Résumé
En France, le verre de borosilicate dit R7T7 est utilisé pour confiner les déchets radioactifs de haute activité à vie longue restant après retraitement du combustible nucléaire usé. Les colis de verre contenant ces déchets sont destinés à un stockage en couche géologique profonde. Le contact avec l'eau souterraine est la principale source de relâchement des radionucléides contenus dans le verre, qui conduisent à son auto-irradiation et modifient sa cinétique d'altération. L'objectif des études de R&D est de prédire le comportement à long terme des verres nucléaires pour contribuer à la justification de la démonstration de la sureté du stockage. La stabilité physique et chimique du verre à l'échelle des temps géologiques doit donc être étudiée, ce qui nécessite d'évaluer 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.Parmi les déchets radioactifs contenus dans le verre, les produits de fission conduisent à des désintégrations bêta et à des transitions gamma, tandis que les actinides mineurs génèrent des désintégrations alpha. Plusieurs méthodes permettent d'étudier les effets des irradiations sur l'altération du verre. Des expériences d'altération sont généralement menées sur des échantillons pré-irradiés avec des ions ou des électrons pour simuler les dommages créés par les différentes désintégrations et transitions. Néanmoins, il est aussi important d'étudier les effets des irradiations sur la solution d'altération et l'impact éventuel de sa radiolyse sur les cinétiques d'altération. Pour cela, des expériences sont menées dans l'installation Gammatec (Stéris, Marcoule), couplant altération sous eau et débit de dose gamma. Des conteneurs unitaires en titane contenant du verre et de l'eau sont placés dans une enceinte thermorégulée à 90°C, à proximité d'une source 60Co qui génère un débit de dose gamma de 1200 Gy/h environ. A échéances régulières, des conteneurs sont prélevés et des analyses de solution et de solide permettent d'évaluer les effets du débit de dose gamma sur les cinétiques d'altération. Cette présentation portera sur la méthodologie d'étude et le système expérimental mis en œuvre, et sera complétée par une illustration de quelques résultats en cours d'acquisition obtenus sur un verre non radioactif simulant chimiquement le verre nucléaire mis en œuvre en France.