Dissolution de poudres d’UO$_2$ à différentes morphologies

Responsable CEA : LALLEMAN Sophie, ARAB-CHAPELET BénédicteDirecteur universitaire : LETURCQ GillesNational audienceLe combustible MOx (Mélange d’un oxyde de plutonium et d’uranium) permet de recycler unepartie des matières nucléaires issues du traitement des combustibles UOx à l’issue de leursutilisations dans les réacteurs électronucléaires. Dans l’optique du multi-recyclage de cecombustible, il est important de bien optimiser sa dissolution, première étape du traitement hydrométallurgique. Le combustible MOx n’est pas complétement homogène de par sa méthode defabrication. Cette hétérogénéité n’a pas de conséquence lors de son passage en réacteur mais elleinduit une dissolution plus lente voire incomplète pour les amas riches en plutonium. L’insolubilitéde ces amas conduit à des poudres à haute teneur en plutonium en fin de dissolution, appelés résidusde dissolution. Il apparaît alors important de connaitre précisément l’influence de la teneur en Pumais aussi de la morphologie de ces résidus sur leur cinétique de dissolution. Pour ce faire,l’ensemble des teneurs Pu de la solution solide (U,Pu)O$_2$ doivent être étudiés. Dans un premiertemps, une étude a été menée sur le pôle pur UO$_2$