Abstract FR:

Actuellement, le combustible nucleaire mox (mixed oxyde uranium-plutonium) est fabrique par melange mecanique et frittage de poudres des oxydes d'uranium (uo 2) et de plutonium (puo 2). Ce travail de these aborde l'etude d'une nouvelle approche, par voie aqueuse, d'elaboration d'oxydes mixtes, permettant d'assurer un melange intime de l'uranium et du plutonium. L'operation de co-conversion (u, pu) retenue consiste a engager les ions u(iv) et pu(iv) dans des composes homologues que l'on precipite. Le maintien en milieu acide nitrique de u(iv) et pu(iv) necessite d'ajouter un complexant selectif des actinides(iv), afin d'eviter la reduction de pu(iv) par u(iv). La methode utilisee est basee sur la complexation avec des ligands chon (carbone (c), hydrogene (h), oxygene (o) et azote (n)). Ces molecules sont potentiellement incinerables. Deux ligands ont ete etudies : l'acide diethylenetriaminopentaacetique (dtpa) et les ions oxalate. La stabilite thermodynamique et cinetique du melange u(iv)-dtpa et pu(iv)-dtpa, a ete mise en evidence. Le deuxieme systeme a montre la possibilite de co-precipitation des complexes trioxalato actinides(iv), apres avoir verifie la stabilite cinetique de cette solution. Les co-precipites ont ete obtenus a differentes teneurs en pu et presentent une parfaite homogeneite. Leur formule est m 2(u xpu 1 - x)(c 2o 4) 3, 6-7h 2o (avec m = ions alcalins, ammonium). La calcination des co-precipites formes, a permis d'obtenir des oxydes mixtes (u, pu)o 2 homogenes. Ce resultat s'appuie sur l'analyse du diagramme de diffraction des rayons x des oxydes mixtes et sur leur aptitude a la dissolution en milieu acide nitrique 6 mol. L 1. L'etude de ces deux systemes types a ete transposee theoriquement a d'autres molecules chon (dota). Cette voie ouvre de nombreuses potentialites pour la preparation aussi bien de combustibles mox que de nouveaux combustibles ou l'elaboration de cibles pour l'incineration nucleaire d'actinides.