Offre de thèse CEA

 

A la recherche d’un adjuvant de vitrification pour les boues issues des opérations d’assainissement – démantèlement

 

Contexte

La vitrification des déchets de haute activité issus du retraitement des combustibles usés UOx est assurée avec succès à La Hague depuis la fin des années 80. La formulation de verre retenue est celle d’un verre borosilicaté homogène, appelé R7T7.

Les opérations d’assainissement et démantèlement des installations nucléaires en fin de vie, produisent ou produiront de nouveaux gisements de déchets très diversifiés, de plus faible activité pour la plupart (MAVL – moyenne activité vie longue), qui nécessiteront d’être traités. La nature de ces déchets est très variée et spécifique par rapport aux déchets habituellement vitrifiés, en termes de composition chimique et de forme physique notamment. En effet, ils peuvent se présenter sous différentes formes, dépôts solides, boues ou solution liquide, selon leur provenance et selon le mode de reprise ou de stockage de ces déchets lors des opérations de démantèlement.

Parmi eux, les boues de co-précipitation représentent une fraction non négligeable des déchets d’assainissement produits. La composition chimique de ces boues, leur homogénéité ou hétérogénéité en composition au sein d’un même fût, leur taux d’humidité peuvent être variables rendant la problématique de leur conditionnement un réel challenge.

Une voie possible de traitement de ces déchets est de les conditionner par vitrification. Ce procédé présente l’avantage de stabiliser le déchet dans une matrice minérale inerte, et de réduire le volume de déchet à stocker, grâce à la grande capacité d’incorporation du verre. En fonction de la composition de la boue notamment, une matrice vitreuse homogène, hétérogène contenant des cristallisations ou servant de liant vitreux pour l’enrobage de certains déchets peut être envisagée.

Les premiers retours d’expérience, réalisés sur procédé In-Can Melter, mettent en évidence le besoin de développer un adjuvant de vitrification de composition optimisée, sous forme non pulvérulente afin de permettre son alimentation [1-3].

Objectif

L’objectif visé est de mettre au point une formulation d’adjuvant la plus « omnivore » possible, adaptée aux différents types de boues de co-précipitation issues de l’assainissement – démantèlement, et aux procédés de vitrification et systèmes d’alimentation actuels.

Programme de recherche et méthodologie

Sur la base de l’analyse des différents gisements de déchets de l’A&D (composition, activité, nature chimique et physique des boues) – s’appuyant notamment sur les inventaires réalisés à l’échelle européenne dans le cadre des projets MIND et THERAMIN [4] – d’une part, et d’une revue bibliographique d’autre part, une première étape de l’étude consistera à classer les boues selon leur forme chimique, physique ou radiologique, et identifier les caractéristiques du matériau final atteignables en termes de microstructure (du simple enrobage à un verre homogène, en passant par diverses formes de matériaux composites) fonction du taux de charge en déchets.

Sur cette base, une étape de formulation d’adjuvants de vitrification sera initiée, visant à la mise au point d’un adjuvant le plus « omnivore » possible pour le plus grand nombre de types de boues considérées. Plus précisément, sur la base des domaines de composition de verres développés pour le conditionnement des déchets nucléaires et sur la base du retour d’expériences acquis au CEA et à l’international, l’idée sera de formuler un adjuvant permettant l’élaboration d’un verre de déchets présentant les propriétés physico-chimiques recherchées (teneur en déchets maximale, viscosité du verre permettant une convection thermique naturelle du bain de verre et donc des conditions d’élaboration satisfaisantes, pas de volatilité des radionucléides…). L’utilisation des bases de données actuellement disponibles, couplée à une analyse statistique et à des modèles de prédiction, permettra d’optimiser les propriétés du verre et d’orienter de façon plus pertinente la formulation de l’adjuvant.

Une étape d’élaboration et de mise en forme de l’adjuvant permettra ensuite de tester sa composition et de l’optimiser pour qu’il soit le plus « omnivore » possible, et ce, par différentes voies « hautes » et « basses » températures. En particulier, des voies d’élaboration de fritte de verre, granulats, gel issu d’une élaboration basse température par voie sol-gel, ou par simple mélange de poudres pourront être comparées. Au-delà de la faisabilité de l’adjuvant, l’étude de sa réactivité chimique avec le déchet (étude des interactions chimiques d’un point de vue mécanistique et cinétique) et la microstructure du matériau final permettront d’orienter les voies d’élaboration et de mise en forme des précurseurs les plus prometteuses. Les méthodes de caractérisation envisagées sont l’analyse thermique différentielle et thermogravimétrique, la diffraction des rayons X in-situ en température, le microscope électronique à balayage environnemental, l’analyse chimique…

Une validation sur un pilote In Can judicieusement choisi (échelle 1/10, 1/3 ou échelle 1) présentant un traitement des gaz permettra in fine de démontrer la faisabilité de l’adjuvant mis au point dans le cadre de cette thèse.

Collaborations envisagées

Sujet de thèse porté par le DE2D/SEVT/LDMC (laboratoire de formulation), en lien étroit avec le DE2D/SEVT/LDPV (laboratoire procédé).

En parallèle, pourront être envisagées les collaborations suivantes :

  • CEA Le Ripault, pour leur compétence sol-gel
  • CTTC Limoges, pour leur compétence mise en forme des poudres, pâtes céramiques
  • ENSIC Nancy, LRGP, pour leur compétence alimentation sur procédé.
  • ENSIACET Toulouse, pour leur compétence en procédés

Références

[1] Hollebecque J.-F., Ledoux A., Michel C., Castaño C., Hugon I., 2019. Applicability of In-Can vitrification technology to Fukushima Daiichi Nuclear Power station. D4: Bench scale and pilot scale tests. DEN/MAR/DE2D/SEVT/NT/2019.11, CEA, Bagnols sur Cèze, France.

[2] CEA, 2019. SHIVA and In-Can Melting technologies and demonstration test trials, projet européen THERAMIN, rapport D3.3.

[3] CEA, 2020. Applicability of In-Can vitrification technology to Fukushima Daiichi Nuclear Power station. D6a: FY 2019 – First pilot test, en cours de rédaction.

[4] Galson Sciences Ltd et al., 2018. Database of European radioactive wastes suitable for thermal treatment, projet européen THERAMIN, rapport D2.1.

 

Contact :

Eléonore Welcomme (CEA Marcoule) : Cette adresse e-mail est protégée contre les robots spammeurs. Vous devez activer le JavaScript pour la visualiser.