Ces travaux de thèse, effectués dans le cadre des études sur le retraitement des combustibles nucléaires usés par extraction-liquide-liquide, concernent l’étude cinétique d’extraction de l’uranium(VI) et du plutonium(IV) en milieu acide nitrique par un mélange d’extractants de type monoamide. Trois techniques ont été utilisées pour étudier les cinétiques d’extraction et identifier les régimes de transfert : la méthode de la goutte unique, la cellule d’extraction de Nitsch et la cellule à membrane tournante (RMC). Les résultats obtenus avec la goutte unique indiquent que les cinétiques de transfert d’U(VI) et Pu(IV) sont proches. Une étude hydrodynamique des gouttes et la modélisation du transfert de l’U(VI) ont montré que la présence d’une circulation interne à la goutte diminue les résistances diffusionnelles pour des tailles de goutte croissantes. L’influence de la concentration d’U(VI) dans le solvant sur la cinétique d’extraction a montré que le transfert d’U(VI) et Pu(IV) ralentit lorsque la concentration d’U(VI) en phase organique et la viscosité augmentent. L’ensemble de ces résultats couplé à l’étude du transfert de l’U(VI) par la cellule de Nitsch conduisent à supposer une cinétique gouvernée par la diffusion principalement localisée dans la phase organique. Les études réalisées avec la RMC ont permis de déterminer la constante chimique d’extraction de l’U(VI), du même ordre de grandeur que les cinétiques obtenues par la goutte unique et de confirmer la présence d’une réaction chimique interfaciale. Enfin, le transfert d’U(VI) et Pu(IV) s’avère 3 fois plus lent que celui par le TBP mais reste adapté pour un procédé d’extraction à l’échelle industrielle. / This thesis was conducted in the framework of the reprocessing of spent nuclear fuels. The kinetics extraction of uranium(VI) and plutonium(IV) by N,N-dialkylamides or monoamides in an aliphatic diluent were studied from an aqueous nitric solution using 3 different techniques: “single drop technique”, Nitsch cell and Rotating Membrane Cell (RMC). All these experiments were useful to attempt the identification of the transfer process between the phases which can be controlled by kinetic or diffusional regime. The kinetics of extraction of U(VI) by monoamides solvent seems to be similar to that of the Pu(IV). In general, molecular diffusion in organic phase slows down the extraction process and the limiting thickness of organic phase increases with solvent viscosity. The process in “single drop technique” seems to be controlled not only by diffusion but also by the chemical reaction. Then the extraction kinetics of U(VI) has been carried out by Nitsch cell and the RMC. Diffusionnal regime is the limiting step in Nitsch cell and the results confirm that molecular diffusion in organic phase should mainly control the kinetics transfer. Then experiments performed by the RMC indicate that the kinetics is in the same order as transfer coefficient obtained by “single drop” and the chemical reaction occurs at the interface. Finally, these results were compared with data obtained with a TBP solvent (tributyl phosphate) currently used in the PUREX process in order to estimate the interest of such a new solvent. The kinetics of extraction of U(VI) by this monoamide-based solvent is three times lower that of the TBP 30 % but remains fast and suitable for a future industrial process.

Ce travail de thèse s’inscrit dans le cadre des recherches sur le cycle du combustible nucléaire et notamment sur le développement du procédé de cogestion du plutonium et de l’uranium pour les usines de retraitement futur. Son but est l’étude de la faisabilité de la réduction cathodique de solutions concentrées mixtes d’uranium (+VI) et de plutonium (+IV), en milieu acide nitrique et en présence d’un agent anti-nitreux, sur électrode de platine. Cette étape de réduction est nécessaire à la préparation de la charge mixte U(IV)/Pu(III), destinée à la coconversion par précipitation oxalique (et calcination du précipité en précurseur oxyde du combustible MOX). Dans un premier temps, les paramètres thermodynamiques et cinétiques des réactions mises en jeu à l’électrode, ainsi que le transport de matière dans la couche de diffusion ont été caractérisés pour les couples redox d’actinides Pu4+/Pu3+ et UO22+/UO2+. La détermination des coefficients de diffusion, des potentiels standards conditionnels, ou encore des constantes cinétiques de transfert électronique a été obtenue par analyses voltampérométriques. Dans un second temps, un électrolyseur plaque à membrane miniaturisé (électrode de titane platiné de surface utile A = 12 cm²) a été conçu afin de réaliser des électrolyses de solutions d’U(VI) et/ou de Pu(IV). La faisabilité scientifique et technique d’une réduction électrochimique concomitante des actinides U et Pu, en solution aqueuse acide nitrique en présence de nitrate d’hydrazinium, a été démontrée. Cette réduction a été réalisée sur une solution mixte U(VI)/Pu(IV) de concentrations respectives 10 et 40 g/L, en présence du nitrate d’hydrazinium, et en mode de fonctionnement galvanostatique, pour une densité de courant de 12 mA cm-2, à une température de 25°C. Elle a permis de convertir de manière quantitative le Pu(IV) en Pu(III) et jusqu’à un taux de 60 % l’U(VI) en U(IV). Enfin, sur la base de ces résultats expérimentaux d’électrolyse de solutions simples ou mixtes, en présence ou non de nitrate d’hydrazinium, deux modèles numériques ont été développés. Un premier modèle de type « 0D » a permis de représenter l’évolution des concentrations dans le catholyte considéré comme un volume homogène, en prenant en compte l’ensemble des réactions électrochimiques et chimiques mises en jeu ; et en adoptant une description simplifiée de la couche de diffusion à partir de l’hypothèse de l’établissement d’un courant limite de diffusion pour les réductions de U(VI) et Pu(IV), en négligeant la réactivité chimique des espèces dans le volume de cette interface. Un second modèle, plus complet, de type « 0D-1D » a servi à décrire les évolutions de concentrations dans la couche réactionnelle située à l’interface électrode – solution, et les échanges entre cette couche et le volume du catholyte. Ces deux modèles ont permis de réaliser des ajustements paramétriques afin de déterminer l’épaisseur de la couche réactionnelle et les différentes constantes cinétiques mettant en jeu les espèces Pu(IV), Pu(III), U(VI), U(IV), HNO2 et NH, et qui sont propres au système d’étude ; à savoir la réduction de solutions simples ou mixtes d’U(VI)/Pu(IV) (gamme de concentration de 1 à 40 g/L), en milieu HNO3 2 M, sur électrode de platine à T = 25°C, avec un débit de recirculation de 240 mL/min dans l’électrolyseur miniaturisé EM-CEA 16 / This study concerns the nuclear Fuel cycle and notably the co-management of plutonium and uranium for future reprocessing plants. It deals with the study of the scientific feasibility of the cathodic reduction of mixed and concentrated solutions of uranium (+VI) and plutonium (+IV), in nitric acid medium and in presence of an anti-nitrous agent, on a platinum electrode. This reduction step is necessary for the preparation of the mixed load of U(IV)/Pu(III), dedicated to coconversion by oxalic precipitation and production of oxide precursor for MOx fuel fabrication. At first, the thermodynamics and kinetics parameters of the reactions involved at the electrode, as well as the mass transport parameters were characterized for Pu4+/Pu3+ and UO22+/ UO2+ redox couples by voltamperometric analysis. Secondly, a miniaturized plate electrolyzer (electrode of platinized titanium, area A = 12 cm²) was designed in order to perform electrolysis of U(VI) and/or Pu(IV) solutions. The scientific and technical feasibility of a concomitant electrochemical reduction of U and Pu, in nitric acid aqueous solution in presence of hydrazinium nitrate, was demonstrated. This reduction was realized on a mixed U(VI)/Pu(IV) solution at the concentration of 10 and 40 g/L respectively, in presence of hydrazinium nitrate, and in a galvanostatic mode, for a current density of 12 mA cm-2, at a temperature of 25°C. It allowed to convert Pu(IV) to Pu(III) quantitatively and U(VI) to U(IV) at a yield of 60 %. Finally, on the basis of these experimental results of electrolysis on simple or mixed solutions, in presence or not of hydrazinium nitrate, two numerical models were developed. A first one, named "0D", allowed to represent the evolution of concentrations in the volume of the catholyte, taking into account the reactivity of reactants at the electrode, and also all chemical reactions involved in the bulk (considered as a homogeneous volume); with a simplified description of the diffusion layer, by considering the establishment of a limiting diffusive current for the reductions of Pu(IV), Pu(III), U(VI), U(IV), HNO2, and NH species, and by neglecting the chemical reactivity of these species in this layer. A second one, named "0D – 1D", allowed to describe more finely the reactive layer at the electrode – bulk interface, and the exchanges between this layer and the volume of the catholyte compartment. These two models allowed to run parametric fitting in order to determine the kinetic constants of the different reactions taking place at the electrode, in the diffusion layer and in the bulk, for the reduction of simple or mixed U(VI)/Pu(IV) solutions (concentration range from 0 to 40 g/L), in HNO3 2 M medium, on a platinum electrode and at T = 25°C, with a recirculation flow rate of 240 mL/min, in the EM-CEA 16 electrolyzer

L’alliage PuGa 1at.% stabilisé en phase δ n’existe que dans un état métastable et présente donc un caractère très sensible à l’environnement extérieur (transformation de phase sous sollicitations thermiques et mécaniques). L'originalité de ce travail consiste en une caractérisation quantitative In Situ de la transformation martensitique δ → α’ (nature et fraction des phases en présence, évolutions de paramètres de maille et microdéformations générées...) ainsi qu’en une étude microstructurale associées à différentes conditions de transformation (températures et sollicitations mécaniques). Le caractère isotherme pour la transformation de l’alliage PuGa 1at.% a été confirmé. L’analyse des cinétiques de transformation isotherme menée avec le modèle de Pati et Cohen a permis de discuter les différents phénomènes mis en jeu lors de la transformation (germination autocatalytique, interaction entre le nouveau variant formé et la matrice). Les modifications engendrées lorsque la matière est contrainte (augmentation de température Ms, orientation des produits de transformation) ont pu être calculées à partir du formalisme de Patel et Cohen. Des simulations numériques microstructurales ont également été réalisées afin d’appréhender l’effet des contraintes associées à la déformation libre de transformation sur la morphologie et l’arrangement des plaquettes de martensite, en regard aux observations expérimentales par microscopie optique et microscopie électronique à balayage. La confrontation directe de l’ensemble des résultats obtenus a permis de mettre en évidence l’influence majeure des contraintes accumulées dans la matière durant la transformation. En effet, alors qu’un effet auto-catalytique contrôle largement les premiers instants de la cinétique, une accumulation d’interactions mécaniques défavorables apparait progressivement expliquant le caractère partiel de cette transformation. L’étude de la transformation martensitique transformée à basses températures et sous contraintes a été complétée par l’étude de sa réversion en phase δ afin de comprendre les différents mécanismes pilotant cette réversion. Ce travail a montré l’existence d’une compétition entre deux modes de réversion direct et indirect, ce dernier étant étroitement lié à la mobilité du gallium et la stabilité thermodynamique des différentes phases de l’alliage en température / The δ-stabilized PuGa 1at.% is only in a metastable state and therefore is very sensitive to the external environment (phase transformation under thermal and mechanical loading). The originality of this work consists in a quantitative In Situ characterization of the δ → α' martensitic transformation (nature and amount of existing phases, evolution of lattice parameters and induced microstrains …) as well as a microstructural study conducted under different transformation conditions (temperature and mechanical loading). The isothermal character of the transformation kinetics in the PuGa 1at.% was confirmed. The analysis of the kinetics from the Pati and Cohen formalism gave the opportunity to investigate the mechanisms involved during the transformation (autocatalytic nucleation, interaction between the new variant formed and the matrix). Modifications induced in a stressed material (increase in temperature Ms, crystallographic orientation of transformation products) were calculated from the Patel and Cohen formalism. Microstructural numerical simulations were also performed in order to understand the effect of elastic interactions associated with transformation eigenstrain on the martensite plate morphology and plates arrangement in regard of the observations by SEM and OM. The direct confrontation of all results highlighted the large influence of accumulated stresses in the material during the transformation. Indeed, while an autocatalytic effect controls the first steps of the kinetic, an accumulation of unfavorable mechanical interactions occurs gradually explaining the partial nature of this transformation. The study of the martensitic transformation occurring at low temperature and under stresses was complemented by the study of its reversion into the δ phase in order to grasp the different mechanisms driving this reversion. This work shows the existence of competition between direct and indirect reversion modes, the latter being closely related to the mobility of gallium and to the thermodynamic stability of different phases of the alloy versus temperature

L'acide nitrique est largement utilisé dans le procédé de retraitement du combustible nucléaire usé, le procédé PUREX (Plutonium and Uranium Refining by EXtration). Ce procédé est fondé sur l'extraction liquide-liquide de l'uranium et du plutonium aux degrés d'oxydation (+VI) et (+IV) respectivement. Le plutonium est ensuite désextrait, et ainsi séparé de l'uranium par ajout d'uranium (+IV) stabilisé en milieu acide nitrique par des ions hydrazinium (N2H5+). Or, la radiolyse de l'acide nitrique, inhérente à la présence d'émetteurs α dans ces solutions, génère des espèces radicalaires et moléculaires susceptible de modifier, d'une part, le comportement redox des actinides et, d'autre part, de réagir avec les ions hydrazinium. Le but de ce travail est de mieux maîtriser les paramètres chimiques et physico-chimiques susceptibles de modifier les degrés d'oxydation de l'uranium et du plutonium dans les solutions d'acide nitrique. Parmi ces paramètres, le rôle de l'acide nitreux et du peroxyde d'hydrogène, générés par radiolyse de l'acide nitrique, est primordial. L'objectif est de repréciser les cinétiques de formation du peroxyde d'hydrogène et de l'acide nitreux par radiolyse alpha des milieux acide nitrique / nitrate de sodium en fonction des paramètres : acidité, concentration des ions nitrate et transfert d'énergie linéique du rayonnement ionisant.Il a été montré que la formation de peroxyde d'hydrogène diminue avec l'augmentation de la concentration des ions nitrate et augmente fortement avec l'acidité de la solution, jusqu'à atteindre une valeur stationnaire pour une acidité proche de 0,2 mol L-1. Pour sa part, la formation de l'acide nitreux est favorisée par l'augmentation de la concentration des ions nitrate. Il a été observé que G(HNO2) évolue selon deux tendance distincte, la première dans les solutions diluées d'ions nitrate et la seconde dans les solutions concentrées d‘ions nitrate. Ces deux variations traduisent des phénomènes radiolytiques directs et indirects modifiant les mécanismes de formation de HNO2. L'étude de l'acidité des solutions irradié a montré que la formation de H2O2 et de HNO2 est favorisé avec l'augmentation de la concentration des ions hydronium, jusqu'à atteindre une valeur stationnaire pour une acidité proche de 0,2 - 0,5 mol L-1.Par ailleurs, les effets induits par la nature du rayonnement ionisants (,,,…), sur les rendements de formation de H2O2 et HNO2, ont été étudiés. Il a été montré que le transfert d'énergie linéique (TEL), compris entre 0,2 keV µm-1 (caractéristique d'un rayonnement gamma) et 130 keV µm-1 (caractéristique d'un rayonnement alpha émis par la décroissance radioactive d'un actinide), a une influence significative sur les rendements de formation de H2O2 et de HNO2. Il a été observé que l'impact des ions nitrate sur le rendement de formation de H2O2 devient plus marqué, lorsque le TEL augmente. A contrario, l'impact des ions nitrate favorisant le rendement de formation de HNO2, diminue lorsque le TEL augmente. Sur la base des résultats acquis durant cette étude et des données présentes dans la littérature, deux équations paramétriques ont été développées. L'intérêt de cette paramétrisation des effets est de prédire les rendements radiolytiques de formation de H2O2 et de HNO2 selon les conditions chimique du milieu ([NO3-] ≤ 4 mol L-1 et 10-5 mol L-1 ≤ [H+] ≤ 4 mol L-1) et selon la nature du faisceau (TEL compris entre 0,2 – 130 keV µm-1).La finalité de cette étude serait de prédire les quantités de H2O2 et de HNO2 formés par radiolyse de HNO3/NaNO3 dans les étapes du procédé de retraitement des combustibles nucléaires. / Nitric acid is widely used in spent nuclear fuel reprocessing, especially in PUREX process (Plutonium and Uranium Refining by Extraction). This process is based on liquid-liquid extraction of Uranium (+VI) and Plutonium (+IV). Plutonium is separated from Uranium by addition of Uranium (+IV) in nitric acid, stabilized by hydrazinium ion (N2H5+). However, the radiolysis of nitric acid, result of the presence of alpha emitting radionuclides, generates in solutions free radicals and molecular species. These species are capable of modifying the redox state of actinides and reacting with hydrazinium ions.The aim of this work is to reveal the chemical and physical-chemical parameters that may modify the oxidation states of Uranium and Plutonium in nitric acid solutions. Among these parameters, the role of nitrous acid and hydrogen peroxide, generated by radiolysis of the nitric acid, is very important. The objective is to redefine the kinetics of formation of hydrogen peroxide and nitrous acid during alpha radiolysis of nitric acid / sodium nitrate, as a function of three parameters: acidity, nitrate concentration and the linear energy transfer of ionizing radiation.It was shown that the formation of hydrogen peroxide decreases with increasing nitrate ions concentration and increases greatly with the acidity of the solution (until it reaches a stationary value for an acidity of 0.2 mol L-1). The formation of nitrous acid is promoted by the increase the nitrate ions concentration. It was observed that G(HNO2) varies according to two trends. The first one in dilute nitrate solutions and the second in concentrated nitrate solutions. These two trends reflect the direct and indirect radiolytic phenomena, modifying the mechanisms of formation of HNO2. The study of acidity has showed that the formation of H2O2 and HNO2 is promoted by increasing the concentration of hydronium ions, until it reaches a steady state value for an acidity close to 0.2-0.5 mol L-1.Furthermore, the effects induced by ionizing radiation (,,,…) on formation yields of H2O2 and HNO2 were studied. It has been shown that the linear energy transfer (LET), between 0.2 keV µm-1 (characteristic of a gamma radiation) and 130 keV µm-1 (characteristic of the alpha radiation emitted by radioactive decay of actinides), has a significant influence on formation yield of H2O2 and HNO2. It was observed that the impact of nitrate ions on the formation yield of H2O2 becomes more pronounced when the LET increases. Conversely, the impact of nitrate ions which promote the formation of HNO2, decreases when the LET increases.Based on these results, two parametric equations were developed. The advantage of this parameterization is to predict the radiolytic yields formation of H2O2 and HNO2 according to chemical conditions ([NO3-] ≤ 4 mol L-1 and 10-5 mol L-1 ≤ [H+] ≤ 4 mol L-1) and the nature of the beam (LET between 0.2 to 130 keV µm-1).The purpose of this study is to predict the quantity of H2O2 and HNO2 formed by radiolysis of HNO3/NaNO3, during the different steps of the nuclear fuel reprocessing.

Depuis le développement de l'industrie nucléaire, les risques de contamination humaine avec des actinides subsistent et doivent être pris en considération. Le développement des arsenaux nucléaires, les accidents industriels liés à la filière nucléaire civile (Tchernobyl, Fukushima) ou l’utilisation d’armement à l’uranium appauvri dans les conflits armés (Guerre du Golfe, Kosovo) font des contre-mesures visant à décorporer les actinides chez l'homme un enjeu stratégique majeur. Les actinides sont des éléments radiotoxiques et chimiotoxiques (dont la dangerosité dépend de l'isotopie) qui, en cas d’absorption, peuvent provoquer des dommages (cancers, nécroses, etc.) aux tissus et aux organes qu’ils ciblent (foie, reins, squelette). Actuellement l’efficacité de décorporation du chélatant moléculaire de référence, le DTPA (acide diéthylènetriamine pentaacétique), est limitée par sa faible distribution aux organes touchés par la rétention des actinides. Ce projet de thèse constitue une première étape dans l’exploration d’une stratégie de fonctionnalisation macromoléculaire pour vectoriser les agents chélatants vers ces organes cibles de la rétention des actinides dans le but d’augmenter leur excrétion. Pour initier cette problématique, nous avons choisi de nous intéresser aux capacités de complexation de l’uranyle (U(VI)), du plutonium et du thorium (Pu(IV) et Th(IV)) par deux polyéthylèneimines (PEI) fonctionnalisés avec des groupements carboxylate et phosphonate. L’élaboration des courbes de charge associées à la formation des complexes polymériques d’actinides combinées à des études de spectroscopie EXAFS et IR en milieu pseudo-biologique ont permis de définir les capacités de charge maximale de chaque polymère et de caractériser les sites de complexation. Ces données permettent de mieux comprendre les mécanismes d'affinité des polyéthylèneimines fonctionnalisés pour les actinides considérés et donc de progresser dans le design de décorporants. / Since the development of the nuclear industry, the risks of human contamination with actinides are not to be neglected and should be taken in account. Development of the nuclear weapon programs, nuclear plant accidents from civil use (Chernobyl, Fukushima) or use of depleted uranium ammunitions in war zones (Gulf War, Kosovo) have made countermeasures to decorporate actinides in humans an important strategic issue. Actinides are radiotoxic and chemotoxic elements (the relative dangerousness of which depends on their isotopy) which, if absorbed, can cause damages to the tissues and organs they target (bone, liver cancers or necrosis, etc.). To date the efficiency of the molecular decorporation agent of reference, DTPA (diethyleneiminetriamine pentaacetic acid), is limited by its weak distribution rate to the target organs (bone, liver, kidneys). This project explores the possibility to enhance the actinide body excretion using a targeting strategy of the decorporation agent towards the target organs. To initiate this question, we have chosen to focus on the complexing capacities of uranyl (U (VI)), plutonium and thorium (Pu (IV) and Th (IV)) by two polyethyleneimines (PEI) functionalized with carboxylate and phosphonate groups. The measurement of the uptake curves associated with the formation of the actinide polymer complexes combined with EXAFS and IR spectroscopic studies in a pseudo-biological medium made it possible to define the maximum loading capacities of each polymer and to characterize the complexation sites. These data allow to better understand the mechanisms of affinity of the functionalized polyethyleneimines for the above actinides and thus to progress in the design of new decorporation agents.

Dans le cadre d’un stockage direct en milieu géologique, les actinides, et en premier lieu le plutonium, représentent l’essentiel de la radiotoxicité à long terme des combustibles nucléaires usagés. En conditions de stockage, les interactions entre les espèces silicatées présentes au sein de l’environnement et ces radioéléments pourraient fortement en impacter la mobilité et donc l’empreinte environnementale du stockage. La formation de AnSiO4 pourrait notamment jouer un rôle important, eu égard à la formation de telles phases pour le thorium et l’uranium en milieux naturels réducteurs et riches en ions silicate. La chimie associée aux phases de type AnSiO4 étant peu renseignée à ce jour, leur préparation et l’étude de leur propriétés thermodynamiques constitue un préalable essentiel afin d’évaluer leur potentielle formation en conditions de stockage.La première partie de ce travail est donc été consacrée à la préparation, en conditions hydrothermales, de ThSiO4, de USiO4 et de CeSiO4 en tant que phases analogues de PuSiO4. Cette étude a permis d’identifier les principaux paramètres expérimentaux contrôlant la formation de ces phases, d’optimiser les conditions d’obtention de solides purs et de proposer des mécanismes de formation pour chacune d’entre elles. Il est apparu que, pour l’ensemble de ces phases, la compétition entre la complexation des cations métalliques par les ions silicate et leur hydrolyse joue un rôle prédominant lors de la synthèse.Trois stratégies de synthèse ont été finalement retenues : la première a consisté à travailler en milieu faiblement acide lorsque cela s’est avéré possible, la seconde à se placer en présence d’ions complexants permettant de stabiliser les actinides à des pH favorables à la réactivité des ions silicate et la troisième à jouer sur le degré redox des ions métalliques, en se plaçant à un degré d’oxydation moins sensible à l’hydrolyse permettant de favoriser les interactions avec les ions silicate. La transposition de ces voies de synthèse à la préparation de PuSiO4 a ensuite été réalisée afin de de comparer la réactivité de Pu(IV) en milieu silicaté avec celles des différents éléments analogues considérés. / Actinides, and mainly plutonium, are the main contributors to the long-term radiotoxicity of spent nuclear fuel. In conditions representative for geological repository, the interactions between such radioelements and silicate species could influence the mobility of the actinides in the environment and thus, could affect the safety of the storage facilities. Especially, the formation of actinide silicate, AnSiO4, has to be considered carefully, since thorium and uranium silicate are ubiquitous in environmental silicate rich media and under reductive conditions. Because the chemistry of AnSiO4 is poorly known, their preparation is a prerequisite in order to determine thermodynamic data associated to their formation and to evaluate their stability under geological repository conditions.The first part of this work consisted in the preparation, under hydrothermal conditions, of ThSiO4, USiO4 and CeSiO4 as surrogates of PuSiO4. This study allowed us to determine the preponderant parameters which impact the formation of silicate phases, to establish optimized conditions for their synthesis as pure phases and then to propose potential mechanisms of formation. For all of these syntheses, the competition between the complexation of metal cations by silicate ions and their hydrolysis played a predominant role. Three different and efficient strategies have been identified for the formation of actinide silicates. The first one was characterized by the use of weakly acid reactive media to limit the hydrolysis of actinide in solution. The second involved the use of strong ligands to maintain the actinide in solution in weakly basic media. The third was developed with element oxidation states that also protected it against hydrolysis. The transposition of these strategies to the preparation of PuSiO4 allowed to determine the suitable synthesis conditions to form PuSiO4 and then to identify the differences in terms of reactivity between Pu(IV) and surrogate elements.

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 précédente thèse sur le sujet a permis de proposer un modèle d’homogénéisation de la répartition du plutonium suite à l’ajout de Cr2O3. L’auteur a souligné l’importance de la formation du précipité PuCrO3 aux joints de grains lorsque la solubilité du chrome dans la matrice (U,Pu)O2 est atteinte. Cependant, les mécanismes d’action du chrome n’ont été étudiés que pour une atmosphère de frittage unique. Plusieurs points restent également à approfondir, notamment la solubilité du chrome et les conditions optimales de formation du précipité PuCrO3. Dans un premier temps, une étude de la spéciation du chrome solubilisé et précipité dans l’oxyde mixte (U,Pu)O2 a été réalisée. Les techniques ayant permis d’analyser directement le chrome sont la microsonde électronique et la spectroscopie d’absorption des rayons X. Il a été montré que le degré d’oxydation et l’environnement du chrome solubilisé sont indépendants de la pression partielle d’oxygène imposée lors du frittage et de la teneur en plutonium de l’oxyde mixte. La nature des précipités et la solubilité du chrome dépendent, quant à eux, de la variable thermodynamique et de la teneur en Pu. Sur la base de ces résultats, un modèle de solubilité du chrome dans l’oxyde mixte (U,Pu)O2-x a été construit. Ce modèle a été réalisé en fonction de la teneur en plutonium y de la solution solide (U1-yPuy)O2-x (y = 0,11 ; 0,275 et 1) et sur la gamme de potentiel d’oxygène d’intérêt pour le frittage du combustible (-445 kJ.mol -1< µO2 < -360 kJ.mol -1). Outre l’optimisation du dopage, ce modèle permet de définir les conditions optimales de formation du précipité PuCrO3 en fonction de la teneur en plutonium et de l’atmosphère de frittage. Dans un second temps, nous avons regardé si les conditions d’obtention du précipité PuCrO3 correspondaient à un accroissement de l’homogénéité de répartition du plutonium et une taille de grains maximale. Pour ce faire, des échantillons fabriqués avec ou sans présence de chrome et frittés sous différentes atmosphères ont été étudiés. Il a été mis en évidence que la cinétique d’interdiffusion U-Pu est complètement modifiée en présence de chrome. De plus, suite à l’ajout de chrome, les conditions permettant d’accroître la cinétique d’interdiffusion U-Pu ne sont pas forcément associées à une taille de grain maximale.A partir de ces résultats, des préconisations pour la mise en œuvre industrielle sont proposées. Elles concernent le choix de l’atmosphère de frittage et la teneur en chrome nécessaire à l’optimisation de la microstructure. / Optimal use of the Mixed Oxide (U,Pu)O2 nuclear fuel in pressurized water reactors is mainly limited by the behavior of gaseous fission produced during irradiation. Within the MOX microstructure, the probability of fission gas release is increased by the presence of rich localized plutonium areas exhibiting a higher local burn-up. A solution consists in optimizing plutonium distribution within the industrial product and promoting the crystalline growth of the fuel grains. For this purpose, addition of chromium sesquioxide during the manufacturing process is currently considered. A previous thesis has shown that the best results are obtained for a Cr addition slightly greater than the solubility limit of Cr in (U,Pu)O2. In order to explain the enhanced plutonium homogeneity, the author highlighted the formation of PuCrO3 precipitates at grain boundaries. A sintering model under reducing atmosphere, with chromium addition, was proposed. However, several points have to be more thoroughly investigated, especially regarding the solubility limit of chromium, as well as the optimal conditions of PuCrO3 precipitates formation. In a first part, speciation of solubilized and precipitated chromium in the mixed oxide (U,Pu)O2 is studied using electron probe microanalysis (EPMA) and X-ray absorption spectroscopy (XAS). It was shown that the oxidation state and the environment of soluble chromium within the (U,Pu)O2 matrix do not depend on the oxygen partial pressure during sintering, neither on the plutonium content of the mixed oxide. However, both chemical nature of the precipitates and chromium solubility depend on the thermodynamic variable and on the plutonium content.Based on these results, a chromium solubility model in the mixed oxide (U,Pu)O2-x was built using the law of mass action governing solubility equilibrium. This model is described as a function of the plutonium content (y) of the solid solution (U1-yPuy)O2-x (y = 0,11 ; 0,275 et 1) and in the oxygen potential range of interest for MOX fuel sintering (-445 kJ/mol < µO2 < -360 kJ/mol). This thermodynamic model contributes to the optimization of the doping stage of fabrication and defines the optimal conditions of PuCrO3 precipitates formation.The aim of the second part is to verify if the thermodynamic conditions of PuCrO3 formation correspond to an optimal plutonium distribution and grain growth of the mixed oxide. Samples manufactured with and without Cr2O3 addition and sintered under various atmospheres were analyzed. It was shown that the U-Pu interdiffusion kinetics is completely modified with chromium addition. Morover, with chromium addition, sintering conditions which increase the U-Pu interdiffusion kinetics, don’t necessarily correspond to optimal grain growth. Based on these results, recommendations for the industrial manufacturing process are proposed. They deal with the choice of the sintering atmosphere and doping concentration to obtain an optimized microstructure.

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 de cérium synthétisé par voie oxalique, afin de développer les techniques expérimentales et les protocoles d‘analyse. Les résultats ont mis en évidence le lien entre la présence d‘impuretés carbonées et le phénomène de dé-densification. De plus, l‘évolution de la dé-densification a été observée pour la première fois, par micro-tomographie X in situ au cours du frittage.L‘étude appliquée au combustible MOX a confirmé le rôle majeur des impuretés carbonées lors du frittage. Les évolutions microstructurales, la quantification des espèces carbonées relâchées pendant le frittage et l‘analyse des gaz piégés dans les pores du matériau fritté ont de plus conduit à identifier un mécanisme de dé-densification. Enfin, une modélisation du comportement thermomécanique du combustible sous l‘effet de la pressurisation des pores, a permis de conforter le mécanisme envisagé. Fort de cette connaissance, un nouveau cycle de frittage a pu alors être proposé et mis en application avec succès pour limiter les effets de ce phénomène. / In order to manufacture mixed-oxide fuels, also known as MOX ((U,Pu)O2) for the next generation of nuclear reactors, the use of triuranium octoxide (U3O8) was considered in this study. This PhD work focuses on the impact of this addition on MOX sintering and on the dimensional stability of sintered pellets during annealing. Initial experiments revealed a de-densification phenomenon at high temperature in the pellets containing U3O8 synthesized from an oxalic route.This undesirable phenomenon was studied on an inactive surrogate: a cerium oxide synthesized from an oxalic route in order to develop experimental techniques and protocols. The relationship between the presence of carbon impurities in the powders and the de-densification phenomenon was proven. Moreover, this de-densification phenomenon was observed in situ for the first time by using X-ray microtomography during sintering.The study of MOX fuels confirmed the major role of carbon impurities. The microstructural evolutions, the quantification of the carbon species released during sintering and the analysis of gases trapped inside the porosity of the sintered material led to the determination of a de-densification mechanism. Finally, a thermomechanical modelling of the fuel behavior under the effect of pore pressurization allows consolidating the proposed mechanism. Based on these results, a new sintering cycle was proposed and the first trials successfully limited the impact of the de-densification phenomenon.

La gestion des colis de déchets radioactifs représente un enjeu majeur pour l’industrie nucléaire. La solution de gestion d’un colis est déterminée en fonction de ses caractéristiques radiologiques. L’une de ces principales caractéristiques est l’activité α qui est principalement due aux actinides. Les méthodes non destructives actives, reposant sur le principe de la réaction de fission, permettent de quantifier les actinides. Ces méthodes sont mises en œuvre lorsque les techniques non-destructives passives deviennent inapplicables. Dans un premier temps, les méthodes actives consistent à irradier le colis afin d’entraîner des réactions de fission sur les actinides. Dans un second temps, les particules promptes et retardées émises suite aux réactions de fission sont détectées. Cette thèse a pour objectif d’optimiser le flux de neutrons, destiné à interroger les colis, en étudiant la possibilité d’utiliser un accélérateur d’électrons comme source de neutrons en lieu et place d’un générateur de type deutérium-tritium (gain attendu de l’ordre de deux décades en termes d’intensité d’émission). Un accélérateur d’électrons permettrait par ailleurs d’améliorer la caractérisation des colis de déchets radioactifs en rendant compatible, à l’aide du même dispositif d’irradiation, les mesures par interrogation neutronique active, par interrogation photonique active, et l’imagerie haute énergie.Dans un premier temps, nous avons caractérisé et optimisé le flux de photoneutrons émis par un accélérateur d’électrons en utilisant les codes de calculs Monte Carlo MCNPX et TRIPOLI-4. Nous avons considéré des cibles de conversion en tungstène ou en tantale et avons déterminé les paramètres suivants : intensité moyenne d’émission ; spectre en énergie ; et distribution angulaire. La cohérence de nos résultats a été évaluée par comparaison entre calculs et mesures d’activation neutronique. Nous avons ensuite évalué la faisabilité des mesures par interrogation neutronique active, en utilisant la cible d’un accélérateur d’électrons de 17 MeV en tant que générateur de neutrons, sur des échantillons d’uranium et de plutonium. Nous nous sommes intéressés à la détection des neutrons prompts, des neutrons retardés, et des gamma retardés. Nous avons également réalisé l’association de résultats de mesures par interrogations neutronique et photonique actives non-simultanées. Nous avons appliqué cette technique à la mesure de l’enrichissement de l’uranium. Enfin, nous avons dimensionné par simulation MCNPX une cellule de mesure, basée sur un accélérateur d’électrons, dédiée à l’interrogation neutronique active. La cellule a ensuite été construite et une campagne d’expérimentations a permis d’évaluer les performances de cette dernière lors de mesures réalisées sur des colis de déchets radioactifs maquettes de type 220 L contenant différentes matrices. / Management of nuclear waste packages is a crucial task for the nuclear industry. The solution for management of a nuclear waste package is chosen according to its radiological characteristics. One of the most important of these features is the α-activity which is mainly due to actinides. Non-destructive active methods based on the fission process enable to quantify the actinides. These methods are implemented when non-destructive passive methods become inapplicable. First, these methods consist in irradiating a package in order to induce fission reactions on the actinides, and then, to detect the prompt and delayed particles which are emitted further to these reactions. This thesis aims at optimizing the neutron flux, which is intended to interrogate a package, by studying the potentialities of using an electron accelerator as a neutron source instead of a deuterium-tritium neutron generator (expected gain in terms of emission intensity on the order of two decades higher). Furthermore, an electron accelerator would enable to improve nuclear waste packages characterization by making compatible, on the same irradiation setup, neutron interrogation measurements, photon interrogation measurements, and high-energy imaging.First, we characterized and optimized the photoneutron flux emitted by an electron accelerator using MCNPX and TRIPOLI-4 Monte Carlo codes. We considered tungsten and tantalum conversion targets and focused on the following parameters: average emission intensity; mean energy; and angular distribution. The consistency of our results has been verified by comparing neutron activation calculations and measurements. We have then evaluated the feasibility of neutron interrogation measurements on uranium and plutonium samples using the target of a 17 MeV electron accelerator as a neutron generator. We detected prompt neutrons, delayed neutrons, and delayed gamma-rays. We also combined photon and neutron interrogation non-simultaneous measurements. We applied such technique to the measurement of uranium enrichment. Finally, we designed by MCNPX simulation a neutron interrogation setup based on an electron accelerator. The cell was then built and an experimentation campaign enabled to evaluate performances of the latter. Measurements were carried out on 220 liter nuclear waste mock-up drums containing different matrices.

For the first time microbial tDNA could be isolated from 50 g unperturbed Mont Terri Opalinus Clay. Based on the analysis of the tDNA the bacterial diversity of the unperturbed clay is dominated by representatives of Firmicutes, Betaproteobacteria, and Bacteriodetes. Firmicutes also dominate after treatment of the clay with R2A medium. Bacteria isolated from Mont Terri Opalinus Clay on R2A medium were related to Sporomusa spp., Paenibacillus spp., and Clostridium spp.. All further investigations are concentrated on the unique isolates Sporomusa sp. MT-2 and Paenibacillus sp. MT-2. Cells of the type Sporomusa sp. MT-2 and Paenibacillus sp. MT-2 were comprehensively analyzed in terms of growing, morphology, functional groups of the cell envelope, and cell membrane structure. Strong actinide(An)/lanthanide(Ln)-interactions with the Opalinus Clay isolates and the Äspö-strain Pseudomonas fluorescens (CCUG 32456) could be determined within a broad pH range (2-8). The metals bind as a function of pH on protonated phosphoryl, carboxyl and deprotonated phosphoryl sites of the respective cell membrane. The thermodynamic surface complexation constants of bacterial An/Ln-species were determined and can be used in modeling programs. Depending on the used An different interaction mechanisms were found (U(VI): biosorption, partly biomineralisation; Cm(III): biosorption, indications for embedded Cm(III); Pu: biosorption, bioreduction and indications for embedded Pu). Different strategies of coping with U(VI) were observed comparing P. fluorescens planktonic cells and biofilms under the chosen experimental conditions. An enhanced capability of the biofilm to form meta-autunite in comparison to the planktonic cells was proven. Conclusively, the P. fluorescens biofilm is more efficient in U(VI) detoxification. In conclusion, Mont Terri Opalinus Clay contains bacterial communities, that may influence the speciation and hence the migration behavior of selected An/Ln under environmental conditions.