Odile Majérus
Echantillons de verres contenant des teneurs croissantes en oxyde de néodyme Nd2O3 et leurs microstructures vues par microscopie optique et électronique.
La France a choisi de retraiter le combustible nucléaire usé afin d’extraire l’uranium et le plutonium potentiellement valorisables, et de concentrer et immobiliser les produits de fission et actinides mineurs, déchets hautement radioactifs, dans une matrice solide durable. La matrice de choix pour cette application est le verre silicaté, matériau relativement inerte chimiquement, résistant à l’irradiation, et qui de par son caractère amorphe peut fixer dans sa structure la grande diversité d’éléments présents dans ces déchets. Quelques éléments cependant ont une solubilité faible dans le verre et limitent le taux d’incorporation en déchets : en particulier le molybdène (oxyde MoO3) et les terres rares (dont l’oxyde Nd2O3). Partant d’une composition aluminoborosilicatée donnée, les étudiants ont établi et mis en œuvre un protocole pour étudier la stabilité thermique d’un verre contenant MoO3 et Nd2O3 et déterminer la limite d’incorporation en Nd2O3 dans les conditions proches du procédé industriel de vitrification.