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.

Le compactage, l'emballage et l'entreposage des déchets faiblement radioactifs d'une centrale nucléaire sont des opérations susceptibles de produire des émissions de composés à risque radiologique ou chimique. L'objectif de ce projet de maîtrise était de caractériser les composés radioactifs que sont l'eau tritiée (HTO) et le dioxyde de carbone14 (14CO2), ainsi que les composés organiques volatils (COV), dans l'air autour de déchets soumis au compactage, fraîchement mis en ballot ou entreposés dans des fosses depuis quelques années. Le suivi des émissions d'un ballot de déchets a été réalisé grâce à un montage expérimental comprenant une enceinte, ainsi qu'un système d'échantillonnage et de séparation des composés. Une technique de concentration cryogénique a été utilisée pour échantillonner des traces de composés organiques volatils. Les résultats des analyses d'air, et ceux de modélisations de diffusion et de dispersion, indiquent que les émissions de composés à risque sont faibles durant les opérations de compactage et d'emballage, mais qu'elles se poursuivent durant plusieurs années, selon un taux de diminution prévisible.

Les études du risque du stockage de déchets radioactifs comprennent, comme toute étude du risque, un traitement de l'incertitude. L'outil de calcul du risque, appelé outil PRA (Probabilistic Risk Assessment), est formé d'un code de calcul d'écoulement des eaux souterraines et de transport de chaînes de radionucléides. Ce type d'outil est essentiel pour l'évaluation de performance de la barrière géologique. Le manque de connaissances au sujet de la variabilité (dans l'espace et le temps) des propriétés hydrogéologiques de cette barrière est la raison primaire de l'incertitude et des méthodes stochastiques ont été développées en hydrogéologie pour le traiter.<p>Dans cette thèse, l'analyse d'incertitude liée à la composition du milieu géologique est partagée entre l'écoulement et le transport de la manière suivante: a) une solution moyenne de l'écoulement est tout d'abord déterminée à l'aide d'un code basé sur la méthode des différences finies. Cette solution est ensuite soumise à une analyse de sensibilité. Cette analyse débouche sur la résolution d'un problème inverse afin d'améliorer l'estimation initiale des paramètres moyens d'écoulement; b) l'effet de la variation aléatoire de la vitesse d'écoulement est envisagé lors du transport des radionucléides. Le transport est résolu à l'aide d'une méthode Monte Carlo non analogue.<p><p>L'analyse de sensibilité du problème d'écoulement est réalisée à l'aide d'une méthode variationnelle. La méthode proposée a comme avantage celui de pouvoir quantifier l'incertitude de structure; c'est-à-dire l'incertitude liée à la géométrie du milieu géologique.<p>Une méthodologie Monte Carlo non analogue est utilisée pour le transport de chaînes de radionucléides en milieu stochastique. Les apports de cette méthodologie pour le calcul du risque reposent sur trois points:<p>1) L'utilisation d'une solution de transport simple (sous la forme d'une solution adjointe) dans les mécanismes de la simulation Monte Carlo. Cette solution de transport permet de résumer, entre deux positions successives du marcheur aléatoire, les processus chimicophysiques (advection, diffusion-dispersion, adsorption, désorption,) apparaissant à l'échelle microscopique. Elle rend possible des simulations efficaces de transport en accélérant les mécanismes de transition des marcheurs aléatoires dans le domaine géologique et dans le temps.<p>2) L'application de la méthode des arbres d'événements continus au transport de chaînes de radionucléides. Cette méthode permet d'envisager les transitions radioactives entre éléments d'une chaîne selon un même formalisme que celui qui prévaut pour les simulations de transport d'un radionucléide unique. Elle permet donc de passer du transport d'un radionucléide au transport d'une chaîne de radionucléides sans coûts supplémentaires en temps de calcul et avec un coût supplémentaire en mémoire limité.<p>3) L'application de techniques dites de "double randomization" au problème de transport de radionucléides dans un milieu géologique stochastique. Ces techniques permettent de combiner efficacement une simulation Monte Carlo de paramètres avec une simulation Monte Carlo de transport et ainsi d'inclure l'incertitude associée à la composition du milieu géologique explicitement dans le calcul du risque.<p><p>Il ressort de ce travail des perspectives prometteuses de développements ultérieurs de la méthodologie Monte Carlo non analogue pour le calcul du risque.<p><p> / Doctorat en sciences appliquées / info:eu-repo/semantics/nonPublished

Les opérations courantes de la centrale nucléaire Gentilly-2 nécessitent l'utilisation d'une grande quantité d'eau pour le refroidissement. En effet, les activités de la centrale nucléaire utilisent environ trente mètres cubes d'eau brute du fleuve par seconde. De plus, il faut considérer le caloporteur et le modérateur. Ces deux systèmes utilisent de l'eau lourde (D₂O). La conception de ces systèmes prévoit des systèmes de récupération en cas de fuites qui peuvent provenir par exemple des garnitures des pompes. Les deux systèmes ont aussi des systèmes de purification pour maintenir le caloporteur et le modérateur à des niveaux très bas d'impuretés et limiter ainsi la formation de produits d'activation. Ces systèmes de purification ont des filtres pour les particules solides et des résines cationiques et anioniques pour éliminer les impuretés solubles. Une fois saturées, ces résines sont dédeutérisées et envoyées dans des fosses d'entreposage avec une certaine quantité d'eau légère (pour faciliter la manipulation des résines). Le surplus est envoyé périodiquement dans les réservoirs de rejets radioactifs qui sont vidangés au fleuve et mélangés aux trente mètres cubes d'eau rejetée au canal de rejet de la centrale nucléaire. Cette étude s'intéresse au devenir des contaminants à partir de leurs rejets dans le fleuve Saint-Laurent et plus particulièrement aux trois radionucléides les plus rejetés à l'effluent liquide par la centrale nucléaire Gentilly 2 c'est-à-dire le carbone-14, le tritium et le cobalt-60. Des modèles informatiques ont été choisis pour étudier tout le phénomène de dispersion, de dilution, de sédimentation et de concentration dans les espèces de ces trois principaux contaminants rejetés dans le fleuve Saint-Laurent. Ces modèles permettent de traiter un grand nombre de contaminants différents. De plus, à partir des résultats obtenus, il a été possible de calculer les doses aux organismes qui se situent dans le panache de rejet de la centrale. Ces calculs de doses peuvent êtres ensuite extrapolés pour un grand nombre de rejets différents. En parallèle avec ce projet, plusieurs échantillons ont été recueillis dans la région sur une espèce implantée artificiellement dans la région, l'Eliptio Complanata, pour valider les valeurs obtenues à l'aide des modèles.

23000 tonnes de déchets graphites seront générés lors du démantèlement de la première filière de réacteurs en France (9 réacteurs Uranium Naturel Graphite Gas, UNGG). Ces déchets radioactifs sont classés dans la catégorie Faible Activité Vie Longue (FAVL). Dans le cadre de la loi, l’agence nationale pour la gestion des déchets radioactifs (Andra) étudie un concept de stockage à faible profondeur. Cette étude s’intéresse plus particulièrement au carbone 14, qui est un des principaux radionucléides à vie longue (5730 ans) dans les déchets graphite, mais aussi au tritium qui est l’un des principaux contributeurs de la radioactivité à court terme. Ces deux radionucléides ont la particularité d’exister sous différentes formes, aussi bien en phase gaz (14CO2, HT,…) qu’en phase liquide (14CO32-, HTO,…). Leur spéciation va influencer leur migration du stockage vers l’environnement. Des expériences de lixiviation en milieu alcalin (NaOH 0,1mol.L-1, simulant les conditions de stockage), ont été réalisées sur des échantillons de graphites irradiés provenant de deux réacteurs : SLA2 et G2, afin de quantifier leur relâchement et de définir leur spéciation. Les études montrent que le carbone se trouve aussi bien en phase gaz qu’en phase liquide. Dans la phase gaz, le relâchement est faible (< 0,1%), et correspond à des formes oxydables. Le carbone 14 est relâché majoritairement en phase liquide : 65% de la fraction d’inventaire relâchée est sous forme de carbone 14 inorganique, et 35% de carbone 14 organique. Deux formes de tritium ont été identifiées dans la phase gaz : HTO et HT/Tritium Organiquement Lié. Plus de 90% du tritium en phase gaz se trouve sous forme HT/TOL, mais ce relâchement est faible (<0,1%). Majoritairement le tritium est en phase liquide sous forme HTO. / 23000 tons of graphite wastes will be generated during dismantling of the first generation of French reactors (9 gas cooled reactors). These wastes are classified as Long Lived Low Level wastes (LLW-LL). As requested by the law, the French National Radioactive Waste Management Agency (Andra) is studying concepts of low-depth disposals.In this work we focus on carbon 14, the main long-lived radionuclide in graphite waste (5730y), but also on tritium, which is the main contributor to the radioactivity in the short term. Carbon 14 and tritium may be released from graphite waste in many forms in gaseous phase (14CO2, HT…) or in solution (14CO32-, HTO…). Their speciation will strongly affect their migration from the disposal site to the environment. Leaching experiments, in alkaline solution (0.1 M NaOH simulating repository conditions) have been performed on irradiated graphite, from Saint-Laurent A2 and G2 reactors, in order to quantify their release and characterize their speciation. The studies show that carbon 14 exists in both gaseous and aqueous phases. In the gaseous phase, release is weak (<0.1%) and corresponds to oxidizable species. Carbon 14 is mainly released into liquid phase, as both inorganic and organic species. 65% of released fraction is inorganic and 35% organic carbon. Two tritiated species have been identified in gaseous phase: HTO and HT/Organically Bond Tritium. More than 90% of tritium in that phase corresponds to HT/OBT. But release is weak (<0.1%). HTO is mainly in the liquid phase.

Une extension de la surface de masses atomiques dans la région A ≈ 100 est présentée par l’intermédiaire des mesures de masse des isotopes 100-102Sr et 100-102Rb. Les mesures ont été effectuées avec le spectromètre de masse ISOLTRAP constitué de différents pièges à ions. Les premières mesures directes des masses des 100-102Sr et du 100-102Rb sont rapportées ici. Ces mesures confirment la continuité de la région de déformation nucléaire avec l’augmentation du nombre de neutrons jusqu’à N = 65.De sorte à interpréter la déformation dans la chaine isotopique du strontium et à déterminer si une déformation peut apparaitre pour des isotopes de krypton plus lourds, une comparaison est faite entre les données expérimentales et des résultats de calculs théoriques disponibles dans la littérature. Pour compléter ces comparaisons, des calculs Hartree-Fock-Bogoliubov pour des isotopes pairs et impairs sont aussi présentés, illustrant la compétition entre formes nucléaires dans la région.Le développement d’une source d’ions à ionisation par électro nébuliseur est présenté. Cette source peut produire un large panel de masses isobariques destinées à la calibration. La première mise en service de la source est présentée, incluant les résultats des premiers balayages en masse détectés derrière le spectromètre de masse quadripolaire. Une résolution de quelques unités de masses atomiques a été atteinte. / An extension of the atomic mass surface in the region A ≈ 100 is performed via massmeasurements of the 100-102Sr and 100-102Rb isotopes with the ion-trap mass spectrometer ISOLTRAPat CERN-ISOLDE. The first direct mass measurements of 102Sr and 101;102Rb are reported here. Thesemeasurements confirm the continuation of the region of nuclear deformation with the increase of neutronnumber, at least as far as N = 65.In order to interpret the deformation in the strontium isotopic chain and to determine whether an onsetof deformation is present in heavier krypton isotopes, a comparison is made between experimentalvalues and theoretical calculations available in the literature. To complete this comparison, Hartree-Fock-Bogoliubov calculations for even and odd isotopes are also presented, illustrating the competitionof nuclear shapes in the region.The development of an electrospray ionization ion source is presented. This source can delivera large range of isobaric masses for calibration purposes. The early commissioning of the sourceis discussed, including the results from the first mass scans detected behind the quadrupole massspectrometer. A resolution of a few atomic mass units is reached.

Afin d'assurer le confinement de déchets radioactifs en milieu géologique profond, il est envisagé d'utiliser des matériaux argileux de site et des bentonites. Leur stabilité en présence de fer métal, constituant des conteneurs de déchets, est étudiée. Ces études démontrent que la réactivité de tels matériaux est principalement portée par les smectites dioctaédriques et les kaolinites qu'ils contiennent. En revanche, la présence de sulfures inhibe la réaction Fe(0)-argiles. La nature du produit de réaction dépend de la quantité de fer métal disponible. A pH basique, par contact physique avec les agents oxydants de la smectite (H+, OH- et Fe3+), le Fe(0) est corrodé. Cette réaction est favorisée par les hétérogénéités des surfaces latérales de la smectite, qui altérée définit un micro-domaine à l'intérieur duquel nucléent des serpentines-Fe si l'apport en fer est suffisant. De telles néoformations entrainent une diminution des propriétés de confinement de la barrière argileuse.

Cette thèse s'inscrit dans le cadre des études de "faisabilité" du stockage des déchets nucléaires en formations géologiques profondes. Elle s'intègre au programme de recherche conduit par l'agence française pour la gestion des déchets nucléaires (ANDRA) sur le site expérimental Meuse/Haute-Marne de type "argile", situé dans les formations sédimentaires Mésozoïques faiblement perméables de l'Est du bassin parisien. L'étude a pour objet la caractérisation de la migration des radionucléides naturels au sein de la formation argileuse Callovo-Oxfordienne cible et de ses encaissants carbonatés Oxfordien et Bathonien, afin d'estimer les propriétés de confinement à long terme de cette série sédimentaire. Elle repose sur l'analyse de haute précision des déséquilibres radioactifs au sein des familles naturelles de l'uranium et du thorium. L'intérêt de faire appel aux déséquilibres U-Th réside dans le fait qu'ils sont susceptibles, d'une part, de mettre en évidence et de caractériser les processus contrôlant la mise en solution et la migration in situ des radionucléides et, d'autre part, de fournir des indications temporelles sur les processus et perturbations physico-géochimiques auxquelles la formation géologique a été soumise sur des échelles de temps variables, selon les isotopes utilisés, mais pouvant atteindre jusqu'à deux millions d'années environ, via le déséquilibre 234U/238U. Les objectifs initiaux de l'étude étaient: i) de déterminer en particulier l'état d'équilibre -ou de déséquilibre- radioactif entre l'uranium-238 et son descendant l'uranium-234 (T1/2 (234U) = 245250 a) dans les formations profondes au sein desquelles le laboratoire expérimental de l'ANDRA est en cours d'implantation; ii) de caractériser, le cas échéant, les processus responsables des déséquilibres radioactifs observés; et iii) d'en préciser les implications chronologiques en ce qui a trait à la stabilité chimique de ces formations géologiques. Compte tenu de ces objectifs, la précision et la justesse analytique des mesures des déséquilibres radioactifs (234U/238U) sont apparues comme la clé de la réussite d'une telle entreprise. Une grande partie des travaux a donc été consacrée à la mise au point de l'analyse des déséquilibres radioactifs à l'aide d'un spectromètre de masse à multi-collection et source plasma (MC-ICP-MS). In fine, une reproductibilité analytique de l'ordre de 1‰ (2 s) pour la détermination du rapport 234U/238U sur échantillons géologiques a été obtenue. Haute précision et justesse analytique nous ont ainsi permis de démontrer un état d'équilibre radioactif 234U/238U dans les argilites Callovo-Oxfordiennes. Ce résultat indique l'immobilité de l'uranium dans la formation cible et, par suite, atteste d'un milieu chimiquement inactif et clos, du moins au cours de la période actuelle, pour ce qui concerne l'uranium et, par extension, les actinides naturels. Ce résultat est fondamental au regard de la problématique d'enfouissement des déchets radioactifs car il procure une confirmation in situ des capacités de confinement de la couche argileuse cible, dans les conditions physico-chimiques actuelles. A contrario, des déséquilibres (234U/238U) ont été systématiquement observés au niveau de zones soumises à des processus de pression-dissolution (stylolites) dans les formations carbonatées encaissantes de l'Oxfordien et du Bathonien. Ces déséquilibres témoignent d'une remobilisation discrète de l'uranium au cours des derniers deux millions d'années et donc de processus actifs de transport de matière au sein de ces formations. La répartition isotopique de l'uranium telle qu'elle a été révélée, par un sous-échantillonnage systématique au niveau des surfaces de pression-dissolution et par la réalisation d'analyses sériées perpendiculairement à un joint stylolitique, a permis de mettre en évidence une relocalisation de l'uranium depuis la surface stylolitique vers la matrice carbonatée de part et d'autre du stylolite. Bien que soumise à des transferts de matière, une zone stylolitisée fonctionnerait en toute vraisemblance en système fermé vis-à-vis de l'uranium. Ce résultat est surprenant tant ces formations profondes, fortement compactées et peu perméables, ne semblaient pas pouvoir être sujettes à des transferts de matière significatifs à l'échelle de temps des déséquilibres U-Th. Bien qu'il soit pour l'instant difficile de conclure de façon univoque à ce sujet, il est probable que ce phénomène traduit une stylolitisation encore active, ou tout du moins, une réactivation du phénomène au cours des deux derniers millions d'années.