Doctorant en Chimie Des Matériaux Pour Le - Chusclan, France - CNRS

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Entreprise vérifiée

Chusclan, France

il y a 2 semaines

Posté par:

Sophie Dupont

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Description

Cette offre est disponible dans les langues suivantes:

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Date Limite Candidature : mardi 4 juillet 2023

**Informations générales**:
**Intitulé de l'offre **:H/F Doctorant en Chimie des Matériaux pour le Nucléaire**
Référence : UMR5257-STESZE-002
Nombre de Postes : 1
Lieu de travail : CHUSCLAN
Date de publication : mardi 13 juin 2023
Type de contrat : CDD Doctorant/Contrat doctoral
Durée du contrat : 36 mois
Date de début de la thèse : 9 octobre 2023
Quotité de travail : Temps complet
Rémunération : 2 135,00 € brut mensuel
Section(s) CN : Chimie des matériaux, nanomatériaux et procédés

**Description du sujet de thèse**:

- L'industrie électronucléaire française est l'une des plus importantes au monde avec 56 réacteurs déployés sur le territoire représentant jusqu'à 70% de la production d'électricité annuelle. Ces réacteurs sont du type REP (Réacteur à Eau Pressurisée), dit de 2ème génération. Ils peuvent accueillir en leur sein le dioxyde d'uranium UO2 faiblement enrichi en 235U, appelé combustible UOx (pour Uranium Oxide), constituant actuellement la majorité du combustible nucléaire employé dans le monde. En France, le retraitement du combustible usé est mis en œuvre à l'usine Orano de La Hague depuis 1976 via le procédé PUREX (pour Plutonium Uranium Reduction Extraction). Le combustible est dissous en tête de procédé dans l'acide nitrique à chaud puis l'uranium et le plutonium sont extraits séparément de la solution tandis que les produits de fission et actinides mineurs sont vitrifiés puis entreposés. L'uranium et le plutonium extraits lors des opérations de retraitement permettent la fabrication du combustible MOx (pour mélange d'oxydes) de formule générale (U,Pu)O2 et pour lequel une partie des réacteurs français est compatible. Le procédé de fabrication du MOx le plus utilisé est le procédé MIMAS (MIcronized MASter blend) [1]. Le MOx MIMAS présente une microstructure hétérogène, caractéristique de sa voie de préparation [2].
- Au cours de son irradiation dans le cœur du réacteur, le combustible MOx subit des modifications physico-chimiques significatives. La microstructure hétérogène favorise notamment l'apparition de points chauds pendant l'irradiation en réacteur dans les zones à forte densité de fission (= amas riches en Pu). En conséquence des nombreuses réactions nucléaires ayant lieu au sein du combustible MOx, une importante restructuration ainsi que des modifications de sa composition chimique sont observées [3]. Six principaux groupes d'éléments chimiques composant le combustible en sortie de réacteur peuvent être identifiés [4] ; les teneurs massiques nominales (excluant l'oxygène) de chaque groupe sont données pour un combustible MOx usé refroidi pendant 50 ans et un taux de combustion moyen de 60 GWj.t-1:
- les actinides (93,9%m) : Th, Pa, U, Np, Pu, Am, Cm, Bk, Cf
- les lanthanides (1,9%m) : La, Ce, Pr, Nd, Pm, Sm, Eu, Gd, Tb, Dy, Ho ;
- les précipités d'oxydes (1,4%m) : Zr, Nb, Rb, Cs, Sr, Ba ;
- les précipités métalliques (2,1%m) : Mo, Tc, Ru, Rh, Pd, Ag, Cd, In, Sn, Sb, Te ;
- les gaz et éléments volatils (1%m) : Br, Kr, I, Xe, Cs ;
- les métalloïdes (<0,01%m) : Ge, As, Se.

Comme expliqué précédemment les taux de combustion locaux sont significativement plus élevés dans les amas riches en Pu restructurés et les inventaires locaux en produits de fission (PF) sont donc plus importants. Ces éléments sont au final répartis de manière hétérogène dans le combustible usé et distribués entre les grains de la céramique (U,Pu)O2 et les volumes libres d'un crayon. Les grains de la matrice (U,Pu)O2 contiennent les actinides et produits de fission tels que les terres rares, tandis que les volumes libres (fissures, gap, porosité occluse ) contiennent les gaz de fission (Kr, Xe) et une partie des éléments volatils (Cs, I). Les précipités métalliques sont quant à eux, souvent localisés au niveau des joints de grains.
- Le multirecyclage du combustible nucléaire en REP est la voie de gestion des combustibles irradiés actuellement privilégiée en France. Cette stratégie de gestion de la matière nucléaire implique notamment le retraitement des combustibles MOx usés et, par conséquent, le développement d'un procédé de dissolution optimisé de MOX irradiés. D'autre part, parmi les PF contenus dans le MOx irradié, les éléments platinoïdes, tels que le ruthénium et le rhodium, sont aujourd'hui considérés comme des matières premières critiques. Ainsi, le combustible nucléaire MOX irradié pourrait être considéré comme une potentielle mine non conventionnelle pour ces métaux stratégiques. Ces éléments sont toutefois difficiles à dissoudre quantitativement en tête du procédé de retraitement actuel et peuvent avoir une influence sur la cinétique de dissolution de la matrice du combustible [5,6].
- Les objectifs principaux de ce trav