La compréhension de la stabilité et des relations de phases des minéraux de terres rares est devenue indispensable dans des domaines aussi variés que le stockage des déchets nucléaires, la datation du métamorphisme ou encore la géochimie des terres rares. L'évaluation de la stabilité de ces minéraux sur une gamme de températures inférieures à 500 °C a été au centre de ce travail. Pour cela, nous avons combiné des études analogiques et expérimentales, et l'acquisition de propriétés calorimétriques. Les occurrences naturelles ont été étudiées dans des roches métamorphiques dites de "basses températures". Les échantillons ont été collectés dans des schistes noirs du moyen pays himalayen et dans les métapélites du Rif (Maroc). Les minéraux, ont été identifiés à l'échelle micrométrique par une pétrologie fine combinant microscopie à balayage et microsonde électronique. Si dans des conditions de « très basse température » (T < 300 °C), les terres rares sont principalement incorporées dans des phases détritiques ou authigènes comme la florencite, la monazite apparaît pour des températures aussi faibles que 350 °C dans les échantillons rifains et himalayens. Avec l'augmentation du métamorphisme, les monazites réagissent pour former une épidote de terres rares, l'allanite. Les âges U-Th-Pb de la monazite, obtenus par microsonde ionique, démontrent que celle-ci peut cristalliser pour des conditions bien inférieures à celles qui sont admises communément et qu'elle présente un bon potentiel comme géochronomètre du métamorphisme de bas degré. Les propriétés thermodynamiques ont été acquises pour les minéraux suivants : les pôles fuorés et hydroxylés de l'apatite silicatée au lanthane ou britholite, Ca2La3(SiO4)3(OH,F), la monazite, LaPO4, et l'épidote-Mg lanthanée ou dissakisite CaLaMgAl2(SiO4)3(OH). Les enthalpies de formation ont été obtenues par calorimétrie de dissolution à 973 K (Bochum , Allemagne). La chaleur spécifique (Cp) de la monazite à basses températures [20-300 K] et pression atmosphérique a été mesurée par calorimétrie adiabatique (LPC, Orsay). Les chaleurs spécifiques entre 143 et 723 K ont été déterminées par calorimétrie différentielle à balayage (Perkin Elmer 7, Kiel, Allemagne). Ces données ont été introduites dans la base de données de Berman (1988), afin de calculer les équilibres entre minéraux de terres rares dans le système chimique La2O3-CaO-MgO-Al2O3-SiO2-P2O5-H2O. Les résultats calorimétriques nous ont permis également d'étudier la solubilité des minéraux proposés comme matrice de confinement des actinides mineurs : l'apatite silicatée de terres rares et la monazite. Les diagrammes de solubilité calculés montrent que ces deux minéraux sont très peu solubles pour certaines conditions de pH. Pour valider ces résultats, la résistance de ces minéraux a été évaluée dans un dispositif expérimental en présence de réactifs simulant le champ proche du concept de stockage (argiles, ciment). La faible solubilité de ces phases nous a poussé à choisir un dispositif expérimental sous gradient thermique (320 – 400 °C) afin d'obtenir des taux de réaction compatibles avec des durées d'expériences raisonnables. Apres deux à huit mois, les deux minéraux de terres rares sont toujours présents et ont peu réagi, ce qui est cohérent avec leur grande stabilité thermochimique et naturelle. En comparaison, ces deux minéraux sont bien plus résistants que le phosphate di-phosphate de thorium, Th4(PO4)4P2O7, proposé également pour le conditionnement des radionucléides. Cette étude montre que la monazite peut cristalliser à des températures inférieures à 350 °C. La florencite apparaît comme un bon candidat d'altération des minéraux de terres rares en conditions supergènes. Aux conditions de HP-BT, la monazite et la florencite réagissent pour former de l'allanite. La monazite présente d'excellentes qualités de matrice d'actinides en terme de durabilité chimique. La stabilité des apatites silicatées est favorisée par les conditions attendues en contexte d'enfouissement.

Cette thèse concerne l'étude expérimentale et la modélisation de la déformation des roches polyminérales par le mécanisme de la dissolution cristallisation sous contrainte. D'une part, il est montré qu'une augmentation de la proportion de grains peu solubles dans une roche diminue la résistance à la déformation. Cela indique une compétition entre deux mécanismes: d'une part la dissolution sous contrainte aux contacts des grains accélère la déformation, et d'autre part la cicatrisation de ces contacts inhibe la dissolution et ralentit le fluage. D'autre part, il a été réalisé des expériences de poinçonnement de monocristaux de calcite en présence de fluide. La vitesse de déformation de la calcite est de deux ordres de grandeur plus élevée que prévu par la théorie. Cet effet peut être expliqué par le développement de microfissures dans la calcite au contact du poinçon. Ces résultats sont appliqués au comportement des sites de stockage de déchets radioactifs et de séquestration du CO2.

Ce travail porte sur le comportement sous irradiation d'une vitrocéramique élaborée par traitement thermique d'une version riche en molybdène du verre de confinement de déchets nucléaires R7/T7 et plus particulièrement de la phase cristalline. Des terres rares (Nd3+ et Eu3+) sont utilisées à la fois comme simulants des produits de fission et des actinides mineurs et comme sondes structurales luminescentes. La phase cristalline présente dans ce type de vitrocéramique est un molybdate de calcium de type powellite CaMoO4 ayant incorporé divers éléments dont des terres rares. Les propriétés cristallochimiques de la phase powellite ont été étudiées notamment par spectroscopie Raman et photoluminescence grâce à divers échantillons naturels et céramiques de compositions allant de CaMoO4 à une modèle proche de celle des cristaux de la vitrocéramique : Ca0,76Sr0,1Na0,07Eu0,01La0,02Nd0,02Pr0,02MoO4. La largeur à mi-hauteur de la bande Raman à 880 cm-1 augmente linéairement en fonction du taux d'incorporation sur le site calcium, incorporation qui influe également sur les paramètres de maille. Le volume intrinsèque de la maille augmente ainsi de 2 %. L'étude d'analogues naturels contenant de l'uranium ainsi que de céramiques et vitrocéramiques irradiées aux ions hélium, argon et plomb a permis de montrer que la structure powellite était très résistante aux dégâts causés. Sous irradiation, le signal de luminescence de Eu3+ des différents échantillons tend à s'uniformiser. Cette uniformisation du signal se retrouve également en spectroscopie Raman. Alors qu'elle peut varier entre 6 et 12 cm-1 pour des céramiques saines, la largeur à mi-hauteur de la bande Raman à 880 cm-1 devient identique, de l'ordre de 18 cm-1, à partir de 10 dpa. Le désordre créé par les irradiations prend le pas sur celui créé par l'incorporation d'éléments dans la structure. Cependant, la spectroscopie Raman et la diffraction des rayons X montre que la structure reste cristalline, au moins partiellement. Sous irradiations, le gonflement de la powellite est en moyenne de 5 % mais est très hétérogène.

En France, le système de stockage profond de déchets radioactifs envisagé est constitué d'une barrière naturelle (roche hôte argileuse, argilite) et de barrières artificielles, comprenant des bouchons d'argile gonflante (bentonite)-sable pour son scellement. L'objectif de cette thèse est d'étudier l'efficacité du gonflement et du scellement des bouchons placés dans l'argilite, sous l'effet, à la fois, d'une pression d'eau et d'une pression de gaz (tel que formé dans le tunnel). Pour évaluer la capacité de scellement du bouchon bentonite/sable partiellement saturé en eau, on a évalué sa perméabilité au gaz Kgaz sous pression de confinement variable (jusqu'à 12MPa). L'étanchéité au gaz (Kgaz < 10-20m2) est obtenue sous confinement Pc≥9MPa si la saturation est d'au moins 86-91%. Par ailleurs, nous avons évalué le gonflement et l'étanchéité du bouchon de bentonite-sable imbibé d'eau dans un tube d'argilite ou de Plexiglas-aluminium lisse ou rugueux. La présence de gaz diminue la pression effective de gonflement (et la pression de percée de gaz) à partir d'une pression Pgaz= 4 MPa. Après saturation complète en eau, l'écoulement continu de gaz au travers du bouchon seul se fait à Pgaz=7-8MPa s'il dispose d'une interface lisse avec un autre matériau (tube métallique), alors que celui au travers de l'ensemble bouchon/argilite a lieu à Pgaz=7-7,5MPa. Le passage à travers le bouchon gonflé au contact d'une interface rugueuse se fait à une pression de gaz bien supérieure à la pression de gonflement du bouchon. Les essais de percée de gaz montrent que l'interface et l'argilite sont deux voies possibles de migration de gaz lorsque l'ensemble bouchon/roche hôte est complètement saturé

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.

La thèse traite de la valorisation comme un processus à la fois continu, constructif et contesté. Elle aborde cette question théorique au travers de l'étude d'un objet de valorisation complexe : le traitement des déchets nucléaires aux États-Unis. Objet ontologiquement ambivalent, les déchets nucléaires peuvent être valorisés ou dévalorisés selon des perspectives très variées, qui offrent à la sociologie de l'évaluation un banc d'essai pertinent. La thèse s'appuie sur l'étude d'une série de situations où la formulation des valeurs du nucléaire pose problème. Ce sont, notamment, l'ordonnancement et les vicissitudes du processus budgétaire mis en œuvre pour financer le programme de gestion des déchets nucléaires Nord-américain, les plans conçus pour répartir la responsabilité financière dans le traitement d'un matériau qui selon toutes prévisions restera dangereux pendant un million d'années, les efforts d'un groupe d'acteurs pour attacher l'avenir de leur communauté à celui des déchets nucléaires, ou les utilisations d'une convention pour estimer la valeur économique du combustible usé. La thèse montre que les processus de valorisation et dévalorisation sont loin de se limiter à l'objet soumis à évaluation ; ces processus rendent d'autres valeurs explicites, les valeurs "de l'État", d'une communauté politique, d'une convention économique. La thèse propose d'utiliser la notion de « révaluation », d'une part, parce qu'elle permet d'expliciter l'imbrication des relations entre les processus d'évaluation et de valorisation et, d'autre part, parce qu'elle permet de souligner la particularité de la période sur laquelle porte la recherche, à savoir une période où la relance de l'énergie nucléaire a été publiquement débattue et où le gouvernement américain cherchait à reformuler sa politique de gestion des déchets nucléaires. / This thesis approaches valuation as an on-going, constructive and contested process. She addresses this theoretical issue through the study of a very complex object of valuation: nuclear waste in the context of the United States. As an ontologically ambivalent object, nuclear waste can be valued or devalued from many angles, which provides an intriguing and exciting test bed to unfold a sociology of valuation. The thesis examines a multitude of sites where the question of the formulation of nuclear values is being raised. These sites are, for example, the design and vicissitudes of the budgetary process conceived to finance the North American nuclear waste program, the trials set up in order to distribute the financial responsibility of a material expected to remain hazardous during the next million years, the efforts of a group of actors to attach the future of their community to the future of nuclear waste, or the uses of an economic convention to estimate the economic value of spent nuclear fuel. This thesis shows that processes of valuation are never limited to the object that is subjected to valuation and proposes the notion of revaluation, first, to articulate the intertwined relationship between the processes of evaluation and valuation, and second, to signify the particularity of the period during which the research has been undertaken, namely a moment when the revival of nuclear energy was publicly debated, and a moment when the U.S. government was seeking to reformulate its nuclear waste policy.

Parmi les radionucléides présents dans les stockages de déchets nucléaires de haute activité et à vie longue en couche géologique profonde, le 79Se a été mis en évidence comme pouvant poser un problème de sûreté. Le 79Se pourrait cependant être immobilisé par la sidérite (FeCO3) présente dans l'environnement proche du colis de déchets. Ce travail est une étude de la réaction chimique se produisant entre les oxyanions du sélénium (sélénite et sélénate) et la sidérite. Dans ce but, une double approche expérimentale (chimie des solutions, Spectroscopie d'Absorption des rayons X, XAS) et théorique (modélisation ab initio dans le cadre de la Théorie de la Fonctionnelle de la Densité, DFT) a été mise en œuvre. Des expériences en boîte à gants réductrice (5 % H2) de rétention des ions sélénite (SeIVO32-) et sélénate (SeVIO42-) (! 10-3 M) par des suspensions de sidérite (75 g/L) à pH neutre montrent que les ions sélénite sont quantitativement immobilisés par la sidérite en 48 h de réaction, contrairement aux ions sélénate qui ne sont que partiellement immobilisés après 10 jours de réaction. Dans le cas du sélénite, la XAS montre que le sélénium immobilisé est initialement présent sous forme de Se(IV) vraisemblablement adsorbé sur la surface de la sidérite. Après 10 jours de réaction, les ions sélénite sont quantitativement réduits sous forme de sélénium élémentaire trigonal relativement désorganisé. Les cinétiques de rétention et de réduction des ions sélénite par la sidérite sont donc distinctes. Sur la période de temps des expériences, les ions sélénate immobilisés par la sidérite ne semblent pas être réduits par la sidérite. Afin de mieux comprendre le mécanisme de réduction des ions sélénite, nous avons étudié les propriétés du solide et d'une surface parfaite de sidérite en DFT. Nous avons notamment proposé que, dans ce cadre théorique, une description correcte des électrons de valence de la sidérite ne peut être obtenue qu'à condition d'admettre que la symétrie de la densité électronique de l'état fondamental est incompatible avec la symétrie cristallographique expérimentale. Nous montrons par la suite que la modélisation de la rétention de molécules simples comme O2 et H2O sur la surface parfaite (10-14) de sidérite et de magnésite (MgCO3 ; plan de clivage parfait et d'énergie minimale d'après la DFT) est en bon accord avec les données de la littérature. Enfin, nous étudions la formation de complexes de surface du sélénite sur la magnésite avec et sans prise en compte de l'hydratation. L'ensemble de ces résultats confirme que le sélénium relâché sous forme de sélénite devrait être immobilisé de manière quantitative par la sidérite, et ne devrait pas contribuer au débit de dose à l'exutoire. Ce n'est pas le cas du sélénate, qui n'est que peu immobilisé et pas réduit par la sidérite.

Les questions de sûreté et d'incertitudes sont au centre des études de faisabilité pour un site de stockage souterrain de déchets nucléaires, en particulier l'évaluation des incertitudes sur les indicateurs de sûreté qui sont dues aux incertitudes sur les propriétés du sous-sol et des contaminants. L'approche globale par les méthodes probabilistes de type Monte Carlo fournit de bons résultats, mais elle demande un grand nombre de simulations. La méthode déterministe étudiée ici est complémentaire. Reposant sur la décomposition en valeurs singulières de la dérivée du modèle, elle ne donne qu'une information locale, mais elle est beaucoup moins coûteuse en temps de calcul. Le modèle d'écoulement suit la loi de Darcy et le transport des radionucléides autour du site de stockage est modélisé par une équation de diffusion-convection linéaire. Différentiation à la main et différentiation automatique sont comparées sur ces modèles en mode direct et en mode adjoint. Une étude comparée des deux approches probabiliste et déterministe pour l'analyse de la sensibilité des flux de contaminants aux exutoires par rapport aux variations des paramètres d'entrée est menée sur des données réalistes fournies par l'ANDRA. Des outils génériques d'analyse de sensibilité et de couplage de code sont développés en langage Caml. Ils permettent à l'utilisateur de ces plates-formes génériques de ne fournir que la partie spécifique de l'application dans le langage de son choix. Une étude sur les écoulements diphasiques eau/air partiellement saturés en hydrogéologie porte sur les limitations des approximations de Richards et de la formulation en pression globale issue du domaine pétrolier.

Le comportement à long terme des excavations souterraines est un enjeu social et économique majeur, en particulier dans le contexte du stockage en formation géologique profonde de déchets nucléaires à Haute Activité et Vie Longue (HAVL). Plusieurs galeries expérimentales ont été creusées dans le laboratoire de recherche souterrain de Meuse/Haute-Marne situé près de Bure en France, où des études sont menées pour comprendre le comportement global de la roche constitutive : l’argilite du Callovo-Oxfordien (COx).L’objectif de cette thèse est d’effectuer une modélisation avec Code_Aster d’ouvrages souterrains, et en particulier d’une des galeries du laboratoire de Meuse/Haute-Marne, en prenant en compte une approche non locale, l’effet du fluage et le couplage hydromécanique dans le cadre de la mécanique des milieux poreux, et de comparer les résultats numériques avec les données expérimentales disponibles.Le modèle élastoviscoplastique spécifiquement utilisé pour cette étude est le modèle L&K : il offre d’une part un couplage entre le comportement instantané et différé, et prend en compte d’autre part la dilatance, paramètre qui gouverne les déformations volumiques du matériau lors d’une sollicitation, et ses fortes variations, caractéristique essentielle des géomatériaux et en particulier du COx. La présence d’un fluide s’écoulant à travers le matériau va ajouter une composante hydraulique à la modélisation, dont le couplage avec la mécanique est assuré par les équations de Biot. Une autre nouveauté de ce travail concerne le couplage entre ce comportement rhéologique complexe et une approche non locale dans un cadre industriel. Parmi les méthodes de régularisation disponibles dans Code_Aster, la méthode second gradient de dilatation a été choisie parce que bien adaptée aux géomatériaux. Son but est de corriger la dépendance au maillage et les solutions numériques localisées.Une fois les outils numériques opérationnels et les paramètres du modèle L&K calés sur des essais effectués en laboratoire sur des échantillons, un bon accord général a été trouvé entre les résultats numériques et les mesures in situ, sans aucun recalage des paramètres. Les effets du temps observés expérimentalement sur l’évolution des déplacements et des pressions d’eau sont retrouvés au sein d’une même modélisation, validant ainsi la démarche prédictive suivie / The long term behaviour of underground excavations is a social and economic stake, in particular in the context of storage in deep geological formation of high activity and long life nuclear waste. Several experimental galleries have been dug in the underground research laboratory (URL) of Meuse/Haute-Marne located close to Bure in France, where studies are leaded in order to understand the global behaviour of the constitutive rock which is the Callovo-Oxfordian (COx) argillite.The purpose of this PhD Thesis is to establish a modelling with Code_Aster of underground excavations, and especially of a Meuse/Haute-Marne laboratory gallery, taking into account non local approach, creep effect and hydromechanical coupling in the framework of the mechanics of porous media, and then to compare numerical results with available experimental data.The specific elastoviscoplastic model used in this study is the L&K model: it offers a coupling between instantaneous and delayed behaviour, and it takes into account the dilation, parameter which governs the volume strains of the material during a solicitation, and its strong variation, a specificity of geomaterials and so of COx argillite. The fluid flowing through the material adds a hydraulic component to the modelling, which is coupled to mechanic component thanks to Biot’s equations.Another novelty of this work concerns the coupling between such complex rheological behaviour and a non local approach in an industrial way. Among methods of regularization available in Code_Aster, the second gradient of dilation is well fitted to geomaterials. Its aim is to correct mesh dependency and numerical localized solutions.After describing numeric tools and setting parameters of the L&K model on laboratory tests, a good general agreement was found between numeric results and in situ measures, without resetting parameters. Time effects experimentally measured on displacement and pore pressure evolution are observed in the same modelling, validating the followed predictive approach

Le dioxyde de carbone supercritique (SF-CO2) a été choisi afin d'étudier l'extraction en milieu supercritique d'ions métalliques tels que le césium et l'uranium. Un intérêt particulier a été porté au rôle de l'eau lors de ces extractions ainsi qu'à son interaction avec des agents chélateurs (AC). En première partie, les éthers couronne ont été choisis comme AC du césium et leur interaction avec l'eau a été étudiée dans le SF-CO2 en utilisant la spectroscopie InfraRouge à Transformée de Fourier (IR-TF). La configuration sandwich entre deux éthers couronne et une molécule d'eau a été observée dans le SF-CO2. Pour les configurations simple et pontée, l'équilibre a été défini et l'enthalpie de formation de la liaison hydrogène a été calculée. Ces résultats ont ensuite été comparés à ceux obtenus dans des mélanges de CHCl3 et de CCl4 en utilisant la spectroscopie à Résonance Magnétique Nucléaire (RMN). Pour conclure cette première partie, le rôle de l'eau a été étudié lors de l'extraction du picrate de césium par le DCH18C6 et les constantes d'équilibre ont été calculées. Dans une deuxième partie, l'extraction de l'uranium a été étudiée dans le SF-CO2. Des complexes de Phosphate de TriButyle (TBP), d'eau et d'acide nitrique ont été utilisés comme AC et oxydants. L'IR-TF a été utilisée pour étudier l'interaction entre le TBP et l'eau dans le SF-CO2. Ces résultats ont été comparés à ceux trouvés dans le CHCl3 en utilisant la RMN. Cette même spectroscopie a été utilisée pour comprendre les interactions entre l'acide nitrique, le TBP et l'eau, seuls puis dissous dans du CHCl3. La formation de microgouttelettes d'acide et d'eau dues à l'effet anti-solvant a été observée et quantifiée. Pour conclure ce travail de thèse j'ai réussi à optimiser l'extraction et la récupération d'uranium enrichi provenant de cendres d'incinération de déchets de fabrication de combustible nucléaire. Un complexe de TBP, d'eau et d'acide nitrique dissous dans du SF-CO2 a été utilisé à cette fin.