Maîtrise de microstructures MOX de type CERCER / par Grégoire Toury ; sous la direction du professeur Jean-Pierre Bonnet

Date :

Editeur / Publisher : [S.l.] : [s.n.] , 2001

Type : Livre / Book

Type : Thèse / Thesis

Langue / Language : français / French

Combustibles nucléaires irradiés -- Traitement

Bonnet, Jean-Pierre (1948-.... ; physicien) (Directeur de thèse / thesis advisor)

Université de Limoges. Faculté des sciences et techniques (Autre partenaire associé à la thèse / thesis associated third party)

Université de Limoges (1968-....) (Organisme de soutenance / degree-grantor)

Relation : Maîtrise de microstructures MOX de type CERCER / par Grégoire Toury ; sous la direction du professeur Jean-Pierre Bonnet / Grenoble : Atelier national de reproduction des thèses , 2001

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.