in deep geological environment. The MA-VL waste contains RN including carbon-14, which comes from the neutron activation of nitrogen-14 and oxygen-17 present in the oxide Zircaloy. The objective of this thesis, which is taken in collaboration with EDF and AREVA, is to answer the question of the carbon-14 behavior in ZrO₂ and Zr metal. This thesis is to perform numerical simulations, using the Theory of Density Functional (DFT) to model the behavior of carbon-14 in the CSD-C. The simulations are performed with multi-scale approach: 1) At atomic scale, optimization of atomic models to represent the different phases of ZrO₂; identification of the insertion sites for the carbon atom in interstitial sites and substitutions of an oxygen or zirconium atom; modeling different minimum energy path for the migration of a carbon atom from one site to another by interstitial and vacancye mechanisms. 2) At macroscopic scale, determination of diffusion coefficients in pure bulk monoclinic ZrO₂ and pure bulk Zr by the Monte Carlo method.


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