Les déchets de la fission nucléaire
le combustible : oxyde d'uranium UO2 enrichi à 35% en 235U
Le cycle du combustible nucléaire 7 >Le cycle du combustible
5 > L'énergie nucléaire : fusion et fission pression un kilo d'uranium produit 10 000 fois ... effet
La gestion des déchets de lénergie nucléaire
comme matière fissile du plutonium 239 ainsi que de l'uranium 235 ou de l'uranium 233. Les déchets radioactifs sous-produits du processus de fission
Etude du comportement des produits de fission dans un combustible
Les neutrons produits lors de la fission poss`edent une énergie élevée (? 2 MeV) (ils sont rapides). La probabilité de fission de l'uranium 235 étant plus
223 20 Un produit de fission agissant comme poison : le xénon De
De nombreux produits de fission absorbent des neutrons. La plupart De l'iode 135 est produit dans 63 % des fissions d'uranium 235.
Le combustible nucléaire
Les plus récents étant placés à l'extérieur. Uranium 235. Produits de fission. Cuve du cœur du réacteur. Assemblage. Barres de contrôle.
Solidarité Japon - Annexe 2 - Glossaire nucléaire - Juin 2011
Ces produits de fission sont dotés d'une grande énergie cinétique : la fission produit beaucoup d'énergie. L'uranium 235 est le seul élément.
Physique Générale B
l'uranium-235 est considérablement supérieure à celle des produits de fission. lui est fissile : un isotope qui produit un autre isotope fissile après ...
Etude de la migration thermique des produits de fission molybdène
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14 mars 2016 énergie cinétique des produits de fission de l'233U(nthf) ... teurs actuels repose sur la fission de l'uranium 235U
[PDF] Les déchets de la fission nucléaire
- le combustible : oxyde d'uranium UO2 enrichi à 35 en 235U sous forme de crayons (longueur 360m diamètre 095cm entassement de pastilles contenues dans
[PDF] Le cycle du combustible nucléaire 7 >Le cycle du combustible - CEA
consommation progressive d'uranium 235; • apparition de produits de fission (absorbant les neutrons ces produits perturbent la réac- tion en chaîne)
[PDF] Le combustible nucléaire - CEA
Fission : en capturant un neutron les noyaux des atomes lourds d'235U ou de 239Pu se « cassent » en deux noyaux principaux (produits de fission) et engendrent
Produit de fission - Wikipédia
D'une manière générale l'atome d'uranium 235 fissionné et le neutron provoquant la fission contenaient initialement à eux deux 92 protons et 144 (143 + 1)
[PDF] Etude du comportement des produits de fission dans un combustible
Les neutrons produits lors de la fission poss`edent une énergie élevée (? 2 MeV) (ils sont rapides) La probabilité de fission de l'uranium 235 étant plus
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On dit également que l'uranium 235 est fissile La fission dégage de l'énergie sous forme explosion : c'est ce qui se produit dans une bombe atomique
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1 4 Rendements en masse des produits de fission légers pour certains noyaux formé d'un élément unique de 856 kg d'Uranium métallique enrichi (235U à
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Cette réaction produit une quantité énorme d'énergie car la masse de l'uranium-235 est considérablement supérieure à celle des produits de fission
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L'uranium-238 est fertile (indirectement fissile au contact d'un Produits de filiation Uranium-235 Plomb-207 (stable) Uranium-238 Uranium-234
Quels sont les produits de fission ?
Les produits de fission sont les restes d'un noyau lourd d'uranium ou de plutonium qui s'est fragmenté à la suite de la capture d'un neutron. Cendres de la fission, ils contribuent à l'essentiel de la radioactivité présente dans le combustible irradié des réacteurs.Quelle est l'énergie libérée par la fission d'un gramme d'uranium 235 ?
L'énergie libérée lors de la fission d'un noyau d'uranium 235 est E = 2,8 × 10–11 J.Comment est produit l'uranium 235 ?
Comment ? Les roches sont concassées et finement broyées puis l'uranium est extrait gr? à différentes opérations chimiques. C'est ce qu'on appelle le traitement, dont le résultat est une pâte jaune appelée yellow cake contenant 75 % d'oxyde d'uranium.- Donc la fission de tous les atomes d'uranium 235 présents dans 1 g d'uranium naturel peut produire 158,5 kWh .
ORSAYN°d"ordre : 9107
UNIVERSIT
´E PARIS XI
U.F.R. Scientifique d"Orsay
TH `ESEPr´esent´ee pour obtenir le grade de
DOCTEUR EN SCIENCES DE L"UNIVERSITE DE PARIS-XI
Sp´ecialit´e : Chimie-Radiochimie
´Ecole Doctorale Rayonnements et Environnement
E.D. num´ero 421
ParFlorence GUPTA
Etude du comportement du produit de fission
c´esium dans le dioxyde d"uranium par m´ethode ab initio Soutenue le 19 septembre 2008 devant la commission d"examen : Eric SIMONI Professeur Universit´e, Paris XI Pr´esident Fran¸cois JOLLET Ing´enieur, Docteur (HDR) CEA Rapporteur Joseph MORILLO Professeur Universit´e, Toulouse Rapporteur Sven VAN DEN BERGHE Docteur SCK-CEN, Mol, Belgique Examinateur Alain PASTUREL Directeur de Recherches, CNRS Directeur de th`ese Guillaume BRILLANT Ing´enieur, Docteur IRSN, Cadarache EncadrantRemerciements
Ce travail de th`ese a ´et´e r´ealis´e `a l"Institut de Radioprotection et de Sˆuret´e Nucl´eaire.
Je tiens `a remercier Monsieur Richard Gonzalez, chef du Service d"´Etude et de Mod´elisation du corium et du Confinement ainsi que Monsieur Patrice Giordano, directeur du Laboratoired"´Etudes du corium et du Transfert des Radio´el´ements, de m"avoir accueillie respectivement
dans leur service et laboratoire sur un sujet nouveau. J"exprime ma reconnaissance Monsieur Joseph Morillo et `a Monsieur Fran¸cois Jollet pourl"int´erˆet qu"ils ont port´e `a ce travail en acceptant d"en ˆetre les rapporteurs, ainsi que pour leurs
remarques qui m"ont permis d"am´eliorer ce manuscrit. Je tiens ´egalement `a remercier Monsieur Eric Simoni et Monsieur Van den Berghe dem"avoir fait l"honneur de faire partie de mon jury de th`ese enquamit´e de pr´esident et d"exami-
nateur, respectivement. Je remercie vivement Monsieur Alain Pasturel d"avoir accept´ede diriger ma th`ese malgr´el"´eloignement g´eographique. Sa grande exp´erience scientifique dans le domaine des m´ethodes
ab initio a permis la r´ealisation de ce travail. J"ai particuli`erement appr´eci´e qu"il accepte mes
propositions d"orientation en derni`ere ann´ee vers l"´etude ab initio des phases solides lorsqu"il
s"est av´er´e que la partie exp´erimentale pr´evue ne pourrait pas ˆetre r´ealis´ee, et ce pour des
raisons hors de notre contrˆole. Je remercie Guillaume Brillant d"avoir accept´e d"ˆetre tuteur de cette th`ese, et d"avoir mis en place les moyens informatiques n´ecessaires pour la r´ealisation de cette th`ese. Je tiens `a remercier tr`es chaleureusement Monsieur Roland Dubourg qui a bien voulu m"enseigner une partie de ses grandes connaissances sur les ph´enom`enes complexes concernantle combustible irradi´e et le comportement des produits de fission, pour l"int´erˆet qu"il a port´e `a
mon travail, pour ses conseils avis´es, ainsi que pour le temps pass´e `a r´epondre `a mes questions
et aussi pour ses encouragements scientifiques (et sportifs!). Je voudrais ´egalement exprimer ma profonde gratitude `a Monsieur Marc Barrachin(l"autre Gifois du laboratoire!), pour sa disponibilit´e `a r´epondre `a mes questions, pour ses
conseils et sa contribution `a ma formation scientifique au sein du laboratoire. Je remercie Fabienne Ribeiro pour ses conseils scientifiques dans le domaine des calculs ab initio et pour avoir pris le temps d"assister `a mes r´eunionsd"avancement de th`ese. Je la mermercie ´egalement pour ses conseils personnels. Je remercie Martin Kissane qui a toujours pris soin de me tenir inform´ee des s´eminaires et conf´erences internationales dans mon domaine de recherche. iiTable des mati`eres
Je remercie Gr´egory Nicaise d"avoir pris le temps d"assister `a ma soutenance de th`esebien que la date n"ait pas ´et´e id´eale pour lui! Ses articles et notes techniques ont ´et´e pour moi
tr`es enrichissantes pour situer le sujet de th`ese dans le contexte exp´erimental. Je remercie Sandrine, post-doctorante pendant deux ans au laboratoire pour son dyna- misme hors du commun, sa gentillesse, et son soutien! Je remercie Christian avec qui j"ai partag´e mon bureau pendant trois ans. Je remercie tous les membres du laboratoire pour leur bonne humeur et leur sympatie,Nathalie, Fr´ed´eric, Katia, Christophe ainsi que Alain et Sophie de l"´equipe CS. Je remercie
Marie-Claire, Caroline et La
¨etitia, les secr´etaires pour leur efficacit´e et leur bonne humeur. Je remercie toutes les personnes du bˆatiment 702 de Cadarache qui ont contribu´e `a rendremon passage agr´eable. Je pense plus particuli`erement `a S´ebastien qui va bientˆot soutenir sa
th`ese. Et enfin, je remercie mes proches et mes amis, Yoann, Pierre-Guy iii Table des mati`eresQuelques abr´eviations et notationsixIntroduction1
I Contexte de l"´etude5
I-1 Principales caract´eristiques des REP en fonctionnement nominal et accidentel . 6 I-1.1 Principe de fonctionnement d"un r´eacteur `a eau sous pression . . . . . . 7 I-1.2 Les accidents de r´eacteurs . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .. . . . 81.2.1 Les diff´erents types d"accidents . . . . . . . . . . . . . . . . .. 8
1.2.2 Description d"un Accident de Perte de R´efrig´erant Primaire . . 9
I-2 Comportement du combustible sous irradiation . . . . . . . . . .. . . . . . . . 10 I-2.1 ´Evolution de la g´eom´etrie des crayons . . . . . . . . . . . . . . . . .. . . 10 I-2.2 Les d´efauts d"irradiation . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .. . . . . 122.2.1 Aspects cristallographiques de UO
2. . . . . . . . . . . . . . . . 12
2.2.2 ´Evolution des d´efauts au cours du temps en irradiation . . . .. 17 I-2.3 Oxydation du combustible . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .. 19 I-2.4 Cr´eation des produits de fission . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .. . . 212.4.1 Distribution des produits de fission . . . . . . . . . . . . . . . . 22
2.4.2 Relˆachement de produits de fission . . . . . . . . . . . . . . . . 23
2.4.3 Physico-chimie des produits de fission . . . . . . . . . . . . . . 24
I-3 Comportement du combustible en situation accidentelle . .. . . . . . . . . . . . 29 I-3.1 Les essais VERCORS . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 293.1.1 Dispositif et protocole exp´erimental . . . . . . . . . . . . . .. . 30
3.1.2 R´esultats des essais VERCORS . . . . . . . . . . . . . . . . . . 31
I-3.2 Les essais PHEBUS . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 34 I-4 Motivation de cette ´etude . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .. . . . . 36 I-4.1 Objectifs . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 36 I-4.2 Choix de la m´ethode . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .37 ivTable des mati`eres
II M´ethodologie39
II-1 M´ethodes ab initio d"´etude de la structure ´electronique . . . . . . . . . . . . . . 40
II-1.1 Introduction . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .. 40II-1.2
´Equation de Schr¨odinger . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 40 II-1.3 Approximation de Born-Oppenheimer . . . . . . . . . . . . . . .. . . . . 41 II-1.4 Th´eorie de la Fonctionnelle de la Densit´e . . . . . . . . .. . . . . . . . . 42 II-1.5 Approximations du terme d"´echange et corr´elationExc[ρ(?r)] . . . . . . . 431.5.1 Approximation Locale de la Densit´e (LDA) . . . . . . . . . . . 43
1.5.2 Approximation du Gradient G´en´eralis´e (GGA) . . . . . . .. . 44
1.5.3 Approximations LSDA et GGA avec polarisation de spin (SGGA) 45
1.5.4 Approximation LDA+U et GGA+U . . . . . . . . . . . . . . . 45
II-1.6 Potentiels p´eriodiques et fonctions de Bloch . . . . .. . . . . . . . . . . 46 II-1.7 Les pseudopotentiels . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .. . 481.7.1 Les fondements . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 48
1.7.2 Exemples de pseudopotentiels . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 50
II-1.8 Description succincte du code de calcul VASP . . . . . . . . . .. . . . . 53 II-2 Mod`ele des d´efauts ponctuels (PDM) . . . . . . . . . . . . . . .. . . . . . . . . 56 II-2.1 Introduction . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .. 56II-2.2
´Energie libre de formation des d´efauts . . . . . . . . . . . . . . . . .. . 57 II-2.3 D´efauts extrins`eques (r´egime ouvert) . . . . . . . . .. . . . . . . . . . . 57 II-2.4 D´efauts intrins`eques (r´egime ferm´e) . . . . . . . . .. . . . . . . . . . . . 592.4.1 D´efauts compos´es en interaction . . . . . . . . . . . . . . . .. 59
2.4.2 Mod`ele des d´efauts ponctuels (d´efauts isol´es) . . . .. . . . . . 59
II-2.5 Concentrations de d´efauts . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .. . . . . 602.5.1 D´efinition de la concentration de d´efauts . . . . . . . . .. . . . 60
2.5.2 ´Equations de formation de d´efauts . . . . . . . . . . . . . . . . 602.5.3 D´etermination des concentrations de d´efauts simples par des
approximations pour chaque domaine de stoechiom´etrie . . . . .612.5.4 D´etermination des concentration de d´efauts simplespar r´esolu-
tion d"un polynˆome de degr´e 3 en [VO] . . . . . . . . . . . . . . 652.5.5 Les limites du mod`ele PDM . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 66
II-3 M´ethode NEB (Nudged Elastic Band Method) . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 68 II-3.1 Introduction . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .. 68 II-3.2 Principe de la m´ethode NEB . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .. . 69 II-3.3 R´esolution du probl`eme . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .. . . 70 vTable des mati`eres
IIILe dioxyde d"uranium : d´efauts ponctuels, diffusion 73 III-1 Le dioxyde d"uranium sans d´efaut . . . . . . . . . . . . . . . . . .. . . . . . . . 74III-1.1 Description g´en´erale et ´etudes ant´erieures . . .. . . . . . . . . . . . . . 75
1.1.1 Structure, propri´et´es de coh´esion, de conductivit´e ´electrique, et
propri´et´es magn´etiques de UO2. . . . . . . . . . . . . . . . . . 75
1.1.2 ´Etudes ab initio ant´erieures . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 78 III-1.2 R´esultats de la pr´esente ´etude . . . . . . . . . . . . . . . . .. . . . . . . 80 III-1.3 Conclusion . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .85 III-2 Les d´efauts de structure du dioxyde d"uranium . . . . . . .. . . . . . . . . . . . 86 III-2.1 Introduction . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .. . 86 III-2.2 Les ´energies de formation de d´efauts . . . . . . . . . . .. . . . . . . . . 862.2.1 D´efauts ponctuels isol´es . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 87
2.2.2 ´Evolution des d´efauts avec la stoechiom´etrie et la temp´erature . 90 2.2.3 ´Etude des interactions entre d´efauts . . . . . . . . . . . . . . . 95 III-2.3 Conclusion . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .97III-3 Auto-diffusion de l"oxyg`ene dans UO
2. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 98
III-3.1 Introduction . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .. . 98 III-3.2 M´ethode . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .99 III-3.3 Calcul des ´energies de migration de l"oxyg`ene . . .. . . . . . . . . . . . 1003.3.1 M´ecanisme de diffusion lacunaire . . . . . . . . . . . . . . . . . 100
3.3.2 M´ecanisme de diffusion via les sites interstitiels . . . . . .. . . 103
3.3.3 Comparaison de nos r´esultats aux ´etudes th´eoriques et exp´eri-
mentales . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 104 III-3.4 Les ´energies d"Arrh´enius de migration de l"oxyg`ene . . . . . . . . . . . . 106 III-3.5 Conclusion . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .110 III-4 Auto-diffusion de l"uranium . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .. . . . . 111 III-4.1 Introduction . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .. . 111 III-4.2 M´ethode . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .112III-4.3
´Energie de migration de l"uranium via un m´ecanisme lacunaire . . . . . . 113 III-4.4 Les ´energies d"Arrh´enius de migration de l"uranium . . . . . . . . . . . . 115 III-4.5 Conclusion . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .116 III-5 Conclusion du Chapitre . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .. . . . 117 viTable des mati`eres
IV Produits de fission-Interd´ependance Cs/Mo 118 IV-1 Insertion et solubilit´e du c´esium et du molybd`ene dans ledioxyde d"uranium . . 119IV-1.1 Insertion du c´esium dans UO
2±x. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 119
1.1.1 ´Energies d"incorporation du c´esium dans UO2. . . . . . . . . . 119 1.1.2 ´Energies de solubilisation du c´esium dans UO2±x. . . . . . . . 122IV-1.2 Insertion du molybd`ene dans UO
2±x. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 128
IV-2 ´Etude de la formation de phases solides de c´esium dans UO2. . . . . . . . . . . 130 IV-2.1 Oxydes simples de c´esium et de molybd`ene dans le dioxyde d"uranium . . 1312.1.1 Formation de phases solides d"oxydes de c´esium et de molybd`ene131
2.1.2 Solubilisation des phases solides des oxydes de c´esium etde
molybd`ene . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 133 IV-2.2 Phases ternaires solides de c´esium . . . . . . . . . . . . . . . . . .. . . . 1362.2.1 Formation des phases ternaires solides de c´esium . . . . . .. . 136
2.2.2 ´Etude de la solubilit´e des phases ternaires de c´esium dans UO2±x1362.2.3 Stabilit´e relative des phases solides de c´esium . . . . . .. . . . 139
IV-3 Diffusion du c´esium dans le dioxyde d"uranium . . . . . . . . . . .. . . . . . . . 143 IV-3.1 Introduction . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .143IV-3.2
´Energies de migration du c´esium dans le dioxyde d"uranium . .. . . . . 143 IV-4 Conclusion du Chapitre . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .. . 147Conclusion149
Bibliographie153
Liste des figures168
Liste des tableaux173
Annexes176
A Essais VERCORS176
A-1 Dispositif exp´erimental des essais VERCORS . . . . . . . . . . . . . . .. . . . . 176 A-1.1 L"´echantillon combustible . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .. . . 176 A-1.2 Dispositifs exp´erimentaux des essais VERCORS . . . . . . . . . . .. . . 177quotesdbs_dbs42.pdfusesText_42[PDF] rotrou antigone
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