L’acquisition de données structurales et thermodynamiques relatives à des systèmes actinides (An(III), Pu(IV) Pa(V))–acides organiques polyfonctionnels (citrique, NTA, DTPA), en solution aqueuse, vise à une meilleure compréhension des interactions actinides-ligands essentielle à l’optimisation de procédés de séparation, de décorporation, et également à l’évaluation de la sûreté des sites de stockage de déchets radioactifs. Le comportement du protactinium pentavalent à l’échelle des traces en présence des anions citrates et NTA a fait l’objet d’études systématiques par extraction liquide-liquide dans le système TTA/Toluène/HClO₄/NaClO₄/Pa(V)/ligands. Après avoir déterminé l’ordre limite des complexes (3 pour Pa(V)-Cit et 2 pour Pa(V)-NTA), les constantes de formation associées à chaque espèce ont pu être calculées. L’étude multi-technique (électrophorèse capillaire et spectrofluométrie laser) sur la complexation des An(III) par le DTPA, réalisée à plusieurs pH, a permis de mettre en évidence la coexistence des complexes mono-protoné (AnHDTPA–) et déprotoné. (AnDTPA²–) pour des solutions acides et faiblement acides. Une réinterprétation des données de la littérature, en considérant les deux complexes, a permis de faire converger les valeurs des constantes de complexation des espèces qui étaient jusqu’à maintenant dispersées. L’étude thermodynamique a ensuite été complétée par une étude théorique (calculs DFT). La structure des complexes protoné et non protoné et le mode de coordination du Curium ont ainsi été établis. L’étude exploratoire sur la complexation du Pu(IV) par le DTPA dans des conditions de pH proches du milieu biologique a nécessité le développement d’un protocole expérimental en trois étapes : protection de Pu(IV) contre l’hydrolyse avec NTA (pH faible), augmentation du pH vers des conditions neutres, compétition entre la complexation de Pu(IV) par le NTA et le DTPA. Les expériences préliminaires réalisées entre pH 1,5 et 3,5 par électrophorèse capillaire (EC-ICP-MS), semblent indiquer l’existence d’effet cinétique ou/et l’existence d’un complexe mixte. Les interprétations faites lors de cette étude exploratoire sont à confirmer. / A thorough knowledge of the chemical properties of actinides is now required in a wide variety of fields: extraction processes involved in spent fuel reprocessing, groundwater in the vicinity of radioactive waste packages, environmental and biological media in the case of accidental release of radionuclides. In this context, the present work has been focused on the complexation of Am(III), Cm(III), Cf(III), Pu(IV) and Pa(V) with organic ligands: DTPA, NTA and citric acid. The complexation of pentavalent protactinium with citric and nitrilotriacetic acids was studied using liquid-liquid extraction with the element at tracer scale (CPa < 10-10M). The order and the mean charge of each complex were determined from the analysis of the systematic variations of the distribution coefficient of Pa(V) as function of ligand and proton concentration. Then, the apparent formation constants related of the so-identified complexes were calculated. The complexation of trivalent actinides with DTPA was studied by fluorescence spectroscopy (TRLFS) and capillary electrophoresis (CE-ICP-MS). The coexistence of the mono-protonated and non-protonated complexes (AnHDTPA– and AnDTPA²–) in acidic media (1.5 ≤ pH ≤ 3.5) was shown unambiguously. Literature data have been reinterpreted by taking into account both complexes and a consistent set of formation constants of An(III)-DTPA has been obtained. The experimental study was completed by theoretical calculations (DFT) on Cm-DTPA system. The coordination geometry of Cm in CmDTPA²- and CmHDTPA- including water molecules in the first coordination sphere has been determined as well as interatomic distances. Finally, a study on the complexation of Pu(IV) with DTPA was initiated in order to more closely mimic physiological conditions. A three-step approach was proposed to avoid plutonium hydrolysis: i/ complexation of Pu(IV) with (NTA) in order to protect Pu(IV) from hydrolysis (at low pH) ii/ increase of pH toward neutral conditions and iii/ competition between the complexation of Pu with NTA and with DTPA. The preliminary experiments performed with CE-ICP-MS in the pH range 1.5 - 3.5 tend to indicate kinetic effect or/and the presence of mixed complex.

Fundamental understanding of the behaviour of nuclear fuel has been of great importance. Enhancing this knowledge not only by means of experimental observations, but also via multi-scale modelling is of current interest. The overall goal of this thesis is to understand the impact of atomic interactions on the nuclear fuel material properties. Two major topics are tackled in this thesis. The first topic deals with non-stoichiometry in uranium dioxide (UO2) to be addressed by empirical potential (EP) studies. The second fundamental question to be answered is the effect of the atomic fraction of americium (Am), neptunium (Np) containing uranium (U) and plutonium (Pu) mixed oxide (MOX) on the material properties.UO2 has been the reference fuel for the current fleet of nuclear reactors (Gen-II and Gen-III); it is also considered today by the Gen-IV International Forum for the first cores of the future generation of nuclear reactors on the roadmap towards minor actinide (MA) based fuel technology. The physical properties of UO2 highly depend on material stoichiometry. In particular, oxidation towards hyper stoichiometric UO2 – UO2+x – might be encountered at various stages of the nuclear fuel cycle if oxidative conditions are met; the impact of physical property changes upon stoichiometry should therefore be properly assessed to ensure safe and reliable operations. These physical properties are intimately linked to the arrangement of atomic defects in the crystalline structure. The first paper evaluates the evolution of defect concentration with environment parameters – oxygen partial pressure and temperature by means of a point defect model, with reaction energies being derived from EP based atomic scale simulations. Ultimately, results from the point defect model are discussed, and compared to experimental measurements of stoichiometry dependence on oxygen partial pressure and temperature. Such investigations will allow for future discussions about the solubility of different fission products and dopants in the UO2 matrix at EP level.While the first paper answers the central question regarding the dominating defects in non-stoichiometry in UO2, the focus of the second paper was on the EP prediction of the material properties, notably the lattice parameter of Am, Np containing U and Pu MOX as a function of atomic fractions.The configurational space of a complex U1-y-y’-y’’PuyAmy’Npy’’O2 system, was assessed via Metropolis-Monte Carlo techniques. From the predicted configuration, the relaxed lattice parameter of Am, Np bearing MOX fuel was investigated and compared with available literature data. As a result, a linear behaviour of the lattice parameter as a function of Am, Np content was observed, as expected for an ideal solid solution. These results will allow to support and increase current knowledge on Gen-IV fuel properties, such as melting temperature, for which preliminary results are presented in this thesis, and possibly thermal conductivity in the future. / Doctorat en Sciences de l'ingénieur et technologie / info:eu-repo/semantics/nonPublished

In der Umwelt vorkommende Radionuklide wurden als Tracer für Migrationsverhalten verwendet. Low-level-γ-Spektrometrie und zusätzliche Plutoniumanalysen ermöglichten den Nachweis sehr geringer Konzentrationen radioaktiver Nuklide. Der atmosphärische Eintrag wurde über Regenwasser- und Staubfilterproben gemessen. Untersuchungen an Filterstäuben ermöglichten eine nachträgliche Charakterisierung der Eintragssituation vor und nach dem Tschernobyl-Unfall im Freiberger Raum. Die Radionuklidtiefenverteilungen in Fichtenwald- und Hochmoorböden und deren weiterführende Analyse erlaubten Aussagen zum Stofftransport und zu bodenbildenden Prozessen. Die Migrationsdynamik in weitgehend ungestörten Hochmooren unterscheidet sich von der anthropogen überprägter Moore. Die Eignung verschiedener Radionuklide zur Datierung bzw. zeitlichen Markierung von Moorbodenschichten und damit zur Verwendung in der Moorstratigraphie wurde geprüft. Eine gute Übereinstimmung der Ergebnisse verschiedener Datierungs- und Markierungsmethoden zeigte sich v. a. für die Profile der ungestörten, rezent wachsenden ombrogenen Hochmoore.

Les réacteurs actuels produisent deux types de déchets dont la gestion et le devenir soulèvent des problèmes. Il s’agit d’abord de certains produits de fission et de noyaux lourds (isotopes de l’Américium et du Curium) au-delà de l’uranium appelés actinides mineurs. Deux options sont envisagées : le stockage en site géologique profond et/ou l’incinération de ces déchets dans un flux de neutrons rapides, c’est-à-dire, la transmutation par fission. Ces études font appel à de nombreuses données neutroniques. Malheureusement, les bases de données présentent encore de nombreuses insuffisances pour parvenir à des résultats fiables. L’objectif de ce travail est ici d’actualiser des données nucléaires et de les compléter. Nous avons ainsi mesuré la section efficace de fission de l’243Am (7370 ans) en référence à la diffusion élastique (n,p) afin de fournir des données indépendantes des mesures existantes dans la gamme des neutrons rapides (1 - 8 MeV). La réaction 243Am(n,f) a été analysée en utilisant un modèle statistique décrivant les voies de désexcitation du noyau composé d’244Am. Ainsi les sections efficaces de capture radiative (n,?) et de diffusion inélastique (n,n’) ont pu être évaluées. La mesure directe des sections efficaces neutroniques d’actinides mineurs constitue très souvent un véritable défi compte tenu de la forte activité des actinides mineurs. Pour cela, une méthode indirecte a été développée utilisant les réactions de transfert dans le but d’étudier certains isotopes du curium. Les réactions 243Am(3He,d)244Cm, 243Am(3He,t)243Cm et 243Am(3He,alpha)242Am nous ont permis de mesurer les probabilités de fission des noyaux de 243,244Cm et de l’242Am. Les sections efficaces de fission des curiums 242,243Cm(162,9 j, 28,5 ans) et de l’américium 241Am sont obtenues en multipliant ces probabilités par les sections efficaces calculées de formation des noyaux composés. Pour chaque mesure, une évaluation précise des erreurs a été réalisée à travers une étude des variances-covariances des résultats présentés. Pour les mesures de la réaction 243Am(n,f), une analyse des corrélations d’erreurs a permis d’interpréter la portée de ces mesures au sein des mesures existantes. / The existing reactors produce two kinds of nuclear waste : the fission products and heavy nuclei beyond uranium called minor actinides (Americium and Curium isotopes). Two options are considered: storage in deep geological site and/or transmutation by fast neutron induced fission. These studies involve many neutron data. Unfortunately, these data bases have still many shortcomings to achieve reliable results. The aim of these measurements is to update nuclear data and complement them. We have measured the fission cross section of 243Am (7370y) in reference to the (n,p) elastic scattering to provide new data in a range of fast neutrons (1 - 8 MeV). A statistical model has been developed to describe the reaction 243Am(n,f). Moreover, the cross sections from the following reactions have been be extracted from these calculations: inelastic scattering 243Am(n,n’) and radiative capture 243Am(n,?) cross sections. The direct measurements of neutron cross sections are often a challenge considering the short half-lives of minor actinides. To overcome this problem, a surrogate method using transfer reactions has been used to study few isotopes of curium. The reactions 243Am(3He, d)244cm, 243Am(3He, t)243cm and 243Am(3He, alpha)242Am allowed to measure the fission probabilities of 243,244Cm and 242Am. The fission cross sections of 242,243Cm(162,9d, 28,5y) and 241Am(431y) have been obtained by multiplying these fission probabilities by the calculated compound nuclear neutron cross section relative to each channel. For each measurement, an accurate assessment of the errors was realized through variance-covariance studies. For measurements of the reaction 243Am(n,f), the analysis of error correlations allowed to interpret the scope of these measures within the existing measurements.

Submitted by Marco Antonio Oliveira da Silva (maosilva@ipen.br) on 2016-12-21T15:11:54Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2016-12-21T15:11:54Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / A Terapia por Captura de Nêutrons, NCT (Neutron Capture Therapy) é uma técnica radioterápica em que a energia útil do tratamento vem da energia liberada em uma reação nuclear e não do feixe primário, como comumente utilizado em outros procedimentos radioterápicos. O Boro, por constituir-se em um elemento de baixa toxicidade e por apresentar um isótopo (10B) com alta seção de choque para a reação 10B(n,&alpha;)7Li tem sido o elemento mais utilizado nas pesquisas que visam o aprimoramento e a promoção desta técnica, derivando daí o termo BNCT (Boron Neutron Capture Therapy). Para fins de pesquisa em BNCT foi construída ao longo de um dos extratores de feixes (BH - Beam Hole) do reator IEA-R1 uma instalação, onde filtros e moderadores são posicionados entre o núcleo do reator e a posição de irradiação com o objetivo de modular o feixe de irradiação, otimizando a componente útil do feixe, os nêutrons térmicos, e reduzindo os contaminantes, raios gama e nêutrons em outras faixas energéticas. Tem-se realizado estudos visando a implementação de melhorias na caracterização e otimização do feixe obtido nesse arranjo instalado no BH-3. Atualmente a monitoração dos nêutrons é feita através de folhas de ativação, e a componente gama pelo TLD-400. Uma nova metodologia de monitoração tem sido estudada pelo grupo. A referida técnica consiste em usar TLDs de tipos diferentes, ou seja, que possuam sensibilidades distintas aos nêutrons térmicos, em virtude de diferenças na concentração dos isótopos de Lítio. No estudo dessa nova metodologia têm sido usados os TLD-600 e TLD-700. Este trabalho propõe uma metodologia usando o par TLD-100 e TLD-700. Inicialmente foi verificada a reprodutibilidade das respostas dos TLDs 700, 400 e 100 frente a campos gama puro e campos mistos, gama e nêutron. Campos estes obtidos em arranjos usando fontes de 60Co e 241AmBe. A partir de simulações usando o VI MCNP5 foi projetado e construído um Irradiador de campos mistos, que permitiu expor os dosímetros em campos mistos com diferentes espectros energéticos. As condições criadas no irradiador permitiram verificar, como a resposta do TLD é modificada pelas mudanças no espectro energético de um campo misto gama e nêutrons de baixo fluxo. O irradiador de campo misto permitiu condições para estabelecer uma relação entre o formato da curva termoluminescente e a composição do campo misto. A relação estabelecida relaciona o fluxo relativo e a razão entre a resposta das duas regiões de interesse dos TLDs 700 e 100. A partir de campos mistos com condições controladas, esse trabalho permitiu verificar a viabilidade do uso do par de TLD-100 e TLD-700 para monitoração de nêutrons térmicos na instalação de BNCT. / Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Le code MURE est basé sur le couplage d’un code Monte Carlo statique et le calcul de l’évolution pendant l’irradiation et les différentes périodes du cycle (refroidissement, fabrication). Le code MURE est ici utilisé pour analyser deux différentes questions : le mono-recyclage de l’Am dans les réacteurs français de type REP et la conversion du coeur du MNSR (Miniature Neutron Source Reactor) au Ghana d’un combustible à uranium hautement enrichi (HEU) vers un combustible faiblement enrichi (LEU), dans le cadre de la lutte contre la prolifération. Dans les deux cas, une comparaison détaillée est menée sur les taux d’irradiation et les radiotoxicités induites (combustibles usés, déchets).Le combustible UOX envisagé est enrichi de telle sorte qu’il atteigne un taux d’irradiation de 46 GWj/t et 68 GWj/t. Le combustible UOX usé est retraité, et le retraitement standard consiste à séparer le plutonium afin de fabriquer un combustible MOX sur base d’uranium appauvri. La concentration du Pu dans le MOX est déterminée pour atteindre un taux d’irradiation du MOX de 46 et 68 GWj/t. L’impact du temps de refroidissement de l’UOX usé est étudié (5 à 30 ans), afin de quantifier l’impact de la disparition du 241PU (fissile) par décroissance radioactive (T=14,3 ans). Un refroidissement de 30 ans demande à augmenter la teneur en Pu dans le MOX. L’241Am, avec une durée de vie de 432 ans, jour un rôle important dans le dimensionnement du site de stockage des déchets vitrifiés et dans leur radiotoxicité à long terme. Il est le candidat principal à la transmutation, et nous envisageons donc son recyclage dans le MOX, avec le plutonium. Cette stratégie permet de minimiser la puissance résiduelle et la radiotoxicité des verres, en laissant l’Am disponible dans les MOX usés pour une transmutation éventuelle future dans les réacteurs rapides. Nous avons étudié l’impact neutronique d’un tel recyclage. Le temps de refroidissement de l’UOX est encore plus sensible ici car l’241Am recyclé est un fort poison neutronique qui dégrade les performances du combustible (taux d’irradiation, coefficients de vide et de température). Néanmoins, à l’exception de quelques configurations, le recyclage de l’Am ne dégrade pas les coefficients de sûreté de base. Le réacteur MNSR du Ghana fonctionne aujourd’hui avec de l’uranium enrichi à 90,2% (HEU), et nous étudions ici la possibilité de le faire fonctionner avec de l’uranium enrichi à 12,5%, en passant d’un combustible sur base d’aluminium à un oxyde. Les simulations ont été menées avec le code MURE, et montrent que le coeur LEU peut-être irradié plus longtemps, mais demande d’intervenir plus tôt sur le pilotage en jouant sur la quantité de béryllium en coeur. Les flux de neutrons dans les canaux d’irradiation sont similaires pour les coeurs HEU et LEU, de même pour les coefficients de vide. Le combustible LEU usé présente cependant une radiotoxicité et une chaleur résiduelle plus élevée, du fait de la production plus importante de transuraniens pendant l’irradiation. / 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 assembly, as in the open cycle system, was designed to reach a burn-up of 46GWd/T and 68GWd/T. The spent UOX was reprocessed to fabricate MOX assemblies, by the extraction of Plutonium and addition of depleted Uranium to reach burn-ups of 46GWd/T and 68GWd/T, taking into account various cooling times of the spent UOX assembly in the repository. The effect of cooling time on burnup and radiotoxicity was then ascertained. Spent UOX fuel, after 30 years of cooling in the repository required higher concentration of Pu to be reprocessed into a MOX fuel due to the decay of Pu-241. Americium, with a mean half-life of 432 years, has high radiotoxic level, high mid-term residual heat and a precursor for other long lived isotope. An innovative strategy consists of reprocessing not only the plutonium from the UOX spent fuel but also the americium isotopes which dominate the radiotoxicity of present waste. The mono-recycling of Am is not a definitive solution because the once-through MOX cycle transmutation of Am in a PWR is not enough to destroy all the Am. The main objective is to propose a “waiting strategy” for both Am and Pu in the spent fuel so that they can be made available for further transmutation strategies. The MOXAm (MOX and Americium isotopes) fuel was fabricated to see the effect of americium in MOX fuel on the burn-up, neutronic behavior and on radiotoxicity. The MOXAm fuel showed relatively good indicators both on burnup and on radiotoxicity. A 68GWd/T MOX assembly produced from a reprocessed spent 46GWd/T UOX assembly showed a decrease in radiotoxicity as compared to the open cycle. All fuel types understudy in the PWR cycle showed good safety inherent feature with the exception of the some MOXAm assemblies which have a positive void coefficient in specific configurations, which could not be consistent with safety features. The core lifetimes of the current operating 90.2% HEU UAl fuel and the proposed 12.5% LEU UOX fuel of the MNSR were investigated using MURE code. Even though LEU core has a longer core life due to its higher core loading and low rate of uranium consumption, the LEU core will have it first beryllium top up to compensate for reactivity at earlier time than the HEU core. The HEU and LEU cores of the MNSR exhibited similar neutron fluxes in irradiation channels, negative feedback of temperature and void coefficients, but the LEU is more radiotoxic after fission product decay due to higher actinides presence at the end of its core lifetime.