Mise au point d’un mortier de piégeage à réseau poreux contrôlé

Development of a trapping mortar with controlled pore network

• Auteur / Autrice : Sandy Lanier
• Direction : Catherine A. Davy
• Type : Thèse de doctorat
• Discipline(s) : Génie civil
• Date : Soutenance le 15/12/2020
• Etablissement(s) : Centrale Lille Institut
• Ecole(s) doctorale(s) : École doctorale Sciences pour l'ingénieur (Lille)
• Partenaire(s) de recherche : Laboratoire : UCCS - Unité de Catalyse et Chimie du Solide - Unité de Catalyse et Chimie du Solide - UMR 8181 / UCCS
• Jury : Président / Présidente : Murielle Rivenet
• Jury : Examinateurs / Examinatrices : David Lambertin, Franck Agostini, Pierre Henocq, Victor Duffort, Cyrille Albert-Mercier
• Jury : Rapporteur / Rapporteuse : Christophe Lanos, Stéphanie Bonnet

Mots clés

Mots clés contrôlés

Génie nucléaire -- Mesures de sécurité

Teneur en tritium

Déchets radioactifs

Tritium

Ciment

Déchets radioactifs -- Élimination

Porosité

Mots clés libres

Porosité contrôlée

Piegeage

Tritium

Ciment

Déchets radioactifs

Radioactive waste

Cement

Tritium

Getter

Trapping

Résumé

Cette thèse s’inscrit dans le cadre du projet MACH3 financé par le Plan d’investissement d’Avenir (PIA) 2e phase. Il concerne la gestion de déchets radioactifs tritiés produits par l’installation de fusion ITER. L’acceptation de ces déchets sur un site de stockage exige un faible taux de dégazage du tritium (isotope radioactif du H2). Des matrices cimentaires de conditionnement des déchets nucléaires tritiés ont été développées, permettant de limiter le dégazage du tritium par piégeage irréversible de ses formes gazeuses. Ces matrices cimentaires composites (mortiers) sont faites à base de ciment Portland classique et d’un piégeur à hydrogène (de type Ag2O/MnO2). Elles répondent aux critères de sécurité d’un site de stockage de déchets radioactifs et au cahier des charges industriel. Après trois mois de maturation, leurs performances de piégeage, sans séchage préalable, sont comprises entre 75 et 95% (mesure suite à un essai d’irradiation gamma, générant du H2in situ)

This PhD is part of the MACH3project funded by the French Investment Plan (PIA) -2nd phase. It contributes to the management of tritiated radioactive waste produced by the ITER fusion facility. The acceptance of this waste on a storage site requires a low rate of degassing of Tritium (radioactive isotope of H2). This research has developed cement mortars for conditioning tritiated nuclear waste,making it possible to limit the degassing of tritium by irreversible trapping of its gaseous forms. Composite mortars were formulated, based on conventional Portland cement, and integrating a hydrogen getter (Ag2O/MnO2), meeting the safety criteria of a radioactive waste storage facility and complying with the industrial specifications. After three months of maturation, their trapping performance, without preliminary drying, is between 75 and 95% (measured following a gamma irradiation test, generating H2in situ).