Irradiations effects on the structure of borosilicated glasses - Long term behaviour of nuclear waste glassy matrixes
Effets d'irradiations sur la structure de verres borosilicatés - Comportement à long terme des matrices vitreuses de stockage des déchets nucléaires
Résumé
This work deals with the long term behaviour of R7T7-type nuclear waste glasses and more particularly of non-active borosilicated glasses made up of 3 or 5 oxides. Radioactivity of active glasses is simulated by multienergies ions implantations which reproduce the same defects. The damages due to the alpha particles are simulated by helium ions implantations and those corresponding to the recoil nucleus are obtained with gold ions ones. Minor actinides, stemming from the used fuel, is simulated by trivalent rare-earths (Eu3+ and Nd3+)
In a first part, we have shown by macroscopic experiments (Vickers hardness - swelling) and optical spectroscopies (Raman - ATR-IR) that the structure of the glassy matrixes is modified under implantations until a dose of 2,3.1013 at.cm-2, which corresponds to a R7T7 storage time estimated at 300 years. Beyond this dose, no additional modifications have been observed.
The second part concerns the local environment of the rare-earth ions in glasses. Two different environments were found and identified as follows: one is a silicate rich one and the other is attributed to a borate rich one.
In a first part, we have shown by macroscopic experiments (Vickers hardness - swelling) and optical spectroscopies (Raman - ATR-IR) that the structure of the glassy matrixes is modified under implantations until a dose of 2,3.1013 at.cm-2, which corresponds to a R7T7 storage time estimated at 300 years. Beyond this dose, no additional modifications have been observed.
The second part concerns the local environment of the rare-earth ions in glasses. Two different environments were found and identified as follows: one is a silicate rich one and the other is attributed to a borate rich one.
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+).
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.
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.
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.
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.