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

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

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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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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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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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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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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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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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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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Vaudez, Stéphane. "Frittage des combustibles MOX : influence des conditions d’élaboration et de la pression partielle d’oxygène." Thesis, Bordeaux, 2022. http://www.theses.fr/2022BORD0117.

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Abstract:
Les phénomènes de diffusion se produisant lors du frittage des oxydes mixtes d’uranium et de plutonium (MOX) dépendent du potentiel d’oxygène de l’atmosphère du four. L’atmosphère et la température engendrent des écarts à la stœchiométrie oxygène, appelée rapport O/M, dans l’oxyde mixte U1-yPuyO2±x. Ces travaux de thèse ont porté sur une meilleure connaissance de l’évolution du rapport O/M et de la microstructure des céramiques en fonction de la composition du mélange UO2/PuO2/(UPu)O2 et du potentiel d’oxygène au cours du frittage. Leurs effets sur la densification et les microstructures ont é
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Pizette, Patrick. "Simulation de la compaction de poudres céramiques par la méthode des éléments discrets : application à la mise en forme des combustibles nucléaires mixtes." Grenoble INPG, 2009. http://www.theses.fr/2009INPG0190.

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Abstract:
Le combustible nucléaire mixte (MOX) est élaboré sous forme de pastilles par compaction en matrice puis frittage d'un mélange de poudres d'oxydes d'uranium et de plutonium. Du fait de la variabilité des poudres et compte tenu de la nécessité industrielle de maintenir constants les paramètres de fabrication sur des quantités importantes de produit, l'opération de compaction peut être à l'origine de rejets des pastilles lors des contrôles. En particulier, la solidité et la maîtrise dimensionnelle des comprimés sont des enjeux majeurs du procédé. La méthode des éléments discrets (DEM), mise en œu
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Lozano, Nathalie. "La subdivision d'un solide induite par l'évolution de sa composition chimique : intérêt pour la céramique nucléaire a fort taux d'irradiation." Dijon, 1998. http://www.theses.fr/1998DIJOS067.

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Abstract:
La subdivision de la céramique nucléaire à de fort taux d'irradiation peut être un facteur limitant pour le fonctionnement d'un réacteur électronucléaire. Pour les trois types de combustibles étudiés (UO 2-REP, MOX-REP, et (U, Pu)O 2-RNR), la subdivision de la céramique en sous-grains microniques est observée dans des zones ou le taux de combustion est supérieur a 60 GWj/tM et la température estimée est inférieure a 900°C, alors que la structure cristalline initiale semble conservée. Nous avons mis en évidence la concomitance de la subdivision et de l'évolution de la composition chimique dans
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Seck, Mohamed El Bachir. "Modélisation du comportement effectif de milieux hétérogènes viscoélastiques, non linéaires, vieillissants : application à la simulation du comportement des combustibles MOX." Thesis, Aix-Marseille, 2018. http://www.theses.fr/2018AIXM0407/document.

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Abstract:
La prévision du comportement mécanique macroscopique de matériaux hétérogènes à partir des propriétés de leurs constituants est possible pour diverses classes de comportement (élastique, viscoélastique, etc) et ce, grâce à la théorie de l'homogénéisation. Néanmoins l'extension de cette théorie pour des matériaux possédant un comportement viscoélastique non linéaire (ou élasto-viscoplastique) reste une question ouverte à laquelle nous nous attaquons dans ce travail afin de prédire le comportement macroscopique des combustibles oxydes mixtes uranium-plutonium (MOX) utilisés dans les réacteurs nu
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Giroussens, Léa. "Etude de la tenue et du comportement des additifs organiques dans le procédé de fabrication du combustible MOX." Electronic Thesis or Diss., Université Grenoble Alpes, 2025. http://www.theses.fr/2025GRALI014.

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Abstract:
Le sujet s’applique à la fabrication de pastilles de combustible MOX ((U,Pu)O2) et s’inscrit donc dans une activité opérationnelle avec du plutonium. Afin de maîtriser la fabrication des pastilles, il est nécessaire d’évaluer le comportement des additifs au cours du pressage et du frittage, ainsi que l’évolution de ce comportement sous irradiation et en température. Le lien est fait avec leur tenue au cours du temps face aux contraintes thermiques et radiolytiques engendrées par les éléments radioactifs et principalement le plutonium sous différentes isotopies. Ces contraintes sont fonction de
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Lefrançois, Lydie. "Analyse et nouvelle approche prédictive du phénomène de formation d'une troisième phase dans les systèmes d'extraction (akylmalonamide-hydrocarbure-acide-eau)." Nancy 1, 1999. http://www.theses.fr/1999NAN10258.

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Abstract:
Dans le cadre du retraitement du combustible nucléaire usé, le procédé d'extraction liquide-liquide DIAMEX, envisagé pour la séparation des actinides III, utilise comme extractant le diméthyldibutyltétradécylmalonamide, noté DMDBTDMA. Le problème majeur intervenant dans ce procédé est l'apparition d'une troisième phase dans certaines conditions d'acidité de la phase aqueuse à traiter. L'objectif de ce travail a été d'étudier ce phénomène, du point de vue physico-chimique et de développer un modèle permettant de prévoir la démixtion. Des analyses ont permis de préciser par des techniques approp
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Le, Gall Claire. "Contribution à l'étude du relâchement des produits de fission hors de combustibles nucléaires en situation d'accident grave : effet de la pO2 sur la spéciation du Cs, Mo et Ba." Thesis, Université Grenoble Alpes (ComUE), 2018. http://www.theses.fr/2018GREAY053/document.

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Abstract:
Comprendre les mécanismes de spéciation des Produits de Fission (PF) dans le combustible nucléaire est un enjeu majeur pour pouvoir estimer précisément le terme source d’un accident grave. Parmi les nombreux PF créés, certains sont très réactifs et peuvent avoir un impact radiologique important en cas de relâchement dans l’atmosphère. C’est notamment le cas du césium (Cs), du molybdène (Mo) et du baryum (Ba). C’est dans ce contexte que s’inscrit le travail de thèse qui propose d’apporter des données expérimentales sur l’effet du potentiel oxygène sur la spéciation du Cs, du Mo et du Ba dans de
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Chambon, Cébastien. "Densification et homogénéisation U/Pu au cours du frittage de combustibles oxydes mixtes élaborés à partir de poudres UO2, U3O8 et PuO2." Thesis, Bordeaux, 2017. http://www.theses.fr/2017BORD0847.

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Abstract:
Dans le but de fabriquer des combustibles de type oxyde mixte (MOX = (U,Pu)O2) pour les réacteurs nucléaires du futur, l‘ajout d‘un nouvel intrant, l‘octaoxyde de triuranium (U3O8), est envisagé. Ces travaux de thèse portent sur l'influence de cet ajout pendant le frittage du MOX, ainsi que sur la stabilité dimensionnelle des pastilles frittées lors de recuits. Ces premiers essais ont révélé une dé-densification à haute température des pastilles incorporant une poudre d'U3O8 lorsqu‘elle était issue d‘une synthèse oxalique.Ce phénomène indésirable a été étudié sur un simulant inactif : un oxyde
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Bonev, Plamen. "Thermal conductivity of mixed oxide fuel (MOX) : effect of temperature, elementary chemical composition, microstructure and burn-up in reactor." Electronic Thesis or Diss., Université de Lorraine, 2023. http://www.theses.fr/2023LORR0367.

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Abstract:
Le combustible à oxyde mixte (MOX) est le combustible nucléaire utilisé dans les réacteurs de quatrième génération, également appelés réacteurs à neutrons rapides (RNR). Ces réacteurs fonctionnent à des températures très élevées (entre 1500 et 2500 K). La conductivité thermique est donc une propriété essentielle pour la sécurité des réacteurs. Dans les conditions de fonctionnement des RNRs, le MOX est non seulement soumis à des températures élevées, mais aussi à des modifications locales de la composition élémentaire chimique et de la microstructure, qui peuvent avoir un impact important sur l
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Nogueira, Junior Gilmar. "Simulation discrète de la compaction et du frittage des poudres d'UOX et de MOX." Electronic Thesis or Diss., Université Grenoble Alpes, 2024. http://www.theses.fr/2024GRALI008.

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Abstract:
Ce travail, réalisé en collaboration avec l'usine de recyclage Orano Melox, s'inscrit dans le contexte de l'industrie nucléaire française, qui joue un rôle central dans la production d'électricité du pays. La thèse est centrée sur la fabrication du combustible nucléaire à travers les étapes de compaction et de frittage des poudres nucléaires : les combustibles UOX (Uranium OXide) et MOX (Mixed OXide). La compaction uni-axiale induit un champ de densité hétérogène dans la pastille. Cette hétérogénéité est responsable d’une déformation radiale lors des étapes d’éjection et de frittage (effet dia
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Costenoble, Sylvain. "Modélisation de la coprécipitation d'oxalates mixtes d'uranium et de plutonium dans le cadre du recyclage du combustible nucléaire : solubilité des solutions solides oxalate." Thesis, Lille 1, 2009. http://www.theses.fr/2009LIL10179/document.

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Abstract:
Les nouveaux procédés à l’étude pour les nouvelles générations d’usine de traitement/recyclage du combustible nucléaire privilégient un mode de cogestion de l’uranium et du plutonium. Dans le procédé COEX TM, une des opération-clés correspond à la coconversion de l’uranium(IV) et du plutonium(III) par coprécipitation oxalique. Elle conduit à un oxyde mixte destiné à la fabrication de combustible via la synthèse puis la calcination d’un précurseur de type solution solide oxalate. La modélisation de l’étape de coprécipitation oxalique, support d’une meilleure compréhension du procédé, s’appuie s
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Kauric, Guilhem. "Contribution to the investigation of the chemical interaction between sodium and irradiated MOX fuel for the safety of Sodium-cooled Fast Reactors." Thesis, université Paris-Saclay, 2020. http://www.theses.fr/2020UPASF027.

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Abstract:
Dans le cas d’un accident grave dans un réacteur refroidi au sodium, des interactions entre le combustible irradié et le sodium pourraient se produire à très haute température. Pour pouvoir prédire la dégradation des aiguilles combustibles et les phases produites en tenant compte de tous les systèmes présents dans le combustible irradié, une étude des systèmes Na-PF-Pu-U-O avec PF= Ba, Cs, I, Mo, Te est primordiale. Pour un système avec de nombreux éléments à étudier sur une large échelle de température et de composition, la méthode Calphad est particulièrement adaptée. Celle-ci permet de préd
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Kerleguer, Valentin. "Apport de l'étude de matériaux modèles U1-xPuxO2 à la compréhension des mécanismes d'altération des combustibles UOx et MOx en stockage géologique." Electronic Thesis or Diss., Université Paris sciences et lettres, 2020. http://www.theses.fr/2020UPSLM061.

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Abstract:
L’influence des conditions environnementales du stockage géologique sur la lixiviation de la matrice des combustibles UOx et MOx a été étudiée selon une complexification progressive : eau carbonatée, eau synthétique de l’argilite du Callovo-Oxfordien (COx), eau du Cox avec fer métal ou argilite. Deux matériaux modèles émetteurs alpha ont été sélectionnés : des pastilles de UO2 faiblement dopées en Pu et des pastilles homogènes de MOx U0.73Pu0.27O2. Les protocoles expérimentaux, spécifiquement développés, ne montrent pas un effet important de l’argilite sur l’altération de UO2. Le plutonium dim
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Odorowski, Mélina. "Etude de l'altération de la matrice (U,Pu)O2 du combustible irradiéen conditions de stockage géologique : Approche expérimentale et modélisation géochimique." Electronic Thesis or Diss., Paris, ENMP, 2015. http://www.theses.fr/2015ENMP0057.

Full text
Abstract:
Afin d’évaluer les performances du combustible irradié en situation de stockage géologique, des recherches sont menées sur le comportement à long terme des combustibles irradiés (UOx et MOx) en conditions environnementales se rapprochant de celles du site de stockage français. L’objectif de cette thèse est de déterminer si la géochimie de la couche géologique d'argilites du Callovo-Oxfordien (COx) et la corrosion des conteneurs en acier (produisant du fer et de l'hydrogène) ont un impact sur la dissolution oxydante de la matrice (U,Pu)O2 sous radiolyse alpha de l’eau.Des expériences de lixivia
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Takoukam, Takoundjou Cyrille. "Etude du diagramme de phases du combustible MOX par simulation moléculaire de type Monte Carlo." Thesis, Aix-Marseille, 2020. http://www.theses.fr/2020AIXM0321.

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Abstract:
L’oxyde mixte d’uranium et de plutonium, communément appelé MOX (pour Mixed Oxide), est utilisé actuellement dans certains réacteurs à eau pressurisée (REP) et est considéré comme le combustible de référence pour les futurs réacteurs français à neutrons rapides et à caloporteur sodium (RNR-Na) de IVème génération. Lors de la fabrication de ce combustible, la sous-stœchiométrie en oxygène (rapport O/M < 2 avec M=U+Pu) y est imposée. La connaissance des caractéristiques du MOX nécessite alors la maitrise du diagramme de phases ternaire U‒Pu‒O et notamment la caractérisation de cette lacune de
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Hibert, Nicolas. "Synthèse et caractérisation structurale des complexes de plutonium à base de peroxyde." Thesis, Lille, 2020. http://www.theses.fr/2020LILUR054.

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Abstract:
Dans le cadre de l’amélioration de la voie d’élaboration du combustible nucléaire recyclé et du multirecyclage du plutonium, la coconversion U-Pu représente une alternative potentielle au procédé actuel de mélange mécanique des poudres d’oxyde d’uranium et de plutonium. Par rapport aux voies carbonées de coconversion, la voie peroxyde présente l’avantage, entre autres, de conduire à l’absence de carbone résiduel dans la poudre d’oxydes. Cependant, les connaissances actuelles sur les peroxydes de plutonium sont partielles et fragmentées, constituant un frein au développement technologique de la
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Berenguer--Besnard, Priscilla. "Etude de la cinétique et des mécanismes de suroxydation des oxydes mixtes (U,Pu)O2." Electronic Thesis or Diss., Saint-Etienne, EMSE, 2024. http://www.theses.fr/2024EMSEM052.

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Abstract:
Le multi-recyclage du plutonium dans les Réacteurs à Eau Pressurisée est une option actuellement étudiée en France, qui permettrait de stabiliser l’inventaire en plutonium. Cette stratégie implique de développer des procédés innovants pour permettre le retraitement des combustibles MOX (oxyde mixte d’uranium et de plutonium) usés à des cadences industrielles. Une des solutions envisagées consiste en un traitement thermique oxydant, qui permettrait d’extraire le combustible usé de sa gaine en amont de la dissolution pour accroître sa réactivité au contact de l’acide nitrique. L’idée est de tire
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Costin, Dan Tiberiu. "Solutions solides d'uranothorites : De la préparation à la dissolution." Thesis, Montpellier, Ecole nationale supérieure de chimie, 2012. http://www.theses.fr/2012ENCM0026/document.

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Abstract:
La coffinite, USiO4, constitue l'une des phases pouvant être formées lors de l'altération d'un combustible usagé en conditions réductrices, après la dégradation des barrières de confinement. Une étude visant à déterminer les données thermodynamiques associées à la coffinite via une approche reposant sur la préparation de solutions solides d'uranothorites (Th1-xUxSiO4) a ainsi été développée au cours de ce travail. Dans un premier temps, la préparation des échantillons d'uranothorite a été entreprise avec succès en conditions hydrothermales. L'obtention systématique d'échantillons polyphasés po
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Truphemus, Thibaut. "Etude des équilibres de phases en fonction de la température dans le système UO2-PuO2-Pu2O3 pour les céramiques nucléaires aux fortes teneurs en plutonium." Thesis, Aix-Marseille, 2013. http://www.theses.fr/2013AIXM4303/document.

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Abstract:
Dans la section UO2-PuO2-Pu2O3, les équilibres de phases décrivent un domaine monophasé (U1-y,Puy)O2-x stable pour y<0,20 à 25°C et jusqu'à l'équilibre solide-liquide. Aux teneurs Pu supérieures, ils sont plus complexes avec l'apparition d'une démixtion et la précipitation de phase(s) additionnelle(s). L'objectif de la thèse a consisté à améliorer la représentation du système pour 0,15≤y≤0,65 et 25≤T(°C)≤1500.A 25°C, une lacune de miscibilité composée de deux phases (U1-y,Puy)O2-X a été observée pour y<0,45, dont l'une est de rapport Oxygène/Métal proche de la stœchiométrie et une autre
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Odorowski, Mélina. "Etude de l'altération de la matrice (U,Pu)O2 du combustible irradiéen conditions de stockage géologique : Approche expérimentale et modélisation géochimique." Thesis, Paris, ENMP, 2015. http://www.theses.fr/2015ENMP0057/document.

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Abstract:
Afin d’évaluer les performances du combustible irradié en situation de stockage géologique, des recherches sont menées sur le comportement à long terme des combustibles irradiés (UOx et MOx) en conditions environnementales se rapprochant de celles du site de stockage français. L’objectif de cette thèse est de déterminer si la géochimie de la couche géologique d'argilites du Callovo-Oxfordien (COx) et la corrosion des conteneurs en acier (produisant du fer et de l'hydrogène) ont un impact sur la dissolution oxydante de la matrice (U,Pu)O2 sous radiolyse alpha de l’eau.Des expériences de lixivia
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Gupta, Florence. "Etude du comportement du produit de fission césium dans le dioxyde d’uranium par méthode ab initio." Paris 11, 2008. http://www.theses.fr/2008PA112129.

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Abstract:
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 l
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Semenov, Evgenii. "Experimental studies and evaluation of the implementation of 3γ-imaging and the new technology of XEMIS cameras adapted to the control of MOX fuel". Electronic Thesis or Diss., Ecole nationale supérieure Mines-Télécom Atlantique Bretagne Pays de la Loire, 2024. http://www.theses.fr/2024IMTA0443.

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Abstract:
Le contrôle non destructif et l'imagerie par rayons γ sont largement utilisés dans l'industrie de production de combustible nucléaire et en médecine nucléaire. Cette thèse est centrée sur une nouvelle application d'un détecteur de pointe, basé sur une caméra au xénon liquide dont le champ de vue est 24 cm, XEMIS2. Cette caméra, construite à Nantes, en France, a été initialement conçue pour l’imagerie médicale à 3-gammas chez les petits animaux. Elle fait désormais l’objet d’une étude approfondie pour explorer la nouvelle application dans le contrôle non destructif et l’imagerie de pastilles ou
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Nkou, Bouala Galy Ingrid. "Premier stade du frittage des dioxydes de lanthanides et d’actinides : une étude in situ par MEBE à haute température." Thesis, Montpellier, 2016. http://www.theses.fr/2016MONTT220/document.

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Abstract:
Le frittage est une étape clé de l’élaboration des pastilles de combustible nucléaire de type UOx et MOx (oxyde mixte (U,Pu)O2) utilisées dans les réacteurs à eau pressurisée. Le premier stade de ce procédé, qui consiste en l’élaboration de ponts entre les grains et conduit à la consolidation des matériaux, est jusqu’à présent principalement abordé par simulation numérique. Les modèles utilisés pour la description théorique de cette étape du frittage sont alors généralement constitués deux grains sphériques en contact. Afin de réaliser les premières observations expérimentales du stade initial
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Largenton, Rodrigue. "Modélisation du comportement effectif du combustible MOX : par une analyse micro-mécanique en champs de transformation non uniformes." Thesis, Aix-Marseille, 2012. http://www.theses.fr/2012AIXM4773/document.

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Abstract:
Parmi les combustibles nucléaires irradiés dans les Réacteurs à Eau Pressurisée d'Électricité de France, on trouve le combustible MOX, acronyme anglais de Mixed Oxide car il combine du dioxyde de plutonium et d'uranium. On y distingue trois phases, correspondant à des teneurs massiques en plutonium différentes. La teneur en matière fissile y étant différente, ces phases évoluent différemment sous irradiation, tant du point de vue mécanique que du point de vue chimique. Pour modéliser correctement le comportement macroscopique du combustible MOX dans un code de calcul industriel, les modèles on
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Chevreux, Pierrick. "Comportement de l’uranium et de ses simulants dans les verres d’aluminosilicates en contact avec des métaux fondus." Thesis, Université de Lorraine, 2016. http://www.theses.fr/2016LORR0257/document.

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Abstract:
Ce travail s’inscrit dans le cadre du développement d’un procédé innovant de conditionnement de déchets nucléaires contenant des métaux contaminés en actinides. Le principe de ce procédé consiste à incorporer des concentrations élevées en actinides dans un bain de verre au contact de métaux fondus. Parmi eux, l’aluminium et/ou l’acier inoxydable imposent un environnement très réducteur et induisent des phénomènes d’oxydoréduction au sein du verre. Ces phénomènes provoquent un changement du degré d’oxydation des actinides qui modifie leur solubilité dans le verre et peut potentiellement entraîn
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Beaudoux, Xavier. "Dissolution réductrice d'oxydes de lanthanides et de PuO2 assistée par ultrasons." Thesis, Montpellier, 2015. http://www.theses.fr/2015MONTS046.

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Abstract:
Dans le cadre du programme nucléaire français, le combustible des réacteurs est constitué d'oxydes d'uranium ou d'oxydes mixtes d'uranium et de plutonium (appelé MOX). Des développements sont constamment effectués sur les procédés de retraitement de ces combustibles afin d'optimiser la récupération des matières valorisables et de minimiser le volume des déchets. Lors de la dissolution des MOX, la quantité de fines de dissolution résiduelles riches en Pu est parfois importante malgré l'utilisation de conditions chimiques dures (oxydantes et corrosives). La difficulté à dissoudre des lots de PuO
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Strach, Michal. "In situ studies of uranium-plutonium mixed oxides : Influence of composition on phase equilibria and thermodynamic properties." Thesis, Aix-Marseille, 2015. http://www.theses.fr/2015AIXM4044.

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Abstract:
En raison de leurs propriétés chimiques et physiques, les oxydes mixtes d'uranium et de plutonium sont considérés comme combustibles pour les réacteurs nucléaires de quatrième génération. Dans ce cadre, des études expérimentales complémentaires sont nécessaire, notamment pour mieux comprendre les phénomènes mis en jeu lors de la fabrication ou sous irradiation. L'objet de ce travail est d'étudier le diagramme de phase U-Pu-O dans une large gamme de composition et de températures afin d'améliorer notre connaissance de ce système. La plupart des expériences ont été réalisées par diffraction des
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Parmentier, Delphine. "Étude cinétique de la nucléation primaire et de la croissance cristalline au cours de la coprécipitation de solutions solides d’oxalates d’actinides." Thesis, Université de Lorraine, 2012. http://www.theses.fr/2012LORR0425.

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Abstract:
Une gestion groupée des actinides est envisagée afin d’améliorer les performances du combustible et de réduire le risque de prolifération. Dans le procédé COEXTM, l’étape de coprécipitation oxalique permet de former un oxalate mixte d’uranium et de plutonium, précurseur de l’oxyde mixte destiné à la fabrication de combustible MOX. Afin de déterminer les cinétiques de nucléation et de croissance de cet oxalate mixte, il est nécessaire de pouvoir calculer la sursaturation. Appliquée à la coprécipitation, différentes théories sont proposées dans la littérature, cependant aucune n’a été vérifiée e
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Cheik, Njifon Ibrahim. "Modélisation des modifications structurales, électroniques et thermodynamiques induites par les défauts ponctuels dans les oxydes mixtes à base d'actinides (U,Pu)O2." Electronic Thesis or Diss., Aix-Marseille, 2018. http://www.theses.fr/2018AIXM0356.

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Abstract:
(U,Pu)O2 (aussi appelé MOX) est actuellement utilisé comme combustible dans les réacteurs nucléaires à eau pressurisée (REP) avec une teneur massique en Pu d’environ 10 %. Il est également envisagé comme combustible de référence pour les réacteurs à neutrons rapides à caloporteur sodium, avec une teneur massique en Pu d’environ 25 %. En conditions opérationnelles, (U,Pu)O2 est soumis à des réactions de fission qui génèrent une grande quantité de défauts et de produits de fission. Par migration, ces défauts et produits de fission gazeux peuvent s'agréger en nano-cavités, dislocations et bulles
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Morati, Nicolas. "Système de détection ultra-sensible et sélectif pour le suivi de la qualité de l'air intérieur et extérieur." Electronic Thesis or Diss., Aix-Marseille, 2021. http://www.theses.fr/2021AIXM0200.

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Abstract:
Aujourd’hui, l’air est pollué par de nombreuses substances chimiques, difficile à identifier. Plusieurs gaz marqueurs sont caractéristiques de la pollution, comme le monoxyde de carbone (CO), l'ozone (O3) et le dioxyde d'azote (NO2). Les capteurs de gaz à base d’oxyde métallique (MOX) sont des bons candidats pour suivre en temps réel la qualité de l’air. Ils sont largement utilisés dans les dispositifs de détection de gaz portables et à faible coût. Très sensibles, stables et avec une grande durée de vie, les capteurs MOX souffrent d'un manque inhérent de sélectivité, qui peut être comblé en y
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Sogbadji, Robert. "Neutronic study of the mono-recycling of americum in PWR and of the core conversion INMNSR using the MURE code." Phd thesis, Université Paris Sud - Paris XI, 2012. http://tel.archives-ouvertes.fr/tel-00843688.

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Abstract:
The MURE code is based on the coupling of a Monte Carlo static code and the calculation of the evolution of the fuel during irradiation and cooling periods. The MURE code has been used to analyse two different questions, concerning the mono-recycling of Am in present French Pressurized Water Reactor, and the conversion of high enriched uranium (HEU) used in the Miniature Neutron Source Reactor in Ghana into low enriched uranium (LEU) due to proliferation resistance issues. In both cases, a detailed comparison is made on burnup and the induced radiotoxicity of waste or spent fuel. The UOX fuel
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Cheik, Njifon Ibrahim. "Modélisation des modifications structurales, électroniques et thermodynamiques induites par les défauts ponctuels dans les oxydes mixtes à base d'actinides (U,Pu)O2." Thesis, Aix-Marseille, 2018. http://www.theses.fr/2018AIXM0356/document.

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Abstract:
(U,Pu)O2 (aussi appelé MOX) est actuellement utilisé comme combustible dans les réacteurs nucléaires à eau pressurisée (REP) avec une teneur massique en Pu d’environ 10 %. Il est également envisagé comme combustible de référence pour les réacteurs à neutrons rapides à caloporteur sodium, avec une teneur massique en Pu d’environ 25 %. En conditions opérationnelles, (U,Pu)O2 est soumis à des réactions de fission qui génèrent une grande quantité de défauts et de produits de fission. Par migration, ces défauts et produits de fission gazeux peuvent s'agréger en nano-cavités, dislocations et bulles
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