En cas d’accident grave sur un Réacteur à Eau Pressurisée, l’évaluation de la quantité d’iode susceptible d’être rejetée dans l’environnement revêt une grande importance du fait de la radiotoxicité et de la volatilité de cet élément. Ainsi, une connaissance de tous les phénomènes physico-chimiques se produisant est nécessaire. Ce travail s’est focalisé sur la re-vaporisation, jusqu’à 750°C, de dépôts des PFs contenant de l’iode, particulièrement le CsI et l’AgI, depuis la surface du circuit primaire composée d’acier 304L, 316L et Inconel 600 partiellement oxydés. Les résultats ont montré une influence significative de la composition de l’atmosphère sur les quantités et les formes chimiques de césium et d’iode re-vaporisés. Ainsi, sous vapeur d’eau l’iode et le césium se re-vaporisent intégralement depuis la surface métallique, sous forme de CsI. En présence d’air, l’iode est relâché intégralement, sous forme d’I2(g) majoritairement, tandis que le césium est partiellement retenu à la surface sous forme de chromate de césium, résultant de l’interaction entre le césium et l’oxyde de chrome (III) de la couche d’oxyde. L’utilisation de la technique de spectroscopie optique en ligne IBB-CEAS a permis d’établir la cinétique de relâchement d’I2(g), celle-ci présentant deux pics de relâchement, indiquant l’existence de plusieurs mécanismes conduisant à la formation de cette espèce. Un résultat similaire a été observé pour la re-vaporisation d’AgI en présence d’air. Finalement, des calculs à l’équilibre thermodynamique ont été entrepris afin d’identifier les voies réactionnelles principales pouvant conduire à la formation d’I2(g) lors de la re-vaporisation de CsI en présence d’air. / In case of a severe nuclear accident on a Pressurized Water Reactor, radioactive fission products can be released in the environment and represent a hazard for the human. In order to better predict the progress of the accident and the release of fission products with the use of dedicated simulation tools, the knowledge of all physicochemical phenomena is necessary. This research is focused on the re-vaporisation, up to 750°C, of iodine-containing fission products’ deposits, particularly CsI and AgI, from the surface of the primary circuit, composed of partially oxidized 304L, 316L steels and Inconel 600 alloy. The results have revealed a strong influence of the re-vaporisation atmosphere composition on the quantities and the chemical species nature of re-vaporized caesium and iodine. In steam atmosphere, iodine and caesium are released integrally from the surface, mainly as CsI. In presence of air, iodine is released integrally, mainly as I2(g), whereas caesium is partially retained on the surface of the steel as caesium chromate, resulting from the interaction between caesium and chromium (III) oxide present in the oxide layer. The use of an online optical spectroscopic technique such as IBB-CEAS allowed to follow the I2(g) re-vaporisation kinetics. The latter exhibits two release peaks, suggesting several mechanisms leading to I2(g) formation. A similar result has been observed during the re-vaporisation of AgI in presence of air. Finally, thermodynamic equilibrium computations have been performed in order to identify the main reaction pathways leading to the formation of gaseous molecular iodine in presence of air.

La corrosion des parties métalliques du circuit primaire des centrales REP engendre la formation de produits de corrosion. Ceux-ci peuvent circuler dans le circuit primaire sous forme de particules colloïdales ou d'espèces dissoutes qui peuvent être activées lors de leur passage sous flux puis adhérer sur les parties métalliques des circuits et sur les gaines des assemblages combustible. Le dépôt des particules ou d'ions activés sur les zones hors flux est alors responsable de la contamination surfacique. Afin d'avoir une meilleure maîtrise de la contamination, la caractérisation (surface spécifique, granulométrie, PCN...) des différentes particules présentes dans le circuit primaire ainsi que l'étude des interactions des produits de corrosion entre eux ou avec les parois (adhésion, sorption...) est nécessaire. Les espèces prises en compte dans cette étude sont, pour les particules : les ferrites de cobalt et de nickel ainsi que la magnétite, pour les matériaux du circuit primaire : l'Inconel 690, le Zircaloy 4 et l'acier inoxydable 304L. La sorption du cobalt et du nickel, principaux responsables de la contamination surfacique, sur les différents produits de corrosion a été réalisée expérimentalement et modélisée grâce au code de calcul ECOSAT. L'évolution de leur charge de surface a également été étudiée. Les données obtenues alimenteront, in fine, différents codes permettant la modélisation de la contamination dans les circuits en tenant compte de l'hydraulique. Le phénomène de sorption est en compétition avec celui de précipitation pour des teneurs en ions supérieures à 10-5 M et un pH élevé. Le dépôt des produits de corrosion, ayant subi ou non la sorption, est favorisé sur une large gamme de pH et quelque soit l'épaisseur de la couche d'oxyde à la surface des matériaux métalliques du circuit. La modélisation confirme que l'hydraulique est à prendre en compte lors de l'étude des phénomènes de dépôt.

Le phénomène de relâchement de nickel des tubes de générateur de vapeur des centrales R.E.P. est responsable d'une grande partie de la contamination radioactive du circuit primaire. Une solution envisagée pour limiter ce relâchement est l'application d'un revêtement anticorrosion, côté interne des tubes. Ce travail vise à étudier la faisabilité et l'efficacité de ce type de traitement de surface dans les conditions du circuit primaire (320°C, 150 bars). L'étude a permis d'établir un procédé de synthèse par voie sol-gel compatible avec des substrats métalliques, conduisant à des films denses et mésoporeux à partir d'alcoxydes de métaux de transition, dont la réactivité est contrôlée par l'ajout de l'acétylacétone. La température de traitement thermique conditionne la cristallisation des films, la formation d'une couche enrichie en chrome contribuant à l'effet anticorrosion et la diffusion de nickel et de fer dans le film. Les films denses de ZrO2 présentent un meilleur effet barrière à la diffusion cationique et constitue une barrière anticorrosion. L'applicabilité des films de ZrO2 sur les tubes de générateur de vapeur à l'état de réception a été réalisée en adaptant l'épaisseur du film. Des essais de vieillissement dans les conditions du milieu primaire en autoclave et dans une boucle à recirculation ont été réalisés. Ces essais ont montré un phénomène de dissolution et reprécipitation des films de TiO2 tandis que les films de ZrO2 conservent davantage leur structure, malgré la formation de porosités en surface. Les films de ZrO2 vieillis pendant 500 h semblent conserver leurs propriétés de barrière à la diffusion de nickel. / Steam generator nickel release represents a major contribution to the radioactive contamination of the Pressurized Water Reactor primary circuit. One of the considered solutions is the deposition of a protective coating on the internal side of the alloy 690 tubes. The goal of this work is to study these coatings and their feasibility and efficiency in the primary circuit conditions (320°C, 150 bars). Firstly, a sol-gel thin film synthesis, leading to dense and mesoporous films, from transition metals alcoxides (butoxide titanium and propoxide zirconium) has been studied. Their reactivity is controlled by acetylacetone, which plays the role of complexing agent. The thermal treatment temperature appears to be a key parameter of the process, as it determines the oxide crystallization, the formation of a rich chromium layer below the film (which reinforces anticorrosion properties) and the nickel and iron diffusion in the film. ZrO2 coatings behave as cationic diffusion barriers and limit the corrosion. The applicability of ZrO2 coatings on industrial substrates, namely steam generators internal side with a 200 nm roughness, has been carried out by adapting the film thickness. Ageing tests in the primary circuit conditions have been conducted in an autoclave and a circulation loop. These tests have shown a dissolution – reprecipitation behavior of TiO2 coatings whereas ZrO2 coatings keep their structure despite the formation of surfacic porosities. ZrO2 dense coatings seem to keep limiting the nickel diffusion after 500 h of ageing in the primary circuit conditions.