Elaboration de combustible à base d’oxydes d’uranium et d’américium : modélisation thermodynamique et propriétés des matériaux

par Damien Prieur

Thèse de doctorat en Matériaux céramiques et traitements de surface

Sous la direction de Philippe Blanchart et de Aurélien Jankowiak.

Soutenue en 2011

à Limoges , en partenariat avec Université de Limoges. Faculté des sciences et techniques (autre partenaire) .

mots clés

• Potentiel d'oxygène
• Combustibles
• Procédés de fabrication
• Uranium -- Composés
• Américium
• Thermodynamique
• Frittage (métallurgie)
• Spectroscopie d'absorption X

Résumé

L’exploitation des réacteurs à eau pressurisée génère des produits de fission et d’actinides mineurs (Np, Am, Cm) qui sont potentiellement recyclables par leur transmutation en réacteurs à neutrons rapides. Dans ce contexte, l’objectif de la thèse a été d’étudier les conditions de fabrication de nouveaux combustibles de type U1-yAmyO2±x dont les spécificités thermodynamiques requièrent un contrôle précis du potentiel d’oxygène lors du frittage. Une première étape vers cette maîtrise du procédé a été réalisée en développant un modèle thermodynamique permettant de déterminer les conditions optimales de frittage et à partir duquel des matériaux U1-yAmyO2±x (y=0,10; 0,15; 0,20; 0,30) ont été élaborés. En conditions surstoechiométriques à basse température, les composés sont multiphasés et poreux alors que dans le cas des conditions réductrices à haute température, les matériaux obtenus sont monophasés de structure fluorine et denses. Les analyses de XAFS ont permis d’apporter des points expérimentaux supplémentaires pour l’ajustement du modèle thermodynamique et ont également mis en évidence la réduction totale d’Am(+IV) en Am(+III). Celle-ci s’accompagne de l’oxydation partielle d’U(+IV) en U(+V) qui résulte d’un mécanisme de compensation de charge. Enfin, compte tenu de l’activité α élevée de l’Am, l'effet de l'auto-irradiation a été étudié pour deux types de microstructure et deux teneurs en Am (10 et 15%). Pour chaque composition, on observe une expansion du paramètre de maille sans changement de phase combinée à un gonflement macroscopique du diamètre des pastilles pouvant atteindre 1,2% dans le cas des composés denses et 0,6% pour les matériaux à porosité contrôlée.

Titre traduit

Fabrication of uranium-americum mixed oxide fuels : thermodynamical modeling and materials properties

Résumé

Fuel irradiation in pressurized water reactors lead to the formation of fission products and minor actinides (Np, Am, Cm) which can be transmuted in fast neutrons reactors. In this context, the aim of this work was to study the fabrication conditions of the U1-yAmyO2±x fuels which exhibit particular thermodynamical properties requiring an accurate monitoring of the oxygen potential during the sintering step. For this reason, a thermodynamical model was developed to assess the optimum sintering conditions for these materials. From these calculations, U1-yAmyO2±x (y=0. 10; 0. 15; 0. 20; 0. 30) were sintered in two range of atmosphere. In hyperstoichiometric conditions at low temperature, porous and multiphasic compounds are obtained whereas in reducing conditions at high temperature materials are dense and monophasic. XAFS analyses were performed in order to obtain additional experimental data for the thermodynamical modeling refinement. These characterizations also showed the reduction of Am(+IV) to Am(+III) and the partial oxidation of U(+IV) to U(+V) due to a charge compensation mechanism occurring during the sintering. Finally, taking into account the high α activity of Am, self-irradiation effects were studied for two types of microstructures and two Am contents (10 and 15%). For each composition, a lattice parameter increase was observed without structural change coupled with a macroscopic swelling of the pellet diameter up to 1. 2% for the dense compounds and 0. 6% for the tailored porosity materials.