Doctorat en sciences appliquées / info:eu-repo/semantics/nonPublished

La caractérisation juste et reproductible en isotopie et en concentration des radioéléments est l'une des thématiques essentielles des laboratoires d'analyse dans le domaine du nucléaire. Afin de minimiser les temps de manipulation en boite à gants des personnels et la production de déchets radioactifs liés à l'analyse de combustibles nucléaires, il est nécessaire de proposer des solutions efficaces et innovantes. Depuis quelques années, la miniaturisation des systèmes séparatifs constitue l'un des axes de développement majeurs de la chimie analytique et ces microsystèmes constituent certainement une des solutions pour répondre aux exigences de l'analyse nucléaire. Ce travail a pour objectif la conception d'une plateforme analytique miniaturisée et à usage unique, dédiée a la séparation des lanthanides, issus des combustibles usés, en amont de leur analyse par spectrométrie de masse. Destiné à remplacer une étape de séparation chromatographique au centre d'un processus analytique de trois étapes, le nouveau protocole basé sur l'isotachophorèse (ITP) doit satisfaire un cahier des charges précis. Les propriétés de complexation des lanthanides ont d'abord été exploitées afin d'obtenir avec un agent chélatant unique et rigoureusement sélectionné, l'acide 2-hydroxy-2-methylbutyrique (HMBA), la sélectivité intra période nécessaire à leur séparation complète par ITP. Basées sur des modèles théoriques existants, des études complémentaires, notamment des paramètres influençant la résolution, ont permis l'amélioration des performances globales du système ainsi que son dimensionnement. Pour réduire drastiquement le volume de déchets liquides secondaires (solutions de rinçage) et la manipulation de matériaux et de matériels radioactifs, le protocole a été implanté sur un microsystème polymérique jetable en COC, spécialement développé pour cette application. Ce microsystème a ensuite été couplé à un spectromètre de masse a multi collection et source à plasma à couplage inductif pour mesurer les rapports isotopiques

About 60 percent of the electricity production in Belgium originates from nuclear power plants. Belgium owns 7 nuclear pressurized water reactors, which are located in two sites: 4 reactors in Doel and 3 reactors in Tihange. Together they have a capacity of approximately 5900 MWe. All these reactors use classical uranium oxide fuel assemblies. Two of them (Doel3, Tihange2) have also accepted a limited number of mixed (uranium and plutonium) oxide fuel assemblies. These mixed fuel assemblies came from the reprocessing of spent uranium oxide fuel assemblies in La Hague (France). The reprocessing of spent fuel gives birth to vitrified high-level waste, and to different isotopes of uranium and plutonium, which can be used in the manufacture of mixed oxide fuel assemblies. Each country producing radioactive waste must find a solution to dispose them safely. The internationally accepted solution is to dispose high-level radioactive waste in a deep and stable geological layer. This seems to be the most secure and environment-friendly way to get rid of the high-level radioactive waste. One of the few stable geological layers, which could accept radioactive waste in Belgium, is the Boom clay layer. Another possible layer is the Ypresian clay layer, but it is not the reference option for the moment. The Boom clay layer is quite thin (about 100 m thick) and is not at a large depth (about 240 m below the ground surface) at the proposed disposal site, beneath the SCK CEN Nuclear Research Centre in Mol. A large number of studies have already been performed on the Boom clay layer, and on the possibility of building a high-level radioactive waste repository in this geological medium. Since 1993, the Belgian government has promulgated a moratorium on the reprocessing of spent uranium oxide fuels in La Hague. Since then, spent fuel assemblies are considered as waste, and ONDRAF/NIRAS (the Belgium Agency for Radioactive Waste and Enriched Fissile Materials) has thus to deal with them as waste. This rises a number of questions on how to deal with this new kind of waste. A solution is to directly dispose these spent fuel assemblies in containers in a repository, just like the other high-level radioactive waste. This repository would be build in the Boom clay layer at a depth of about 240 m beneath the SCK CEN. One of the questions raised by this new kind of waste is: "could the direct disposal of the spent nuclear fuel assemblies lead to nuclear criticality risks in the future?". Nuclear criticality is the ability of a system to sustain a nuclear fission chain reaction. This question was not a key issue with vitrified high-level waste because these do not include fissile uranium and plutonium isotopes, which could lead to a criticality event. The spent fuel repository will be designed in order to totally avoid the occurrence of a criticality event at the closure time. But in the future history of the repository, external events could possibly affect this. These events could maybe lead to criticality inside the repository, and this has also to be avoided. This work tries to answer this question, and to determine how to avoid a long-term criticality event inside the repository. The only complete research work answering this question has been performed in the U.S. for the Yucca Mountain repository but this design is fully different from the Belgian one studied here: for example, the waste are not only spent fuel waste, and the geological layer is volcanic tuff.<p>The main achievements of this work are: <p>*A first set of in-package criticality scenarios for different design options for a Belgian spent fuel repository in the Boom clay layer. <p>*A large number of criticality calculations with different parameters (fuel type, fuel burnup, fuel enrichment, distance between the fuel assemblies, distance between the fuel rods, water fraction inside the overpack) for the different design options. <p>*A preliminary study of the effects of the spent fuel assemblies isotopic evolution with time on the multiplication factor. <p>*For the first time, a coupling between the in-package criticality scenarios and the criticality calculations has been performed. / Doctorat en sciences appliquées / info:eu-repo/semantics/nonPublished

Cette thèse présente une analyse approfondie et comparative des résultats de mesures µ-XRD et µ-XAS sur des combustibles UO2 standard, dopé au sesquioxyde de chrome (Cr2O3) et MOX, irradiés ou non. Elle présente également l'interprétation des résultats en regard des effets induits par le chrome en tant que dopant ainsi que par la présence de plusieurs produits de fission. Les paramètres de maille de l’UO2 et les paramètres de densité d'énergie de déformation élastique dans les matériaux irradiés ou non ont été mesurés et quantifiés. Les données de µ-XRD ont en outre permis l'évaluation de la taille des domaines cristallins, ainsi que l’étude de la formation de sous-grains à différentes positions au sein des pastilles de combustibles irradiés. Le paramètre de maille et l'environnement atomique local du chrome dans des précipités d’oxyde de chrome présents dans les pastilles de combustible non-irradié ont également été déterminés. La structure locale du Cr dans la matrice du combustible dopé et l'influence de l'irradiation sur l'état du chrome dans la matrice de combustible ont été étudiées. Enfin, pour une comparaison du comportement des gaz de fission et du phénomène de re-solution induite par l'irradiation dans l’UO2 standard ou dopé, la dernière partie de ce travail propose une tentative d'analyse de l’environnement atomique du Kr dans ces deux combustibles irradiés. Le travail effectué par micro-faisceau XAS sur ce gaz de fission a permis la détermination des distances du Kr avec ses proches voisins, une estimation des densités atomiques des gaz de fission dans les agrégats et des pressions internes apparentes dans ces nano-phases de gaz inertes. / This thesis work reports in depth analyses of measured µ-XRD and µ-XAS data from standard UO2, chromia (Cr2O3) doped UO2 and MOX fuels, and interpretation of the results considering the role of chromium as a dopant as well as several fission product elements. The lattice parameters of UO2 in fresh and irradiated samples and elastic strain energy densities in the irradiated UO2 samples have been measured and quantified. The µ-XRD patterns have further allowed the evaluation of the crystalline domain size and sub-grain formation at different locations of the irradiated fuel pellets. Attempts have been made to determine lattice parameter and next neighbor atomic environment in chromia-precipitates found in fresh chromia-doped fuel pellets. The local structure around Cr in as-fabricated chromia-doped UO2 matrix and the influence of irradiation on the state of chromium in irradiated fuel matrix have been addressed. Finally, for a comparative understanding of fission gases behavior and irradiation induced re-solution phenomenon in standard and chromia-doped UO2, the last part of the present work tries to clarify the fission gas Kr atomic environment in these irradiated fuels. The work performed on Kr, by micro-beam XAS, comprises the determination of Kr next neighbor distances, an estimation of gas atom densities in the aggregates, and apparent internal pressures in the gas bubbles.

La caractérisation juste et reproductible en isotopie et en concentration des radioéléments est l’une des thématiques essentielles des laboratoires d’analyse dans le domaine du nucléaire. Afin de minimiser les temps de manipulation en boite à gants des personnels et la production de déchets radioactifs liés à l’analyse de combustibles nucléaires, il est nécessaire de proposer des solutions efficaces et innovantes. Depuis quelques années, la miniaturisation des systèmes séparatifs constitue l’un des axes de développement majeurs de la chimie analytique et ces microsystèmes constituent certainement une des solutions pour répondre aux exigences de l’analyse nucléaire. Ce travail a pour objectif la conception d’une plateforme analytique miniaturisée et à usage unique, dédiée a la séparation des lanthanides, issus des combustibles usés, en amont de leur analyse par spectrométrie de masse. Destiné à remplacer une étape de séparation chromatographique au centre d’un processus analytique de trois étapes, le nouveau protocole basé sur l’isotachophorèse (ITP) doit satisfaire un cahier des charges précis. Les propriétés de complexation des lanthanides ont d’abord été exploitées afin d’obtenir avec un agent chélatant unique et rigoureusement sélectionné, l’acide 2-hydroxy-2-methylbutyrique (HMBA), la sélectivité intra période nécessaire à leur séparation complète par ITP. Basées sur des modèles théoriques existants, des études complémentaires, notamment des paramètres influençant la résolution, ont permis l’amélioration des performances globales du système ainsi que son dimensionnement. Pour réduire drastiquement le volume de déchets liquides secondaires (solutions de rinçage) et la manipulation de matériaux et de matériels radioactifs, le protocole a été implanté sur un microsystème polymérique jetable en COC, spécialement développé pour cette application. Ce microsystème a ensuite été couplé à un spectromètre de masse a multi collection et source à plasma à couplage inductif pour mesurer les rapports isotopiques / The accurate and reproducible characterization of radioactive solutions in isotope composition and concentration is an essential topic for analytical laboratories in the nuclear field. In order to reduce manipulation time in glove box and production of contaminated wastes, it is necessary to propose innovative and efficient solutions for these analyses. Since few years, microchips are a major field of development in analytical chemistry and those devices could provide a solution which fits the needs of nuclear industry. The aim of this work is to design a disposable analytical micro-device devoted to lanthanide separation from spent nuclear fuel before their analysis in mass spectrometry. Designed to be used in place of a separation process by liquid chromatography which is involved in a three step protocol, the new protocol based on isotachophoresis (ITP) keeps compatible with the other two steps. The complete separation of lanthanides by ITP was obtained by the use of only one chelating compound rigorously selected: the 2-hydroxy 2-methyl butyric acid (HMBA). The main parameters involved in solute resolution were defined from the theoretical models of ITP and experimental studies of the influence of these parameters allowed to optimize the geometry of the system and to improve its performances. To suppress cleaning of the system and, consequently, to strongly reduce both liquid waste volume and handling radioactive material, the ITP protocol was transferred in a polymeric (COC) disposable microchip especially developed for this purpose

Nuclear fuel performance is highly affected by the behaviour of fission gases, particularly<p>at elevated burnups, where large amounts of gas are produced and can<p>potentially be released. The importance of fission gas release was the motivation<p>for large efforts, both experimentally and theoretically, in order to increase our<p>understanding of the different steps of the process, and to continuously improve<p>our models.<p>Extensions to higher burnups, together with the growing interest in novel types<p>of fuels such as inert matrix fuels envisaged for the transmutation of minor actinides,<p>make that one is still looking for a permanently better modelling, based<p>on a physical understanding and description of all stages of the release mechanism.<p>Computer simulations are nowadays envisaged in order to provide a better<p>description and understanding of atomic-scale processes such as diffusion, but even<p>in order to gain insight on specific processes that are inaccessible by experimental<p>means, such as the fuel behaviour during thermal spikes.<p>In the present work simulation techniques based on empirical potentials have<p>been used, focusing in a first stage on pure uranium dioxide. The behaviour of<p>point defects was at the core of this part, but also the estimation of elastic and<p>melting properties.<p>Then, in a second stage, the study has been extended to the behaviour of helium<p>and xenon. For helium, the diffusion in different domains of stoichiometry<p>was considered. The simulations enabled to determine the diffusion coefficient and<p>the migration mechanism, using both molecular dynamics and static calculation<p>techniques. Xenon behaviour has been investigated with the additional intention<p>to model the behaviour of small intragranular bubbles, particularly their interaction<p>with thermal spikes accompanying the recoil of fission fragments. For that<p>purpose, a simplified description of these events has been proposed, which opens<p>perspectives for further work.<p>/<p>Les performances du combustible nucléaire sont fortement affectées par le comportement<p>des gaz de fission, et ce particulièrement lorsqu’un taux d’épuisement<p>élevé est atteint, puisque d’importantes quantités de gaz sont alors produites<p>et peuvent potentiellement être relâchées. Les enjeux, entre autre économiques,<p>liés au relâchement de gaz de fission ont donné lieu à d’importants efforts, tant<p>sur le plan expérimental que théorique, afin d’accroître notre compréhension des<p>différentes étapes du processus, et d’améliorer sans cesse les mod`eles. Les extensions<p>à des taux d’épuisements encore plus élevés ainsi que l’intérêt croissant pour<p>de nouveaux types de combustible tels que les matrices inertes, envisages en vue<p>de la transmutation des actinides mineures, font qu’à l’heure actuelle, le besoin<p>permanent d’une meilleure modélisation, basée sur une compréhension et une description<p>physique des différentes étapes du processus de relâchement de gaz de<p>fission, est toujours de mise.<p>Les simulations par ordinateur ont ainsi été considérée comme un nouvel angle<p>de recherche sur les processus élémentaires se produisant à l’échelle atomique, à la<p>fois afin d’obtenir une meilleure compréhension de processus tels que la diffusion<p>atomique ;mais aussi afin d’avoir accès à certains processus qui ne sont pas observables<p>par des voies expérimentales, tels que la le comportement du combustible<p>lors de pointes thermiques.<p>Dans ce travail, deux techniques, basées sur l’utilisation de potentiels interatomiques<p>empiriques, ont permis d’étudier le dioxyde d’uranium, dans un premier<p>temps en l’absence d’impuretés. Cette partie était principalement centrée sur le<p>comportement des défauts ponctuels, mais a aussi concerné différentes propriétés<p>élastiques, ainsi que le processus de fusion du composé.<p>Ensuite l’étude a été étendue aux comportements de l’hélium de du xénon. Pour<p>ce qui a trait à l’hélium, la diffusion dans différents domaines de stoechiométrie<p>a été considérée. Les simulations ont permis de déterminer le coefficient de diffusion<p>ainsi que le mécanisme de migration lui-même. Quant au xénon, outre les<p>propriétés de diffusion, l’intention fut de se diriger vers la modélisation des petites<p>bulles intragranulaires, et plus précisément vers leur interaction avec les pointes<p>thermiques, créées lors du recul des fragments de fission. Une description simplifiée de ce processus a été proposée, qui offre de nouvelles perspectives dans ce<p>domaine.<p><p> / Doctorat en Sciences de l'ingénieur / info:eu-repo/semantics/nonPublished