Effets de la température et de l'irradiation sur le comportement du 14C et de son précurseur 14N dans le graphite nucléaire. Étude de la décontamination thermique du graphite en présence de vapeur d'eau

par Gwennaelle Silbermann

Thèse de doctorat en Physico-chimie des matériaux

Sous la direction de Nathalie Moncoffre et de Nelly Toulhoat.

Soutenue le 15-10-2013

à Lyon 1 , dans le cadre de École doctorale de Physique et Astrophysique de Lyon , en partenariat avec Institut de physique nucléaire (Villeurbanne, Rhône) (laboratoire) .

Le président du jury était Patrick Rairoux.

Le jury était composé de Nathalie Moncoffre, Nelly Toulhoat, Jean-Noël Rouzaud, Stephen Eastwood Donnelly, Gérard Laurent.

Les rapporteurs étaient Patrick Simon, Stéphane Lucas.


  • Résumé

    Le démantèlement des réacteurs Uranium Naturel Graphite Gaz génèrera en France environ 23 000 tonnes de déchets radioactifs graphités. La gestion appropriée de ces déchets nécessite de déterminer leur inventaire radiologique et de disposer de données fiables sur la localisation et la spéciation des radionucléides (RN). Le 14C a été identifié comme RN d'intérêt pour le stockage en raison de son inventaire initial important et du risque de présence d'une fraction organique mobile dans l'environnement, lors de la phase de stockage. A ce titre, l'objectif de cette thèse CIFRE, réalisée en partenariat avec EDF, est de mettre en œuvre des études expérimentales permettant de simuler et d'évaluer l'impact de la température, de l'irradiation et de la corrosion radiolytique du graphite sur le comportement migratoire en réacteur du 14C et de son précurseur azote. Les données ainsi acquises sont intégrées dans la deuxième partie de ce travail consacrée à l'étude d'un procédé de décontamination thermique du graphite en présence de vapeur d'eau. La démarche expérimentale consiste à simuler respectivement la présence de 14C et de 14N par implantation ionique de 13C et d'azote (14N ou 15N) dans un graphite de rondin SLA2 vierge. Cette étude montre que dans la gamme de températures du graphite en réacteur (100 - 500°C) et en absence de corrosion radiolytique, le 13C est stable thermiquement quel que soit l'état de structure du graphite. En revanche, les expériences d'irradiation du graphite chauffé à 500°C au contact d'un gaz représentatif du caloporteur radiolysé montrent le rôle synergique joué par les espèces oxydantes et l'endommagement du graphite favorisant la mobilité du 13C par gazéification des surfaces et/ou oxydation sélective du 13C plus faiblement lié. En ce qui concerne l'azote constitutif, il a tout d'abord été démontré que sa concentration en surface atteint plusieurs centaines de ppm (< 500 ppm at.) et décroît en profondeur jusqu'à environ 160 ppm at.. Contrairement au 13C implanté, l'azote implanté migre à 500°C lorsque le graphite est fortement déstructuré (environ 8 dpa) alors qu'il reste stable pour un taux de déstructuration moindre (0,14 dpa). Les expériences montrent également le rôle synergique des excitations électroniques et de la température qui accélèrent le transport de l'azote vers la surface du graphite. Cette migration de l'azote semble se faire sous forme moléculaire d'espèces C-N, C=N voire C N. Après huit heures d'irradiation ces espèces ne sont toutefois pas ou peu relâchées et restent bloquées à la surface. L'étude du procédé de décontamination thermique en présence de vapeur d'eau a nécessité la mise en place d'un dispositif de thermogravimétrie couplé à un générateur de vapeur d'eau ainsi que l'optimisation des paramètres de l'étude. Les influences de la température (700°C et 900°C) et de l'humidité relative (50 % HR et 90 % HR) ont été testées à un débit de gaz humide fixe de 50 mL/min. Dans ces conditions, l'oxydation sélective du carbone implanté a été confirmée

  • Titre traduit

    Temperature and irradiation effects on the behaviour of 14C and its precursor 14N in nuclear graphite. Study of a decontamination process using steam reforming


  • Résumé

    The dismantling of UNGG reactors in France will generate about 23 000 tons of radioactive graphite wastes. To manage these wastes, the radiological inventory and data on radionuclides (RN) location and speciation should be determined. 14C was identified as an important RN for disposal due to its high initial activity and the risk of release of a mobile organic fraction in environment, after water ingress into the disposal. Hence, the objective of this thesis, carried out in partnership with EDF, is to implement experimental studies to simulate and evaluate the impact of temperature, irradiation and graphite radiolytic corrosion on the in reactor behavior of 14C and its precursor, 14N. The obtained data are then used to study the thermal decontamination of graphite in presence of water vapor. The experimental approach aims at simulating the presence of 14C and 14N by the respective ion implantation of 13C and 14N or 15N in virgin graphite. This study shows that, in the temperature range reached during reactor operation, (100-500°C) and without radiolytic corrosion, 13C is thermally stable whatever the initial graphite structure. Moreover, irradiation experiments were performed on heated graphite (500°C) put in contact with a gas representative of the radiolysed coolant gas. They show the synergistic role played by the oxidative species and the graphite structure disorder on the enhancement of 13C mobility resulting in the gasification of the graphite surface and/or the selective oxidation of 13C more weakly bound than 12C. Concerning the pristine nitrogen, we showed first that the surface concentration reaches several hundred ppm (<500 ppm at) and decreases at deeper depths to about 160 ppm at.. Unlike implanted 13C, implanted nitrogen migrates at 500 ° C when the graphite is highly disordered (about 8 dpa) while remaining stable for a lower disorder rate (0.14 dpa). Experiments also show the synergistic role by electronic excitations and temperature that accelerate the transport of nitrogen to the surface of the graphite. Nitrogen seems to migrate in the form of molecular species (CN, C = N or C N). After eight hours of irradiation these species are, however, little or not released and blocked at the surface. The study of the thermal decontamination of graphite in presence of water vapor was performed with a thermogravimetric device coupled to a steam water generator device. The influence of temperature (700 ° C and 900 ° C) and of the relative humidity (50% RH and 90% RH) was tested with a wet gas fixed flow rate of 50 ml/min. Under these conditions, the selective oxidation of implanted carbon was confirmed

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