Microstructural control of redox reactions at the solid/solution interface during the dissolution of uranium (IV) - based mixed oxides
Contrôle microstructural des réactions rédox à l'interface solide/solution lors de la dissolution d'oxydes mixtes à base d'uranium (IV)
Résumé
In the field of the use of actinides mixed oxides as potential fuels for the Gen(III) and Gen(IV) nuclear reactors, solid solutions with general formula U1-xThxO2, U1-xCexO2-y, U0.75Nd0.25O1.875, U0.75Gd0.25O1.875 and Th0.75Nd0.25O1.875 were prepared by thermal conversion of oxalate precursors. Dense pellets exhibiting various physico-chemical and microstructural properties (in terms of composition, homogeneity, densification rate, …) were prepared through sintering then submitted to dissolution tests.The multiparametric study of the dissolution, performed in nitric, sulfuric and hydrochloric media clearly underlined the important effect of the chemical composition on the chemical durability of the samples. Indeed, several parameters (including partial order related to proton activity, apparent activation energy) confirmed the significant modification of the preponderant dissolution mechanism for uranium-enriched samples. Moreover, the role of various nitrogen-based species was evidenced at the solid/solution interface.The evolving of solid/solution interfaces (reactive surface area, composition) during dissolution was monitored by the means of operando ESEM experiments. Preferential dissolution zones (triple junctions, grain boundaries, inter- and intra-granular porosities) were clearly observed for uranium-depleted samples. They induce a significant increase of the reactive surface area even for short progress of the reaction. On the contrary, the dissolution appeared more homogenous for uranium-enriched samples due to the existence of a preponderant mechanism associated to the oxidation of the uranium(IV) at the interface.
Dans le cadre de l’utilisation potentielle d’oxydes mixtes d’actinides au sein des réacteurs nucléaires de 3ème et 4ème générations, des solutions solides de formules générales U1-xThxO2, U1-xCexO2-y, U0,75Nd0,25O1,875, U0,75Gd0,25O1,875 et Th0,75Nd0,25O1,875 ont été préparées par conversion thermique de précurseurs oxalate. Préalablement à l’évaluation de la durabilité chimique des matériaux, une étape de frittage a été entreprise afin d’obtenir des pastilles denses présentant diverses propriétés physico-chimiques et microstructurales d’intérêt (composition, homogénéité, taux de densification, …) L’étude multiparamétrique de la dissolution, conduite en milieux nitrique, sulfurique et chlorhydrique a souligné l’impact important de la composition chimique au sein du matériau sur la durabilité chimique des échantillons. En effet, plusieurs paramètres (ordres partiels par rapport à l’activité en protons, énergie d’activation apparente, …) ont confirmé une modification significative du mécanisme de dissolution prépondérant pour les échantillons enrichis en uranium. Par ailleurs, le rôle important joué par certaines espèces azotées à l’interface solide/solution a également été démontré. L’évolution de l’interface solide/solution (surface réactive, composition) en cours de dissolution a également été suivie à travers une étude operando par Microscopie Electronique à Balayage en mode Environnemental. Cette étude a souligné l’existence de zones préférentielles de dissolution (jonctions triples, joints de grains, porosités inter- et intragranulaires) pour les échantillons les moins riches en uranium ; laquelle s’accompagne d’une forte augmentation de la surface réactive. En raison d’un phénomène prépondérant d’oxydation de l’uranium(IV) à l’interface, la dissolution des échantillons enrichis en uranium apparaît nettement plus homogène.
Domaines
Matériaux| Origine | Version validée par le jury (STAR) |
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