Etude du comportement du produit de fission césium dans le dioxyde d’uranium par méthode ab initio

par Florence Gupta

Thèse de doctorat en Chimie. Radiochimie

Sous la direction de Alain Pasturel.


  • Résumé

    La connaissance du comportement des produits de fission dans le combustible nucléaire est importante pour des questions de sûreté et pour comprendre l’évolution des propriétés du combustible irradié. L’objectif principal de la thèse est l’étude par calculs ab initio du comportement du césium dans UO2 : la solubilité de Cs dans les défauts de la matrice, sa diffusion, la stabilité relative du Cs dissous dans le combustible vis à vis de la précipitation de phases solides ont été traités. Le rôle des corrélations électroniques entre électrons f de l’uranium sur ces différentes propriétés et sur la description du cristal parfait a été mis en évidence. Les énergies de formation des principaux défauts ponctuels dans UO2 ont été calculées, l’évolution de leur concentration en fonction de la stœchiométrie du combustible et de la température a été estimée. Les barrières énergétiques et les chemins de migration pour l’auto-diffusion des lacunes et interstitiels d’oxygène et des lacunes d’uranium dans UO2 sont discutés. La solubilité de Cs dans UO2 est trouvée très faible, en accord avec les mesures expérimentales. Les sites de piégeage les plus favorables ont été déterminés dans les différents domaines de stœchiométrie du combustible. Nous montrons que la diffusion de Cs à partir de son site d’incorporation le plus favorable dans UO2+x est limitée par la diffusion des lacunes d’uranium. La formation des phases solides issues de l’oxydation de Cs (Cs2O, Cs2O2, CsO2) et de son interaction avec le combustible (Cs2UO4), le molybdène (Cs2MoO4) et le zirconium (Cs2ZrO3) a été considérée car l’existence de ces phases, leur solubilité et leur interdépendance affectent le relâchement de Cs.


  • Résumé

    The knowledge of the behaviour of fission products in the nuclear fuel is very important for safety considerations and for understanding the evolution of the fuel properties under irradiation. In this work, we focussed mainly on the behaviour of caesium in UO2 through ab initio studies of its solubility at point defects in the matrix, its diffusion and its contribution to the formation of solid phases in the fuel. The role of electronic correlation effects of the f electrons of uranium on these properties and on the description of the defect free crystal, is assessed. The formation energies of the main point defects are calculated and their concentration as a function of fuel stoichiometry and temperature is estimated. The migration barriers and migration paths for the self-diffusion of oxygen and uranium vacancies and oxygen interstitials in UO2 are discussed. The solubility of Cs is found to be very low in UO2 in agreement with experimental findings. The most favourable trapping sites are determined as a function of oxygen concentration in the fuel. Our results show that in the hyper-stoichiometric regime, the diffusion of Cs from its most favourable trapping site is limited by the uranium vacancy diffusion mechanism. We also considered the formation of the main solid phases of caesium resulting from its oxidation (Cs2O, Cs2O2, CsO2) and from its interaction with the fuel (Cs2UO4), with molybdenum (Cs2MoO4) and with the zirconium of the clad (Cs2ZrO3), since the formation of such phases, their solubility and their interdependence will affect the release of caesium.

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Informations

  • Détails : 1 vol. (XIII-200 p.)
  • Annexes : Bibliogr. p. 155-169

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  • Bibliothèque : Université Paris-Sud (Orsay, Essonne). Service Commun de la Documentation. Section Sciences.
  • Disponible pour le PEB
  • Cote : 0g ORSAY(2008)129
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