WO2014048932A1 - Procede de preparation d'un combustible nucleaire a base d'oxyde(s) de plutonium et/ou d'actinide(s) mineur(s) et/ou d'uranium - Google Patents

Procede de preparation d'un combustible nucleaire a base d'oxyde(s) de plutonium et/ou d'actinide(s) mineur(s) et/ou d'uranium Download PDF

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oxide
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composite material
minor
uranium
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Thibaud Delahaye
Franck Doreau
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Commissariat à l'énergie atomique et aux énergies alternatives
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    • C08—ORGANIC MACROMOLECULAR COMPOUNDS; THEIR PREPARATION OR CHEMICAL WORKING-UP; COMPOSITIONS BASED THEREON
    • C08F—MACROMOLECULAR COMPOUNDS OBTAINED BY REACTIONS ONLY INVOLVING CARBON-TO-CARBON UNSATURATED BONDS
    • C08F2/00—Processes of polymerisation
    • C08F2/46—Polymerisation initiated by wave energy or particle radiation
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C21/00—Apparatus or processes specially adapted to the manufacture of reactors or parts thereof
    • G21C21/02—Manufacture of fuel elements or breeder elements contained in non-active casings
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/42—Selection of substances for use as reactor fuel
    • G21C3/58—Solid reactor fuel Pellets made of fissile material
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    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Definitions

  • the invention relates to the use of a composite material comprising a polymeric matrix and at least one powder of a specific compound based on a transmitter element of ⁇ radiation ( ⁇ corresponding to the Greek letter gamma) for the manufacture of a fuel, in particular a nuclear fuel comprising uranium, and / or one or more minor actinides and / or plutonium.
  • a composite material comprising a polymeric matrix and at least one powder of a specific compound based on a transmitter element of ⁇ radiation ( ⁇ corresponding to the Greek letter gamma) for the manufacture of a fuel, in particular a nuclear fuel comprising uranium, and / or one or more minor actinides and / or plutonium.
  • This process can find, in particular, its application in the recycling of minor actinides via the incorporation of these minor actinides in the aforementioned fuel, which is intended to be used to constitute nuclear reactor nuclear rods or to enter into the formation of transmutation targets, with a view to carrying out nuclear transmutation experiments, in particular to better understand the transmutation mechanism of these minor actinide elements.
  • the fuel can also be used to form fuels of the type covered with minor actinides.
  • minor actinide means actinide elements other than uranium, plutonium and thorium, formed in reactors by successive neutron captures by standard fuel nuclei, minor actinides being americium, curium and neptunium.
  • the minor actinides are separated during the treatment of spent fuel, uranium and plutonium, and are then incorporated at a high level into fuel elements comprising a non-fissile matrix (eg for example, depleted U0 2 ), distinct from the standard fuel elements of the reactor.
  • Fuel elements comprising minor actinides may consist, for example, of cover elements disposed at the periphery of the core of a reactor. This recycling pathway makes it possible in particular to avoid degrading the characteristics of the standard fuel by incorporating minor actinides by concentrating the problems generated by these actinides on a reduced and dedicated material flow.
  • minor actinides are mixed at a low level, distributed almost uniformly throughout the standard reactor fuel elements. To do this, during spent fuel treatment, uranium, plutonium and minor actinides are treated together to form oxides, which are then used in the manufacture of said fuels.
  • the invention relates to a method of manufacturing a nuclear fuel based on plutonium oxide (s) and / or minor actinide (s) and / or uranium comprising the following steps :
  • a step of preparing a composite material comprising a polymeric matrix and one or more compounds based on at least one element emitting ⁇ -radiation, the said compound (s) being chosen from oxide (s) powders; uranium, plutonium oxide powders, oxide powders of minus a minor actinide and mixtures thereof, said step comprising an operation of contacting one or more precursor monomers of said polymeric matrix, said one or more monomers being polymerizable under ⁇ -radiation, and said one or more compounds during a time suitable for obtaining the polymerization of said monomer (s) and thus the formation of the composite material;
  • ⁇ -polymerizable monomers may be chosen from ethylenic monomers, styrenic monomers (for example, styrene), acrylic monomers, such as acrylic acid, cellulose monomers and mixtures thereof and more specifically styrenic monomers.
  • styrenic monomers for example, styrene
  • acrylic monomers such as acrylic acid, cellulose monomers and mixtures thereof and more specifically styrenic monomers.
  • These monomers will advantageously be chosen so as to be insensitive to radiolysis.
  • the compounds based on at least one element emitting ⁇ -radiation are, as mentioned above, chosen from uranium oxide powders, plutonium oxide powders, oxide powders of at least one minor actinide, such as americium, and mixtures thereof.
  • the uranium oxide powder (s) can be uranium dioxide UO 2 and / or triuranium oxide U 3 O 8 powder, which means that the oxide powder (s) Uranium may consist exclusively of uranium dioxide U0 2 , exclusively of a U 3 0 8 triuranium octoxide powder or of a mixture of uranium dioxide UO 2 and triuranium octoxide U 3 0 8 .
  • the plutonium oxide (s) powder may be, for example, a plutonium dioxide PuO 2 powder.
  • the actinide oxide (s) powder (s) minor (s) may be a powder of americium oxide (s) (such as Am0 2 , Am 2 0 3 ), an oxide powder (s) ) of curium and / or a powder of neptunium oxide (s).
  • americium oxide such as Am0 2 , Am 2 0 3
  • an oxide powder s) of curium and / or a powder of neptunium oxide (s).
  • These powders may have an average particle size ranging from 0.1 to 500 ⁇ .
  • the contacting operation may be accompanied by a mixture of the compounds based on at least one element emitting ⁇ radiation and monomers, this mixing being possible by means of a mixing apparatus such as a screw mixer, a kneader comprising one or more Z blades, a roll mill or any other device for mixing.
  • a mixing apparatus such as a screw mixer, a kneader comprising one or more Z blades, a roll mill or any other device for mixing.
  • the contacting operation can be accompanied by a shaping operation, for example, by implementing different techniques depending on the desired geometries and properties of the mixture.
  • This formatting operation may also follow the contacting operation.
  • This shaping operation is facilitated by the presence of the constituent polymer (s) of the polymeric matrix.
  • the shaping operation may consist of an extrusion step, an injection or casting step in a mold of predetermined shape.
  • various shapes can be obtained, due to the malleability of the aforementioned polymer mixture and compounds, and in particular annular forms, which may be particularly suitable for the manufacture of annular fuels intended, in particular , to fast neutron reactors. It can also be obtained other forms, such as granules, which can then be used in other shaping processes, such as a process involving an injection molding machine.
  • these other ingredients may be a polymerization retarder to control the polymerization reaction, a compound allowing adjusting the temperature to slow down the kinetics of polymerization.
  • a mixture comprising styrene and a polyester may be used to benefit from a lower vapor pressure.
  • a composite material comprising a polymeric matrix comprising, as a filler, one or more compounds as defined above based on at least one element emitting a ⁇ radiation, this material, because of the presence of a polymeric matrix, having sufficient mechanical strength and regardless of the shape taken by this material.
  • This composite material serves as a green part in a nuclear fuel fabrication process, which means, in other words, that the polymeric matrix has a temporary binder character.
  • the polymeric matrix is present in a volume content of less than 50% by volume relative to the total volume of the composite material, which makes it possible to facilitate any subsequent debinding / sintering operations.
  • the composite material is then subjected to a heat treatment step, so as to eliminate all or part of the polymer matrix and leave only a compacted object based on compound (s) such as (s) as defined above based on at least one element emitting a ⁇ radiation, this compacted object being a nuclear fuel.
  • the heat treatment step may further contribute to densifying the nuclear fuel, that is to say to reduce the porosity thereof.
  • it can be implemented one or more binder / sintering cycles that can be determined by conventional tests within the scope of those skilled in the art, depending on the polymeric matrix and inorganic compound (s) to be sintered. It is specified that, by debinding, is meant any step for removing some or all of the organic compounds present in the composite material.
  • the heat treatment step may thus consist in subjecting the material, optionally in the form of a tablet (s), to heating, for example, in a controlled atmosphere, at one or more temperatures. (s) and a duration (s) necessary (s) for the partial or total removal of the polymeric matrix and obtaining the fuel having the desired density.
  • the temperature (s) and the time (s) required may be reached in a stepwise mode, these steps being achieved by a rise in temperature.
  • a fuel pellet based on depleted uranium oxide U0 2 and americium oxide AmO 2 is prepared according to the procedure set out below.
  • the resulting mixture is then poured into molds of suitable shape and in a material which does not allow chemical interactions and mechanical with the mixture used (this mold may be metal, Teflon or a silicone material).
  • this mold may be metal, Teflon or a silicone material.
  • the mixture is then left at rest until the polymerization is completed or, at the very least, until a sufficient mechanical strength is obtained for the demolding step.
  • the composite material comprises a polymeric matrix of polyacrylic acid, in which is dispersed the aforementioned powder mixture.
  • This composite material is then calcined and sintered under a controlled atmosphere to obtain a mixed fuel based on uranium oxide and americium.
  • the applied cycle can be the following:

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Abstract

L'invention a trait à un procédé de fabrication d'un combustible nucléaire à base d'oxyde(s) de plutonium et/ou d'actinide (s) mineur (s) et/ou d'uranium comprenant les étapes suivantes: - une étape de préparation d'un matériau composite comprenant une matrice polymérique et un ou plusieurs composés à base d'au moins un élément émetteur d'un rayonnement γ, le ou lesdits composés étant choisis parmi des poudres d'oxyde(s) d'uranium, des poudres d'oxyde(s) de plutonium, des poudres d'oxyde(s)d'au moins un actinide mineur et des mélanges de celles-ci, ladite étape comprenant une opération de mise en contact d'un ou plusieurs monomères précurseurs de ladite matrice polymérique, le ou lesdits monomères étant polymérisables sous rayonnement γ, et du ou desdits composés susmentionnés pendant une durée appropriée pour obtenir la polymérisation du ou desdits monomères et ainsi la formation du matériau composite; - une étape de traitement thermique du matériau composite de sorte à éliminer tout ou partie de la matrice polymérique dudit matériau composite, laissant ainsi subsister ledit combustible nucléaire.

Description

PROCEDE DE PREPARATION D'UN COMBUSTIBLE NUCLEAIRE A BASE D'OXYDE(S) DE PLUTONIUM ET/OU D'ACTINIDE(S) MINEUR(S) ET/OU D'URANIUM
DESCRIPTION
DOMAINE TECHNIQUE
L'invention a trait à l'utilisation d'un matériau composite comprenant une matrice polymérique et au moins une poudre d'un composé spécifique à base d'un élément émetteur d'un rayonnement γ (γ correspondant à la lettre grecque gamma) pour la fabrication d'un combustible, en particulier, nucléaire comprenant de l'uranium, et/ou un ou plusieurs actinides mineurs et/ou du plutonium.
Ce procédé peut trouver, en particulier, son application dans le recyclage d'actinides mineurs via l'incorporation de ces actinides mineurs dans le combustible susmentionné, lequel est destiné à être utilisé pour constituer des crayons nucléaires pour réacteur nucléaire ou encore, à entrer dans la constitution de cibles de transmutation, en vue d'effectuer des expériences de transmutation nucléaire notamment pour mieux comprendre le mécanisme de transmutation de ces éléments actinides mineurs. Le combustible peut également entrer dans la constitution des combustibles du type couvertures chargées en actinides mineurs.
On précise, pour la suite de l'exposé, que par actinide mineur, on entend les éléments actinides autres que l'uranium, le plutonium et le thorium, formés dans les réacteurs par captures successives de neutrons par les noyaux de combustible standard, les actinides mineurs étant l'américium, le curium et le neptunium.
ETAT DE LA TECHNIQUE ANTERIEURE
A l'heure actuelle, le recyclage des actinides mineurs issus du traitement des combustibles usés s'opère par deux voies distinctes connues sous les appellations suivantes :
-le recyclage hétérogène ; et -le recyclage homogène.
Dans le cas du recyclage hétérogène, les actinides mineurs sont séparés, lors du traitement du combustible usé, de l'uranium et du plutonium, et sont ensuite incorporés, à une teneur élevée, dans des éléments de combustible comprenant une matrice non fissile (par exemple, U02 appauvri), distincts des éléments de combustible standard du réacteur. Les éléments de combustible comprenant les actinides mineurs peuvent consister, par exemple, en des éléments de couverture disposés en périphérie du cœur d'un réacteur. Cette voie de recyclage permet, notamment, d'éviter de dégrader les caractéristiques du combustible standard par une incorporation d'actinides mineurs en concentrant les problèmes générés par ces actinides sur un flux de matière réduit et dédié.
Dans le cas du recyclage homogène, les actinides mineurs sont mélangés, à une faible teneur, répartis de façon quasi uniforme dans la totalité des éléments de combustible standard de réacteur. Pour ce faire, lors du traitement du combustible usé, l'uranium, le plutonium et les actinides mineurs sont traités ensemble pour former des oxydes, lesquels sont ensuite utilisés dans la fabrication desdits combustibles.
Au vu de qui existe déjà, les auteurs de la présente invention ont eu l'idée d'utiliser les propriétés γ-émettrices de composés spécifiques pour la fabrication d'un matériau composite, lequel est ensuite utilisé pour la fabrication d'un combustible nucléaire.
EXPOSÉ DE L'INVENTION
Ainsi, l'invention a trait à un procédé de fabrication d'un combustible nucléaire à base d'oxyde(s) de plutonium et/ou d'actinide(s) mineur(s) et/ou d'uranium comprenant les étapes suivantes :
-une étape de préparation d'un matériau composite comprenant une matrice polymérique et un ou plusieurs composés à base d'au moins un élément émetteur d'un rayonnement γ, le ou lesdits composés étant choisis parmi des poudres d'oxyde(s) d'uranium, des poudres d'oxyde(s) de plutonium, des poudres d'oxyde(s) d'au moins un actinide mineur et des mélanges de celles-ci, ladite étape comprenant une opération de mise en contact d'un ou plusieurs monomères précurseurs de ladite matrice polymérique, le ou lesdits monomères étant polymérisables sous rayonnement γ, et du ou desdits composés susmentionnés pendant une durée appropriée pour obtenir la polymérisation du ou desdits monomères et ainsi la formation du matériau composite ;
-une étape de traitement thermique du matériau composite de sorte à éliminer tout ou partie de la matrice polymérique dudit matériau composite, laissant ainsi subsister ledit combustible nucléaire. Les inventeurs ont ainsi mis à profit les propriétés γ-émettrices de composés spécifiques tels que définis ci-dessus pour la fabrication de matériaux composites à base de ceux-ci pour engendrer la polymérisation de monomères spécifiques polymérisables par rayonnement γ. Il n'est donc pas indispensable d'utiliser, dans le cadre de ce procédé, des initiateurs de polymérisation, ce qui permet ainsi de limiter la quantité et la diversité de composés organiques en contact avec les composés radioactifs émetteurs d'un rayonnement γ.
Des monomères polymérisables par rayonnement γ peuvent être choisis parmi les monomères éthyléniques, les monomères styréniques (par exemple, le styrène), les monomères acryliques, tels que l'acide acrylique, les monomères cellulosiques et les mélanges de ceux-ci et plus spécifiquement des monomères styréniques.
Ces monomères seront, avantageusement, choisis de sorte à n'être pas ou peu sensibles à la radiolyse.
Les composés à base d'au moins un élément émetteur d'un rayonnement γ sont, comme mentionné ci-dessus, choisis parmi des poudres d'oxyde(s) d'uranium, des poudres d'oxyde(s) de plutonium, des poudres d'oxyde(s) d'au moins un actinide mineur, tel que l'américium, et des mélanges de celles-ci.
Plus spécifiquement, la poudre d'oxyde(s) d'uranium peut être une poudre de dioxyde d'uranium U02 et/ou d'octaoxyde de triuranium U308, ce qui signifie que la poudre d'oxyde(s) d'uranium peut être constituée exclusivement d'une poudre de dioxyde d'uranium U02, exclusivement d'une poudre d'octaoxyde de triuranium U308 ou d'un mélange de dioxyde d'uranium U02 et d'octaoxyde de triuranium U308.
La poudre d'oxyde(s) de plutonium peut être, par exemple, une poudre de dioxyde de plutonium Pu02.
La poudre d'oxyde(s) d'actinide(s) mineur(s) peut être une poudre d'oxyde(s) d'américium (telle que Am02, Am203), une poudre d'oxyde(s) de curium et/ou une poudre d'oxyde(s) de neptunium.
Ces poudres peuvent présenter une taille moyenne de particules allant de 0,1 à 500 μηη.
L'opération de mise en contact peut être accompagnée d'un mélangeage des composés à base d'au moins un élément émetteur d'un rayonnement γ et des monomères, ce mélangeage pouvant se faire au moyen d'un appareil de mélange tel qu'un mélangeur à vis, un malaxeur comprenant une ou plusieurs pales en Z, un broyeur à cylindres ou tout autre dispositif permettant un mélange.
L'opération de mise en contact, éventuellement accompagnée d'un mélangeage, peut être accompagnée d'une opération de mise en forme, par exemple, en mettant en œuvre différentes techniques en fonction des géométries recherchées et des propriétés du mélange.
Cette opération de mise en forme peut également faire suite à l'opération de mise en contact.
Cette opération de mise en forme est facilitée par la présence du ou des polymères constitutif(s) de la matrice polymérique.
A titre d'exemples, l'opération de mise en forme peut consister en une étape d'extrusion, une étape d'injection ou de coulage dans un moule de forme prédéterminée. Lors de cette opération de mise en forme, il peut être obtenu des formes variées, du fait de la malléabilité du mélange polymère et composés susmentionnés, et notamment des formes annulaires, qui peuvent être particulièrement appropriées pour la fabrication de combustibles annulaires destinés, en particulier, aux réacteurs à neutrons rapides. Il peut être également obtenu d'autres formes, telles que des granulés, qui peuvent ensuite être utilisées dans d'autres procédés de mise en forme, tels qu'un procédé impliquant une presse à injecter.
Lors de l'opération de mise en contact, il peut être prévu d'ajouter d'autres ingrédients que les monomères et les composés susmentionnés, ces autres ingrédients pouvant être un retardateur de polymérisation en vue de contrôler la réaction de polymérisation, un composé permettant l'ajustement de la température en vue de ralentir la cinétique de polymérisation. Par exemple, un mélange comprenant du styrène et un polyester pourra être utilisé pour bénéficier d'une tension de vapeur plus faible.
Une fois l'opération de mise en contact achevée et de façon concomitante, la polymérisation achevée, il est obtenu un matériau composite comprenant une matrice polymérique comprenant, en tant que charge, un ou plusieurs composés tels que définis ci-dessus à base d'au moins un élément émetteur d'un rayonnement γ, ce matériau, du fait de la présence d'une matrice polymérique, présentant une tenue mécanique suffisante et, ce quelle que soit la forme prise par ce matériau.
Ce matériau composite sert de pièce crue dans un procédé de fabrication de combustible nucléaire, ce qui signifie, en d'autres termes, que la matrice polymérique présente un caractère de liant temporaire. Avantageusement, la matrice polymérique est présente en un teneur volumique inférieure à 50% en volume par rapport au volume total du matériau composite, ce qui permet de faciliter les éventuelles opérations ultérieures de déliantage/frittage.
Le matériau composite est ensuite soumis à une étape de traitement thermique, de sorte à éliminer tout ou partie de la matrice polymérique et laisser subsister uniquement un objet compacté à base de composé(s) tel(s) que défini(s) ci- dessus à base d'au moins un élément émetteur d'un rayonnement γ, cet objet compacté étant un combustible nucléaire.
L'étape de traitement thermique peut, en outre, contribuer, à densifier le combustible nucléaire, c'est-à-dire à diminuer la porosité de celui-ci. Par exemple, il peut être mis en œuvre un ou plusieurs cycles de déliantage/frittage pouvant être déterminés par des essais classiques à la portée de l'homme du métier, en fonction de la matrice polymérique et du ou des composés inorganiques à fritter. On précise que, par déliantage, on entend toute étape permettant d'éliminer une partie ou la totalité des composés organiques présents dans le matériau composite.
A titre d'exemple, l'étape de traitement thermique peut, ainsi, consister à soumettre le matériau, se présentant éventuellement sous forme de pastille(s), à un chauffage, par exemple, en atmosphère contrôlée, à une(des) température(s) et une(des) durée(s) nécessaire(s) pour l'élimination partielle ou totale de la matrice polymérique et l'obtention du combustible présentant la densité souhaitée.
La ou les températures et la ou les durées nécessaires peuvent être atteintes selon un mode fonctionnant par paliers, ces paliers étant atteints par une montée en température.
D'autres caractéristiques et avantages de l'invention apparaîtront du complément de description qui suit qui se rapporte à un exemple de préparation de combustible poreux conforme à l'invention.
Bien entendu, ce complément de description n'est donné qu'à titre d'illustration de l'invention et n'en constitue en aucun cas une limitation.
EXPOSÉ DÉTAILLÉ DE MODES DE RÉALISATION PARTICULIERS
EXEMPLE 1
Afin d'illustrer le procédé objet de l'invention, une pastille de combustible à base d'oxyde d'uranium U02 appauvri et d'oxyde d'américium Am02 est préparée selon le mode opératoire exposé ci-dessous.
Pour ce faire, 17 g d'une poudre d'oxyde d'uranium U02 appauvri (correspondant à un déchet de la production de l'uranium enrichi ou à un résidu des barres de combustible usé) et 3 g d'oxyde d'américium Am02 ont été mis en contact à hauteur de 60% volumique avec de l'acide acrylique puis mélangés.
Le mélange résultant est ensuite coulé dans des moules de forme appropriée et dans un matériau ne permettant pas d'interactions chimiques et mécaniques avec le mélange utilisé (ce moule pouvant être en métal, en téflon ou en un matériau silicone). Le mélange est ensuite laissé au repos, jusqu'à achèvement de la polymérisation ou, à tout le moins, jusqu'à l'obtention d'une tenue mécanique suffisante pour l'étape de démoulage.
A l'issue de la polymérisation, le matériau composite comprend une matrice polymérique en polyacide acrylique, dans lequel est dispersé le mélange de poudres susmentionné.
Ce matériau composite est ensuite calciné et fritté sous atmosphère contrôlée pour obtenir un combustible mixte à base d'oxyde d'uranium et d'américium.
Le cycle appliqué peut être le suivant :
-une montée en température de 25°C à 400°C à raison de 0,2°C/min ;
-une montée en température de 400°C à 700°C à raison de 0,5°C/min ;
-un maintien de la température à 700°C pendant 1 heure ; -une montée en température de 700°C à 1500°C à raison de 3°C/min ;
-un maintien de la température à 1500°C pendant 0,5 heure ;
-une montée de la température de 1500°C à 1750°C à raison de 5°C/min ;
-un maintien de la température à 1750°C pendant 4 heures ;
-une diminution de la température de 1750°C à 25°C à raison de
5°C/min.

Claims

REVENDICATIONS
1. Procédé de fabrication d'un combustible nucléaire à base d'oxyde(s) de plutonium et/ou d'actinide(s) mineur(s) et/ou d'uranium comprenant les étapes suivantes :
-une étape de préparation d'un matériau composite comprenant une matrice polymérique et un ou plusieurs composés à base d'au moins un élément émetteur d'un rayonnement γ, le ou lesdits composés étant choisis parmi des poudres d'oxyde(s) d'uranium, des poudres d'oxyde(s) de plutonium, des poudres d'oxyde(s) d'au moins un actinide mineur et des mélanges de celles-ci, ladite étape comprenant une opération de mise en contact d'un ou plusieurs monomères précurseurs de ladite matrice polymérique, le ou lesdits monomères étant polymérisables sous rayonnement γ, et du ou desdits composés susmentionnés pendant une durée appropriée pour obtenir la polymérisation du ou desdits monomères et ainsi la formation du matériau composite ;
-une étape de traitement thermique du matériau composite de sorte à éliminer tout ou partie de la matrice polymérique dudit matériau composite, laissant ainsi subsister ledit combustible nucléaire.
2. Procédé de préparation selon la revendication 1, dans lequel les monomères polymérisables sous rayonnement γ sont choisis parmi les monomères éthyléniques, les monomères styréniques, les monomères acryliques, les monomères cellulosiques et les mélanges de ceux-ci.
3. Procédé de préparation selon la revendication 1 ou 2, dans lequel l'opération de mise en contact est accompagnée d'un mélangeage.
4. Procédé de préparation selon l'une quelconque des revendications précédentes, comprenant une opération de mise en forme du matériau composite simultanément ou après l'opération de mise en contact.
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