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The work presented during this thesis is part of the study for the reprocessing of nuclear fuel. This study mainly focused on the N,N-dialkylamides (monoamides) ligands, this type of molecule is a promising substitution for the TBP which is currently used in the PUREX process for the recycling of uranium and plutonium. The main goal is to show the influence of the stereochemistry of the extractant molecule on the extraction performances.Over the last few years, the importance of chirality within the industry has been growing. A certain number of studies have shown that the stereochemistry of the extractant molecule can impact the performances of the extraction, this behavior has been demonstrated on different extractants such as ter pyridine, ether crown or even diglycolamides. The aim of the present study is to confirm that the same conduct is applied to monoamides extractants. Different synthesis methodologies have been investigated in order to obtain different enantiopure molecules possessing –(2-ethylhexyl) alkyl chains. Subsequently, two extractants monoamides have been synthesized and studied in extraction conditions with the purpose of evaluating the influence of chirality over the extraction of uranium and plutonium. Both of those extractants have shown an influence for the extraction of plutonium. However, it appears that this influence might be dependent on the type of coordination applied during the complexation of the metal., Les travaux présentés lors de cette thèse s’inscrivent dans le cadre des études sur le retraitement des combustibles nucléaires usés. Cette étude se concentre majoritairement sur la famille des N,N dialkylamides (ou monoamides) qui est une famille prometteuse pour le remplacement du TBP, ligand actuellement utilisé dans le procédé PUREX pour le recyclage de l’uranium et du plutonium. Le but est de montrer que la stéréochimie du ligand monoamide utilisé influence les performances d’extraction.Lors de ces dernières années, l’importance de la chiralité dans l’industrie s’est confirmée. Des écrits bibliographiques ont montré que la stéréochimie des molécules peut influencer les performances d’extractions, ce comportement a déjà été observé sur un certain nombre d’extractant (ter-pyridine, éther couronnes ou bien aussi des diglycolamides). Le but de la présente étude était de confirmer que les molécules monoamides sont elles aussi assujetties à ce genre de phénomène. Des méthodologies de synthèses ont été mises en œuvre afin d’obtenir différentes molécules énantiopures possédant des chaines –(2-éthylehexyle). Ainsi deux monoamides le DEHBA et le M(2-EH)EHA ont été étudiés en conditions d’extraction afin d’évaluer l’impact de la chiralité sur l’extraction de l’uranium et du plutonium. Tous deux ont montré une influence de la chiralité sur les performances d’extraction du plutonium. Cependant, il est apparu que cette influence peut dépendre du type de coordination ayant lieu lors de la complexation du métal.

The DARWIN2.3 calculation package, based on the use of the JEFF-3.1.1 nuclear data library, is devoted to nuclear fuel cycle studies. It is experimentally validated for fuel inventory calculation thanks to dedicated isotopic ratios measurements realized on irradiated fuel rod cuts. For some nuclides of interest for the fuel cycle, the experimental validation work points out that the concentration calculation could be improved. The PhD work was done in this framework: having verified that calculation-to-experiment (C/E) biases are mainly due to nuclear data, two ways of improving fuel inventory calculation are proposed and investigated. They consist on one hand in improving nuclear data using the integral data assimilation technique, and on the other hand in proposing new experiments to validate nuclear data involved in the buildup of nuclides for which there is no post-irradiation examination available to validate DARWIN2.3 fuel inventory calculation.At first, an integral assimilation of the data coming from the experimental validation of fuel inventory calculation with DARWIN2.3 was carried out using the CONRAD code dedicated to nuclear data evaluation. It relies on a Bayesian approach that allows fitting nuclear data involved in the buildup of nuclides of interest for the fuel cycle, and on an analytic marginalization technique that allows accounting for uncertainties on non-fitted nuclear data. The sources of uncertainties associated to the C/E values were combined beforehand in order to produce a correlation matrix between C/E values to be used during the adjustment procedure. This process leads to re-estimating some nuclear data. Based on the analysis of these trends, nuclear data evaluations can be recommended. They represent the fuel cycle studies feedback for nuclear data validation. These recommendations mainly concern capture cross-sections (U, Pu, Am, Cm, Rh, Eu), but also thermal cumulative fission yields (Ru, Cs, Ce) of major actinides. It was shown that these recommendations improve significantly the buildup of actinides and fission products of interest for the fuel cycle.Then, the design of an experiment dedicated to the validation of the cross-sections involved in 14C buildup, namely 14N(n,p) and 17O(n,α), was investigated. It consists in irradiating melamine (C3H6N6) and 17O-enriched water in order to produce 14C, to be measured thanks to a liquid scintillation process. Studies demonstrate the feasibility of such an experiment in the MINERVE reactor, the latter being permanently shut down today. The obtained results can still be reused for the design of a new experimental program that can be carried out in another experimental reactor., Le formulaire de calcul DARWIN2.3, basé sur l’évaluation des données nucléaires JEFF-3.1.1, est dédié aux applications du cycle du combustible nucléaire. Il est validé expérimentalement pour le calcul du bilan matière par comparaison avec des mesures de rapports isotopiques réalisées sur des tronçons de combustibles irradiés en réacteur de puissance. Pour certains nucléides d’intérêt pour le cycle du combustible, la validation expérimentale montre que le calcul de la concentration en évolution pourrait être amélioré. C’est dans ce contexte que les travaux de thèse ont été menés : après s’être assuré que le biais Calcul / Expérience (C/E) est majoritairement dû aux données nucléaires, deux voies d’amélioration du calcul du bilan matière sont proposées et étudiées. La première voie d’amélioration s’attache à la ré-estimation des données nucléaires par assimilation des données intégrales. La deuxième voie d’amélioration consiste à proposer de nouvelles expériences pour valider les données nucléaires impliquées dans la formation de nucléides pour lesquels on ne dispose pas d’expérience pour valider le calcul de la concentration avec DARWIN2.3.Dans un premier temps, une étude d’assimilation des données intégrales provenant de la validation expérimentale du calcul du bilan matière avec DARWIN2.3 a été réalisée avec le code d’évaluation des données nucléaires CONRAD. Celle-ci repose sur l’ajustement bayésien des données nucléaires impliquées dans la formation de nucléides d’intérêt pour le cycle du combustible, et sur une méthode de marginalisation des incertitudes des données nucléaires non-ajustées. Les sources d’incertitudes associées aux écarts C/E de la base de données expérimentales sont au préalable combinées pour produire une matrice de corrélation entre ces C/E, utilisée lors de l’ajustement bayésien. Ce processus conduit à la ré-estimation de certaines données nucléaires. Des recommandations d’évolution d’évaluation, qui découlent de l’analyse de ces travaux, sont effectuées. Elles constituent le retour d’expérience du cycle du combustible pour la validation des données nucléaires. Ces recommandations concernent majoritairement les sections efficaces de capture (U, Pu, Am, Cm, Rh, Eu) mais également les rendements cumulés de fission thermique (Ru, Cs, Ce) des actinides majeurs. Nous montrons que ces recommandations permettent d’améliorer significativement le calcul de la concentration d’actinides et de produits de fission d’intérêt pour le cycle du combustible.Dans un deuxième temps, une étude de conception d’une expérience dédiée à la validation des sections efficaces des réactions de formation du 14C, à savoir 14N(n,p) et 17O(n,α), a été menée. Celle-ci consiste en l’irradiation de la mélamine C3H6N6, riche en azote, et de l’eau enrichie en 17O, afin de produire du 14C, par la suite mesuré par scintillation liquide. Les travaux ont démontré la faisabilité d’une telle expérience sur le réacteur MINERVE, aujourd’hui à l’arrêt définitif. Les résultats pourront toutefois servir de base pour la conception d’un programme similaire sur un autre réacteur expérimental.

The DARWIN2.3 calculation package, based on the use of the JEFF-3.1.1 nuclear data library, is devoted to nuclear fuel cycle studies. It is experimentally validated for fuel inventory calculation thanks to dedicated isotopic ratios measurements realized on irradiated fuel rod cuts. For some nuclides of interest for the fuel cycle, the experimental validation work points out that the concentration calculation could be improved. The PhD work was done in this framework: having verified that calculation-to-experiment (C/E) biases are mainly due to nuclear data, two ways of improving fuel inventory calculation are proposed and investigated. They consist on one hand in improving nuclear data using the integral data assimilation technique, and on the other hand in proposing new experiments to validate nuclear data involved in the buildup of nuclides for which there is no post-irradiation examination available to validate DARWIN2.3 fuel inventory calculation.At first, an integral assimilation of the data coming from the experimental validation of fuel inventory calculation with DARWIN2.3 was carried out using the CONRAD code dedicated to nuclear data evaluation. It relies on a Bayesian approach that allows fitting nuclear data involved in the buildup of nuclides of interest for the fuel cycle, and on an analytic marginalization technique that allows accounting for uncertainties on non-fitted nuclear data. The sources of uncertainties associated to the C/E values were combined beforehand in order to produce a correlation matrix between C/E values to be used during the adjustment procedure. This process leads to re-estimating some nuclear data. Based on the analysis of these trends, nuclear data evaluations can be recommended. They represent the fuel cycle studies feedback for nuclear data validation. These recommendations mainly concern capture cross-sections (U, Pu, Am, Cm, Rh, Eu), but also thermal cumulative fission yields (Ru, Cs, Ce) of major actinides. It was shown that these recommendations improve significantly the buildup of actinides and fission products of interest for the fuel cycle.Then, the design of an experiment dedicated to the validation of the cross-sections involved in 14C buildup, namely 14N(n,p) and 17O(n,α), was investigated. It consists in irradiating melamine (C3H6N6) and 17O-enriched water in order to produce 14C, to be measured thanks to a liquid scintillation process. Studies demonstrate the feasibility of such an experiment in the MINERVE reactor, the latter being permanently shut down today. The obtained results can still be reused for the design of a new experimental program that can be carried out in another experimental reactor., Le formulaire de calcul DARWIN2.3, basé sur l’évaluation des données nucléaires JEFF-3.1.1, est dédié aux applications du cycle du combustible nucléaire. Il est validé expérimentalement pour le calcul du bilan matière par comparaison avec des mesures de rapports isotopiques réalisées sur des tronçons de combustibles irradiés en réacteur de puissance. Pour certains nucléides d’intérêt pour le cycle du combustible, la validation expérimentale montre que le calcul de la concentration en évolution pourrait être amélioré. C’est dans ce contexte que les travaux de thèse ont été menés : après s’être assuré que le biais Calcul / Expérience (C/E) est majoritairement dû aux données nucléaires, deux voies d’amélioration du calcul du bilan matière sont proposées et étudiées. La première voie d’amélioration s’attache à la ré-estimation des données nucléaires par assimilation des données intégrales. La deuxième voie d’amélioration consiste à proposer de nouvelles expériences pour valider les données nucléaires impliquées dans la formation de nucléides pour lesquels on ne dispose pas d’expérience pour valider le calcul de la concentration avec DARWIN2.3.Dans un premier temps, une étude d’assimilation des données intégrales provenant de la validation expérimentale du calcul du bilan matière avec DARWIN2.3 a été réalisée avec le code d’évaluation des données nucléaires CONRAD. Celle-ci repose sur l’ajustement bayésien des données nucléaires impliquées dans la formation de nucléides d’intérêt pour le cycle du combustible, et sur une méthode de marginalisation des incertitudes des données nucléaires non-ajustées. Les sources d’incertitudes associées aux écarts C/E de la base de données expérimentales sont au préalable combinées pour produire une matrice de corrélation entre ces C/E, utilisée lors de l’ajustement bayésien. Ce processus conduit à la ré-estimation de certaines données nucléaires. Des recommandations d’évolution d’évaluation, qui découlent de l’analyse de ces travaux, sont effectuées. Elles constituent le retour d’expérience du cycle du combustible pour la validation des données nucléaires. Ces recommandations concernent majoritairement les sections efficaces de capture (U, Pu, Am, Cm, Rh, Eu) mais également les rendements cumulés de fission thermique (Ru, Cs, Ce) des actinides majeurs. Nous montrons que ces recommandations permettent d’améliorer significativement le calcul de la concentration d’actinides et de produits de fission d’intérêt pour le cycle du combustible.Dans un deuxième temps, une étude de conception d’une expérience dédiée à la validation des sections efficaces des réactions de formation du 14C, à savoir 14N(n,p) et 17O(n,α), a été menée. Celle-ci consiste en l’irradiation de la mélamine C3H6N6, riche en azote, et de l’eau enrichie en 17O, afin de produire du 14C, par la suite mesuré par scintillation liquide. Les travaux ont démontré la faisabilité d’une telle expérience sur le réacteur MINERVE, aujourd’hui à l’arrêt définitif. Les résultats pourront toutefois servir de base pour la conception d’un programme similaire sur un autre réacteur expérimental.

Nowadays, the deep geological repository is generally considered as the reference solution for the definitive management of spent nuclear fuel/high-level waste, but different countries have decided different disposal deployment schedules. Via the economic calculation, we hope to offer some answers to the following question: In terms of disposal time management, how should the present generations, benefiting from the nuclear power generation, bear the costs of radioactive waste management, while taking into account future generations? This thesis proposes to analyze specifically the French decision in its context. We propose a set of tools to evaluate the Utility of the deep geological repository project according to the deployment schedule choices. Our thesis also studies the influence of disposal choices on the nuclear fuel cycle. Beyond, we also take into account the interactions between the deep geological repository, nuclear fleet and cycle choices which constitute a "complete system"., Actuellement, bien que la plupart des pays nucléaires converge vers la même solution technique: le stockage profond pour la gestion des déchets radioactifs de haute activité et à vie longue, les objectifs calendaires divergent d'un pays à l'autre. Grâce au calcul économique, nous souhaitons apporter des éléments de réponse à la question suivante : En termes de temporalité, comment les générations présentes, qui bénéficient de la production d'électricité nucléaire, doivent-elles supporter les charges de la gestion des déchets radioactifs en tenant compte des générations futures ? Cette thèse se propose d'analyser spécifiquement la décision française en tenant compte de son contexte. Nous proposons un ensemble d'outils qui permet d'évaluer l'Utilité du projet de stockage profond en fonction des choix de temporalité. Notre thèse étudie également l'influence en retour des choix de stockage sur le cycle du combustible nucléaire. Au-delà, nous prenons en compte les interactions entre le stockage profond et les choix de parc nucléaire et de cycle du combustible qui constituent un « système complet ».

International audience; Activities related to the fast reactors systems at the Nuclear Energy Agency (NEA) mainly focus on scientific research and technology development needs and are carried out within the Nuclear Science Division. In particular, projects related to the advanced nuclear systems and fuel cycles are carried out through the Working Party on Scientific Issues of the Fuel Cycle (WPFC) and its five related experts groups covering all scientific aspects of the fuel cycle from front to back-end. Ongoing projects on advanced systems include fuel cycle scenarios, fuels, materials, physics and chemical separations. Members of the expert groups cooperate to share recent research advancements at an international level and help identify gaps and needs in the field.Current activities focus on nuclear systems in particular on the challenges associated with the adoption of new materials and fuels such as for example cladding materials, fuels containing minor actinides, or the use of liquid metal as coolants. At the back-end, chemical separations technologies for recycling in fast reactors are being reviewed.

Nuclear scenario studies model nuclear fleet over a given period. They enablethe comparison of different options for the reactor fleet evolution, and the management ofthe future fuel cycle materials, from mining to disposal, based on criteria such as installedcapacity per reactor technology, mass inventories and flows, in the fuel cycle and in the waste.Uncertainties associated with nuclear data and scenario parameters (fuel, reactors and facilitiescharacteristics) propagate along the isotopic chains in depletion calculations, and throughoutthe scenario history, which reduces the precision of the results. The aim of this work isto develop, implement and use a stochastic uncertainty propagation methodology adaptedto scenario studies. The method chosen is based on development of depletion computationsurrogate models, which reduce the scenario studies computation time, and whose parametersinclude perturbations of the depletion model; and fabrication of equivalence model which takeinto account cross-sections perturbations for computation of fresh fuel enrichment. Then theuncertainty propagation methodology is applied to different scenarios of interest, consideringdifferent options of evolution for the French PWR fleet with SFR deployment., Les études des scénarios électronucléaires modélisent le fonctionnement d’un parcnucléaire sur une période de temps donnée. Elles permettent la comparaison de différentesoptions d’évolution du parc nucléaire et de gestion des matières du cycle, depuis l’extraction duminerai jusqu’au stockage ultime des déchets, en se basant sur des critères tels que les puis-sances installées par filière, les inventaires et les flux, en cycle et aux déchets. Les incertitudessur les données nucléaires et les hypothèses de scénarios (caractéristiques des combustibles, desréacteurs et des usines) se propagent le long des chaînes isotopiques lors des calculs d’évolutionet au cours de l’historique du scénario, limitant la précision des résultats obtenus. L’objetdu présent travail est de développer, implémenter et utiliser une méthodologie stochastiquede propagation d’incertitudes dans les études de scénario. La méthode retenue repose sur ledéveloppement de métamodèles de calculs d’irradiation, permettant de diminuer le temps decalcul des études de scénarios et de prendre en compte des perturbations des paramètres ducalcul, et la fabrication de modèles d’équivalence permettant de tenir compte des perturbationsdes sections efficaces lors du calcul de teneur du combustible neuf. La méthodologie de calculde propagation d’incertitudes est ensuite appliquée à différents scénarios électronucléairesd’intérêt, considérant différentes options d’évolution du parc REP français avec le déploiementde RNR.

International audience; La neutronique est l'étude du cheminement des neutrons dans la matière, celle des conditions d'une réaction en chaîne et celle des modifications de la composition de la matière dues aux réactions nucléaires. Elle rend possibles la conception et l'exploitation des réacteurs nucléaires et des installations du cycle du combustible.En utilisant des données issues du monde quantique (les interactions entre les neutrons et les noyaux atomiques) pour calculer des grandeurs comme la puissance d'un réacteur, la neutronique jette un pont entre le monde microscopique et le monde macroscopique. Son caractère multi-échelle la conduit à travailler sur des échelles de temps, d'espace et d'énergie s'étendant sur plus d'une dizaine d'ordres de grandeur.Née en 1932 avec la découverte du neutron, la neutronique est une science arrivée à maturité qui, pourtant, continue d'évoluer : l'augmentation régulière de la puissance des ordinateurs bouleverse les méthodes de calcul, bouscule le statut de l'expérience et élargit les perspectives de la simulation numérique. L'un des défis actuels est de coupler la neutronique à la thermohydraulique et à la thermomécanique pour simuler le comportement d'un réacteur.Cette monographie fait une présentation globale de la neutronique sous le double éclairage de la recherche et des applications, et présente quelques résultats marquants obtenus récemment.

This PhD study is in the field of nuclear energy, the back end of nuclear fuel cycle and uncertainty calculations. The CEA must design the prototype ASTRID, a sodium cooled fast reactor (SFR) and one of the selected concepts of the Generation IV forum, for which the calculation of the value and the uncertainty of the decay heat have a significant impact. In this study is developed a code of propagation of uncertainties of nuclear data on the decay heat in SFR.The process took place in three stages.The first step has limited the number of parameters involved in the calculation of the decay heat. For this, an experiment on decay heat on the reactor PHENIX (PUIREX 2008) was studied to validate experimentally the DARWIN package for SFR and quantify the source terms of the decay heat.The second step was aimed to develop a code of propagation of uncertainties : CyRUS (Cycle Reactor Uncertainty and Sensitivity). A deterministic propagation method was chosen because calculations are fast and reliable. Assumptions of linearity and normality have been validated theoretically. The code has also been successfully compared with a stochastic code on the example of the thermal burst fission curve of 235U.The last part was an application of the code on several experiments : decay heat of a reactor, isotopic composition of a fuel pin and the burst fission curve of 235U. The code has demonstrated the possibility of feedback on nuclear data impacting the uncertainty of this problem.Two main results were highlighted. Firstly, the simplifying assumptions of deterministic codes are compatible with a precise calculation of the uncertainty of the decay heat. Secondly, the developed method is intrusive and allows feedback on nuclear data from experiments on the back end of nuclear fuel cycle. In particular, this study showed how important it is to measure precisely independent fission yields along with their covariance matrices in order to improve the accuracy of the calculation of the decay heat.; Ce travail de thèse s’inscrit dans le domaine de l’énergie nucléaire, de l’aval du cycle du combustible et du calcul des incertitudes. Le CEA doit concevoir le prototype ASTRID, réacteur à neutrons rapides refroidi au sodium (RNR), qui est l’un des concepts retenus au sein du forum Génération IV et dont la puissance résiduelle et l’estimation de son incertitude ont un impact important. Ce travail consiste à développer un code de propagation des incertitudes des données nucléaires sur la puissance résiduelle dans les RNR.La démarche s’est déroulée en trois temps.La première étape a permis de limiter le nombre de paramètres intervenant dans le calcul de la puissance résiduelle. Pour cela, un essai de puissance résiduelle sur le réacteur PHENIX (PUIREX 2008) a été interprété de façon à valider expérimentalement le formulaire d’évolution DARWIN pour les RNR et à quantifier les termes sources de la puissance résiduelle.La deuxième étape a eu pour but de développer un code de propagation des incertitudes : CyRUS (Cycle Reactor Uncertainty and Sensitivity). Une méthode de propagation déterministe a été retenue car elle permet des calculs rapides et fiables. Les hypothèses de linéarité et de normalité qu’elle entraîne ont été validées théoriquement. Le code a également été comparé avec succès à un code stochastique sur l’exemple de la fission élémentaire thermique de l’235U.La dernière partie a été une application du code sur des expériences de puissance résiduelle d’un réacteur, de bilan matière d’une aiguille combustible et d’une fission élémentaire de l’235U. Le code a démontré des possibilités de retour d’expériences sur les données nucléaires impactant l’incertitude de cette problématique.Deux résultats principaux ont été mis en évidence. Tout d’abord, les hypothèses simplificatrices des codes déterministes sont compatibles avec un calcul précis de l’incertitude de la puissance résiduelle. Ensuite, la méthode développée est intrusive et permet un retour d’expérience sur les données nucléaires des expériences du cycle. En particulier, ce travail a montré qu’il est déterminant de mesurer précisément les rendements de fission indépendants et de déterminer leurs matrices de covariances afin d’améliorer la précision du calcul de la puissance résiduelle.

International audience; Le combustible est l'un des éléments essentiels d'un réacteur nucléaire. En son sein ont lieu les réactions nucléaires de fission des atomes lourds, uranium et plutonium. Il est au cœur du réacteur, mais également au cœur du système nucléaire dans son ensemble. Sa conception et ses propriétés influent sur le comportement du réacteur, ses performances et sa sûreté.Même s'il rentre assez faiblement dans le coût du kilowatt-heure produit par les centrales nucléaires actuelles, sa bonne utilisation représente un enjeu économique important. De grands progrès restent à accomplir pour augmenter son temps de séjour en réacteur, lui permettre ainsi de fournir davantage d'énergie, améliorer sa robustesse.Au-delà de l'économie et de la sûreté, des questions aussi stratégiques que l'utilisation du plutonium, la préservation des ressources et la gestion des déchets nucléaires se posent, et de véritables défis technologiques surgissent.Cette monographie résume les connaissances actuelles sur le combustible nucléaire, son comportement en réacteur, ses limites d'utilisation et ses pistes de R&D. Elle illustre également les recherches en cours en présentant quelques résultats marquants obtenus récemment.

International audience; Après son passage en réacteur, le combustible nucléaire usé contient encore beaucoup de matières valorisables au plan énergétique (uranium, plutonium), ainsi que des produits de fission et actinides mineurs qui représentent les résidus des réactions nucléaires. Le traitement-recyclage du combustible usé, tel qu'il est pratiqué en France, implique la séparation chimique de ces matières. Le développement de ce procédé et sa mise en œuvre industrielle représentent un haut fait de la science et de la technologie française.Le traitement-recyclage permet à la fois une bonne gestion des déchets nucléaires et une substantielle économie de matière fissile. Récemment conforté par l'envolée spectaculaire du prix de l'uranium, il deviendra indispensable avec l'arrivée des réacteurs de la prochaine génération, à neutrons rapides.Cette monographie fait le point sur le procédé chimique de traitement du combustible usé, dans ses variantes actuelles et futures. Elle décrit les recherches en cours, en exposant les enjeux et les résultats récents obtenus par le CEA.

International audience; Les progrès accomplis récemment dans le domaine des matériaux et des composants à haute température remettent sur le devant de la scène les réacteurs à caloporteur gaz qui ont déjà connu un premier essor avec les réacteurs Magnox et UNGG.Dans leur version à neutrons lents, des réalisations à l'échelle industrielle sont envisageables à moyen terme. Dans leur version à neutrons rapides, plus prospective, les réacteurs à caloporteur gaz offrent des perspectives supplémentaires de valorisation énergétique des ressources en uranium naturel, dans le cadre d'un cycle du combustible minimisant les déchets ultimes et le risque de prolifération.La présente monographie, premier ouvrage de la collection après le hors-série de présentation, décrit les recherches en cours sur ce type de réacteur, en montrant les enjeux, les résultats récents obtenus par le CEA et les obstacles qu'il reste à franchir.

Ruthenium is one of the fission products in the reprocessing of irradiated fuels that requires a specific processing management. Its elimination, upstream by the PUREX process, has been considered. A process, called electro-volatilization, which take advantage of the RuO4 volatility, has been optimised in the present study. It consists in a continuous electrolysis of ruthenium solutions in order to generate RuO4 species that is volatilized and easily trapped. This process goes to satisfying ruthenium elimination yields with RuNO(NO3)3(H2O)2 synthetic solutions but not with fuel dissolution solutions. Consequently, this work consisted in the speciation studies of dissolved ruthenium species were carried out by simulating fuel solutions produced by hot acid attack of several ruthenium compounds (Ru(0), RuO2,xH2O, polymetallic alloy). In parallel with dissolution kinetic studies, the determination of dissolved species was performed using voltammetry, spectrometry and spectro-electrochemistry. The results showed the co-existence of Ru(IV) and RuNO(NO2)2(H2O)3. Although these species are different from synthetic RuNO(NO3)3(H2O)2, their electro-oxidation behaviour are similar. The electro-volatilisation tests of these dissolution solutions yielded to comparable results as the synthetic RuNO(NO3)3(H2O)2 solutions. Then, complexity increase of models solutions was performed by in-situ generation of nitrous acid during ruthenium dissolution. Nitrous acid showed a catalytic effect on ruthenium dissolution. Its presence goes to quasi exclusively RuNO(NO2)2(H2O)3 species. It is also responsible of the strong p-bond formation between Ru2+ and NO+. In addition, it has been shown that its reducing action on RuO4 hinders the electro-volatilization process. Mn2+ and Ce3+ cations also reveal, but to a lesser extent, an electro-eater behaviour as well as Pu4+ and Cr3+ according to the thermodynamics data. These results allow one to purpose a dissolution mechanism of RuO2,xH2O species in nitric acid as well as quantify, thanks to the determination of oxidation and volatilization apparent constants, the baneful effect of nitrous acid on the electro-volatilization process. An explanation of the low yield of ruthenium electro-volatilization from irradiated fuel solutions has been proposed., Le ruthénium est l'un des produits de fission les plus pénalisants pour le procédé de retraitement du combustible irradié. Son élimination en amont du procédé PUREX est envisagée. Un procédé, appelé électro-volatilisation, tirant profit de la volatilité de RuO4, a été optimisé pour cette étude. Il consiste à électrolyser en continu les solutions de ruthénium afin de générer RuO4 qui est ensuite volatilisé puis aisément piégé. Ce procédé conduit à des rendements d'élimination du ruthénium satisfaisants, sur des solutions synthétiques de RuNO(NO3)3(H2O)2 mais pas sur les solutions de dissolution de combustible. Ce travail a donc consisté à étudier la spéciation des espèces dissoutes du ruthénium en simulant la dissolution du combustible par attaque dans l'acide nitrique à chaud de diverses espèces du ruthénium (Ru(0), RuO2,xH2O, alliage polymétallique). Parallèlement à une étude cinétique de dissolution, a été menée l'étude de spéciation des espèces dissoutes grâce à la voltammétrie, la spectrométrie et la spectro-électrochimie. Cette étude a révélée la co-existence des espèces Ru(IV) et RuNO(NO2)2(H2O)3. Bien que différentes de l'espèce synthétique RuNO(NO3)3(H2O)2, leurs comportements en électro-oxydation sont analogues. Les essais d'électro-volatilisation de ces solutions de dissolution ont conduit à des résultats comparables à ceux obtenus sur les solutions synthétiques. Une complexification des solutions modèles a alors été réalisée par génération d'acide nitreux in-situ au cours de la dissolution. L'acide nitreux a montré un effet catalytique sur la dissolution du ruthénium. Sa présence conduit presque exclusivement à l'espèce RuNO(NO2)2(H2O)3. Il est donc responsable de la formation de la forte liaison  entre Ru2+ et NO+. De plus, son action très réductrice sur RuO4 s'est révélée être pénalisante lors des essais d'électro-volatilisation. Dans une moindre mesure, les cations Mn2+ et Ce3+ se sont également montrés électrophages et les données thermodynamiques laissent penser que Pu4+ et Cr3+ le sont également. L'ensemble des résultats permet d'une part de proposer un mécanisme de dissolution de l'espèce RuO2,xH2O dans l'acide nitrique et d'autre part de quantifier, grâce aux calculs des constantes apparentes d'oxydation de volatilisation, les effets néfastes de l'acide nitreux sur le procédé d'électro-volatilisation. Une explication probable quant aux faibles rendements d'électro-volatilisation du ruthénium des solutions de dissolution de combustible irradié est alors proposée.