Date : 2001
Editeur / Publisher : [S.l.] : [s.n.] , 2001
Type : Livre / Book
Type : Thèse / ThesisLangue / Language : français / French
Combustibles nucléaires irradiés -- Traitement
Résumé / Abstract : Le combustible MOX, mélange d'oxyde d'uranium UO2 et d'oxyde de plutonium PuO2, permet depuis une quinzaine d'années de recycler le plutonium issu du retraitement du combustible irradié UO2. Dans le but d'atteindre de forts taux de combustion (70 GWj/t visés) et en particulier de limiter le relâchement des produits de fission gazeux, ces travaux de thèse se sont attachés à mettre au point la réalisation de matériaux à microstructures modèles, destinés à être irradiés en réacteur expérimental. L'objectif recherché a été d'obtenir des combustibles constitués d'amas fissiles d'(U,Pu)O2 isolés dans une matrice fertile d'UO2 (microstructure de type CERCER). On espère ainsi, faire jouer à l'UO2 un rôle de barrière vis-à-vis de la diffusion et du relâchement des gaz de fission à l'extérieur du combustible. Deux procédés d'élaboration (granulation mécanique et calcination) ont été utilisés, de façon à garantir une cohésion suffisante des amas plutonifères, pour supporter les étapes pénalisantes que sont la dilution et le compactage des poudres.
Résumé / Abstract : Since fifteen years, the nuclear fuel MOX, blending of uranium dioxide UO2 and plutonium dioxide PuO2, allow to recycle plutonium derived from the reprocessing of the irradiated fuel UO2. With the aim in view to reach high burnup (70 GWj/t aimed), and particularly to restrain the fission gas release, this work pay particular attention to the realisation of materials with model microstructure.