Résumé
En France, le verre de borosilicate dit R7T7 est utilisé pour confiner les déchets radioactifs de haute activité restant après retraitement du combustible nucléaire usé, dans la perspective du stockage des conteneurs en verre dans une couche géologique. L'objectif des études de R&D est de prédire leur comportement à long terme pour assurer la sécurité de la solution de stockage : la stabilité physique et chimique du verre à l'échelle des temps géologiques doit donc être démontrée, ce qui nécessite d'étudier la réponse du verre aux radiations émises par les déchets nucléaires ainsi que son comportement lorsqu'il est soumis à l'altération par l'eau.Ce travail porte sur le comportement à la lixiviation d'un verre borosilicaté chimiquement simplifié, choisi par la communauté internationale, appelé ISG (International Simple Glass). Des pastilles de verre vierge ont été soumises à plusieurs scénarios d'irradiations externes (électrons, ions Au, électrons suivis d'ions Au) afin de simuler les différentes sources d'irradiation d'un verre radioactif réel, induisant des interactions électroniques et/ou nucléaires. Les valeurs des doses d'irradiation ont été choisies pour induire des évolutions significatives de la structure et des propriétés du verre et elles correspondent également au niveau de dose attendu en conditions de stockage lorsque l'eau arrivera en contact avec le verre. Les effets des irradiations sur la structure et les propriétés du verre ont été étudiés respectivement par les spectroscopies Raman et RMN, la réflectivité des rayons X, la densité, la dureté par micro-indentation Vickers et les mesures d'angle de contact.Des pastilles de verre vierge et irradié ont ensuite été altérées pendant plusieurs mois dans de l'eau pure, à 90 °C et avec un rapport surface/volume élevé (SA/V = 200 cm-1), afin d'atteindre rapidement le régime de vitesse d'altération résiduelle attendu à long terme en conditions de stockage. L'épaisseur de la couche d'altération a été mesurée par ToF-SIMS pour calculer la vitesse d'altération du verre et des caractérisations MET avec porte échantillon cryogénique ont été réalisées pour décrire la nanostructure de la couche d'altération.Les résultats montrent que l'irradiation électronique n'induit que de faibles modifications de la structure et des propriétés du verre, y compris de son comportement d'altération. Cependant, l'irradiation par des ions Au induit des modifications de la structure et des propriétés du verre ISG, ainsi qu'une augmentation de la vitesse d'altération du verre. Les résultats obtenus pour le verre irradié séquentiellement (électrons suivis d'ions Au) sont proches de ceux obtenus sur le verre irradié avec des ions Au uniquement. Cela suggère que la lixiviation du verre à long terme est sensible aux changements structuraux induits par les dommages nucléaires, simulés ici par une irradiation externe avec des ions Au.