Ce travail de thèse s'inscrit dans le cadre de recherches sur le retraitement futur du combustible nucléaire usé et notamment sur la gestion poussée des radionucléides à vie longue tels que les actinides mineurs. Il concerne la fabrication de pastilles céramiques de Couvertures Chargées en Actinides Mineurs (CCAM) dédiées à la transmutation pour les réacteurs à neutrons rapides. Les pastilles céramiques utilisées dans le milieu nucléaire sont classiquement fabriquées en utilisant les procédés issus de la métallurgie des poudres. En raison de la pulvérulence des précurseurs poudres utilisés et de la forte radioactivité des actinides mineurs et notamment de l’américium, un procédé « sans poudre » innovant a été proposé. Ce procédé prévoit la ...
Sintering is a key step in the elaboration of UOx and MOx (U/Pu mixed oxide) nuclear fuels pellets u...
Cette étude s inscrit dans le cadre de l amélioration des performances du combustible nucléaire util...
L’étape de dissolution des combustibles nucléaires usés, réalisée en milieu nitrique concentré, est ...
One option envisioned for the future management of high level nuclear waste is the transmutation of ...
International audienceThe future management of nuclear ultimate waste requires pellet fabrication of...
Dans le cadre des recherches sur l'aval du cycle du combustible et des projets de transmutation de l...
Une des voies à l’étude permettant de réduire l’inventaire des déchets nucléaires, après recyclage d...
One of the studied routes to reduce nuclear waste amount, is, after plutonium recycling, americium (...
This study is devoted to the synthesis and the characterization of porous metal oxide microsphere fr...
This report gives a synthesis of the work I have carried out or to which I have numerically contribu...
One option under consideration for the recycling of minor actinides is to incorporate about 10% into...
This thesis is part of the research and development program performed at the ALTO facility (Accéléra...
Cette thèse s’inscrit dans le cadre du programme de recherche et développement en cours auprès de l'...
Cette étude s’inscrit dans le cadre d’une gestion commune de l’uranium et du plutonium par un procéd...
International audienceThis study deals with the preliminary development of a powder-free process cal...
Sintering is a key step in the elaboration of UOx and MOx (U/Pu mixed oxide) nuclear fuels pellets u...
Cette étude s inscrit dans le cadre de l amélioration des performances du combustible nucléaire util...
L’étape de dissolution des combustibles nucléaires usés, réalisée en milieu nitrique concentré, est ...
One option envisioned for the future management of high level nuclear waste is the transmutation of ...
International audienceThe future management of nuclear ultimate waste requires pellet fabrication of...
Dans le cadre des recherches sur l'aval du cycle du combustible et des projets de transmutation de l...
Une des voies à l’étude permettant de réduire l’inventaire des déchets nucléaires, après recyclage d...
One of the studied routes to reduce nuclear waste amount, is, after plutonium recycling, americium (...
This study is devoted to the synthesis and the characterization of porous metal oxide microsphere fr...
This report gives a synthesis of the work I have carried out or to which I have numerically contribu...
One option under consideration for the recycling of minor actinides is to incorporate about 10% into...
This thesis is part of the research and development program performed at the ALTO facility (Accéléra...
Cette thèse s’inscrit dans le cadre du programme de recherche et développement en cours auprès de l'...
Cette étude s’inscrit dans le cadre d’une gestion commune de l’uranium et du plutonium par un procéd...
International audienceThis study deals with the preliminary development of a powder-free process cal...
Sintering is a key step in the elaboration of UOx and MOx (U/Pu mixed oxide) nuclear fuels pellets u...
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