The program COMSOL Multiphysics was used to simulate a flow of helium gas transporting ionized fission products out of an ion guide. Two important parameters to study from the simulation was the evacuation time and velocity of the ions. The mean evacuation time was shown to be 0.1173s, and the velocity of a single particle peaked at 2500m/s, 1000-1500m/s being more common.

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:43:26Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T13:58:17Z (GMT). No. of bitstreams: 1 06498.pdf: 10769439 bytes, checksum: e1653f842e3f8a16356a7f469da93549 (MD5) / Tese (Doutoramento) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Le procédé PUREX utilise comme molécule extractante le tri-butyl-phosphate (TBP) pour assurer l’extraction et la purification de l’uranium et du plutonium des combustibles nucléaires usés. Bien que le retour d’expérience industriel soit très positif, des améliorations de ce procédé sont possibles notamment pour le futur traitement de combustibles plus riches en plutonium. Les extractants de la famille des N,N-dialkylamides (monoamides) ont montré par le passé une potentialité avérée pour remplacer le TBP : ils permettent de co-extraire l’uranium et le plutonium puis de dés-extraire sélectivement le plutonium par une diminution de l’acidité du milieu, supprimant ainsi les opérations de réduction du plutonium consommatrices en réactif potentiellement toxique (hydrazine). Le travail de recherche mené au cours de cette thèse vise à comprendre et modéliser l’extraction de certains produits de fission et actinides mineurs : césium, europium, américium, ruthénium et technétium, éléments qui ne doivent pas contaminer les matières recyclées. Les systèmes extractants choisis pour l’étude sont constitués des monoamides N,N-di (éthyl-2 hexyl) butanamide (DEHBA), N,N-di (éthyl-2 hexyl) isobutanamide (DEHiBA), du mélange de ces deux monoamides, de N-méthyl-N-octyl-(2-ethyl)hexanamide (MOEHA) et de TBP, extractant actuellement utilisé à l’usine AREVA de La Hague, dilués dans le tétrapropylène hydrogéné (TPH). Pour y parvenir, une démarche multi-échelle a été mise en place avec l’acquisition de données de distribution et de données thermodynamiques. Ces données ont servi de support pour élaborer des modèles permettant de simuler le comportement des différents éléments dans les cycles d’extraction actuel ou futur. En parallèle et lorsque les conditions chimiques des systèmes le permettaient, des études de spéciation des phases organiques ont été entreprises, afin d’obtenir des informations sur la stœchiométrie des complexes formés et sur les mécanismes mis en jeu au cours de l’extraction.De ces travaux peuvent se dégager un certain nombre de conclusions :- l’extraction des nitrates de césium, d’europium et d’américium par les monoamides est très faible et a pu être correctement modélisée,- l’extraction du technétium par les monoamides semble répondre au même mécanisme que dans le cas du TBP : le technétium est principalement co-extrait en phase organique en formant des complexes mixtes avec l’uranium. En effet, un anion pertechnétate se substitue à un anion nitrate dans les complexes formés entre l’extractant et le nitrate d’uranyle, selon un mode de coordination monodenté, conduisant à une extraction exacerbée du technétium. La modélisation de l’extraction du technétium par les monoamides a pu être améliorée en reconsidérant l’estimation des écarts à l’idéalité en phase aqueuse avec une nouvelle variation du coefficient d’activité de l’acide pertechnétique en solution binaire dans l’eau,- avec les monoamides comme avec le TBP, le ruthénium est faiblement extrait en phase organique mais cette fraction extraite, aussi faible soit elle, constitue une contamination résiduelle du solvant. Les données acquises, grâce à la mise au point d’un protocole de préparation de solutions simulées, sont représentatives du comportement du ruthénium dans les conditions d’extraction des procédés. Les modèles développés permettent de très bien reproduire le comportement du ruthénium dans les opérations d’extraction de procédés mis en œuvre à l’échelle pilote, sur des solutions de dissolution réelles,- une approche nouvelle pour le calcul des coefficients d’activité en phase organique a été développée. Elle explicite les écarts à l’idéalité liés à l’association en phase organique via les équilibres de complexation, mais aussi, et pour la première fois, les effets liés à la répulsion entre espèces en les considérant comme des sphères dures. / The PUREX process is a solvent extraction method dedicated to the reprocessing of irradiated nuclear fuel in order to selectively extract uranium(VI) and plutonium(IV) from fission products and minor actinides. The tri-n-butylphosphate (TBP) is used as the extractant in the organic phase. Within the frame of the development of Generation IV reactors, new liquid-liquid extraction processes are under development for the reprocessing of spent nuclear fuels. The N,N-dialkylamides (monoamides) already showed their potentiality as promising alternative extractant to TBP for nuclear fuel reprocessing: they are able to extract U(VI) and Pu(IV) selectively by adjusting the nitric acid concentration without using Pu(IV) reducing agents. This study aims at understanding and modeling the extraction of some fission products and minor actinides: cesium, europium, americium, ruthenium and technetium, which may occur as impurities in the organic phase. In the present study, the extraction properties of N,N-di (ethyl-2 hexyl) butanamide (DEHBA), N,N-di (ethyl-2 hexyl) isobutanamide (DEHiBA), as well as a mixture of these two monoamides, N-methyl-N-octyl-(2-ethyl)hexanamide (MOEHA) and TBP, the extractant currently used in the PUREX process at the La Hague plant, diluted in TPH, were studied. For that purpose, a multi-scale approach has been used to describe the extraction mechanisms combining two different descriptions. Distribution and thermodynamic data were first determined from batch experiments. Based on these data, thermodynamic models were developed and are able to predict the behaviour of the different elements in current or future processes. Dedicated methods were also performed to obtain information about the stoichiometry of the extracted species and about the mechanisms involved during the extraction step.The main conclusions that can be deduced from this study are:- even if the extraction of cesium, europium and americium nitrates with monoamides is very low, models have been developed and fit the experimental data with good agreement,- the same mechanism may be involved in the extraction of technetium with TBP or monoamides: technetium is preferentially co-extracted in organic phase as mixed uranium-technetium species. Indeed, one TcO4- anion replaces one NO3- ion in a monodentate coordination mode in the uranium-monoamide complex. The developed thermodynamic models, that have been improved by taking into account a new variation of the pertechnetic acid activity coefficient in binary solution, fit very well the experimental data,- with monoamides as with TBP, ruthenium is poorly extracted but remains troublesome in the spent fuel reprocessing industry because of its retention in the irradiated solvent. Distribution data have first been determined from batch experiments thanks to the development of a new methodology for simulated ruthenium spent fuel dissolution solutions preparation. The developed thermodynamic models fit very well the batch experimental data. Thus, they was then used to simulate ruthenium behaviour in counter-current hot tests performed in mixer-settlers- a new approach for the activity coefficient calculation in organic phase has been developed. The MSA theory (Mean Spherical Approximation) was chosen for this purpose to explicitly describe both association and repulsive forces.Finally, this work that includes a macroscopic study (distribution and thermodynamic data acquisition and modeling) and molecular investigations (ESI-MS, FT-IR and X-ray absorption analysis supported by theoretical calculations) provides a new insight in the description of solvent extraction mechanism.

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Dans les nouvelles centrales nucléaires dites 4ème génération, comme d’ailleurs les anciennes, le dioxyde d’uranium devra opérer dans des milieux hostiles de températures et d’irradiation avec la présence des produits de fission (PF) et des particules alpha (α). Le fonctionnement dans ces conditions extrêmes induira des déplacements d’atomes et dégradera les propriétés thermiques et mécaniques du combustible UO2. La compréhension du comportement des défauts lacunaires, des PF et de l’hélium est cruciale pour prévoir le comportement du dioxyde d’uranium au sein de ces futures installations nucléaires. La première partie de cette thèse est consacrée à l’étude des défauts lacunaires induits par l’implantation de krypton et d’iode (quelques MeV) dans l’UO2 polycristallin et leurs stades de recuits. L’analyse par spectroscopie d’annihilation de positons (PAS) a permis de mettre en évidence la création de défauts de Schottky VU-2VO dans le cas des implantations iode et la formation de clusters lacunaires contenant du gaz pour les implantations krypton. L’évolution en température de ces défauts générés dépend des paramètres d’implantation (nature des ions, énergie, fluence). Cette étude a montré les rôles importants que peuvent jouer les défauts lacunaires et la présence des gaz de fission dans l’évolution du matériau UO2. Ensuite, nous nous sommes intéressés à l’étude et à la caractérisation, par PAS et les techniques d’analyse par faisceau d’ions (NRA/C et RBS/C), du comportement de l’hélium dans l’UO2. Les mesures de NRA/C et RBS/C révèlent une localisation d’une grande fraction d’hélium dans les sites interstitiels octaédriques de la matrice UO2. La localisation de l’hélium reste stable dans ces sites pour T< 600°C, évoluent légèrement entre 600 et 700°C et devient aléatoire à 800°C. Les mesures PAS mettent en évidence trois stades d’évolution des défauts lacunaires : la recombinaison par migration des interstitiels d’oxygène, l’agglomération des défauts entre 600 et 800°C et leur dissociation et élimination lorsque la température augmente. Ces résultats suggèrent que le transport d'hélium est assisté par les défauts lacunaires. / In the new fourth generation nuclear plants, as in the old ones, uranium dioxide must operate in hostile environments of temperature and irradiation with the presence of fission products (FP) and alpha particles (α). Operation in these extreme conditions will induce atoms displacements and degrade the thermal and mechanical properties of UO2 fuel. Understanding the behavior of induced vacancy defects, FP and helium is crucial to predict the uranium dioxide behavior in the future nuclear reactors. The first part of this thesis is dedicated to the study of vacancy defects induced by krypton and iodine implantation (a few MeV) in the UO2 polycrystalline and of their evolution under annealing. Analysis by positron annihilation spectroscopy (PAS) has highlighted the creation of Schottky defects VU-2VO in the case of iodine implantations and formation of vacancy clusters containing the gas for krypton implantation. The temperature evolution of these defects depends on the implantation parameters (nature of the ion energy, fluence). This study showed the important roles that can play vacancy defects and the presence of fission gases in the evolution of UO2 material. Then we were interested in the study of the helium behavior in UO2 its location and migration, agglomeration and interaction with vacancy defects by using PAS and ion beam analysis (NRA/C and RBS/C). The NRA/C and RBS/C characterizations showed a localization of a large helium fraction in the octahedral interstitial sites of the UO2 matrix. The helium location in these sites remains stable for T <600°C, changing slightly between 600 and 700°C and becomes random at 800°C. Positron annihilation spectroscopy reveals three stages of vacancy defects evolution : The recombination with oxygen interstitial migration, defects agglomeration between 600 and 800°C and their dissociation and elimination when the temperature increases. These results suggest that the He transport is assisted by the vacancy defects.

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