Advanced search options

Advanced Search Options 🞨

Browse by author name (“Author name starts with…”).

Find ETDs with:

in
/  
in
/  
in
/  
in

Written in Published in Earliest date Latest date

Sorted by

Results per page:

Sorted by: relevance · author · university · dateNew search

You searched for subject:(UNGG reactors). Showing records 1 – 3 of 3 total matches.

Search Limiters

Last 2 Years | English Only

No search limiters apply to these results.

▼ Search Limiters

1. Vaudey, Claire-Émilie. Effets de la température et de la corrosion radiolytique sur le comportement du chlore dans le graphite nucléaire : conséquences pour le stockage des graphites irradiés des réacteurs UNGG : Temperature and radiolytic corrosion effects on the chlorine behaviour in nuclear graphite : consequences for the disposabl of irradiated graphite from UNGG reactors.

Degree: Docteur es, Physico-chimie, 2010, Université Claude Bernard – Lyon I

Ce travail se situe dans le cadre des études sur la gestion des déchets graphites des centrales nucléaires Uranium Naturel Graphite Gaz (UNGG) de première génération. Leur fonctionnement a généré 23000 tonnes de déchets graphites pour lesquels la loi du 28 juin 2006 prévoit un stockage dédié. La gestion à long terme de ces déchets nécessite de prendre en compte deux radionucléides principaux : le 14C et le 36Cl, principaux contributeurs de dose sur le long terme. Afin de consolider les données sur l'inventaire de ces radionucléides et de prévoir leur comportement lors de la resaturation en eau du site de stockage, il est nécessaire de disposer de données liées à leur distribution et à leur spéciation dans le graphite avant stockage. Ce travail a été centré sur l'étude du chlore. Il a eu pour objectif de retracer le comportement du 36Cl dans le graphite nucléaire durant “sa vie” en réacteur et, en particulier d'étudier les effets de la température et de la corrosion radiolytique de manière découplée. Nos résultats permettent de déduire qu'il se produit un relâchement rapide du 36Cl d'environ 20% dès les premières heures de fonctionnement du réacteur. Celui-ci est suivi par un relâchement beaucoup plus lent tout au long de la vie du réacteur. Nous avons identifié la présence de deux fractions distinctes de chlore correspondant à des formes chimiques différentes (n'ayant pas la même stabilité thermique) ou à deux localisations du chlore d'accessibilités différentes. Notre etude montre également que la corrosion radiolytique semble promouvoir le relâchement du chlore et cela quelle que soit la dose d'irradiation. La forme chimique du chlore est majoritairement organique.

This work concerns the dismantling of the UNGG reactor which have produced around 23 000 t of graphite wastes that ave to be disposed of according to the Frenche law of June 206. These wastes contain two long-lived radionuclides (^ 14C and 36Cl) which are the main long term dose contributors. In order to get information about their inventory and their long term behaviour in case of water ingress into the repository, it is necessary to determine their location and speciation in the irradiated graphite after the reactor shutdown. This work concerns the study of 36Cl. The main objective is to reproduce its behaviour during reactor operation. For that purpose, we have studied the effects of temperature and radiolytic corrosion indepently. Our results show a rapid release of around 20% 36Cl during the first hours of reactor operation whereas a much slower release occurs afterwards. We have put in evidence two types of chlorine corresponding to two different chemical forms (of different thermal stabilities) or to two locations (of different accessibilities). We have also shown that the radiolytic corrosion seems to enhance chlorine release, whatever the irradiation dose. Moreover, the major chemical form of chlorine is inorganic.

Advisors/Committee Members: Moncoffre, Nathalie (thesis director), Toulhoat, Nelly (thesis director).

Subjects/Keywords: Chlore 36; Graphite nucléaire; Déchets nucléaires; Corrosion radiolytique; Speciation; Réacteurs UNGG; Chlorinee 36; Nuclear graphite; Nuclear wastes; Radiolytic corrosion; Speciation; UNGG reactors

Record DetailsSimilar RecordsGoogle PlusoneFacebookTwitterCiteULikeMendeleyreddit

APA · Chicago · MLA · Vancouver · CSE | Export to Zotero / EndNote / Reference Manager

APA (6th Edition):

Vaudey, C. (2010). Effets de la température et de la corrosion radiolytique sur le comportement du chlore dans le graphite nucléaire : conséquences pour le stockage des graphites irradiés des réacteurs UNGG : Temperature and radiolytic corrosion effects on the chlorine behaviour in nuclear graphite : consequences for the disposabl of irradiated graphite from UNGG reactors. (Doctoral Dissertation). Université Claude Bernard – Lyon I. Retrieved from http://www.theses.fr/2010LYO10177

Chicago Manual of Style (16th Edition):

Vaudey, Claire-Émilie. “Effets de la température et de la corrosion radiolytique sur le comportement du chlore dans le graphite nucléaire : conséquences pour le stockage des graphites irradiés des réacteurs UNGG : Temperature and radiolytic corrosion effects on the chlorine behaviour in nuclear graphite : consequences for the disposabl of irradiated graphite from UNGG reactors.” 2010. Doctoral Dissertation, Université Claude Bernard – Lyon I. Accessed November 27, 2020. http://www.theses.fr/2010LYO10177.

MLA Handbook (7th Edition):

Vaudey, Claire-Émilie. “Effets de la température et de la corrosion radiolytique sur le comportement du chlore dans le graphite nucléaire : conséquences pour le stockage des graphites irradiés des réacteurs UNGG : Temperature and radiolytic corrosion effects on the chlorine behaviour in nuclear graphite : consequences for the disposabl of irradiated graphite from UNGG reactors.” 2010. Web. 27 Nov 2020.

Vancouver:

Vaudey C. Effets de la température et de la corrosion radiolytique sur le comportement du chlore dans le graphite nucléaire : conséquences pour le stockage des graphites irradiés des réacteurs UNGG : Temperature and radiolytic corrosion effects on the chlorine behaviour in nuclear graphite : consequences for the disposabl of irradiated graphite from UNGG reactors. [Internet] [Doctoral dissertation]. Université Claude Bernard – Lyon I; 2010. [cited 2020 Nov 27]. Available from: http://www.theses.fr/2010LYO10177.

Council of Science Editors:

Vaudey C. Effets de la température et de la corrosion radiolytique sur le comportement du chlore dans le graphite nucléaire : conséquences pour le stockage des graphites irradiés des réacteurs UNGG : Temperature and radiolytic corrosion effects on the chlorine behaviour in nuclear graphite : consequences for the disposabl of irradiated graphite from UNGG reactors. [Doctoral Dissertation]. Université Claude Bernard – Lyon I; 2010. Available from: http://www.theses.fr/2010LYO10177


Université Paris-Sud – Paris XI

2. Pageot, Justin. Etude d’un procédé de décontamination du 14C par carboxy-gazéification des déchets de graphite nucléaire : Study of a nuclear graphite waste 14C decontamination process by CO2 gasification.

Degree: Docteur es, Physico-chimie, 2014, Université Paris-Sud – Paris XI

Le démantèlement des réacteurs Uranium Naturel Graphite-Gaz (UNGG), tous arrêtés depuis 1994, génèrera 23 000 tonnes de déchets de graphite de Faible Activité et Vie Longue (FAVL), contenant notamment du 14C. Le but de ce travail de thèse est d’étudier un procédé original d’extraction sélective de ce radionucléide par carboxy-gazéification. L’organisation multi-échelle des graphites vierge et irradié a été étudiée par un couplage entre microspectrométrie Raman et microscopie électronique à transmission. Avec la fluence neutronique, la structure se dégrade et la nanostructure peut être fortement modifiée. Dans les cas extrêmes, la nanostructure lamellaire du graphite nucléaire est devenue nanoporeuse. En outre, ces dégâts sont systématiquement hétérogènes. Un effet d’orientation des « cristallites », mis en évidence expérimentalement par implantation ionique, pourrait être une cause de ces hétérogénéités. Cette étude a également montré qu’à partir d’une certaine fluence, l'apparition importante de zones nanoporeuses coïncide avec une augmentation spectaculaire de la concentration en 14C. Ce radionucléide pourrait donc être préférentiellement concentré dans ces zones nanoporeuses qui sont potentiellement plus réactives que les zones restées lamellaires et a priori moins riches en 14C.Ce procédé par carboxy-gazéification a d'abord été testé sur des matériaux « analogues » non radioactifs (graphites broyés mécaniquement). Ces essais ont confirmé, pour des températures entre 950 et 1000 °C, l’élimination sélective et complète des zones nanoporeuses. Des tests ont alors été réalisés sur des déchets de graphite provenant des réacteurs Saint-Laurent-des-Eaux A2 et G2. Les résultats sont prometteurs avec notamment un quart du 14C extrait pour seulement quelques pourcents de perte de masse. Jusqu’à 68 % du 14C a pu être extrait, mais au prix d’une gazéification plus importante. Ce traitement permettrait donc d’extraire sélectivement une part du 14C (mobile ou lié à des zones nanoporeuses) et d’imaginer des scénarios alternatifs de gestion de ces déchets de graphite.

The decommissioning of French gas cooled nuclear reactors (UNGG), all arrested since 1994, will generate 23,000 tons of graphite waste classified Low Level and Long Lived and notably containing 14C. The aim of this thesis is to study a new method for selective extraction of this radionuclide by CO2 gasification.The multiscale organization of virgin and irradiated graphite has been studied by a coupling between microspectrometry Raman and transmission electron microscopy. With the neutron fluence, the structure degrades and the nanostructure can be greatly changed. In extreme cases, the lamellar nanostructure nuclear graphite has become nanoporous. Furthermore, these damages are systematically heterogeneous. An orientation effect of "crystallites", shown experimentally by ion implantation, could be a cause of these heterogeneities.This study also showed that from a specific fluence, there is an important development of nanoporous zones coinciding with a dramatic…

Advisors/Committee Members: Rouzaud, Jean-Noël (thesis director), Gosmain, Lionel (thesis director).

Subjects/Keywords: Déchets de graphite nucléaire; Réacteur UNGG; Carbone 14; Caractérisations; Nanostructure; Gazéification; Traitement; Nuclear graphite waste; Gas-cooled reactors (UNGG); Carbon 14; Characterizations; Nanostructure; Gasification; Treatment

Record DetailsSimilar RecordsGoogle PlusoneFacebookTwitterCiteULikeMendeleyreddit

APA · Chicago · MLA · Vancouver · CSE | Export to Zotero / EndNote / Reference Manager

APA (6th Edition):

Pageot, J. (2014). Etude d’un procédé de décontamination du 14C par carboxy-gazéification des déchets de graphite nucléaire : Study of a nuclear graphite waste 14C decontamination process by CO2 gasification. (Doctoral Dissertation). Université Paris-Sud – Paris XI. Retrieved from http://www.theses.fr/2014PA112423

Chicago Manual of Style (16th Edition):

Pageot, Justin. “Etude d’un procédé de décontamination du 14C par carboxy-gazéification des déchets de graphite nucléaire : Study of a nuclear graphite waste 14C decontamination process by CO2 gasification.” 2014. Doctoral Dissertation, Université Paris-Sud – Paris XI. Accessed November 27, 2020. http://www.theses.fr/2014PA112423.

MLA Handbook (7th Edition):

Pageot, Justin. “Etude d’un procédé de décontamination du 14C par carboxy-gazéification des déchets de graphite nucléaire : Study of a nuclear graphite waste 14C decontamination process by CO2 gasification.” 2014. Web. 27 Nov 2020.

Vancouver:

Pageot J. Etude d’un procédé de décontamination du 14C par carboxy-gazéification des déchets de graphite nucléaire : Study of a nuclear graphite waste 14C decontamination process by CO2 gasification. [Internet] [Doctoral dissertation]. Université Paris-Sud – Paris XI; 2014. [cited 2020 Nov 27]. Available from: http://www.theses.fr/2014PA112423.

Council of Science Editors:

Pageot J. Etude d’un procédé de décontamination du 14C par carboxy-gazéification des déchets de graphite nucléaire : Study of a nuclear graphite waste 14C decontamination process by CO2 gasification. [Doctoral Dissertation]. Université Paris-Sud – Paris XI; 2014. Available from: http://www.theses.fr/2014PA112423

3. Silbermann, Gwennaelle. Effets de la température et de l'irradiation sur le comportement du 14C et de son précurseur 14N dans le graphite nucléaire. Étude de la décontamination thermique du graphite en présence de vapeur d'eau : Temperature and irradiation effects on the behaviour of 14C and its precursor 14N in nuclear graphite. Study of a decontamination process using steam reforming.

Degree: Docteur es, Physico-chimie des matériaux, 2013, Université Claude Bernard – Lyon I

Le démantèlement des réacteurs Uranium Naturel Graphite Gaz génèrera en France environ 23 000 tonnes de déchets radioactifs graphités. La gestion appropriée de ces déchets nécessite de déterminer leur inventaire radiologique et de disposer de données fiables sur la localisation et la spéciation des radionucléides (RN). Le 14C a été identifié comme RN d'intérêt pour le stockage en raison de son inventaire initial important et du risque de présence d'une fraction organique mobile dans l'environnement, lors de la phase de stockage. A ce titre, l'objectif de cette thèse CIFRE, réalisée en partenariat avec EDF, est de mettre en œuvre des études expérimentales permettant de simuler et d'évaluer l'impact de la température, de l'irradiation et de la corrosion radiolytique du graphite sur le comportement migratoire en réacteur du 14C et de son précurseur azote. Les données ainsi acquises sont intégrées dans la deuxième partie de ce travail consacrée à l'étude d'un procédé de décontamination thermique du graphite en présence de vapeur d'eau. La démarche expérimentale consiste à simuler respectivement la présence de 14C et de 14N par implantation ionique de 13C et d'azote (14N ou 15N) dans un graphite de rondin SLA2 vierge. Cette étude montre que dans la gamme de températures du graphite en réacteur (100 - 500°C) et en absence de corrosion radiolytique, le 13C est stable thermiquement quel que soit l'état de structure du graphite. En revanche, les expériences d'irradiation du graphite chauffé à 500°C au contact d'un gaz représentatif du caloporteur radiolysé montrent le rôle synergique joué par les espèces oxydantes et l'endommagement du graphite favorisant la mobilité du 13C par gazéification des surfaces et/ou oxydation sélective du 13C plus faiblement lié. En ce qui concerne l'azote constitutif, il a tout d'abord été démontré que sa concentration en surface atteint plusieurs centaines de ppm (< 500 ppm at.) et décroît en profondeur jusqu'à environ 160 ppm at.. Contrairement au 13C implanté, l'azote implanté migre à 500°C lorsque le graphite est fortement déstructuré (environ 8 dpa) alors qu'il reste stable pour un taux de déstructuration moindre (0,14 dpa). Les expériences montrent également le rôle synergique des excitations électroniques et de la température qui accélèrent le transport de l'azote vers la surface du graphite. Cette migration de l'azote semble se faire sous forme moléculaire d'espèces C-N, C=N voire C N. Après huit heures d'irradiation ces espèces ne sont toutefois pas ou peu relâchées et restent bloquées à la surface. L'étude du procédé de décontamination thermique en présence de vapeur d'eau a nécessité la mise en place d'un dispositif de thermogravimétrie couplé à un générateur de vapeur d'eau ainsi que l'optimisation des paramètres de l'étude. Les influences de la température (700°C et 900°C) et de l'humidité relative (50 % HR et 90 % HR) ont été testées à un débit de gaz humide fixe de 50 mL/min. Dans ces conditions, l'oxydation sélective du carbone implanté a été confirmée

The dismantling of UNGG…

Advisors/Committee Members: Moncoffre, Nathalie (thesis director), Toulhoat, Nelly (thesis director).

Subjects/Keywords: Carbone 14; Graphite nucléaire; Réacteur UNGG; Démantèlement; Déchets nucléaires; Corrosion radiolytique; Décontamination; Carbon 14; Nuclear graphite; UNGG reactors; Dismantling; Nuclear wastes; Radiolytic; Corrosion; 530

Record DetailsSimilar RecordsGoogle PlusoneFacebookTwitterCiteULikeMendeleyreddit

APA · Chicago · MLA · Vancouver · CSE | Export to Zotero / EndNote / Reference Manager

APA (6th Edition):

Silbermann, G. (2013). Effets de la température et de l'irradiation sur le comportement du 14C et de son précurseur 14N dans le graphite nucléaire. Étude de la décontamination thermique du graphite en présence de vapeur d'eau : Temperature and irradiation effects on the behaviour of 14C and its precursor 14N in nuclear graphite. Study of a decontamination process using steam reforming. (Doctoral Dissertation). Université Claude Bernard – Lyon I. Retrieved from http://www.theses.fr/2013LYO10168

Chicago Manual of Style (16th Edition):

Silbermann, Gwennaelle. “Effets de la température et de l'irradiation sur le comportement du 14C et de son précurseur 14N dans le graphite nucléaire. Étude de la décontamination thermique du graphite en présence de vapeur d'eau : Temperature and irradiation effects on the behaviour of 14C and its precursor 14N in nuclear graphite. Study of a decontamination process using steam reforming.” 2013. Doctoral Dissertation, Université Claude Bernard – Lyon I. Accessed November 27, 2020. http://www.theses.fr/2013LYO10168.

MLA Handbook (7th Edition):

Silbermann, Gwennaelle. “Effets de la température et de l'irradiation sur le comportement du 14C et de son précurseur 14N dans le graphite nucléaire. Étude de la décontamination thermique du graphite en présence de vapeur d'eau : Temperature and irradiation effects on the behaviour of 14C and its precursor 14N in nuclear graphite. Study of a decontamination process using steam reforming.” 2013. Web. 27 Nov 2020.

Vancouver:

Silbermann G. Effets de la température et de l'irradiation sur le comportement du 14C et de son précurseur 14N dans le graphite nucléaire. Étude de la décontamination thermique du graphite en présence de vapeur d'eau : Temperature and irradiation effects on the behaviour of 14C and its precursor 14N in nuclear graphite. Study of a decontamination process using steam reforming. [Internet] [Doctoral dissertation]. Université Claude Bernard – Lyon I; 2013. [cited 2020 Nov 27]. Available from: http://www.theses.fr/2013LYO10168.

Council of Science Editors:

Silbermann G. Effets de la température et de l'irradiation sur le comportement du 14C et de son précurseur 14N dans le graphite nucléaire. Étude de la décontamination thermique du graphite en présence de vapeur d'eau : Temperature and irradiation effects on the behaviour of 14C and its precursor 14N in nuclear graphite. Study of a decontamination process using steam reforming. [Doctoral Dissertation]. Université Claude Bernard – Lyon I; 2013. Available from: http://www.theses.fr/2013LYO10168

.