Le Pôle Energie Nucléaire est composé de chercheurs et enseignants chercheurs physico-chimistes dont les recherches sont en lien avec les problématiques des matériaux nucléaires et leur comportement en conditions extrêmes et aux interfaces. En effet, quel que soit le type de réacteur nucléaire envisagé (fission, fusion) et tout au long du cycle du combustible nucléaire, depuis l’amont jusqu’à l’aval en passant par le fonctionnement en réacteur, les matériaux subissent de fortes modifications chimiques et structurales dues à des conditions extrêmes de température et d’irradiation. Il est crucial de comprendre les mécanismes fondamentaux qui régissent l’endommagement de ces matériaux et modifient ainsi leurs propriétés. Les enjeux associés à ces recherches sont majeurs notamment en terme de sûreté.
Les équipes Aval du Cycle Electronucléaire (ACE) et Matériaux sous IRRAdiation (MIRRA) développent leurs activités de recherche au sein de ce Pôle Energie nucléaire.

Le groupe ACE (Aval du Cycle Electronucléaire) est constitué de deux chercheurs CNRS et de deux enseignants-chercheurs qui étudient le vieillissement des matériaux utilisés dans les réacteurs nucléaires. Toutes les générations de réacteurs sont concernées, telle que la première génération des réacteurs nucléaires appelés UNGG où le graphite nucléaire était utilisé en grande quantité mais aussi des matériaux (combustible, acier de structure, …) utilisés dans le cœur des réacteurs actuels dits de deuxième et troisième génération (REP et EPR) ainsi que sur les liquides utilisés ou envisagés dans le procédé de retraitement des déchets nucléaires. Une partie de nos recherches porte également sur les matériaux envisagés (carbures) pour une quatrième génération de réacteurs dont la technologie sera en rupture des REP et EPR actuels.

Notre démarche consiste à soumettre ces matériaux à des rayonnements ionisants ainsi qu’à des traitements thermiques (jusqu’à 2000°C) puis à caractériser l’évolution de plusieurs propriétés physico-chimiques, mécaniques ou structurales de ces matériaux. Cette démarche permet d’exacerber les effets visibles en réacteurs à l’échelle du laboratoire dans des temps raisonnables. En parallèle à ces études concernant des problématiques industrielles concrètes, nous réalisons des études fondamentales afin d’affiner notre compréhension des lois fondamentales régissant le vieillissement des matériaux soumis à des conditions extrêmes de température et d’irradiation.

 

       

 

Image d'iode irradié à 60 et 200 MeV

Activités

Les activités du groupe ACE portent majoritairement sur le comportement, sous conditions extrêmes de température et d’irradiation, de matériaux céramiques (UO2, B4C) ou métalliques (aciers) utilisés dans les réacteurs nucléaires. Un autre volet concerne la chimie des lanthanides et actinides dans les liquides ioniques, notamment pour leur séparation sélective lors du retraitement des déchets nucléaires. Nos travaux sont principalement menés au sein du GdR SciNEE (Sciences Nucléaires pour l’Energie et l’Environnement) et du programme CNRS pluridisciplinaire NEEDS (Nucléaire, énergie, environnement, déchets, société). Ils font également l’objet de collaborations avec les principaux acteurs du nucléaire (EDF, IRSN).

I. Comportement, sous conditions extrêmes de température et d’irradiation, des céramiques nucléaires

Deux types de matériaux céramiques sont actuellement étudiés : UO2 et B4C. Le dioxyde d’uranium constitue en effet le combustible nucléaire des réacteurs à eau pressurisée (REP) alors que le carbure de bore est un matériau utilisé dans les barres de contrôle des réacteurs actuels et envisagé largement pour le modérateur des réacteurs de quatrième génération dont la technologie est basée sur l’utilisation des neutrons rapides.

Il s’agit de caractériser le comportement de produits de fission ou d’activation dans ces matériaux en conditions normales ou accidentelles de réacteur, donc sous l’effet de la température et de l’irradiation.

Étude de la migration thermique de produits de fission dans UO2 et UO2+x 

Les réacteurs nucléaires de type eau pressurisée (REP) sont alimentés par du combustible de type UO2 ou (U,Pu)O2 (appelé MOX) au sein duquel l’énergie est produite par fission. Lors du fonctionnement normal du réacteur, ce combustible est soumis à de hautes températures (jusqu’à 1000°C) et à l’irradiation induite notamment par la formation des produits de fission. La présence de ces derniers entraine aussi des modifications microstructurales en formant des bulles, précipités ou solutions solides dans le combustible.

Le relâchement des produits de fission dans l’environnement en cas de séquence accidentelle d’un réacteur est une préoccupation majeure. L’amélioration de la sureté des réacteurs demande de pouvoir évaluer les quantités, spéciations et cinétiques de relâchement de ces produits de fission (PF) afin de modéliser leur comportement en fonction de différents scenarii possibles. Dans ce but, il est nécessaire d’avoir une compréhension fine du comportement des PF en fonction des différents paramètres (température, irradiation, interactions avec d’autres produits de fission…).

Vue microscopique (MET) de bulles de césium dans une pastille d'oxyde d'uranium

Cliché MET de bulles de césium après le recuit d’une pastille d’UO2 à 1600°C

Nos études menées en collaboration avec ORANO (ex-AREVA), l’IRSN et le JRC Karlsruhe visent à évaluer les coefficients de diffusion des produits de fission Xe, Mo et Cs dans UO2 et identifier leurs mécanismes de migration sous l’effet de haute température (1000-1600°C), d’atmosphère oxydante et/ou d’irradiation aux ions. Les isotopes stables des produits de fission sont introduits dans des pastilles d’UO2 par implantation ionique. Les échantillons sont ensuite soumis à différents traitements thermiques (lien plateforme fours) ou d’irradiation (lien chambre d’irr.) (à température ambiante ou en température). Les profils de concentration des éléments sont obtenus par SIMS. En parallèle, diverses caractérisations (MET, EXAFS) sont entreprises afin de caractériser l’état chimique des éléments (bulles, précipités métalliques…) et l’évolution microstructurale de UO2 (spectroscopie Raman, DRX). Enfin, l’aspect « mécanismes de diffusion » est abordé majoritairement via l’utilisation de modélisations à l’échelle atomique que ce soit par des calculs ab initio (DFT) ou par l’utilisation de potentiels empiriques (Dynamique moléculaire).

Étude du vieillissement du carbure de bore (B4C) 

L’intégrité de la structure du carbure de bore va se dégrader rapidement sous l’effet du bombardement neutronique de par la réaction nucléaire majoritaire 10B(n,4He)7Li. L’hélium étant un gaz, il forme rapidement des bulles et participe largement au vieillissement prématuré de la céramique. Le comportement de cet élément et la dégradation globale du matériau ont été étudiés notamment par la thèse de V. Motte (2014-2017) et celle de G. Victor (2013-2016) qui résultent d’une collaboration entre le CEA et l’IP2I. Le comportement du lithium ainsi que du tritium créé par des réactions mineures sont des éléments actuellement très peu étudiés. Il est donc important de pouvoir quantifier leur caractère diffusif ne serait-ce que pour des questions de radioprotection et d’évaluer leur impact sur le comportement de l’hélium pour affiner la compréhension des mécanismes de dégradation du carbure de bore par l’hélium. Ces questions sont actuellement traitées dans la thèse de Mohand Bousseksou toujours autour d’une collaboration entre le CEA et l’IP2I.

Image - Vue 3D d'une ou plusieurs molécules de carbure de bore

Structure hexagonale du carbure de bore (B11Cp)CBC modélisée avec le logiciel VESTA

D’autre part, en collaboration avec l’IRCER de Limoges, le groupe ACE s’intéresse à la caractérisation de matériaux susceptibles de remplacer le carbure de bore tels que le borure d’hafnium (HfB2) ou une phase ternaire BCO, pour améliorer la résistance mécanique. Pour ce dernier volet, la partie expérimentale est largement supportée par un volet théorique combinant calculs ab initio pour calculer l’énergie de formation de toutes les structures BCO possibles et calculs thermodynamiques par la méthode Calphad.

II. Tribocorrosion d’alliages métalliques sous irradiation

Depuis 2014, l’équipe ACE, en collaboration avec l’équipe CorrIs du laboratoire MATEIS (INSA-Lyon) s’intéresse à la tribocorrosion sous irradiation de l’acier inoxydable 316L. L’objectif de cette recherche est de comprendre les synergies possibles entre la friction, la corrosion et l’irradiation sur l’évolution du film passif protecteur qui se forme en surface de l’acier et joue le rôle de barrière à la corrosion. L’originalité de cette étude est d’avoir conçu et développé un tribocorrosimètre original et adaptable sur plusieurs accélérateurs qui permet d’étudier in-situ l’évolution du film passif grâce à des mesures électrochimiques en ligne. Actuellement, les expériences d’irradiations avec des protons sont effectuées auprès du cyclotron du CEMHTI (CNRS, Orléans) une plateforme de la fédération de recherche EMIR. Cette étude fait actuellement l’objet de la thèse de P. Martinet.

 

Image - Accélérateur pour tribocorrosion sous irradiation

Dispositif expérimental développé pour l’étude de la tribocorrosion sous irradiation

III. Étude des liquides ioniques pour la séparation des actinides et lanthanides

Image - Écriture schématique de molécules chimiques

Molécule du liquide ionique [BMI][Tf2N] composé du cation 1-butyl-3-methylimidazolium et de l’anion bis(trifluoromethylsulfonyl)imide

Les liquides ioniques possèdent des propriétés remarquables permettant d’envisager leur utilisation pour des applications en radiochimie. Notre objectif est d’étudier le comportement chimique des lanthanides et actinides afin de proposer de nouvelles voies pour leur séparation sélective. La compréhension des mécanismes et de la cinétique de l’extraction par solvant nécessite d’étudier les réactions à l’interface liquide-liquide. Le projet ANR PROfILE « Sonder l’interface d’un liquide ionique avec l’eau pendant l’extraction » démarré en 2018 pour 48 mois vise à comprendre au niveau microscopique comment la nature et la structure des interfaces évoluent lors du transfert de l’ion de l’eau vers la phase liquide ionique, et de préciser les mécanismes sous-jacents. Pour cela, PROfILE combine des études de spectroscopie optique non-linéaire, d’extraction et de tension de surface, et des simulations de dynamique moléculaire. Le contenu précis des phases en équilibre sera analysé par spectroscopies (EXAFS, diffusion Hyper-Rayleigh, fluorescence, RMN, UV-vis), par analyse chimique, et par simulations.

Ce travail fondamental est conduit par quatre équipes complémentaires : ILM, CMC, IPHC et IP2I.

Savoir-faire

Nos compétences premières sont la mise en œuvre et le traitement de données issues de l’analyse par faisceaux d’ions (IBA et SIMS) ainsi que la mise en œuvre d’expériences d’irradiation auprès d’accélérateurs de particules. Nous avons également un savoir-faire dans des techniques de caractérisation spectroscopiques (Raman, EXAFS, UV-Vis) et, dans une moindre mesure, microscopiques (MEB, MET). Enfin, nous effectuons des modélisations à l’échelle atomique.

I. Traitement des échantillons

Notre équipe dispose d’une plateforme de fours haute-température permettant des traitements thermiques de matériaux dans une grande gamme de température (de 500 à 1600°C) et d’atmosphère (vide, gaz neutre, réducteur ou oxydant).

Nous avons également conçu une chambre d’expérience transportable permettant d’irradier en température (jusqu’à 1000°C) des échantillons sur des accélérateurs d’ions.

II. Mesure de concentration d’éléments lourds ou légers dans les matériaux

Différentes techniques sont utilisées pour effectuer le dosage en profondeur des éléments d’intérêt dans les matériaux étudiés: l’analyse par faisceaux d’ions (RBS, NRA, PIXE) et la spectrométrie SIMS.

III. Caractérisation de l’état physico-chimique ou structural du matériau

Afin de caractériser l’état chimique des éléments dans les échantillons solides ou liquides, nous mettons en œuvre plusieurs techniques spectroscopiques : spectroscopie d’absorption X, spectroscopie Raman et spectroscopie UV-visible. En collaboration avec différents laboratoires du campus universitaire ou nationaux voire internationaux, nous effectuons également de la microscopie électronique (MEB, MET) pour caractériser les états de surface de nos échantillons et étudier les défauts étendus de nos matériaux.

IV. Modélisation à l’échelle atomique des matériaux

En support du volet expérimental et grâce aux clusters de serveurs présents sur le campus universitaire (CRAL, IP2I, ENS Lyon), nous avons acquis des compétences pour des modélisations à l’échelle atomique que ce soit par des calculs ab initio (en utilisant la DFT) ou bien par l’utilisation de potentiels semi-empiriques permettant d’effectuer des calculs en température via la dynamique moléculaire. Les informations issues de ces calculs portent sur les énergies d’incorporation ou de défauts dans les structures étudiées permettant ainsi de prédire les meilleurs sites d’incorporation. Nous pouvant également accéder à des propriétés mécaniques (bulk modulus, constantes élastiques, paramètres de maille) en température et prédire pour certains éléments leurs coefficients de diffusion.

Image - Spectromètre UV-vis Cary 100 (Varian)

Spectromètre UV-vis Cary 100 (Varian)

Image - Spectromètre micro-Raman confocal

Spectromètre micro-Raman confocal Renishaw inVia Qontor ( = 405, 532, 633 nm)

Image - Porte-échantillon

Porte-échantillon

Image - Cellule d’irradiation en température

Cellule d’irradiation en température

Image - Montage de recuit sous atmosphère oxydante humide

Montage de recuit sous atmosphère oxydante humide (500-1000°C)

Image - Four Nabertherm

Four Nabertherm | 1000-1600°C, atmosphère contrôlée

Les thématiques de recherche du groupe MIRRA (Matériaux sous IRRAdiation), portent principalement sur l’étude des effets induits par l’irradiation au sein des matériaux et sur la caractérisation de ces derniers par faisceaux d’ions. Cette approche s’applique aux matériaux envisagés pour le nucléaire actuel (Réacteur à Eau Pressurisée) et pour les réacteurs du futur (fission et fusion) avec aussi une ouverture vers les matériaux pour les énergies nouvelles.

La thématique générale de nos recherches est le suivi et l’interprétation de l’évolution des surfaces de matériaux soumis à différents traitements. La complexité des phénomènes étudiés nécessite de coupler les techniques d’analyses physico-chimiques et structurales afin d’accéder d’une part, à l’identification élémentaire et à l’évolution de l’état chimique des constituants et d’autre part, aux modifications structurales des matériaux étudiés.


Mix énergétique

Nos travaux de recherche actuels s’inscrivent dans le développement de nouveaux matériaux pour les réacteurs nucléaires présents et futurs (fusion et génération IV) et dans les thématiques du cycle électronucléaire. Ces études sont développées au sein de la Fédération nationale de Recherche Fusion par Confinement Magnétique (FR FCM) et du Grand défi interdisciplinaire nommé NEEDS, Nucléaire : Energie, Environnement, Déchets, Société. Elles sont également menées au sein du GdR SciNEE « Sciences Nucléaire pour l’Energie et l’Environnement » et s’inscrivent dans le cadre du Labex iMUST. Le groupe MIRRA est l’un des portails du plateau technique de l’IP2I.

Le groupe MIRRA (Matériaux sous IRRAdiation) créé à l’IP2I en 2017 regroupe deux enseignants-chercheurs permanents, un doctorant et, un ou deux stagiaires. Il émane du groupe ACE.

Travaux de recherche

Nos travaux portent sur les matériaux du nucléaire sous irradiation et/ou à haute température pour des applications dans le cycle électronucléaire (exemple : accident tolerant fuel « ATF ») ou pour les réacteurs nucléaires du futur (fission « GenIV » et fusion « DEMO »). Depuis plusieurs années, les membres du groupe MIRRA focalisent leurs recherches sur l’étude de la céramique SiC (carbure de silicium). L’objectif plus spécifique de nos études est d’établir des liens entre la microstructure des matériaux étudiés et leurs propriétés sous irradiation. L’un des points auxquels nous nous intéressons concerne l’impact d’une nano-structuration sur la résistance à l’irradiation des céramiques nucléaires. Notre objectif est de maîtriser toute la chaine allant de la synthèse du matériau jusqu’à sa caractérisation après irradiation et/ou traitements thermiques, afin d’optimiser les propriétés dudit matériau. À noter que le groupe prospecte et reste ouvert à d’autres études en lien avec le comportement sous irradiation des matériaux pour les applications suivantes : énergie, environnement, aérospatial, détection etc. L’activité du groupe est fortement adossée aux accélérateurs de particules de l’IP2I. Ces outils servent à produire des défauts (irradiation externe), à introduire une espèce (marqueur de surface ou simulant une espèce produite dans l’application visée) et à analyser de façon élémentaire les matériaux. D’autres techniques viennent compléter cette approche comme par exemple la microcopie électronique.

Pour apporter des compétences spécifiques nécessaires à ses études, le groupe MIRRA fait appel à d’autres équipes. Elle collabore avec le laboratoire LMI Lyon (synthèse de céramiques en couches minces par CVD), le laboratoire MATEIS Lyon (synthèse de céramiques par frittage, caractérisation DRX et mécanique), le laboratoire GRESPI Reims (mesures thermiques), l’IRFM CEA Cadarache (expertise dans le domaine de la fusion nucléaire), la Plateforme CTµ Lyon (microscopie électronique), la Plateforme LMA de l’IP2I (mesures de rugosité par profilométrie optique et réalisation de couches minces amorphes).

L’attractivité de l’équipe est renforcée par sa très forte implication dans les formations lyonnaises du nucléaire, la Licence Professionnelle en alternance RD2 « Radioprotection, Démantèlement et Déchets nucléaires : chargé de projets » et le Master SYVIC « SYnthèse, VIeillissement et Caractérisation des matériaux pour le nucléaire et les énergies nouvelles » (M2). Ces deux formations, connues et reconnues au niveau national ont été créées par N. Millard-Pinard qui en est la responsable. Leur évolution devant suivre celle de la filière nucléaire, les échanges avec les professionnels du domaine sont nombreux. D’autre part, de nombreuses thématiques étudiées au sein du Master sont en lien avec les activités de recherche du groupe MIRRA. Celui-ci profite ainsi d’un vivier d’étudiants et potentiels doctorants. L’appartenance de Nathalie Millard-Pinard au Conseil d’Administration et au Conseil Scientifique du pôle de compétitivité de l’industrie nucléaire NUCLEAR VALLEY permet également d’accroître la visibilité de l’équipe et le rayonnement du laboratoire auprès du tissus socio-économique (environ 240 membres dans le pôle).

Activités

Nos travaux de recherche reposent sur l’étude du comportement des céramiques utilisées dans les domaines de la fusion et de la fission nucléaires. Il se décline sous 2 axes, les céramiques réfractaires pour la fusion et les céramiques réfractaires pour la fission. Ces activités de recherche sont menées dans un contexte d’amélioration de la sureté des réacteurs nucléaires. Le 3ème axe mentionné, corrosion sous radiolyse s’assoit sur des compétences développées il y a quelques années et jouit d’une expertise originale.

Céramiques réfractaires pour la fusion

Problématique générale : le réacteur à fusion ITER est en cours de construction à Cadarache et devrait produire ses 1ers plasmas vers 2035. Ces plasmas seront intermittents (durée très courte) ce qui limitera les contraintes sur les matériaux, notamment ceux faisant face au plasma. Le choix de ces derniers matériaux est aujourd’hui établi. Pour ITER, il s’agira de tungstène.  Cette faisabilité donnera ensuite lieu au lancement d’un réacteur démonstrateur (projet DEMO) qui aura pour but de démontrer la faisabilité de plasmas entretenus sur des temps plus longs pour la production d’électricité. La problématique « matériaux » est un véritable enjeu pour le projet DEMO. En effet, le W ne répond pas au cahier des charges en termes de résistance à la diffusion du tritium (inventaire tritium). Parmi les solutions envisagées se trouve l’adjonction d’une couche mince de céramique tel que le SiC qui résisterait aux hautes températures, à l’irradiation tout en limitant la perméation du tritium (barrière de diffusion). SiC est également envisagé au niveau des couches tritigènes disposées derrière la 1ère paroi, et dans laquelle circule un métal liquide PbLi qui permet de régénérer le réacteur en tritium (réaction neutronique sur le lithium donnant du tritium). Il est envisagé de revêtir le métal (EUROFER) constitutif de tubes dans lesquels circule le métal PbLi d’une couche mince de SiC qui permettrait de résister à l’irradiation, tout en limitant la diffusion du tritium et la corrosion par le métal liquide.

L’approche de l’équipe MIRRA repose sur l’utilisation des accélérateurs de particules du laboratoire. L’implanteur d’isotopes permet d’introduire du deutérium (simulant non radioactif du tritium) dans une couche mince de SiC déposée sur du tungstène et également du SiC déposé sur de l’EUROFER Iter-relevant (fournis par le CEA Cadarache). Le comportement diffusif du deutérium mais aussi la réponse du matériau lors de cette implantation sont étudiés par plusieurs techniques de caractérisation dont les techniques d’analyse par faisceau d’ions (Ion beam analysis : RBS, NRA).

Points forts/originalités : Ce travail fait l’objet d’une collaboration avec le LMI (CNRS/UCBL) qui est spécialiste de l’élaboration de couches minces par CVD, notamment pour des applications électroniques. Le cahier des charges de l’électronique de puissance étant drastique, l’étude « SiC for fusion » profite à plein de cette expertise en synthèse de matériaux initialement développés pour l’électronique. Les couches minces obtenues sont ainsi d’une pureté et d’une stœchiométrie quasi-parfaites ce qui n’est pas le cas des céramiques élaborées par d’autres techniques ou de façon moins maîtrisée. L’un des aspects originaux est aussi l’obtention de plusieurs microstructures dont une nanostructure particulièrement prometteuse (nanograins < 15 nm) dont les propriétés sous irradiation sont encore mal connues. La présence sur un même site de ces compétences pointues en synthèse et caractérisation par faisceaux d’ions est un atout.

Céramiques réfractaires pour la fission

Problématique ATF : il existe des points communs entre le cahier des charges issu de la fusion et celui de la fission en termes de résistance requise à l’irradiation des matériaux utilisés en réacteur. Pour les réacteurs à eau pressurisée (réacteurs REP actuels), l’effort de recherche s’est intensifié depuis l’accident de Fukushima pour concevoir des assemblages combustibles plus sûrs (Accident Tolerant Fuel « ATF »). Une des options envisagées consiste à revêtir les gaines en alliage de zirconium d’une couche métallique (Chrome par exemple) ou d’une couche de céramique (SiC par exemple) afin d’augmenter la résistance à l’irradiation et à l’oxydation en condition accidentelle. L’idée est ainsi d’obtenir un délai de grâce en cas d’accident.

Nano-cristaline | As fine as possible << 100 nm, i.e. grain size ~ 10-15 nm, , slight texturization (TEM-HR and Debye-Scherrer method)

Problématique Réacteurs du futur GenIV : Les réacteurs de génération IV mettront en œuvre des neutrons rapides et des températures de fonctionnement bien supérieures aux réacteurs actuels (REP-GenII). Ces conditions de fonctionnement impliquent des contraintes élevées sur les matériaux envisagés. De nouveaux matériaux, à l’étude, pourraient entrer dans la composition de l’assemblage combustible, sous forme de gaine ou de couche mince. C’est le cas des céramiques réfractaires telles que SiC. L’optimisation des propriétés de ces matériaux via une nano structuration par exemple (nanograins, nanofibres) nécessite le développement de telles études.

La démarche expérimentale décrite pour la fusion est en grande partie transposable à l’étude de la fission. L’utilisation d’autres espèces irradiantes permet de se placer dans des conditions spécifiques à la fission. L’implantation d’hélium (issu de la désintégration a) et de xénon (produit de fission abondant) permet de simuler la présence de ces espèces dans la céramique SiC, synthétisée également sous forme de couche mince (CVD, collaboration laboratoire LMI, UCBL/CNRS, voir plus haut). L’objectif de ce travail est double : atteindre des taux de déplacements par atome (dpa) élevés (endommagement important du matériau) tout en introduisant dans le matériau des espèces produites en réacteur (suivi de la migration de ses espèces).

Corrosion sous radiolyse


Stockage en surface des déchets de Très Faible Activité (Morvilliers, Aube)[/caption]

Problématique Stockage et entreposage des déchets nucléaires : en France, l’option retenue pour la gestion des déchets nucléaires à vie longue est le stockage géologique profond (projet CIGEO). Les déchets sont conditionnés dans une matrice vitreuse coulée dans des containers en aciers. Actuellement, ces fûts sont entreposés à La Hague en attente d’une décision relative à la loi de juin 2006. À l’ouverture du site, ces colis de déchets seront disposés dans des galeries à 400 mètres de profondeur. Après plusieurs dizaines, voire centaines d’années, l’eau de la roche pourrait venir éroder les containers, tout en subissant le processus de radiolyse.  Des effets de radiolyse accélérant la corrosion des colis de déchets sont à prévoir et à modéliser.

ACE

PERMANENTS:
NON-PERMANENTS:

- DOCTORANTS / DOCTORAL STUDENTS:
- CHERCHEURS NON-PERMANENTS / NON-PERMANENT RESEARCHERS:

 

MIRRA

PERMANENTS:

 

 

Dernières publications de l’équipe ACE

Publications HAL


2021

Journal articles

C. Panetier, Y. Pipon, C. Gaillard, N. Moncoffre, T. Wiss, et al.. Thermal behaviour of caesium implanted in UO_2 : A comparative study with the xenon behaviour. J.Nucl.Mater., 2021, 543, pp.152520. ⟨10.1016/j.jnucmat.2020.152520⟩. ⟨hal-02955726⟩

https://hal.archives-ouvertes.fr/hal-02955726/file/Panetier-C_et-al_JNM_%28corrected-proof%29_%282020%29%20%281%29.pdf

2020

Journal articles

Marion Bricout, Claire Onofri-Marroncle, Aurélien Debelle, Yves Pipon, Renaud Belin, et al.. Radiation damage in uranium dioxide: coupled effect between electronic and nuclear energy losses. Journal of Nuclear Materials, Elsevier, 2020, 531, pp.151967. ⟨10.1016/j.jnucmat.2019.151967⟩. ⟨cea-02459763⟩

Bernard Normand, Nicolas Bererd, Philippe Martinet, Sabrina Marcelin, Moustapha Moine, et al.. Electrochemical behaviour of austenitic stainless steel under tribological stresses and irradiation. Corrosion Science, 2020, 176, pp.108945. ⟨10.1016/j.corsci.2020.108945⟩. ⟨hal-02955780⟩

C. Panetier, L. Sarrasin, C. Gaillard, Y. Pipon, T. Wiss, et al.. Effect of molybdenum on the behaviour of caesium in uranium dioxide at high temperature. J.Nucl.Mater., 2020, pp.152602. ⟨10.1016/j.jnucmat.2020.152602⟩. ⟨hal-03086807⟩

Habilitation à diriger des recherches

Yves Pipon. Migration d’éléments volatils ou semi-volatils dans les céramiques nucléaires. Science des matériaux [cond-mat.mtrl-sci]. Université de Lyon, 2020. ⟨tel-03106696⟩

https://tel.archives-ouvertes.fr/tel-03106696/file/HDR_Pipon_v1.2.pdf

2019

Journal articles

Vianney Motte, Dominique Gosset, Thierry Sauvage, Hélène Lecoq, Nicolas Pradeilles, et al.. Corrigendum to “Helium apparent diffusion coefficient and trapping mechanisms in implanted B4C boron carbide” [J. Nucl. Mater. 517 (2019) 165–174]. Journal of Nuclear Materials, Elsevier, 2019, 521, pp.245. ⟨10.1016/j.jnucmat.2019.05.011⟩. ⟨hal-02489067⟩

Guillaume Victor, Yves Pipon, Nathalie Moncoffre, Nicolas Bererd, Claude Esnouf, et al.. In situ TEM observations of ion irradiation damage in boron carbide. Journal of the European Ceramic Society, Elsevier, 2019, 39, pp.726-734. ⟨10.1016/j.jeurceramsoc.2018.11.011⟩. ⟨hal-01976926⟩

L. Sarrasin, C. Gaillard, C. Panetier, Y. Pipon, N. Moncoffre, et al.. Effect of the Oxygen Potential on the Mo Migration and Speciation in UO_2 and UO_{2+x}. Inorg.Chem., 2019, 58 (8), pp.4761-4773. ⟨10.1021/acs.inorgchem.8b03076⟩. ⟨hal-02116819⟩

Vianney Motte, Dominique Gosset, Thierry Sauvage, Hélène Lecoq, Nathalie Moncoffre. Helium apparent diffusion coefficient and trapping mechanisms in implanted B_4C boron carbide. J.Nucl.Mater., 2019, 517, pp.165-174. ⟨10.1016/j.jnucmat.2019.02.012⟩. ⟨hal-02051692⟩

Vianney Motte, Dominique Gosset, Gaëlle Gutierrez, Sylvie Doriot, Nathalie Moncoffre. Helium cluster nucleation and growth in implanted B_4C boron carbide. J.Nucl.Mater., 2019, 514, pp.334-347. ⟨10.1016/j.jnucmat.2018.12.012⟩. ⟨hal-01998947⟩

Conference papers

Philippe Martinet, N. Bérerd, N Moncoffre, B. Normand, S. Marcelin, et al.. Tribocorosion under irradiation of a 316L stainless steel. EMIRUM workshop, Mar 2019, Caen, France. ⟨in2p3-02097476⟩

N Moncoffre. The Future of EMIR. EMIRUM workshop, Mar 2019, Caen, France. ⟨in2p3-02097475⟩

N Moncoffre, Y Pipon, Guillaume Victor. Structural modifications of boron carbide irradiated by heavy ions. French-Indian Radium workshop, Feb 2019, New Delhi, India. ⟨in2p3-02097474⟩

Theses

Clémentine Panetier. Étude des mécanismes de migration du césium dans le dioxyde d'uranium stoechiométrique et sur-stoechiométrique : influence du molybdène. Matériaux. Université de Lyon, 2019. Français. ⟨NNT : 2019LYSE1248⟩. ⟨tel-02454477⟩

https://tel.archives-ouvertes.fr/tel-02454477/file/TH2019PANETIERCLEMENTINE.pdf

Dernières publications de l’équipe MIRRA

Publications HAL


2020

Journal articles

S. Gavarini, J. Baillet, N. Millard-Pinard, V. Garnier, C. Peaucelle, et al.. Effects of helium irradiation on fine grained β-SiC synthesized by spark plasma sintering. Journal of the European Ceramic Society, Elsevier, 2020, 40, pp.1-11. ⟨10.1016/j.jeurceramsoc.2019.09.018⟩. ⟨cea-02293252⟩

2019

Conference papers

Xian Huang, Taguhi Yeghoyan, Stéphane Gavarini, Véronique Soulière, Nathalie Millard-Pinard, et al.. Mono-Versus Poly-Crystalline SiC for Nuclear Applications. International Conference on Silicon Carbide and Related Materials, Sep 2019, Kyoto, Japan. pp.139-144, ⟨10.4028/www.scientific.net/MSF.1004.139⟩. ⟨hal-02990900⟩

https://hal.archives-ouvertes.fr/hal-02990900/file/Huang%20et%20al%20ICSCRM2019%20rev.pdf

Xian Huang, Taguhi Yeghoyan, Stéphane Gavarini, Véronique Soulière, Nathalie Millard-Pinard, et al.. Mono-Versus Poly-Crystalline SiC for Nuclear Applications. International Conference on Silicon Carbide and Related Materials 2019, Sep 2019, Kyoto, Japan. pp.139-144, ⟨10.4028/www.scientific.net/msf.1004.139⟩. ⟨hal-03107890⟩