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Simoni, Eric (1954-....).

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Works: 30 works in 30 publications in 1 language and 36 library holdings
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Publications about  Eric Simoni Publications about Eric Simoni
Publications by  Eric Simoni Publications by Eric Simoni
Most widely held works by Eric Simoni
Comportement chimique du protactinium au degré d'oxydation V en présence d'ions sulfate by Maria Vita Di Giandomenico ( Book )
1 edition published in 2007 in French and held by 2 WorldCat member libraries worldwide
Ce travail de thèse est axé sur l'étude des propriétés du protactinium(V) en milieu acide en présence d'ions complexant selon une double approche, thermodynamique et structurale. En raison de l'instabilité des solutions concentrées de protactinium, l'étude thermodynamique a été réalisée avec l'élément à l'échelle des traces (concentration inférieur à 10-12 isotope 233). L'étude structurale impliquant des quantités podérables de matière (concentration inférieur à 10-2 isotope 231), a été réalisée essentiellement par spectroscopie d'absorption X. Les constantes de complexation du protactinium(V) avec les ions sulfate ont été déterminées à partir d'une étude systématique des variations du coefficient de distribution de Pa(V) dans le système aqueuse thénoyltrifluoroacétone/toluène/sulphate de sodium/acide perchlorique/perchlorate de sodium, en fonction de différents paramètres tels que les concentrations de sulfate et de protons libres, la force ionique, la température, et la concentration de l'extractant. Les constantes de complexation ont été déterminées à l'aide d'un traitement mathématique des données de partage. L'extrapolation de ces constantes à force ionique nulle a été réalisée en utilisant la théorie d'interaction spécifique pour différents valeurs de température. L'étude structurale du protactinium(V) a été réalisée en milieu sulfurique (13 et 4 M) et en milieu fluorhydrique (0,5 et 0,05 M). Les spectres EXAFS et XANES ont montré l'absence d'une double liaison avec l'oxygène dans les cas du milieu fluorhydrique. En milieu sulfurique une seul liaison oxo a été mise en évidence
Etude multi-échelle des mécanismes d'interaction des ions aquo uranyle avec les surfaces de l'oxyde de titane (poudres et monocristaux) by Johan Vandenborre ( Book )
1 edition published in 2005 in French and held by 2 WorldCat member libraries worldwide
Résumé anglais
Etude de la solution solide hydroxylapatite-britholite apport de la résonance magnétique nucléaire du solide by Juliette Imbach ( Book )
1 edition published in 2001 in French and held by 2 WorldCat member libraries worldwide
Ce travail, qui s'inscrit dans un cadre plus general sur l'etude des matrices pour le conditionnement specifique des actinides, est consacre a l'etude structurale de la solution solide hydroxylapatite-hydroxylbritholite-(y) de composition initiale ca 1 0 xy x(po 4) 6 x(sio 4) x(oh) 2 avec 0x6. L'objectif est une meilleure comprehension des modifications structurales causees par la substitution couplee (ca 2 + + p 5 +) par (y 3 + + si 4 +) en mettant en uvre principalement des methodes de rmn du solide haute resolution afin de sonder le materiau a l'echelle atomique. Les poudres synthetisees ont ete analysees par diffraction de rayons x, spectroscopie infrarouge et microscopie a balayage. La rmn en rotation a l'angle magique du proton ( 1h), du phosphore ( 3 1p) et du silicium ( 2 9si) montre que l'incorporation d'yttrium et de silicium dans la matrice entraine l'apparition de nouveaux sites dont la proportion est correlee a la composition chimique. La spectroscopie de correlation heteronucleaire 1h- 3 1p et 1h- 2 9si et homonucleaire multiquanta 1h- 1h a permis de les identifier. Nous discutons de l'apport de la rmn de l'yttrium-89 et du cadmium-113 pour quantifier le partage de l'yttrium entre les deux sites cationiques que contient l'apatite. Grace a une etude quantitative de l'intensite des raies des spectres mas protons, nous mettons en evidence un deuxieme mecanisme de substitution inattendu qui indique que l'incorporation d'yttrium dans l'hydroxyapatite conduit a la formation d'une oxyhydroxybritholite. L'etude de l'evolution de la structure lors de la calcination de l'apatite substituee permet d'approfondir cette caracteristique
Effets de la température sur les mécanismes d'interaction entre les ions europium (III) et uranyle et le diphosphate de zirconium by Nicolas Finck ( Book )
1 edition published in 2006 in French and held by 2 WorldCat member libraries worldwide
Temperature should remain higher than 25°C in the near field environment of a nuclear waste repository for thousands years. In this context, the aim of this work is to study the temperature influence on the interaction mechanisms between europium (III) and uranyl ions and zirconium diphosphate, as well as the influence of a complexing medium (nitrate) on the sorption of the lanthanide. The experimental definition of the equilibria was achieved by combining a structural investigation with the macroscopic sorption data. Surface complexes were characterized at all temperatures (25°C to 90°C) by TRLFS experiments carried out on dry and in situ samples using an oven. This characterization was completed by XPS experiments carried out at 25°C on samples prepared at 25°C and 90°C. The reaction constants (surface hydration and cations sorption) were obtained by simulating the experimental data with the constant capacitance surface complexation model. The reaction constants temperature dependency allowed one to characterize thermodynamically the different reactions by application of the van't Hoff relation. The validity of this law was tested by performing microcalorimetric measurements of the sorption heat for both cations
ETUDE EPIDEMIOLOGIQUE DES THALASSEMIES EN CORSE : SPECIFICITE DES PROBLEMES DE SANTE PUBLIQUE DANS L'ILE ET PERSPECTIVES D'AVENIR by Eric Simoni ( Book )
1 edition published in 1988 in French and held by 2 WorldCat member libraries worldwide
Simulation par la théorie de la fonctionnelle de la densité de l'interaction de l'ion uranyle avec les surfaces de TiO2 et de NiFe2O4 by Hadrien Perron ( Book )
1 edition published in 2007 in French and held by 2 WorldCat member libraries worldwide
This study, performed within the framework of a collaboration between the IPN in Orsay and EDF, takes place within the problematic of radioactivity control in geological depository or in nuclear power plants. The interaction mechanisms of ions at solid / liquid interfaces are often very complex and thus very hard to characterize. The use of atomic modelling, and more particularly of ab initio type calculations such as the density functional theory, allow to access to surface complexes structural and energetic properties. First, this theoretical approach has been validated on the experimentally uranyl / rutile TiO2 well-known system. The systematic comparisons between experimental data and theoretical results have allowed to demonstrate the ability of this approach to properly describe this complex system. Then, a similar study has been performed as a predictive tool on the uranyl / NiFe2O4 system which is not characterized experimentally. The goal of these studies was to determine if theoretical calculations are able to bring usable and reliable data when the experimental studies are too hard to set up
Sorption des ions U(VI) et Eu(III) à l'interface solution -solides phosphatés : étude structurale et mécanismes by Romuald Drot ( Book )
1 edition published in 1998 in French and held by 1 WorldCat member library worldwide
LA MIGRATION DES RADIONUCLEIDES STOCKES EN SITES GEOLOGIQUES PROFONDS EST FORTEMENT REGIE PAR LES PROCESSUS DE SORPTION (NOTAMMENT SUR LA BARRIERE OUVRAGEE). UNE CONNAISSANCE FINE DE CES MECANISMES EST NECESSAIRE. LA DEMARCHE QUE NOUS PRESENTONS CONSISTE A DEFINIR EXPERIMENTALEMENT LES EQUILIBRES MIS EN JEU AVANT DE MODELISER LES DONNEES DE RETENTION. CERTAINS PHOSPHATES SONT CANDIDATS EN TANT QU'ADDITIFS A LA BARRIERE OUVRAGEE. NOUS AVONS CONSIDERE TH#4(PO#4)#4P#2O#7, ZRP#2O#7 ET ZR#2O(PO#4)#2 QUI PERMETTENT D'ETUDIER SEPAREMENT L'INFLUENCE DES GROUPEMENTS PO#4 ET P#2O#7. LES IONS EU(III) ET U(VI) SIMULENT LE COMPORTEMENT DES ACTINIDES TRIVALENTS ET HEXAVALENTS. APRES SYNTHESE, LES SOLIDES ONT ETE CARACTERISES PAR DIFFRACTION DES RAYONS X, SPECTROSCOPIE IR ET MICROANALYSE PAR SONDE ELECTRONIQUE. DES MESURES ELECTROCINETIQUES ONT REVELE UN COMPORTEMENT AMPHOTERE DES SITES DE SURFACE ET LA SPECTROFLUORIMETRIE LASER A MONTRE QU'AUCUN PHENOMENE DE DIFFUSION DU CATION SORBE DANS LE SUBSTRAT N'AVAIT LIEU. XPS ET SPECTROFLUORIMETRIE LASER ONT MONTRE QUE ZRP#2O#7 N'ADMET QU'UN SEUL TYPE DE SITES (P#2O#7), ALORS QUE TH#4(PO#4)#4P#2O#7 ET ZR#2O(PO#4)#2 PRESENTENT DEUX SITES DISTINCTS (PO#4/P#2O#7 ET PO#4/OXO, RESPECTIVEMENT). EN MILIEU KNO#3 0,5 M ET POUR UN TYPE DE SITE, LA SPECTROFLUORIMETRIE LASER A REVELE LA PRESENCE DE DEUX COMPLEXES DE SURFACE POUR U(VI) (SORPTION DE UO#2#+#2 ET DE UO#2NO#+#3) ET D'UN SEUL POUR EU(III) (SORPTION DE EUNO#2#+#3) ; LES ENTITES SORBEES FORMENT DES COMPLEXES DE SPHERE INTERNE BIDENTATES (EXAFS). LA SIMULATION DES COURBES DE TITRAGES POTENTIOMETRIQUES DE SUSPENSIONS DE CHACUN DES SOLIDES A L'AIDE DU CODE FITEQL (CAPACITE CONSTANTE) A CONDUIT AUX VALEURS DES CONSTANTES D'ACIDITE DE SURFACE. LES EQUILIBRES DE SORPTION ETANT DEFINIS, NOUS AVONS CALCULE LES CONSTANTES CORRESPONDANTES PAR SIMULATION DES ISOTHERMES DE SORPTION, EN RESPECTANT LES DIFFERENTES CONTRAINTES TIREES DE L'ETUDE STRUCTURALE
Etude de la stabilisation des hauts degrés d'oxydation des actinides by Sandrine Hilaire ( Book )
1 edition published in 2005 in French and held by 1 WorldCat member library worldwide
Les actinides du début de série, de l'uranium au curium, peuvent exister sous des degrés d'oxydation pouvant aller de +III jusqu'à +VII. Les propriétés des orbitales 5f permettent la formation d'un système de liaison où les oxygènes se placent en trans par rapport au métal en comparaison du placement en cis des pour les éléments d. En effet, elles sont accessibles en énergie et peuvent, faire parti des orbitales de valence. Dans la suite de la série, les orbitales 5f sont moins accessibles en énergie et la stabilité de la structure actinyle décroît. Dans le but d'étudier ce comportement, une étude des structures électronique et géométrique de composés actinyles combinée à une étude théorique a été effectuée : - une modélisation de la géométrie et des fréquences de vibration de composés du type AnO2L2n+(H2O)3 (An= U(VI) 5f0, Np(V) 5f2, Np(VI) 5f1 and Np(VII) 5f°, L=CI-, Br-, F-, CO32- and OH-) ont été effectués en utilisant des méthodes de DFT sur les logiciel Gaussian et ADF. Les occupations et les compositions orbitalaire ont été essentiellement étudiées ; - des complexes hydroxydes, carbonate et oxalate de Np(V) et Np(VI) ont été synthétisés afin d'être caractérisés électroniquement par des mesures vibrationnelles, de susceptibilité magnétique, de spectroscopie photoélectronique et Mössbauer ; - l'étude sur les complexes uranyles s'est focalisée sur les composés organométtaliques UO2Cl2(THF)3, UO2(OPPh3)4(Otf)2 et UO2(OTf)2 exhibant des liaisons au caractère plus covalent dans le plan équatorial
Solubilité des actinides et de leurs simulants dans les verres nucléaires limites d'incorporation et compréhension des mécanismes by Christophe Lopez ( Book )
1 edition published in 2002 in French and held by 1 WorldCat member library worldwide
The nuclear wastes are currently incorporated in borosilicate glass matrices. The resulting glass must be perfectly homogeneous. The work discussed here is a study of actinide (thorium and plutonium) solubility in borosificate glass, undertaken to assess the extent of actinide solubility in the glass and to understand the mechanisms controlling actinide solubilization. Glass specimens containing actinide surrogates were used to prepare and optimize the fabrication of radioactive glass samples. These preliminary studies revealed that actinide surrogates solubility in the glass was enhanced by controlling the processing temperature, the dissolution kinetic of the surrogate precursors, the glass composition and the oxidizing versus reducing conditions. The actinide solubility was investigated in the borosilicate glass. The evolution of thorium solubility in borosilicate glass was determined for temperatures ranging from 1200ʻC to 1400ʻC. Borosilicate glass specimens containing plutonium were fabricated. The experimental result showed that the plutonium solubility limit ranged from 1 to 2.5 wt% PuO2 at 1200ʻC. A structural approach based on the determination of the local structure around actinides and their surrogates by EXAFS spectroscopy was used to determine their structural role in the glass and the nature of their bonding with the vitreous network. This approach revealed a correlation between the length of these bonds and the solubility of the actinides and their surrogates
Modélisation des conséquences d'une entrée d'air en cuve sur le calcul du terme source en accident grave by Emilie Beuzet ( Book )
1 edition published in 2010 in French and held by 1 WorldCat member library worldwide
This work deals with severe accidents in nuclear power plants with an air ingress in the vesse!. Air, which is very oxidizing, enhances noticeably ruthenium release, due to a high fuel oxidation. Oxygen affinity is decreasing between zircaloy cladding, fuel and ruthenium which is released from fuel as volatile and radiotoxic oxides. The main objective was to develop models for cladding and fuel oxidation and ruthenium release and implement them in the severe accident code MAAP. For each phenomenon, the literature study contributes to establish numerical models, validated against specific experiments. Cladding oxidation by air leads to a dense zirconia layer and, after cracking, a porous zirconia. Its modelling was validated against QUENCH-10 (KIT) and PARAMETER-SF4 (LUCH) experiments and 'NUREG' oxide mass gain law was selected as the best current compromise. Ruthenium release is modelled as an instantaneous oxide volatilisation at the fuel surface, controlled by fuel oxidation, which is itself based on a surface reaction assumption. These models were validated against a selected set of VERCORS (CEA) experiments. Ruthenium release is well-reproduced, particularly for air and steam atmospheres. To finish, an accidental scenario with air ingress in the vessel was simulated : a first value was given for the time needed to completely release ruthenium still present in core and was compared to the other studies. This simulation underlines the high ruthenium release under air conditions
Influence de l'auto-irradiation sur la supraconductivité de composés à base de plutonium by Frédéric Jutier ( Book )
1 edition published in 2006 in French and held by 1 WorldCat member library worldwide
Bien que le plutonium (Pu) soit plus connu pour ses propriétés nucléaires, il est également un métal fascinant dont les électrons 5f se situent à la frontière entre un caractère itinérant et localisé. Ce comportement unique dans le tableau périodique des éléments positionne le Pu métal à un croisement dans les propriétés électroniques. La découverte récente de la supraconductivité dans PuCoGa5 et PuRhGa5 est une nouvelle preuve directe de la complexité des propriétés électroniques du plutonium. Les valeurs élevées de la température critique et du deuxième champ critique semble indiquer l'existence d'une troisième classe de supraconducteurs, transitoire entre les composés fermions lourds à base d'uranium et de cérium, et les supraconducteurs à haute température critique à base de cuprates. Les grandes valeurs des paramètres critiques associées à une densité de courant élevée donneraient à ces nouveaux matériaux un potentiel prometteur pour de futures applications technologiques, si ce n'était le caractère extrêmement radiotoxique des composés à base de plutonium. L'intérêt des composés PuCoGa5 et PuRhGa5 est la décroissance alpha du plutonium qui constitue alors une source continue d'irradiation in situ. Le vieillissement de ces composés aura donc un impact sur les paramètres critiques de la supraconductivité. Ce travail a donc porté sur l'étude par résistivité électrique et aimantation de l'évolution des paramètres de la supraconductivité en fonction du vieillissement des échantillons, pour en déduire l'influence des " impuretés " et des défauts sur leur comportement supraconducteur et déterminé des indications éventuelles d'un caractère non conventionnel
Dommages d'irradiation dans des céramiques de structure spinelle MGAl2O4 et ZNAl2O4- by Catherine Dodane ( Book )
1 edition published in 2002 in French and held by 1 WorldCat member library worldwide
The transmutation of minor actinides in-reactor is one solution currently being studied for the long time management of nuclear waste. In the heterogeneous concept the radionuclides are incorporating in an inert ceramic matrix. The support material must be insensitive to radiation damage. Fission product damage is the main radiation damage source during the transmutation process and therefore it is of the utmost importance to study their effects. We irradiated spinels MgA12O4 (matrix of reference) and ZnAl2O4 by fast ions (by example: (86)Kr of approximately 400MeV) simulating the fission products. Under these conditions, the damage is primarily due to the electronic energy losses (Se). One of the structural features of spinel AB2O4 is that the two cations (A(2+) and B(3+)) can exchange their site. This phenomenon is quantified by the inversion parameter. We highlight by XRD in grazing incidence that the structural changes observed in MgAl2O4 correspond to an order-disorder transition from the cation sub-networks and not to a phase shift as described in the literature. Using other techniques characterizing the space group (Raman spectroscopy) as well as the local order (NMR 27Al, spectroscopy of absorption X with the thresholds K of Al and Zn), we confirm this interpretation. Moreover, for a fluence of 101̂4 ions/cm2̂, the loss of the order at long distance is observed thus meaning a beginning of amorphization of material. The ZnA12O4 spinel presents the same behavior. For this last spinel, an evolution of the inversion parameter according to the stopping power to power 2 was highlighted after irradiation by ions (86)Kr from approximately 20MeV. We illustrate our study by the analysis of the results obtained in XRD of an irradiation out of composite fuel (MgAl2O4 + UO2) called THERMHET
Mécanismes d'altération sous eau du combustible irradié de type UOX by Benoist Muzeau ( Book )
1 edition published in 2007 in French and held by 1 WorldCat member library worldwide
The mechanisms of underwater alteration of spent fuels need to be understood on the assumption of a direct disposal of the assemblies in a geological formation or for long duration storage in pool. This work is a contribution to the study of the effects of the alpha and/or beta/gamma radiolysis of water on the oxidation and the dissolution of the UO2 matrix of UOX spent fuel. The effects of the alpha radiolysis, predominant in geological disposal conditions, were quantified using samples of UO2 doped with plutonium. The leaching experiments highlighted two types of control for the matrix alteration according to the alpha activity. The first is based on the radiolytic oxidation of the surface and leads to a continuous release of uranium in solution whereas the second is based on a control by the solubility of uranium. An activity threshold, located between 18 MBq/g and 33 MBq/g, was defined in a carbonated water. The value of this threshold is dependent on the experimental conditions and the presence or not of electro-active species such as hydrogen in the system. The effects of the alpha/beta/gamma radiolysis in relation with the storage conditions were also quantified. The experimental data obtained on spent fuel indicate that the alteration rate of the matrix based on the behaviour of tracer elements (caesium and strontium) reached a maximum value of some mg/m.j, even under very oxidizing conditions. The solubility of uranium and the nature of the secondary phases depend however on the extent of the oxidizing conditions
Modélisation de l'adsorption de l'ion uranyle aux interfaces eau/TiO2 et eau/NiO par dynamique moléculaire Born-Oppenheimer by Karim Sebbari ( )
1 edition published in 2011 in French and held by 1 WorldCat member library worldwide
This study, performed within the framework of an EDF and IPN of Orsay partnership, contributes to the studies intended to improve the understanding of the radioelement behaviour in service (nuclear power plant) and at the end of the uranium fuel cycle (deep geologic repository). The behaviour and the evolution of radioelement depend mainly on the interactions at the water / mineral interfaces, which are complex and often difficult to characterize in situ (in particular, in the PWR primary circuit). Molecular dynamic simulations based on the Density Functional Theory provide some insight to understand the evolution of the structures against the solvation and the effects of the temperature on the interaction mechanisms. At first, the behaviour of the uranyl ion at room temperature in solution and at the water / TiO2 interface, as a system model, has been studied and validated by the systematic comparisons with the experimental and static DFT calculations data. Secondly, this approach was used on the same system, in predictive purposes, to study the effect of a temperature rise. The retention of the ion increases with the temperature in agreement with the experimental data obtained on other systems, and led also to a modification of the surface complex. Finally, a similar study has been performed at the water / NiO interface, which corresponds to a corrosion product present in the primary circuit of nuclear power plants, but for which few experimental data are currently available
SEPARATION AMERICIUM CURIUM LANTHANIDES : CARACTERISATION STRUCTURALE ET ETUDE DU MECANISME DE DISSOLUTION SELECTIVE DE L'AMERICIUM PAR LES IONS FERRICYANURE EN MILIEU BASIQUE by SEBASTIEN FOUCHARD ( Book )
1 edition published in 2000 in French and held by 1 WorldCat member library worldwide
CONTRAIREMENT AUX AUTRES ELEMENTS TRANSPLUTONIENS, EN MILIEU OXYDANT L'AMERICIUM POSSEDE UNE FORME SOLUBLE EN SOLUTION BASIQUE. CETTE PROPRIETE PEUT ETRE UTILISEE DANS LE CADRE DU RETRAITEMENT DES DECHETS NUCLEAIRES DE HAUTE ACTIVITE AFIN D'EXTRAIRE L'AMERICIUM, L'ELEMENT LE PLUS RADIOTOXIQUE A LONG TERME DANS LES DECHETS. CE COMPLEXE SOLUBLE EST OBTENU LORS DE L'ADDITION D'UNE SOLUTION BASIQUE D'IONS FERRICYANURE FE(CN) 3 6 SUR UN PRECIPITE D'HYDROXYDE D'AMERICIUM AM(OH) 3. CETTE METHODE ENTRAINE UNE EXTRACTION RAPIDE DE L'AMERICIUM PAR L'APPARITION DE SA FORME SOLUBLE, LES LANTHANIDES ET LES AUTRES TRANSPLUTONIENS DEMEURANT A L'ETAT SOLIDE SOUS LA FORME D'HYDROXYDES, EXTREMEMENT INSOLUBLES. LORS DE DISSOLUTIONS DE AM(OH) 3 IMPLIQUANT DE GRANDES QUANTITES D'AMERICIUM, LA FORMATION DU COMPLEXE SOLUBLE AM EST SUIVIE PAR L'APPARITION D'UN PRECIPITE ROUGE-BRUN EN SUSPENSION DANS LA SOLUTION BASIQUE. DES ESSAIS DE DISSOLUTION A PARTIR DE CE COMPOSE SOLIDE AVEC DES SOLUTIONS BASIQUE DE FE(CN) 3 6 ONT MIS EN EVIDENCE L'IMPORTANCE DU MILIEU REACTIONNEL SUR LES EQUILIBRES DE SOLUBILITE, ET LA PRESENCE PAR CONSEQUENT DANS LA SOLUTION D'UNE SECONDE ESPECE SOLUBLE. LES ETUDES SPECTROSCOPIQUES (UV VISIBLE, EXAFS) SUR CE SOLIDE ROUGE-BRUN ONT PERMIS DE DETERMINER SON DEGRE D'OXYDATION ET SA STRUCTURE CHIMIQUE, NA 2AMO 2(OH) 3,NH 2O. LA VOLTAMPEROMETRIE CYCLIQUE A PROUVE QU'EN PRESENCE D'IONS FERRICYANURE, SEUL LE DEGRE D'OXYDATION AM(V) POUVAIT ETRE ATTEINT. LA CARACTERISATION SPECTROSCOPIQUE DU COMPLEXE SOLUBLE AM ET L'ETUDE STCHIOMETRIQUE DE LA DISSOLUTION ONT DEMONTRE QUE LES IONS FE(CN) 3 6 APRES LA PHASE DE SOLUBILISATION DE AM(OH) 3 NE DEMEURAIENT PAS A L'ETAT LIBRE EN SOLUTION. CETTE OBSERVATION CONFIRME L'IDEE QUE LA DISSOLUTION DE L'AMERICIUM EST BEAUCOUP PLUS COMPLEXE QU'UNE SIMPLE REACTION D'OXYDATION PAR LES FERRICYANURES. L'EXISTENCE DE COMPLEXES MOLECULAIRES ENTRE AMO 2 + ET FE(CN) 6 3 EST HAUTEMENT PROBABLE
Practis 1999-2002 Atelier UO2, Orléans, 9 mars 2000 by GDR Nomade ( Book )
1 edition published in 2000 in French and held by 1 WorldCat member library worldwide
ETUDE, PAR RESONANCE MOESSBAUER DE **(237)NP ET MESURES DE SUSCEPTIBILITES MAGNETIQUES, DES PEROVSKITES DOUBLES BA : :(2)M::(PU)**(NP)O::(6) (M=MN, FE, CO, NI, CU, ZN) by Eric Simoni ( Book )
1 edition published in 1982 in French and held by 1 WorldCat member library worldwide
CARACTERISATION DES ETATS DE CHARGE DE L'ION NEPTUNIUM DANS LES COMPOSES DU TITRE PAR DEPLACEMENT ISOMERE. MISE EN EVIDENCE D'UN ORDRE MAGNETIQUE A BASSE TEMPERATURE. DETERMINATION DE LA STRUCTURE ANTIFERROMAGNETIQUE DES COMPOSES DU MANGANESE, DU CUIVRE ET DE BAFE::(0,5)PU::(0,5)O::(3)
Etude des réactions d'oxydation de l'uranium (IV) et du plutonium (III) en milieu aqueux nitrique et organique tri-n-butylphosphate (30%/n-dodécane) by Olivier Guigou ( Book )
1 edition published in 2004 in French and held by 1 WorldCat member library worldwide
PUREX process for recycling nuclear used fuel is based on a series of redox reactions coupled with the difference in extraction of the various oxidation states of actinides by tri-n-butylphosphate (TBP). However, the existence of oxidizing species (in particular HNO2) in the biphasic system is responsible for "parasitic" reactions involving a thermodynamic instability of Uranium(IV) and Plutonium(III). The principal objective of this work is to consolidate knowledge of redox chemistry of U and Pu in aqueous (acid nitric) and organic (TBP30%/n-dodecane) mediums. The experimental parameters required in order to obtain kinetically exploitable data are established. In nitric aqueous and organic medium, oxidation of U(IV) by nitrous acid is governed by an autocatalytic mechanism. The production of nitrous acid is proportional to the oxidized quantity of uranium(IV). The variation of the concentrations of nitrous acid during reaction largely diminishes the number of exploitable data. It nevertheless was checked, in aqueous medium, increasing speeds with uranium(IV), nitrous acid and nitrate concentrations ; a reduction is obtained when acidity increases. In organic medium, it is proposed experimental conditions favorable to obtain the useable results. The study of the stability of Pu(III) in nitric organic medium shown that Pu(III) is a fugacious species at ambient temperature. Its stabilization requires specific experimental and chemical conditions. Experimental acquisitions make it possible to check on the one hand the autocatalytic character of Pu(III) oxidation, and on the other hand the influence of initial Pu(III) concentrations
INFLUENCE DE LA RADIOLYSE ALPHA DE L'EAU SUR L'ALTERATION DE LA MATRICE UO 2 DU COMBUSTIBLE NUCLEAIRE USE by JEAN-FRANCOIS LUCCHINI ( Book )
1 edition published in 2001 in French and held by 1 WorldCat member library worldwide
DANS LE CAS D'UN EVENTUEL ENTREPOSAGE DE LONGUE DUREE OU STOCKAGE DIRECT EN FORMATION GEOLOGIQUE PROFONDE DES COMBUSTIBLES NUCLEAIRES USES, IL S'AVERE NECESSAIRE D'ETUDIER LE COMPORTEMENT A LONG TERME DE LA MATRICE UO 2 DU COMBUSTIBLE IRRADIE EN MILIEU AQUEUX, EN PRESENCE DE RAYONNEMENTS IONISANTS. CE TRAVAIL A CONSISTE A APPORTER DES ELEMENTS DE CONNAISSANCE SUR LE ROLE DE LA RADIOLYSE DE L'EAU AEREE SUR L'ALTERATION DE UO 2. DES EXPERIENCES D'IRRADIATIONS D'INTERFACES UO 2/EAU DISTILLEE AEREE PAR UN FAISCEAU EXTERNE D'IONS HE 2 + A DES FLUX TRES ELEVES, AVEC RENOUVELLEMENT INTEGRAL DE LA SOLUTION TOUTES LES HEURES, ONT ETE REALISEES AU MOYEN D'UN DISPOSITIF EXPERIMENTAL ORIGINAL. LA CARACTERISATION DE LA SURFACE DES DISQUES UO 2 LIXIVIES ET IRRADIES A MIS EN EVIDENCE UNE CORROSION INTRAGRANULAIRE, AINSI QUE LA FORMATION DE PEROXYDE D'URANIUM. L'ANALYSE DES SOLUTIONS A REVELE UN RELACHEMENT D'URANIUM EN SOLUTION DE 3 A 4 ORDRES DE GRANDEUR PLUS IMPORTANT SOUS IRRADIATION QUE HORS IRRADIATION. LES CONCENTRATIONS EN H 2O 2 ET H 3O +, PRODUITES PAR LA RADIOLYSE DE L'EAU, SEMBLENT ETRE INFLUENCEES PAR LA PRESENCE DE L'INTERFACE D'OXYDE D'URANIUM, ET INSUFFISANTES POUR EXPLIQUER LES RELACHEMENTS D'URANIUM OBSERVES SOUS IRRADIATION. DES EXPERIENCES EN CELLULE BLINDEE, DE LIXIVIATIONS DE COMBUSTIBLES IRRADIES UOX (FRAGMENTS DEGAINES ET TRONCONS GAINES) DANS UNE EAU AEREE, ONT ETE AUSSI EFFECTUEES DANS CETTE ETUDE. LES CONCENTRATIONS EN URANIUM RELACHE SONT ALORS RELATIVEMENT FAIBLES, ET H 2O 2 N'EST PAS DETECTE EN SOLUTION. EN TERME DE CINETIQUE, SUR 1 HEURE, LES VITESSES DE RELACHEMENT EN EAU AEREE DU COMBUSTIBLE USE ET DE UO 2 NON IRRADIE, SONT DE L'ORDRE DU MG.M 2.J 1, ET CELLES RELATIVES A UO 2 IRRADIE PAR HE 2 + DANS L'EAU DISTILLEE AEREE, DE L'ORDRE DU G.M 2.J 1. LA COMPARAISON DES RESULTATS OBTENUS POUR LES DEUX TYPES D'EXPERIENCES TRADUIT UNE DIFFERENCE DE COMPORTEMENT A LA LIXIVIATION ENTRE UN DISQUE UO 2 IRRADIE PAR LES IONS HE 2 + ET LE COMBUSTIBLE USE UOX
 
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