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Academic literature on the topic 'MOX (combustibles nucléaires) – Solubilité'

Author: Grafiati
Published: 8 June 2024
Last updated: 31 July 2025

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Journal articles on the topic "MOX (combustibles nucléaires) – Solubilité"

1

Magnin, Daniel. "Les combustibles MOX et URE à matières nucléaires recyclées." Revue Générale Nucléaire, no. 2 (March 1996): 25–27. http://dx.doi.org/10.1051/rgn/19962025.

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2

Crousilles, M., M. Beche, and G. Dalverny. "Mesures et système d'informations pour la gestion des matières nucléaires dans l'usine de fabrication de combustibles MOX de COGEMA Cadarache." Revue Générale Nucléaire, no. 1 (January 2001): 37–40. http://dx.doi.org/10.1051/rgn/20011037.

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Dissertations / Theses on the topic "MOX (combustibles nucléaires) – Solubilité"

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Thomas, Régis. "MOX dopé chrome : optimisation du dopage et de l’atmosphère de frittage." Thesis, Bordeaux 1, 2013. http://www.theses.fr/2013BOR14832/document.

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Abstract:
Dans un contexte d’accroissement des marges de sûreté des réacteurs de générations II et III vis-à-vis des scénarios accidentels, des efforts importants de recherche sont consacrés à l’amélioration de la microstructure du combustible MOX à l’issue de son procédé de fabrication. Les deux caractéristiques microstructurales recherchées sont l’accroissement de l’homogénéité de répartition du plutonium et l’augmentation de la taille de grain. Dans cette optique, une solution envisagée est l’ajout lors du procédé de fabrication et sans modification de celui-ci, de sesquioxyde de chrome Cr2O3. Une pr
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2

Garzón, Losik Germán Alexander. "Étude et modélisation d’un procédé de dissolution poussée en réacteur continu – application aux oxydes (U, Pu)O₂." Electronic Thesis or Diss., Université de Lorraine, 2023. http://www.theses.fr/2023LORR0050.

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Abstract:
Le multirecyclage du combustible nucléaire ouvre la possibilité de stabiliser l'inventaire de plutonium et de fermer complètement le cycle du combustible en France. Ce procédé permet le traitement des combustibles MOX (Mélange d'OXydes), plus riches en plutonium que les combustibles UOX utilisés actuellement, mais impliquant une adaptation des technologies existantes et la conception de nouveaux procédés de retraitement, en particulier celui de dissolution des oxydes d'uranium et de plutonium. De ce fait, l'étude expérimentale de la réaction de dissolution des oxydes mixtes dans l'acide nitriq
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3

Toury, Grégoire. "Maîtrise de microstructures MOX de type CERCER." Limoges, 2001. http://www.theses.fr/2001LIMO0014.

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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 dan
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4

Roussette, Sophie. "Analyse par champs de transformation de matériaux élastoviscoplastiques multiphases : application aux combustibles MOX." Aix-Marseille 2, 2005. http://www.theses.fr/2005AIX22054.

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Abstract:
La description du comportement global de matériaux constitués de phases non linéaires dissipatives nécessite une infinité de variables internes. Un modèle approché avec un nombre fini de variables internes, l'analyse par champs de transformation nonuniformes, est obtenu en considérant une décomposition de ces variables sur un nombre fini de champs de transformation nonuniformes, les modes plastiques. La méthode est développée pour des matériaux élastoviscoplastiques incompressibles. La transformée de Karhunen-Loève est proposée pour optimiser le choix des modes plastiques. Puis la méthode est
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Oudinet, Ghislain. "Analyse d'images et modélisation 2D/3D de la microstructure du combustible MOX." Saint-Etienne, 2003. http://www.theses.fr/2003STET4011.

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Abstract:
La microstructure du combustible nucléaire MOX, élaboré à partir de UO2 et de PuO2, détermine son comportement en réacteur. Le CEA et la COGEMA portent un intérêt grandissant à sa caractérisation par imagerie, objet du présent travail. Les algorithmes de segmentation qui sont développés ici s'appuient sur des images issues d'une microsonde et d'un MEB, pour analyser la répartition du plutonium et des porosités dans les pastilles de combustible. Ils sont novateurs, automatisés et assez robustes pour être utilisés sur un faible nombre de données. Ils ont été testés avec succès sur différents com
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Bouloré, Antoine. "Etude et modélisation de la densification en pile des oxydes nucléaires UO2 et MOX." Grenoble INPG, 2001. http://www.theses.fr/2001INPG4203.

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Abstract:
Durant l'irradiation en réacteurs à eau sous pression du combustible nucléaire UO2 ou (U, Pu)O2, plusieurs phénomènes physiques interviennent. L'un d'eux consiste en la disparition d'une partie de la porosité initiale sous l'effet de l'irradiation, cette densification pouvant atteindre jusqu'à 2,5%. D'après la littérature, l'amplitude de ce phénomène ainsi que sa cinétique, sont fortement liés à la microstructure initiale du combustible. C'est pourquoi des méthodes de caractérisation de la microstructure ont été développées à l'aide d'outils d'analyse d'images. Ces méthodes ont pour objectif d
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7

Mendez, Sandrine. "Etude de l'inerdiffusion U-Pu appliquée au combustible MOX." Aix-Marseille 3, 1995. http://www.theses.fr/1995AIX30036.

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Abstract:
Le procede industriel utilise pour produire le combustible mox consiste a broyer et a melanger finement de l'oxyde d'uranium et de l'oxyde de plutonium, avant de realiser un frittage reactif a haute temperature. L'homogeneisation cationique du reseau cristallin, qui ne peut alors s'obtenir que par la diffusion des cations u et pu, est une propriete importante du combustible pouvant influer sur son irradiation ou sur son retraitement. L'interdiffusion des cations metalliques u et pu dans le systeme uo#2-puo#2 au cours du frittage est etudiee en fonction du potentiel d'oxygene et de la temperatu
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8

Théry, Odile. "Etude de la co-conversion uranium-cérium." Lille 1, 1999. https://pepite-depot.univ-lille.fr/LIBRE/Th_Num/1999/50376-1999-499.pdf.

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Abstract:
Actuellement la fabrication du combustible nucléaire (MOX), céramiques d'oxydes d'uranium et de plutonium, est effectuée par broyage et mélange d'oxydes, puis pastillage et frittage sous atmosphère réductrice. La coprécipitation de complexes précurseurs permet d'obtenir des oxydes mixtes en diminuant les problèmes de fabrication du combustible. C'est dans ce contexte qu'ont été étudiées les précipitations en milieu oxalique de mélanges des systèmes uranium IV - uranium VI puis uranium IV - cérium III ainsi que les calcinations des sels formés et la caractérisation des oxydes obtenus. Aucun oxa
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9

Pieragnoli, Adrien. "Influence de l'adjuvant de frittage Cr2O3 sur l'homogénéisation de la répartition en plutonium au sein d'une pastille MOX hétérogène." Limoges, 2007. http://www.theses.fr/2007LIMO4061.

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Detalle, Vincent. "Analyse de l'homogénéité du combustible nucléaire MOX par Spectrométrie d'Emission optique sur Plasma Induit par Laser (SEPIL)." Lyon 1, 1999. http://www.theses.fr/1999LYO10267.

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Abstract:
Le plutonium de retraitement entre dans la composition du combustible mox (melange d'oxyde, compose de poudre de puo 2 et d'uo 2), qui est aujourd'hui utilise dans un certain nombre de reacteurs nucleaires a eau pressurisee. Le procede de fabrication de ce combustible (procede mimas) se compose de plusieurs etapes dont certaines necessitent un controle analytique rigoureux. Il est notamment necessaire de verifier l'homogeneite de la distribution spatiale en uranium et plutonium des pastilles crues et frittees pour s'assurer qu'il n'existe pas de zones trop riches en plutonium. De tels enrichis
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Books on the topic "MOX (combustibles nucléaires) – Solubilité"

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Safety of Uranium and Plutonium Mixed Oxide Fuel Fabrication Facilities: Specific Safety Guide. International Atomic Energy Agency, 2010.

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