H/F - CDD Chercheur - Comportement à long terme des coriums nucléaires en milieu aqueux : influence des produits de fission sur la stabilité et la lixiviation des phases oxydes et silicatées

Description du Poste

Les Missions

Contexte scientifique
Lors d’un accident grave de réacteur nucléaire, la dégradation progressive du cœur peut conduire à la formation d’un matériau complexe appelé corium, résultant des interactions entre le combustible nucléaire, les matériaux de structure et, dans certains scénarios, le béton du radier. Ces interactions conduisent à la formation d’un assemblage multiphasique dont la composition dépend fortement de l’histoire thermochimique de l’accident. Parmi les phases susceptibles de se former figurent notamment des solutions solides oxydes à base d’uranium et de zirconium, telles que (U,Zr)O2, des solutions solides et composés oxydes complexes incorporant des éléments issus du combustible, des matériaux de structure, du béton et des produits de fission, ainsi que des silicates complexes comme la tchernobylite (U,Zr)SiO4, identifiée dans les matériaux issus de l’accident de Tchernobyl. La connaissance de ces phases, de leur stabilité et de leur évolution au contact de l’eau constitue un élément essentiel pour l’évaluation du comportement du corium à court et à long terme.
Par ailleurs, quel que soit le scénario d’accident grave considéré, des systèmes d’injection ou d’aspersion d’eau sont généralement déployés afin de refroidir le corium, limiter sa progression et préserver l’intégrité de l’enceinte de confinement. Ces actions conduisent à des interactions importantes entre le corium, à l’état liquide ou en cours de solidification, et l’eau. Dans ce contexte, la compréhension du comportement du corium en situation de lixiviation représente un enjeu majeur pour l’évaluation de sa stabilité à long terme ainsi que pour la prédiction des relâchements potentiels d’éléments radioactifs.
Les progrès récents dans l’étude des interfaces solide/solution ont démontré l’intérêt d’approches couplant les mesures macroscopiques de dissolution (cinétiques de relâchement, congruence de dissolution) au suivi operando des interfaces en évolution à l’aide de techniques de caractérisation avancées. Malgré ces avancées, les mécanismes contrôlant l’altération des coriums au contact de l’eau demeurent encore largement méconnus. Les phénomènes de dissolution, de reprécipitation et de formation de phases secondaires restent insuffisamment décrits en raison du manque de données cinétiques et thermodynamiques fiables. L’acquisition de telles données apparaît donc indispensable pour améliorer la compréhension des mécanismes gouvernant la lixiviation des coriums, évaluer la stabilité des phases présentes ou néoformées, et renforcer la capacité prédictive des modèles utilisés pour l’analyse des accidents graves et de leurs conséquences à long terme.

Objectifs du travail
L’objectif de ce travail post-doctoral est d’améliorer la compréhension du comportement des coriums nucléaires, depuis leur formation lors d’un accident grave jusqu’à leur évolution à long terme au contact de l’eau. Dans un premier volet, l’étude vise à déterminer l’influence des produits de fission sur la formation, la stabilité et les propriétés thermodynamiques des principales phases constitutives des coriums, notamment les solutions solides oxydes de type (U,Zr)O2 et les silicates de type (Zr,U)SiO4. Une attention particulière sera portée aux effets d’éléments aliovalents représentatifs des produits de fission (lanthanides, baryum, strontium, césium), afin de combler les lacunes existantes dans la description thermodynamique de systèmes complexes contenant l’uranium, le zirconium, le silicium et ces éléments. Les données acquises contribueront à l’amélioration des bases de données thermodynamiques utilisées dans les outils de simulation des accidents graves, notamment pour les systèmes UO2–SiO2–ZrO2–Ln2O3 (Ln = Ce, Nd, Gd, Yb) ; U–Zr–Ln–O ; UO2–SiO2–ZrO2–BaO(SrO) et U–Zr–Ba(Sr)–O.
Dans un second volet, le projet s’attachera à étudier le comportement de ces phases en conditions de lixiviation en conditions environnementales, afin d’identifier les mécanismes contrôlant leur altération et leur stabilité à long terme. Pour cela, une approche multi-échelle sera mise en œuvre, combinant l’étude des cinétiques de dissolution à l’échelle macroscopique et le suivi operando des interfaces solide/solution à l’échelle microscopique. Cette démarche permettra d’acquérir des données cinétiques et thermodynamiques relatives à la dissolution des phases constitutives des coriums, à la formation éventuelle de phases secondaires ainsi qu’à leur influence sur les relâchements élémentaires. L’impact de certaines espèces radiolytiques sur ces processus d’altération pourra également être étudié afin d’évaluer leur rôle dans l’évolution des interfaces et la stabilité des phases néoformées. L’ensemble de ces travaux vise à fournir les connaissances nécessaires au développement de modèles prédictifs plus robustes pour l’évaluation du comportement des coriums en conditions accidentelles et post-accidentelles.

L'Activité

Le/la candidat(e) participera à un projet de recherche consacré à l’étude du comportement à long terme des coriums nucléaires et à l’influence des produits de fission sur la stabilité et l’altération de leurs principales phases constitutives. Ses travaux s’articuleront autour de deux volets complémentaires.
Dans un premier temps, il/elle sera chargé(e) de la synthèse et de la caractérisation de matériaux modèles représentatifs des phases présentes dans les coriums, en particulier des solutions solides oxydes de type (U,Zr)O2 et des silicates de type (U,Zr)SiO4 incorporant différents produits de fission (lanthanides, baryum, strontium, césium). Les matériaux élaborés seront caractérisés à l’aide de techniques de caractérisation structurale, microstructurale et physico-chimique afin d’étudier les mécanismes d’incorporation des produits de fission, les domaines de stabilité des phases formées et leur comportement thermodynamique.

Dans un second temps, il/elle étudiera le comportement de ces matériaux en présence d’eau à travers la réalisation d’essais de lixiviation dans différentes conditions physico-chimiques. Il/elle participera à l’acquisition de données cinétiques relatives à la dissolution des phases, à la détermination des termes sources associés aux matériaux étudiés ainsi qu’à l’évaluation de leur solubilité. Une approche multi-échelle sera mise en œuvre en combinant les mesures réalisées à l’échelle macroscopique avec le suivi operando des interfaces solide/solution à l’aide de techniques avancées de caractérisation telles que la microscopie électronique à balayage environnementale (MEBE), la microscopie à force atomique (AFM), la spectroscopie Raman ou encore la diffraction des rayons X en incidence rasante.
Une attention particulière sera portée à l’identification et à la caractérisation des phases secondaires susceptibles de se former lors des processus d’altération, ainsi qu’à leur influence sur les mécanismes de dissolution et de reprécipitation.

Enfin, le/la candidat(e) participera à l’analyse et à l’interprétation des résultats expérimentaux, à leur mise en perspective avec les modèles thermodynamiques existants, ainsi qu’à la valorisation scientifique des travaux sous forme de publications dans des revues internationales et de présentations lors de conférences nationales et internationales. Des interactions régulières avec des doctorants et les partenaires du projet sont également prévues.

Votre Profil

Compétences

Le/la candidat(e) devra être titulaire d’un doctorat avec spécialisation en :
• Science des matériaux nucléaires ;
• Chimie des actinides et Radiochimie ;
Des connaissances en thermodynamique, caractérisation des matériaux et diffraction des rayons X seront appréciées. Le projet impliquant des expérimentations en laboratoire réglementé, des connaissances en radioprotection seront également appréciées. Le candidat devra faire preuve d’un goût prononcé pour le travail expérimental (notamment en boite à gants).

Votre Environnement de Travail

Ce contrat post-doctoral s’inscrit dans le PEPR SCIAM (Sciences Amont pour le nucléaire de fission), plus particulièrement dans le WP2 – Données de base associées aux coriums. Ce travail s’inscrira dans un contexte de recherche fortement connecté aux problématiques de sûreté nucléaire et bénéficiera de collaborations nationales et internationales, notamment avec l’ESRF et la Washington State University. Le laboratoire de rattachement sera l’ICSM à Marcoule (UMR 5257 CNRS, CEA, Univ Montpellier, ENSCM), localisé sur la commune de Chusclan (Gard).

Contraintes et risques

Étant donné que le projet implique des expériences avec des matériaux radioactifs contenant de l'uranium, tous les travaux seront menés dans un laboratoire réglementé. Une connaissance de la radioprotection est vivement appréciée.
Une formation de prévention des risques - niveau 1, sera suivie afin d'obtenir l'autorisation de travailler dans une zone réglementée.
Les candidats doivent faire preuve d'un vif intérêt pour les travaux expérimentaux, en particulier en boîte à gants.

Rémunération et avantages

Rémunération

à partir de 3041.58€ brut

Congés et RTT annuels

44 jours

Pratique et Indemnisation du TT

Pratique et indemnisation du TT

Transport

Prise en charge à 75% du coût et forfait mobilité durable jusqu’à 300€

À propos de l’offre

À propos du CNRS

Le CNRS est un acteur majeur de la recherche fondamentale à une échelle mondiale. Le CNRS est le seul organisme français actif dans tous les domaines scientifiques. Sa position unique de multi-spécialiste lui permet d’associer les différentes disciplines pour affronter les défis les plus importants du monde contemporain, en lien avec les acteurs du changement.

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