Synthèse et caractérisation d'oxydes mixtes d'uranium et d'américium

Synthesis and characterization of uranium-americium mixed oxides

• Auteur / Autrice : Florent Lebreton
• Direction : Philippe Blanchart
• Type : Thèse de doctorat
• Discipline(s) : Matériaux céramiques et traitements de surface
• Date : Soutenance le 09/10/2014
• Etablissement(s) : Limoges
• Ecole(s) doctorale(s) : École doctorale Sciences et ingénierie des matériaux, mécanique, énergétique et aéronautique (Poitiers ; 2009-2018)
• Partenaire(s) de recherche : Laboratoire : Groupe d'Etudes des Matériaux Hétérogènes
• Jury : Président / Présidente : Christophe Den Auwer
• Jury : Examinateurs / Examinatrices : Philippe Thomas, Thierry Wiss, Daniel Urffer, Thibaud Delahaye, Dominique Favet
• Jury : Rapporteur / Rapporteuse : Jean-Marc Heintz, Pascal Roussel

Mots clés

Mots clés contrôlés

Déchets radioactifs -- Transmutation

Américium

Uranium (combustible)

Mots clés libres

Transmutation

Américium

Uranium

Oxyde

Frittage

Transmutation

Americium

Uranium

Oxide

Sintering

Résumé

Les isotopes d’américium représentent une part importante des déchets nucléaires à haute activité et à durée de vie longue dans le combustible usé. Parmi les options de retraitement envisagées, sa transmutation en réacteurs à neutrons rapides au sein de pastilles d’oxydes mixtes d’uranium-américium de composition U1-xAmxO2±δ est une option prometteuse qui permettrait de diminuer l’empreinte écologique des sites d’entreposage des déchets ultimes. Dans ce contexte, cette thèse est consacrée à l’étude de ces composés sur une large gamme de compositions (7,5 %mol ≤ Am/(U+Am) ≤ 70 %mol) focalisée sur leur fabrication à partir d’oxydes simples et l’évaluation de leur stabilités structurales, thermodynamique et sous auto-irradiation. Les résultats mettent en évidence l’influence majeure de la réduction de l’américium en Am+III, aussi bien dans les mécanismes de formation de la solution solide U1-xAmxO2±δ par voie solide que dans la stabilisation de cations d’uranium oxydés, accompagnés de la formation de défauts dans le sous-réseau d’oxygène tels que des lacunes et des clusters cuboctaédriques. Par ailleurs, les données acquises concernant la stabilité en température des composés U1-xAmxO2±δ (existence d’une lacune de miscibilité, comportement en vaporisation) ont été comparées à des calculs basés sur un nouveau modèle thermodynamique décrivant le système ternaire U-Am-O. Enfin, les effets structuraux de l’auto-irradiation α dans les composés U1-xAmxO2±δ ont été analysés par DRX, XAS et MET, permettant d’étudier l’influence de la teneur en américium sur le gonflement structural et de décrire l’évolution des défauts structuraux radio-induits.

Americium isotopes represent a significant part of high-level and long-lived nuclear waste in spent fuels. Among the envisaged reprocessing scenarios, their transmutation in fast neutron reactors using uranium-americium mixed-oxide pellets (U1-xAmxO2±δ) is a promising option which would help decrease the ecological footprint of ultimate waste repository sites. In this context, this thesis is dedicated to the study of such compounds over a wide range of americium contents (7.5 at.% ≤ Am/(U+Am) ≤ 70 at.%), with an emphasis on their fabrication from single-oxide precursors and the assessment of their structural and thermodynamic stabilities, also taking self-irradiation effects into account. Results highlight the main influence of americium reduction to Am+III, not only on the mechanisms of solid-state formation of the U1-xAmxO2±δ solid solution, but also on the stabilization of oxidized uranium cations and the formation of defects in the oxygen sublattice such as vacancies and cuboctahedral clusters. In addition, the data acquired concerning the stability of U1-xAmxO2±δ compounds (existence of a miscibility gap, vaporization behavior) were compared to calculations based on new thermodynamic modelling of the U-Am-O ternary system. Finally, α-self-irradiation-induced structural effects on U1-xAmxO2±δ compounds were analyzed using XRD, XAS and TEM, allowing the influence of americium content on the structural swelling to be studied as well as the description of the evolution of radiation-induced structural defects.