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Effets d'irradiations sur la structure de verres borosilicatés - Comportement à long terme des matrices vitreuses de stockage des déchets nucléaires

Ce travail porte sur le comportement à long terme des verres de stockage de déchets nucléaires de type R7T7, et plus particulièrement sur des verres borosilicatés inactifs à 3 ou 5 oxydes. L'autoirradiation des verres actifs est reproduite par des implantations ioniques multiénergétiques qui simulent soit la particule alpha (implantation hélium) soit le noyau de recul (implantation or) créé à l'issue de l'arrêt de la particule alpha. La présence des actinides mineurs, issus du combustible usé des centrales nucléaires, est simulée par l'ajout de terres-rares trivalentes (Nd3+ et Eu3+).<br />Dans un premier temps, les mesures macroscopiques (dureté, gonflement) et à moyenne échelle (Raman, ATR-IR) ont montré que les matrices vitreuses, et en particulier la base borosilicate de sodium, subissent des modifications structurales qui se stabilisent à partir d'une dose 2,3.1013 at.cm-2 correspondant à une durée de stockage estimée à 300 ans dans le cas du verre R7T7.<br />Dans un deuxième temps, nous avons démontré expérimentalement et par simulation que les ions terres-rares sont regroupés dans deux grands types d'environnements à l'intérieur des verres : Le premier environnement clairement identifié comme silicaté, le second attribué à un site riche en bore.

Identiferoai:union.ndltd.org:CCSD/oai:tel.archives-ouvertes.fr:tel-00177241
Date12 September 2007
CreatorsDe Bonfils, Julien
PublisherUniversité Claude Bernard - Lyon I
Source SetsCCSD theses-EN-ligne, France
LanguageFrench
Detected LanguageFrench
TypePhD thesis

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