Le couplage entre l'endommagement et la perméabilité des roches suscite un intérêt grandissant pour des applications industrielles. C'est le cas par exemple du problème de la fissuration autour des galeries (EDZ) de stockage de déchets radioactifs qui peut augmenter considérablement la perméabilité et constituer, de ce fait, un risque sérieux pour l'étanchéité et la sûreté de ces ouvrages. Le même phénomène peut se produire dans le béton des enceintes des centrales nucléaires ainsi que dans les roches réservoirs pétrolifères. Des recherches à caractère expérimental sur ce sujet, particulèrement au laboratoire G.3S-LMS de l'Ecole Polytechnique, ont permis de déterminer les ordres de grandeur de l'effet de l'endommagement sur la perméabilité. Mais une modélisation numérique de ce phénomène permettant d'établir des lois rhéologiques restait à faire, et c'était l'objectif principal de ce travail.

Dans le cadre de la problématique de l'enfouissement des déchets nucléaires, la barrière géologique constitue la dernière zone de transfert des radio-éléments. Cette barrière pouvant être fracturée des recherches sont menées pour faire progresser la modélisation des transferts en milieu fracturé. La complexité du milieu, les contrastes existant entre les différentes zones et les incertitudes liées aux propriétés physiques rendent cette tâche complexe. De plus, après fermeture du site, les écoulements lents dans le milieu favorisent des phénomènes diffusifs dans la roche qui contribuent à augmenter le temps de transit des radio-éléments. Dans ce contexte, une approche Smeared Fractures a été développée pour un schéma en Eléments Finis Mixtes Hybrides et implémentée dans le code Cast3M. Cette approche permet une représentation explicite des fractures principales alors que la fracturation de plus petite échelle est homogénéisée. L'utilisation d'un maillage régulier permet, en outre, d'éviter un maillage explicite coûteux. La présence des fractures est prise en compte par un champ hétérogène de propriétés. Ces propriétés sont affectées de manière à respecter les critères de conservation des flux (hydraulique et massique) à l'échelle de la fracture. Pour l'écoulement, l'approche Smeared Fractures présente des performances comparables à celles obtenues avec des approches discrètes tandis que le caractère 3D de la géométrie des blocs matriciels est respecté lors de la résolution du transport. Le choix des discrétisation spatiale et temporelle doit respecter des critères qui ont été établis. Néanmoins, à l'intérieur de ces limites, et suivant la précision désirée, l'approche permet de réduire les temps de calcul. Les résultats de validation et de qualification de l'approche appliquée à des géométries 2D et 3D, synthétiques et réalistes, sont présentés pour différents jeux de paramètres physiques. Des applications de l'approche au site d'Äspö (Suède) clôturent ce travail.

Les roches métamorphiques ou les matériaux industriels voient leur composition minéralogique évoluer lorsqu'ils sont soumis à des déséquilibres thermomécaniques, c'est-à-dire à une évolution spatiale ou temporelle de la pression et de la température, ou des déséquilibres chimiques comme des variations des conditions redox, du pH... Par exemple, à basse température, les roches sous l'influence des processus métamorphiques ne se rééquilibrent que partiellement, sauvegardant ainsi des équilibres thermodynamiques de manière locale et augmentant leurs hétérogénéités chimiques spatiales. La compréhension de tels systèmes en évolution P-T et le déchiffrage des modalités de leur évolution minéralogique impliquent de reconnaître et de caractériser la taille de ces « paléo équilibres » locaux, et donc d'avoir une information chimique spatiale au moins en 2 dimensions. Afin d'obtenir cette information, des images microsondes de fluorescence X ont été utilisées. Pour accroître leur potentiel et les employer à des fins thermobarométriques, des scripts informatiques ont alors été développés sous Matlab. Ils permettent de quantifier ces images semi-quantitatives mais également de les coupler avec la technique thermodynamique des multi-équilibres afin de produire des cartes de P-T de formation des minéraux.<br />Comme le montrent les premières applications réalisées sur deux métapélites provenant de la ceinture schiste bleu de Sambagawa au Japon et de la zone éclogitique préservée de la chaîne Calédonienne au Spitzberg, les cartes chimiques quantitatives sont très riches d'enseignement sur l'histoire métamorphique d'une roche. De ces cartes chimiques ont été dérivées des cartes de P-T-temps-redox-déformation d'échantillons, permettant de caractériser les conditions P-T de formation des minéraux et donc le chemin P-T de l'échantillon, l'état d'oxydation du fer dans la phase chlorite, de souligner la relation entre déformation et cristallisation, de proposer une chronologie relative de cristallisation des minéraux et des déformations. La carte de la teneur en Fe3+ dans les chlorites calculée par la thermodynamique a également été validée grâce à une cartographie µ-XANES au seuil K du fer mesurée à l'ESRF (ID24) avec une méthode innovante.<br />La dernière application concerne une étude expérimentale de matériaux argileux, principaux constituants d'un modèle analogique d'un type de site de stockage de déchets nucléaires. Les images chimiques ont permis de caractériser en 2 dimensions l'évolution minéralogique des argiles vers des pôles riches en fer. Elles ont également été utilisées comme données de base pour la réalisation d'un modèle numérique 2D par éléments finis visant à estimer le coefficient de diffusion du fer dans les argiles à basse température, donnée importante pour modéliser la déstabilisation au cours du temps d'un site de stockage de déchets radioactifs.

Ce travail vise à comprendre et quantifier le comportement de U(VI) dans les argilites du Callovo-Oxfordien(COₓ), prévues pour accueillir les déchets nucléaires de haute activité en France. L’effet de la température sur ce comportement est particulièrement étudié. La première partie du travail s'est concentrée sur les propriétés thermodynamiques des complexes ternaires Ca-U(VI)-CO₃ qui contrôlent la spéciation de U(VI) en solution. Ces dernières ont été mesurées par une méthode de compétition en présence d’une résine sous pCO₂ et pH contrôlés. Les résultats indiquent que la température ne favorise pas la formation de CaUO₂(CO₃)₃²⁻ (log₁₀ βº₁₁₃ = 27,3 ± 0,3 ; ΔrHº = -27,4 ± 8 kJ/mol) et n'affecte pas la formation de Ca₂UO₂(CO₃)₃(aq)(log₁₀ βº₂₁₃ = 29,7 ± 0,3 ; ΔrHº = 0 ± 2 kJ/mol). Une approche « bottom-up » avec le modèle « 2SPNE SC /CE » publié dans la littérature a été suivie pour décrire les phénomènes de sorption, en considérant que la fraction argileuse du COₓ (Illite et I/S) gouverne la sorption de U(VI). Ce modèle a été appliqué avec succès pour reproduire une multitude de données expérimentales obtenues avec l'illite, la fraction argileuse du COₓ et les argilites du COₓ en fonction de paramètres clés (pH, pCO₂, [U(VI)], [Ca]) à 20 °C. Le phénomène de rétention dans les conditions in-situ est principalement régi par la sorption des complexes U(VI)-carbonate et une nouvelle constante d´équilibre de réaction de complexation de surface est proposée pour l'illite. Une augmentation de la température à 80 °C conduit à une augmentation de la rétention de U(VI) sur le COₓ. Cette augmentation est accompagnée d'un changement de pCO₂et de pH. Le modèle de rétention testé à 20 °C combiné avec les paramètres thermodynamiques décrivant le comportement de U(VI) en solution expliquent cette augmentation sans pour autant obtenir un accord satisfaisant avec l’expérience. Le modèle est amélioré en intégrant des valeurs de ΔrHº obtenues pour les réactions de complexation de surface à partir du système U(VI)/illite. / The aim of this study was to understand and quantify the behaviour of U(VI) on the Callovo-Oxfordian(COx) clay which is envisioned to host high-level radioactive waste in France. The temperature effect up to 80°C on this behaviour was particularly studied. The first part of the work focussed on the thermodynamic properties of the calcium uranyl carbonate aqueous complexes which govern U(VI) speciation in solution. They were measured indirectly by sorption-based methodologies under controlled pCO₂ and pH. The results indicate that the temperature does not favour the formation of CaUO₂(CO₃)₃²⁻ (log₁₀ βº₁₁₃ = 27,3 ± 0,3 ; ΔrHº = -27,4 ± 8 kJ/mol) and does not affect the formation of Ca₂UO₂(CO₃)₃(aq)(log₁₀ βº₂₁₃ = 29,7 ± 0,3 ; ΔrHº = 0 ± 2 kJ/mol). A bottom-up approach with the published “2SPNE SC/CE”model was used for describing the sorption processes, with the assumption that the clay fraction of the COx (Illite, andI/S) governs U(VI) sorption.The model was successfully applied to reproduce a wealth of experimental data obtained with illite, the COₓ clay fractionand the COₓ clay rock as a function of key parameters (pH, pCO2, [U(VI)], [Ca]) at 20 °C. The sorption on COₓ conditions is mainly governed by the sorption of U(VI)-CO3 complexes and a new sorption constant is proposed for illite. An increase in temperature to 80 °C leads to an in-crease of U(VI) retention on COx. This increase is ac-companiedby a change of both pCO₂ and pH. The sorption model developed at 20 °C, together with the thermodynamic parameters describing U(VI) speciation in solution, can explain this increase but without obtaining a good agreement with the experiment. The model is improved by considering ΔrHº values for sur-face complexation reactions obtained for the U(VI))/illite system.

Ce travail de thèse introduit une nouvelle méthode pour la caractérisation radiologique des déchets très faiblement radioactifs produits au sein de l’Organisation Européenne pour la Recherche Nucléaire (CERN). La méthode se base sur : 1. le calcul des radionucléides en présence, i.e. les radionucléides qui peuvent être produits lors de l’interaction des particules avec la matière et les structures environnantes les accélérateurs, 2. la mesure directe des émetteurs gamma et, 3. la quantification des émetteurs alpha et beta purs et de rayons X de faible énergie, appelés radionucléides difficile-a-mesurer (DTM), en utilisant les méthodes dites des «scaling factor» (SF), «correlation factor» (CF) et activité moyenne (MA). La première phase du processus de caractérisation est le calcul des radionucléides en présence à l’aide de codes de calcul analytiques ou Monte Carlo. Après le calcul de l’inventaire radiologique, les radionucléides émetteurs gamma sont mesurés par spectrométrie gamma dans chaque colis de la population. L’émetteur gamma dominant, appelé « key nuclide » (KN), est identifié. La méthode dite des «scaling factors» permet d’estimer l’activité des radionucléides DTM après évaluation de la corrélation entre l’activité des DTM et l’activité de l’émetteur gamma dominant obtenue à partir d’échantillons. Si une corrélation existe, l’activité des radionucléides DTM peut être évaluée grâce à des facteurs de corrélation expérimentaux appelés « scaling factors », sinon l’activité moyenne obtenue à partir d’échantillons prélevés dans la population est attribuée à chaque colis. Lorsque les activités des émetteurs alpha et beta purs et des émetteurs X de faible énergie ne peuvent pas être estimées par mesure la méthode des « correlation factors » s’applique. La méthode des « correlation factors » se base sur le calcul de corrélations théoriques entre l’émetteur gamma dominant et les radionucléides de très faible activité. Cette thèse décrit en détail la nouvelle technique de caractérisation radiologique, montre un cas d’application complet et présente les résultats de l’industrialisation de la méthode ayant permis la caractérisation radiologique de plus de 1000 m3 de déchets radioactifs au CERN entre 2015 et 2017. / This thesis introduces a new method to characterize metallic very-low-level radioactive waste produced at the European Organization for Nuclear Research (CERN). The method is based on: 1. the calculation of a preliminary radionuclide inventory, which is the list of the radionuclides that can be produced when particles interact with a surrounding medium, 2. the direct measurement of gamma emitters and, 3. the quantification of pure-alpha, pure-beta and low-energy X-ray emitters, called difficult-to-measure (DTM) radionuclides, using the so-called scaling factor (SF), correlation factor (CF) and mean activity (MA) techniques. The first stage of the characterization process is the calculation of the radionuclide inventory via either analytical or Monte Carlo codes. Once the preliminary radionuclide inventory is obtained, the gamma-emitting radionuclides are measured via gamma-ray spectrometry on each package of the waste population. The major gamma-emitter, called key nuclide (KN), is also identified. The scaling factor method estimates the activity of DTM radionuclides by checking for a consistent and repeated relationship between the key nuclide and the activity of the difficult to measure radionuclides from samples. If a correlation exists the activity of DTM radiodionuclides can be evaluated using the scaling factor otherwise the mean activity from the samples collected is applied to the entire waste population. Finally, the correlation factor is used when the activity of pure-alpha, pure-beta and low-energy X-ray emitters is so low that cannot be quantified using experimental values. In this case a theoretical correlation factor is obtained from the calculations to link the activity of the radionuclides we want to quantify and the activity of the key nuclide. The thesis describes in detail the characterization method, shows a complete case study and describes the industrial-scale application of the characterization method on over 1’000 m3 of radioactive waste, which was carried out at CERN between 2015 and 2017.

Les interactions entre le fer métal et l'argilite du Callovo-Oxfordien choisie comme roche hôte pour le stockage des déchets radioactifs, a été étudiée expérimentalement. Le rôle des paramètres clés des transformations (rapports fer/argile, et liquide/roche) ont été étudiés à 90°C, et afin d'accélérer la cinétique des réactions à 150°C et 300°C. Les interstratifiés illite-smectite et les illites sont dissous et remplacés par de nouvelles phases argileuses. Les analyses au MET ont permis de déterminer des Fe-serpentines (phases à 7 Å, groupe de la berthiérine) à 90°C, des phases gonflantes de type smectite tri-octaédrique à 150°C, et des chlorites et des interstratifiés chlorite/smectite à 300°C. Quelle que soit la température, la transformation des feuillets illitiques (I et I/S) n'est pas complète et il reste toujours des feuillets à garniture interfoliaire sodi-calcique, interprétés comme des smectites résiduelles ou néoformées. En comparaison avec le système fer-smectite (bentonite), les différences portent sur la cinétique de réaction, beaucoup plus rapide dans le cas de l'argilite, et l'instabilité du quartz qui comme l'illite contribue à libérer le silicium nécessaire à la formation des silicates de fer. Les transformations observées trouvent des analogies avec les altérations hydrothermales et métasomatoses Fe-Mg des systèmes naturels / The interactions between the iron metal and the argillite from the Callovo-Oxfordian formation chosen as host for the disposal of the radioactive wastes, was experimentally studied. The role of the key parameters of the transformations (iron / clay, and liquid / rock ratios) was studied at 90°C, and, to accelerate reaction kinetics, at 150°C and 300°C. Mixed layered illite-smectite and illites are dissolved and replaced by new clay phases. TEM analyses show that Fe-serpentines (7 Å phases, group of the berthierine) predominates in run products at 90°C, tri-octaedral Fe-rich smectites at 150°C, and chlorites and probably smectite chlorite mixed layered at 300°C. Whatever the temperature, the illite and I/S replacement is not complete and trun products are always accompanied by sodi-calcic residual and/ or newly formed smectites. In comparison with the iron-smectite (bentonite) system, the differences concern the reaction kinetics which are much faster in the case of the argillite, and the instability of the quartz which, as the illite, contributes to release the silicium necessary for the formation of iron silicates. The observed process find analogies with the hydrothermal changes described in natural hydrothermal alterations and Fe-Mg metasomatism

La sûreté du stockage des déchets radioactifs repose en grande partie sur la capacité de confinement du conteneur et de l’ouvrage qui lui sont dédiés. Dans le cas des déchets radioactifs de Faible et Moyenne Activité à Vie Courte (FMA-VC), cette propriété de confinement, assurée par des matrices solides à base de matériaux cimentaires, est mesurée sur la base d’un essai de diffusion naturelle, consistant à faire traverser un traceur, de type radioactif, dans un échantillon représentatif, duquel on retire, a posteriori, un coefficient de diffusion. L’évolution de ces matériaux et les améliorations apportées à la fabrication de nouvelles enveloppes de confinement induisent des durées d’essai pouvant atteindre plusieurs années.L’objectif premier de ce travail consiste en la détermination du coefficient de diffusion effectif d’une espèce de référence, qui sera dans notre cas l’eau tritiée, dans un intervalle de temps réduit. L’approche théorique repose sur la compréhension du phénomène de transport d’espèces ioniques en solution soumises à un champ électrique. Sur les bases d’un protocole expérimental clairement établi et de la définition du facteur de formation, caractéristique topologique intrinsèque du réseau poreux, il a été possible de déterminer le coefficient de diffusion effectif de l’eau tritiée d’une gamme de bétons et de mortier d’intérêt, et cela en seulement quelques heures.Dans un second temps, la comparaison de l’essai de migration sous champ électrique constant, développé dans ce travail, avec l’essai classique de diffusion naturelle à l’eau tritiée a mis en exergue deux points cruciaux. La non-prise en compte de la décroissance radioactive du tritium dans l’interprétation de l’essai de diffusion naturelle à l’eau tritiée amène une sous-estimation non-négligeable de la valeur du coefficient de diffusion. La conservation, lors de leur phase de maturation, des matériaux d’essais dans des conditions inadaptées, induit des mesures selon la technique de migration sous champ électrique constant disparates et non répétables.Dans un dernier temps, la validation complète de la technique électrocinétique, sujet initial de ce travail, repose sur la vérification des hypothèses théoriques énoncées au préalable. Le facteur de formation, et a fortiori le coefficient de diffusion effectif, est une grandeur indépendante de la force ionique de la solution porale du matériau considéré, cela pour une gamme de solution courante dans le domaine des matériaux cimentaires. Le facteur de formation s’avère aussi indépendant de l’amplitude du champ électrique appliqué, aussi pour une gamme et des durées d’essai adaptées aux conditions de mesures définies dans le protocole. Enfin, lorsque les valeurs de coefficients de diffusion effectifs obtenues en migration et diffusion naturelle à l’eau tritiée sont comparées sur plusieurs formulations maîtrisées de matériaux cimentaires / The safety and the reliability of a radioactive waste repository rely essentially on the confinement ability of the waste package and the storing structure. In the case of the low-level and intermediate level short-lived radioactive waste, the confinement property, relying on solid matrices made of cement-based materials, is assessed through a natural diffusion test, using a radioactive tracer, from which an effective diffusion coefficient is deduced. The evolution of the materials and more particularly the enhancement of the confinement properties of cement-based materials lead to test duration from a couple of months to a couple of years.The main objective of the present work involves the determination of the effective diffusion coefficient of reference chemical species, in our case the tritiated water, within a shorter time. The theoretical foundation is based on the description of ionic species mass transfer under the effects of an electrical field. With the definitions of a precise experimental protocol and of a formation factor, considered as an intrinsic topological feature of the porous network, it is possible to determine the effective diffusion coefficient of tritiated water for various types of concretes and mortars, and this within a few hours only.The comparison between the developed accelerated test, based on the application of a constant electrical field, and the normed natural diffusion test, using tritiated water, underlined two critical issues. First, omitting the impact of the radioactive decay of tritium during a natural diffusion test, leads to a non-negligible underestimation of the effective diffusion coefficient. Second, maintaining samples in high relative humidity conditions after casting is essential in order to avoid contrasted and unrelated results when performing the electrokinetic tests.Eventually, the validation of the electrokinetics technique, main objective of this work, rests on the assessment of the theoretical hypothesis previously formulated. The formation factor, as well as the effective diffusion coefficient, does not depend on the ionic strength of the material pore solution, this being validated for solutions of different composition encompassing the cement materials pore solution diversity. The formation factor also does not vary when the amplitude of the applied electrical field varies, provided both the test duration and the electrical field amplitude are kept within acceptable boundaries. Finally, the comparison between the values of the effective diffusion coefficient obtained with both the constant field migration test and the natural diffusion techniques, for perfectly conditioned and prepared materials, leads us to invalidate the assumption that the effects of the double electrical layer are negligible

En France, 23 000 tonnes de graphites irradiés générés par le démantèlement des réacteurs nucléaires de première génération Uranium Naturel-Graphite-Gaz (UNGG) sont en attente d'une solution de gestion à long terme. Cette thèse porte sur le comportement du tritium, l'un des principaux contributeurs à l'inventaire radiologique des graphites à l'arrêt des réacteurs. Afin d'anticiper des rejets de tritium lors du démantèlement ou de la gestion des déchets, il est indispensable d'obtenir des données sur sa migration, sa localisation et son inventaire. Notre étude repose sur la simulation du tritium par implantation de l'ordre de 3 % at. de deutérium jusqu'à environ 3 μm dans un graphite nucléaire vierge. Celui-ci a ensuite subi des recuits jusqu'à 300 h et 1300 ° C sous atmosphère inerte, gaz caloporteur UNGG et gaz humide, dans le but de reproduire des conditions proches de celles rencontrées en réacteur et lors des opérations de gestion des déchets. Les profils et la répartition spatiale du deutérium ont été analysés via la réaction nucléaire 2H(3He,p)4He. Les principaux résultats montrent un relâchement thermique du deutérium se produisant selon trois régimes contrôlés par le dépiégeage de sites superficiels ou interstitiels. L'extrapolation des données au cas du tritium tend à montrer que son relâchement thermique en réacteur pourrait avoir été inférieur à 30 % et localisé à proximité des surfaces libres du graphite. L'essentiel de l'inventaire en tritium à l'arrêt des réacteurs serait retenu en profondeur dans les graphites irradiés, dont la décontamination nécessiterait alors des températures supérieures à 1300 °C, et serait plus efficace sous gaz inerte que sous gaz humide / In France, 23 000 t of irradiated graphite that will be generated by the decommissioning of the first generation Uranium Naturel-Graphite-Gaz (UNGG) nuclear reactors are waiting for a long term management solution. This work focuses on the behavior of tritium, which is one of the main contributors to the radiological inventory of graphite waste after reactor shutdown. In order to anticipate tritium release during dismantling or waste management, it is mandatory to collect data on its migration, location and inventory. Our study is based on the simulation of tritium by implantation of approximately 3 at. % of deuterium up to around 3 μm in a virgin nuclear graphite. This material was then annealed up to 300 h and 1300 °C in inert atmosphere, UNGG coolant gas and humid gas, aiming to reproduce thermal conditions close to those encountered in reactor and during waste management operations. The deuterium profiles and spatial distribution were analyzed using the nuclear reaction 2H(3He,p)4He. The main results evidence a thermal release of implanted deuterium occurring essentially through three regimes controlled by the detrapping of atomic deuterium located in superficial or interstitial sites. The extrapolation of our data to tritium suggests that its purely thermal release during reactor operations may have been lower than 30 % and would be located close to the graphite free surfaces. Consequently, most of the tritium inventory after reactor shutdown could be trapped deeply within the irradiated graphite structure. Decontamination of graphite waste should then require temperatures higher than 1300°C, and would be more efficient in dry inert gas than in humid gas

Cette thèse s'est attachée à décrire le concept dynamique d'une activité microbiologique viable et durable en conditions de stockage géologique profond et à évaluer son impact sur les propriétés de confinement et les composants du stockage. Ainsi, dans cette étude, un modèle bactérien basé sur la ferriréduction a été choisi pour ses critères de viabilité dans le système et sa capacité à altérer les matériaux dans les conditions du stockage. Les principaux résultats de ce travail de thèse ont permis de démontrer la capacité du milieu à supporter l'activité bactérienne ferriréductrice et les conditions de son développement dans les environnements argileux profonds. Il a été clairement montré la biodisponibilité du Fe(III) structural des matériaux argileux et des oxydes de fer produits lors des processus de corrosion métallique. Dans ce système, la corrosion paraît être un facteur positif pour les activités bactériennes notamment en produisant une source énergétique, l'hydrogène. Les activités bactériennes ferriréductrices peuvent entraîner une reprise de la corrosion métallique via la consommation des oxydes de fer de la couche passivante. La conséquence directe pourrait être une diminution de la durée de vie des enveloppes métalliques de colisage. Dans le cas des matériaux argileux ferrifères, les conséquences d'une telle activité sont telles qu'elles peuvent avoir un impact sur l'ensemble de l'édifice poreux que ce soit en termes de réactivité chimique des matériaux ou de comportement physique de la barrière argileuse. Un des résultats les plus marquants est la cristallisation de nouvelles phases argileuses à des températures très basses, inférieures à 40°C, témoignant de l'influence considérable de l'activité microbienne anaérobie dans les transformations minéralogiques des minéraux argileux. De plus, il faut noter que ces expériences ont permis de visualiser pour la première fois un mécanisme de respiration bactérienne à distance via une extension de la disponibilité d'éléments essentiels, ici le Fe3+. En conclusion, ces résultats ont clairement démontré l'impact du facteur microbiologique sur la réactivité des matériaux argileux et métalliques tout en s'appuyant sur des paramètres de contrôle de l'activité bactérienne. La pertinence de la prise en compte de ces activités microbiologiques dans le cas des évaluations de sûreté d'un stockage est ainsi établie. / This thesis sought to describe the dynamic concept of a viable and sustainable microbiological activity under deep geological disposal conditions and to assess its impact on containment properties and storage components. Thus, in this study, a model based on the bacterial ferric reduction was chosen for its sustainability criteria in the system and its ability to alter the materials in storage conditions. The main results of this work demonstrated the capability of the environment to stand the iron-reducing bacterial activity and the conditions of its development in the deep clay environments. The bio-availability of structural Fe (III) in clay minerals and iron oxides produced during the process of metal corrosion was clearly demonstrated. In this system, the corrosion appears to be a positive factor on bacterial activities by producing an energy source, hydrogen. The iron-reducing bacterial activities can lead to a resumption of metallic corrosion through the consumption of iron oxides in the passive film. The direct consequence would be a reduction of the lifetime of metal containers. In the case of ferric clay minerals, the consequences of such an activity are such that they can have an impact on the overall porous structure both in terms of chemical reactivity of the materials or physical behavior of the clayey barrier. One of the most significant results is the crystallization of new clay phases at very low temperatures, below 40°C, highlighting the influence of the anaerobic microbial activity in the mineralogical transformations of clay minerals. Furthermore, these experiments also allowed to visualize, for the first time, a mechanism of bacterial respiration at distance, this increases the field of the availability of essential elements as Fe3+ for bacterial growth in extreme environment. In conclusion, these results clearly showed the impact of the microbiological factor on the reactivity of clay and metal minerals, while relying on control parameters on bacterial activity. The relevance of taking into account these microbiological activities in the case of safety assessments of a repository is then established.

Pour évaluer l'impact environnemental de rejets industriels, des bio-indicateurs sont fréquemment utilisés. Dans le cas des rejets radioactifs aqueux d'une centrale nucléaire, les moules pourraient être de bons bio-indicateurs en raison des grands volumes d'eau qu'elles filtrent. Dans le cadre de ce projet, l'espèce de moules Elliptio complanata a été choisie pour étudier les rejets radioactifs aqueux de la centrale nucléaire Gentilly-2. Puisque cette centrale est de type CANDU et qu'elle rejette principalement du tritium et du carbone-14 dans l'environnement, ce sont ces deux radionucléides qui ont fait l'objet du suivi dans les moules. Pour cette étude, des centaines de moules ont été placées dans le panache des rejets aqueux de la centrale. Deux systèmes ont été utilisés : des cages positionnées à faibles distances de la source du rejet et un aquarium installé au début du rejet. Les concentrations de tritium et de carbone-14 ont été mesurées dans les moules après leur exposition, grâce à différents traitements physiques et chimiques préalables aux dosages. Les résultats des analyses montrent que les moules ayant séjourné dans les eaux de rejet de la centrale sont peu affectées par le tritium et par le carbone-14.