L’hexafluorure d’uranium (UF6), est le seul composé utilisé à l’état gazeux dans les procédés d’enrichissement pour la production du combustible nucléaire. Pour le bon déroulement de l’étape d’enrichissement, la qualité de UF6  est primordiale. Cette étude s’est intéressée principalement aux impuretés volatiles sous forme de fluorures et oxyfluorures et leur réactivité avec des matériaux en présence ou non de l’UF6. La nature des produits adsorbés et de réactions a été identifiée. Les mécanismes physico-chimiques mis en jeux lors de la sorption ont été investigués. Les performances (capacité de sorption, sélectivité et régénération) de ces matériaux absorbants et adsorbants ont été évaluées en vue de leur utilisation comme filtre UF6 dans les usines de conversion. / Uranium hexafluoride (UF6), is the only compound used in the gaseous state in the process of enrichment to produce nuclear fuel. For the success of the enrichment step, the UF6 quality is paramount. This study is mainly concerned with volatile impurities in form of fluorides and oxyfluorides and their reactivity with the materials in presence or not of UF6. The nature of the adsorbed compounds and reactions products was identified. The physico-chemical mechanisms of sorption were investigated. The performances (sorption capacity, selectivity and regeneration) of the absorbent and adsorbent materials have been evaluated to be used as UF6 filters in conversion plants.

A demanda por combustível nuclear para reatores de pesquisa está aumentando em nível mundial, enquanto várias de suas fábricas têm pequeno volume de produção. Este trabalho estabeleceu um modelo conceitual com duas estratégias para o aumento da capacidade produtiva dessas fábricas. Foram abordadas as fábricas que produzem elementos combustíveis tipo placa carregados com LEU U3Si2-Al, tipicamente usados em reatores nucleares de pesquisa. A primeira estratégia baseia-se na literatura da área de administração da produção e é uma prática frequente nas fábricas em geral. A segunda estratégia aproveita a possibilidade de desmembrar setores produtivos, comum em instalações de produção de combustível nuclear. Ambas as estratégias geraram diferentes cenários de produção, os quais devem ser seguros em relação à criticalidade. Foram coletados dados de uma fábrica real de combustível nuclear para reatores de pesquisa. As duas estratégias foram aplicadas a esses dados com a finalidade de testar o modelo proposto, o que configurou um estudo de caso. A aplicação das estratégias aos dados coletados deu-se por meio de simulação de eventos discretos em computador. Foram criados diversos modelos de simulação para abranger todos os cenários gerados, de forma que o teste indicou um aumento da capacidade produtiva de até 207% sem necessidade de aquisição de novos equipamentos. Os resultados comprovam que o modelo atingiu plenamente o objetivo proposto. Como principal conclusão pode-se apontar a eficácia do modelo proposto, fato que foi validado pelos dados da fábrica. / Although many nuclear fuel factories have small production volumes, the demand for nuclear fuel for research reactors is increasing worldwide. This work established a conceptual model with two strategies to increase the production capacity of these factories. We addressed factories that produce plate-type fuel elements loaded with LEU U3Si2-Al, which are typically used in nuclear research reactors. The first strategy is based on production management literature and is a regular practice in general manufacturing plants. The second strategy takes advantage of the fact that productive sectors can be separated in nuclear fuel production facilities. Both strategies have generated different production scenarios that are assumed to be safe in relation to nuclear criticality. We collected data from a real plant that produces nuclear fuel for research reactors and applied the model to that data, aiming to test the proposed model by setting up a case study. Through the use of computer software, we applied the two strategies to this data by means of discrete events simulation and created several simulation models in order to cover all generated scenarios. Our tests indicated an increase of up to 207% in productive capacity without the need of acquiring new equipment, thus showing that the model has fully achieved its proposed objective. One of the main conclusions that we point out is the models effectiveness, which was validated by the factory data.

This thesis project aims to develop an innovative technique for the production of high-purity uranium nitride (UN) through the ammonolysis of fluorides. The desired objective is to perform a controlled gas/gas reaction between uranium hexafluoride (UF6) and ammonia (NH3) at 800°C. The intermediate product thereby obtained (uranium dinitride, UN2) is subjected to further heating up to 1100°C under argon atmosphere, to ultimately produce UN. An inherent challenge faced in previous experiments was related to the dissociation of ammonia, which is alimiting factor for upscaling. Therefore, in this project a new setup is invented to address this challenge and it is proved experimentally: the idea is to achieve a coaxial laminar flow of UF6 and a carrier gas, where a central stream of the former is shielded by the latter so that the tworeacting gasses mix only in the hot point of the furnace, where the desired reaction can happen. To implement this approach, the ammonia dissociation has been studied, an apparatus for the controlled evaporation of UF6 has been designed and built, and two different injection nozzleshave been tested in different setup configurations. Eventually, the complete prototype has been tested altogether in a synthesis experiment at 800°C, and the products thus obtained have been converted into UN at 1100°C. Numerous auxiliary experiments have been performed using UF4as a reactant, as it is easier to handle and the results thus obtained can be largely extended to UF6. Lastly, a UF4 synthesis experiment has been performed, as educationally helpful to further dig into some chemistry features of this material, and a UN pellet has been sintered with Spark Plasma Sintering (SPS). / Detta examensarbete syftar till att utveckla en innovativ teknik för framställning av urannitrid (UN) med hög renhet genom ammonolys av fluorider. Målsättningen med arbetet är att utföra en kontrollerad gas/gasreaktion mellan uranhexafluorid (UF6) och ammoniak (NH3) vid 800°C. Den därigenom erhållna mellanprodukten (urandinitrid, UN2) värms därefter upp till 1100°C i en argonatmosfär, för att slutligen producera UN. En utmaning i tidigare experiment var relaterat till dissociationen av ammoniak, vilket är en begränsande faktor för uppskalning av processen. För att möta denna utmaning utvecklas därför en ny process i detta projekt och den bevisas experimentellt. Tanken är att skapa ett koaxiellt laminärt flöde bestående av UF6 och en bärgas, där en central ström av den första är avskärmad av det senare så att de två reagerande gaserna enbart blandas i ugnens heta zon, där den önskade reaktionen sker. För att implementera denna metod så har ammoniakdissociationen studerats, en apparat för kontrollerad avdunstning av UF6 har designats och byggts, och två olika insprutningsmunstycken har testats i olika konfigurationer. Den kompletta prototypen har testats i sin helhet med ett syntesexperiment vid 800°C, och produkterna som erhållits har konverterats till UN vid 1100°C. Ett flertal hjälpexperiment har utförts med UF4 som reaktant, eftersom den är enklare att hantera, och de erhållna resultaten kan till stor del utvidgas till UF6. Slutligen har ett UF4-syntesexperiment genomförts för att som ett pedagogiskt hjälpmedel ytterligare studera vissa kemiska egenskaper hos detta material. En UN-pellet har sintrats med starkströmsassisterad varmpressning (eng. Spark Plasma Sintering, SPS).

Ce travail porte sur la synthèse et la caractérisation de fluorures à base d’alcalins, d’alcalinoterreuxet de terres rares et sur la réactivité de ces composés vis-à-vis de ReF6 pour lapurification de UF6. L’étude traite dans un premier temps de la synthèse de fluorures tels queKMgF3, MgF2 et CaF2 en couplant une voie solvothermale assistée par micro-ondes et uneétape de fluoration à partir de fluor élémentaire (F2). Les techniques de caractérisationutilisées mettent notamment en avant le caractère basique au sens de Lewis de ces composéset la possibilité de contrôler leur surface spécifique et leur taux d’oxygène, à l’origine dessites basiques, via la température de fluoration (F2) en phase gaz. Dans un second temps, lasolution solide Ce1-xZrxF4 à base de Ce4+ et Zr4+ a été obtenue par fluoration directe d’oxydesmixtes à partir de fluor élémentaire dilué. L’étude par DRX et RMN du 19F montre laprésence d’une solution solide pour des compositions voisines de x=0,5. Enfin, la réactivité deReF6 et UF6 sur KMgF3, MgF2 et CaF2 montre que KMgF3 est un très bon candidat pour lapurification de UF6 vis-à-vis de ReF6, qui dépend à la fois de paramètres intrinsèques auxfluorures divisés (surface spécifique, taux d’oxygène, basicité, cations mis en jeu…) maisaussi du procédé de purification (température, temps de contact). / This work deals with the synthesis and characterization of alkali, alkali-earth and rare earthbased fluorides and the reactivity of the latter with ReF6 for UF6 purification. In a first part,we focused our attention on the synthesis of KMgF3, MgF2 and CaF2 high surface area metalfluorides coupling both microwave assisted solvothermal process and a fluorination step withelemental fluorine (F2). The higher the surface area, the higher the oxygen rate. Thesenanofluorides exhibit Lewis basic character. In a second part, several compositions of theCe1-xZrxF4 solid solution were synthesized by direct fluorination of mixed oxides usingelemental fluorine (F2). XRD an 19F NMR characterizations show the occurence of a newsolid solution for compositions close to x=0.5. Finally, the reactivity between ReF6/UF6 andKMgF3, MgF2 and CaF2 leads to conclude that KMgF3 is the best candidate for thepurification of UF6. This study indicates that the purification depends on several parameters :intrinsic parameters of the divided fluorides (surface area, oxygen rate, basicity, cations…)and parameters directly related to the process (temperature, contact time).

Submitted by Pedro Silva Filho (pfsilva@ipen.br) on 2017-11-22T17:00:26Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2017-11-22T17:00:26Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Conselho Nacional de Desenvolvimento Científico e Tecnológico (CNPq) / A demanda por combustível nuclear para reatores de pesquisa está aumentando em nível mundial, enquanto várias de suas fábricas têm pequeno volume de produção. Este trabalho estabeleceu um modelo conceitual com duas estratégias para o aumento da capacidade produtiva dessas fábricas. Foram abordadas as fábricas que produzem elementos combustíveis tipo placa carregados com LEU U3Si2-Al, tipicamente usados em reatores nucleares de pesquisa. A primeira estratégia baseia-se na literatura da área de administração da produção e é uma prática frequente nas fábricas em geral. A segunda estratégia aproveita a possibilidade de desmembrar setores produtivos, comum em instalações de produção de combustível nuclear. Ambas as estratégias geraram diferentes cenários de produção, os quais devem ser seguros em relação à criticalidade. Foram coletados dados de uma fábrica real de combustível nuclear para reatores de pesquisa. As duas estratégias foram aplicadas a esses dados com a finalidade de testar o modelo proposto, o que configurou um estudo de caso. A aplicação das estratégias aos dados coletados deu-se por meio de simulação de eventos discretos em computador. Foram criados diversos modelos de simulação para abranger todos os cenários gerados, de forma que o teste indicou um aumento da capacidade produtiva de até 207% sem necessidade de aquisição de novos equipamentos. Os resultados comprovam que o modelo atingiu plenamente o objetivo proposto. Como principal conclusão pode-se apontar a eficácia do modelo proposto, fato que foi validado pelos dados da fábrica. / Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP / CNPq:310274/2012-5