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Les actinides : utilisations dans l’industrie nucléaire et émissions dans l’environnement
Les actinides forment une série à part dans le tableau périodique des éléments de Mendeleïev , parmi lesquels se trouve l’uranium et le plutonium. Certains des isotopes de l’uranium et du plutonium possèdent des noyaux fertiles et/ou fissiles utilisés dans l’industrie du nucléaire civil et militaire pour leurs propriétés. Les noyaux fertiles (238U, 232Th), à l’issue d’une interaction avec un neutron d’énergie adéquate, produisent par capture neutronique et plusieurs désintégrations β, des noyaux fissiles (IRSN, 2021). Les noyaux fissiles ( 235U, 238U, 239Pu) sont fractionnés et forment de plus petits noyaux lors de l’interaction avec des neutrons (IRSN, 2021). Le 235U et le 239Pu fissionnent principalement lorsqu’ils sont bombardés par des neutrons thermiques. Le 238U est également fissile, mais lorsqu’il interagit avec des neutrons rapides, beaucoup plus énergétiques. Ces réactions sont plus ou moins efficaces selon l’énergie des neutrons.
L’uranium
Présentation générale de l’uranium
L’uranium est l’élément chimique de masse atomique 92. Il possède 20 isotopes radioactifs avec des demi-vie variables. Seuls trois de ces isotopes sont présents à l’état naturel ( 234U, 235U, et 238U), avec des abondances très contrastées (CEA, 2017) . L’uranium 238 est un noyau fertile, alors que l’isotope 235 est fissile, ils sont donc utilisables pour un large spectre d’applications, le plus utilisé étant le 235. Dans le cas présent, il est important de noter que les isotopes de l’uranium sont tous des émetteurs α de faible énergie.
L’uranium dans l’environnement
La composition isotopique de l’uranium présent dans l’environnement est essentiellement celle de l’uranium d’occurrence naturelle lié à la géologie du site d’étude, qui peut présenter de légères variations, assez significatives dans le cas des rapports 234U/238U mais très faibles et très difficiles à mesurer dans le cas des rapports 235U/238U. Les activités nucléaires en amont de l’étape d’enrichissement sont réalisées le plus souvent avec de l’uranium naturel provenant de différents gisements et l’uranium éventuellement émis dans l’environnement par ces activités ne peut être distingué de l’uranium présent naturellement dans l’environnement par les mesures isotopiques. Toutefois, à partir de l’étape d’enrichissement, la composition isotopique de l’uranium est modifiée et les rejets liés aux activités post-enrichissement peuvent être détectées et caractérisées par des mesures isotopiques. De même, l’irradiation en réacteur nucléaire produit une modification de la composition isotopique de l’uranium, avec apparition de l’isotope 236U. Il convient également de mentionner que les essais thermonucléaires atmosphériques ont également engendré un marquage global en uranium des sols. Les concentrations en uranium correspondent à ce marquage étant extrêmement faibles par rapport à celles en uranium d’occurrence naturelle dans les sols, il n’est pas détectable par la mesure des rapports isotopiques 234U/238U et 235U/238U. Toutefois, l’uranium issu des retombées globales possédant une faible abondance en 236U, de faibles rapports isotopiques 236U/238U (de l’ordre de 10⁻⁸ à 10⁻¹⁰) qui résultent de ces retombées peuvent être mesurés dans certains échantillons environnementaux (carottes sédimentaires par exemple). En d’autres termes, des anomalies globales (essais nucléaires atmosphériques) mais aussi locales sur des sites ayant été impactés par des incidents ou des accidents nucléaires (essais nucléaires souterrains, Palomarès, Thulé, Tchernobyl, Fukushima, etc.) se superposent au fond géochimique environnemental de cet élément, constitué d’uranium d’isotopie naturelle.
Exploitation par les industries nucléaires
Depuis le XXème siècle, l’uranium est utilisé par l’industrie nucléaire sous forme naturelle, enrichie ou appauvrie en fonction des applications du matériau fini. Pour cela, le minerai d’uranium subit différentes transformations physiques et chimiques jusqu’à l’obtention du combustible.
Extraction et traitement des minerais d’uranium
L’extraction et le traitement du minerai sont aujourd’hui répartis entre trois sociétés leaders du marché (Orano Mines, Kazatomprom, et Cameco). Les principaux gisements sont situés au Canada, en Afrique, Australie et en Asie Centrale (CEA, 2017) .
L’uranium est extrait du minerai (uraninite, pechblende, …) pouvant contenir jusqu’à 200 kg d’U par tonne (CEA, 2022). La concentration de l’uranium est liée aux processus hydrothermaux. Il se trouve dans les roches granitiques où il se concentre dans les liquides au fur et à mesure de sa cristallisation (Kyser, 2016). Il existe plus de 8 types de gisements d’uranium. On y trouve par exemple les conglomérats (liés à l’érosion de zones granitiques), les gisements filoniens, les gisements intrusifs (injection de pegmatites reconcentrant l’uranium), etc. (Kyser, 2016).
Conversion et enrichissement de l’uranium
L’étape de conversion de l’uranium a pour objectif de purifier et transformer le concentré minier d’uranium pour le rendre compatible avec les opérations d’enrichissement. Le concentré minier est ainsi converti en tetrafluorure d’uranium (UF4) puis en hexafluorure d’uranium (UF6). L’enrichissement de l’uranium a pour but de concentrer le 235U, seul isotope fissile, afin de le rendre compatible pour les activités suivantes : la plupart des réacteurs des centrales électronucléaires, les armes, et les réacteurs de recherche (Hembree et al., 1995). Chacune des applications nécessite un taux d’enrichissement en noyaux fissiles qui lui est propre, ce qui confère à chaque type d’utilisation une signature qui lui est spécifique. Il est donc possible de retracer chaque application par la mesure des rapports isotopiques de l’uranium, et plus particulièrement des rapports 235U/238U et 236U/238U.
L’enrichissement est réalisé dans des usines dédiées sur le site d’Orano à Pierrelatte pour la France. Celui-ci est placé dans des enceintes dans lesquelles le 235U est progressivement concentré soit par diffusion gazeuse (usine Eurodif 1977-2012) soit par ultracentrifugation (usine Georges Besse II depuis 2012) (CEA, 2022). En fin de traitement, deux matériaux sont obtenus :
1) Le produit : uranium enrichi en 235U (enriched uranium). Pour un usage en centrale nucléaire, l’uranium gazeux obtenu en fin de procédé est converti en poudre d’oxyde d’uranium, qui est ensuite fritté avant assemblage (CEA, 2022).
2) Le sous-produit : uranium appauvri en 235U (depleted uranium). La teneur en 235U est abaissée entre 0,5 – 0,3 %, voire est inférieure à 0,3 %. L’activité de cet uranium est inférieure de 22 % à celle de l’uranium naturel (Cantaluppi and Degetto, 2000).
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Table des matières
Introduction générale
Contexte
Objectifs et démarche
Plan du manuscrit
Bilan
Bibliographie
Contexte de l’étude
I.1 Les actinides : utilisations dans l’industrie nucléaire et émissions dans l’environnement
I.1.1 L’uranium
I.1.2 Le plutonium et le MOX
I.1.3 Les réacteurs nucléaires
I.1.4 Les émissions d’actinides dans l’environnement
I.2 Accident de la centrale nucléaire de Fukushima Dai-Ichi
I.2.1 Les causes de l’accident
I.2.2 Le déroulement de l’accident
I.2.3 Emission de particules radioactives contenant du combustible nucléaire
I.2.4 Estimation et localisation des rejets des radionucléides
I.3 Mise en évidence des actinides émis par l’accident de FDNPP à partir de l’analyse globale d’échantillons environnementaux
I.3.1 Intérêt de la mesure des actinides
I.3.2 Synthèse bibliographique de la détection de l’U et du Pu en analyses globales dans des échantillons environnementaux prélevés à proximité de FDNPP
I.3.3 Résultats de mesures isotopiques de l’U et du Pu issues de la littérature
I.4 Détection et caractérisation des particules radioactives émises par l’accident de la centrale de Fukushima
I.4.1 Intérêt de la caractérisation des particules radioactives
I.4.2 Synthèse bibliographique des méthodologies de détection et de caractérisation de particules radioactives
I.4.3 Synthèse bibliographique des caractéristiques morphologique et élémentaire des particules
I.4.4 Analyses particulaires : la clef vers la compréhension des scénarios de fusion des cœurs des réacteurs
I.5 Conclusion
Bibliographie
Sites d’étude, échantillonnage, méthodes analytiques utilisées
II.1 Caractérisation des sites d’étude
II.1.1 Evolution de la contamination des bassins versants côtiers de la préfecture de Fukushima
II.1.2 Démarche de l’étude
II.2 Préparation des échantillons
II.2.1 Analyses globales
II.2.2 Analyses particulaires
II.3 Caractérisation globale du plutonium
II.3.1 Radiochimie du plutonium
II.3.2 Mesures isotopiques du plutonium par spectrométrie de masse à plasma créé par couplage inductif multi-collection (MC-ICP-MS)
II.4 Méthodes de localisation et d’isolement des particules contenant des actinides
II.4.1 Méthodes de localisation des particules
II.4.2 Méthode d’isolement des particules
II.5 Méthodes de caractérisations morphologique et élémentaire des particules
II.5.1 Microscope Electronique à Balayage – Spectromètre de rayons X à dispersion d’énergie (MEB-EDS)
II.5.2 Rayonnement Synchrotron
II.6 Caractérisation isotopique des particules contenant des actinides
II.6.1 Présentation du Spectromètre de Masse à Ions Secondaires (SIMS)
II.6.2 Méthode de caractérisation isotopique de l’U et Pu/MOX
II.7 Conclusion
II.8 Bilan
Bibliographie
Evolution du plutonium dans les bassins versants de l’Ukedo et de Takase de 2013 à 2020 (Fukushima, Japon)
III.1 Temporal evolution of plutonium concentrations and isotopic ratios in the Ukedo- Takase Rivers draining the Difficult-To-Return Zone in Fukushima, Japan (2013–2020)
III.1.1 Abstract
III.1.2 Introduction
III.1.3 Materials and methods
III.1.4 Results and discussion
III.1.5 Conclusion
III.1.6 Acknowledgements
III.2 Supplementary materials
III.3 Bilan
Bibliographie
Développement de méthodes de localisation et d’isolement des particules issues de FDNPP
IV.1 Comparison of techniques to localise U-bearing particles in environmental samples
IV.1.1 Synthèse
IV.1.2 Abstract
IV.1.3 Introduction
IV.1.4 Material and methods
IV.1.5 Results and discussion
IV.1.6 Conclusions
IV.1.7 Acknowledgements
IV.2 Supplementary materials
IV.3 Développement de méthodes d’isolement des particules
IV.3.1 Micro-prélèvement de la particule d’intérêt
IV.3.2 Dépôt de la particule pour analyse par SIMS
IV.3.3 Fixation des particules sur pointe tungstène pour la réalisation des analyses par rayonnement synchrotron
IV.4 Conclusion
IV.5 Bilan
Bibliographie
Développement d’une méthode de caractérisation isotopique U/Pu par Spectrométrie de Masse à Ions Secondaires (SIMS)
V.1 240Pu/239Pu isotopic ratio measurements in micrometric Pu and MOX particles using Secondary Ion Mass Spectrometry
V.1.1 Abstract
V.1.2 Introduction
V.1.3 Materials, sample preparation and instrumental settings
V.1.4 Results and discussion
V.1.5 Conclusion
V.1.6 Acknowledgements
V.1.7 Author contributions
V.2 Supplementary materials
V.3 Bilan
Bibliographie
Conclusion générale
