Ce projet serait sous la direction de : M. Paul SARDINI et M. Stéphane GABOREAU
Unité de recherche : IC2MP – Equipe Hydrasa
Ecole doctorale : Rosalind Franklin – énergie, environnement, bio santé
Intitulé du sujet :
Effet de la dégradation des matériaux cimentaires armés sur la migration des radionucléides
Influence of reinforced cement degradation on the migration of radionuclides
Début de thèse : à partir du 01/11/2025
Mots clés : Ciment, dégradation, corrosion, migration, radionucléides
Résumé :
La sécurité des installations de stockage de surface repose généralement sur les performances des concepts de barrières multi-couches dont les barrières cimentaires, pour lesquelles la mobilité des radionucléides à travers la zone de stockage dépend étroitement des leurs propriétés. Par exemple, les propriétés des barrières cimentaires armées influencent le flux d’eau traversant l’installation de stockage et de fait la migration des radionucléides les plus mobiles (36Cl, 14C, 99Tc,129I….). L’impact des fissures et des produits de corrosion de l’acier sur le transfert des radionucléides dans les barrières cimentaires n’est pas encore très bien caractérisé et doit être pris en compte de manière appropriée dans les évaluations de sûreté.
L’objectif de ce projet de thèse est d’améliorer les connaissances concernant la dégradation chimique et mécanique des barrières ouvragées à base de ciment armé et d’évaluer l’impact de ces phénomènes couplés sur la migration des radionucléides dans des conditions représentatives de stockage de déchets radioactifs de faible et moyenne activité, à faible profondeur et en surface, représentatifs des scénarios de stockage européens actuels. Cette thèse mobilisera des compétences multidisciplinaires dans différents laboratoires de l’Université de Poitiers, de
l’Université d’Helsinki et du BRGM.
The safety of surface disposal facilities typically relies on the performances of the multilayer cover and cementitious barrier system, which mobility of the radionuclides, through the disposal zone, depends closely on the properties of these engineered barriers. The water flux passing through the disposal facility is strongly linked to the durability of these engineered barriers and influences the migration of mobile radionuclides (36Cl, 14C, 99Tc,129I….). The impacts of cracks and steel corrosion products on radionuclide transfer in cementitious barriers
are not yet very well characterised and need to be appropriately addressed in safety assessments.
The overall objective is to improve knowledge concerning the chemo-mechanical degradation of cement engineered barrier systems and to evaluate its impact on radionuclide migration in conditions representative of shallow and surface disposal of low and intermediate level radioactive waste. The PhD will involve different laboratories: Poitiers Univ, Helsinki Univ and BRGM
Contexte et problématique :
Dans le cadre des concepts européens de stockage de surface des déchets radioactifs, le béton armé est utilisé (e.g. stockage du Centre de Stockage de l’aube) pour construire les ouvrages.
La stabilité chimique des armatures métalliques des bétons armés repose sur la formation d’une couche de passivation, dont la stabilité est essentielle pour la durabilité. Les armatures métalliques sont généralement passivées grâce à la formation d’une couche d’oxyde, stable, dans la solution porale alcaline des matériaux cimentaires. Cependant, la carbonatation, la diffusion des ions chlorures et le processus de lixiviation des bétons peuvent entraîner des modifications physico-chimiques à l’interface acier/solution porale, responsable de
l’altération de la couche de passivation, l’initiation et la propagation de la corrosion par piqûres, fragilisant à la fois les armatures et le matériau cimentaire.
L’altération des barrières en béton armé est susceptible d’impacter la migration des radionucléides (RN). Les conditions physico-chimiques régnant à l’interface des armatures peuvent impacter le comportement diffusif des RN avant leurs migrations dans la formation hôte du stockage. La nature et la distribution des produits de corrosion (oxy-hydroxyde de fer) dans la section du béton est aussi un paramètre pouvant affecter la migration des radioéléments.
La connaissance du comportement des radionucléides dans les barrières en béton armé est de prime importance pour comprendre et prédire leur migration dans la formation encaissante et à plus grande échelle l’environnement.
As part of European concepts for the near-surface disposal of radioactive waste, reinforced concrete is used (e.g., at the Centre de Stockage de l’Aube) to construct containment structures.
The chemical stability of the steel reinforcement in reinforced concrete relies on the formation of a passivation layer, whose integrity is critical for long-term durability. These metal reinforcements are typically passivated by the formation of a stable oxide layer in the alkaline pore solution of cement-based materials. However, carbonation,
chloride ion diffusion, and the leaching of concrete can lead to physicochemical changes at the steel/pore solution interface, which may deteriorate the passivation layer and initiate and propagate pitting corrosion, thereby weakening both the reinforcement and the cementitious matrix.
The degradation of reinforced concrete barriers may influence radionuclide (RN) migration. The physicochemical conditions at the steel interface can affect the diffusive behavior of radionuclides before their migration into the host formation. The nature and distribution of corrosion products (iron oxyhydroxides) within the concrete matrix is also a key factor that may impact radionuclide migration.
Understanding the behavior of radionuclides within reinforced concrete barriers is crucial for predicting their migration into the surrounding geological formation and, more broadly, into the environment.
Description du sujet :
Ce projet de thèse vise ainsi à fournir des connaissances nouvelles et innovantes sur la quantification des propriétés de rétention et de migration des radionucléides à travers les matériaux cimentaires armés dans différents états de dégradation, induisant des phénomènes couplés hydraulique-mécanique et chimique.
L’effet attendu concerne
- (1) le potentiel redox à proximité des barres métalliques, celui-ci influençant les radionucléides sensibles au redox,
- (2) l’état de dégradation des matériaux cimentaires sur la migration vers l’environnement naturel, et
- (3) la contribution à la rétention des radionucléides par l’acier et les produits de corrosion.
Pour répondre à ces questions, une matrice d’échantillons (Figure 1) a été définie en considérant deux formulations, à savoir du CEM I (type ciment portland) et du CEMII. Le CEMII est un matériau de type CEMI dans lequel des additifs de type laitiers de hauts fourneaux sont ajoutés en remplacement du clinker. Pour chaque matériau, des éprouvettes centimétriques seront préparées avec et sans armature métallique ; pour différents états de dégradation, depuis un état sain jusqu’à un état carbonaté avec un état intermédiaire considéré sans
portlandite (pH<12.5). Dans le cas des éprouvettes armés, les armatures seront placées en cellule électrochimique pour accélérer et contrôler l’état de corrosion. Les propriétés de transport seront étudiées par des expériences de «Through Diffusion » pour différents radiotraceurs (36Cl, 75Se(VI), 93Mo et 14C), au laboratoire de radiochimie d’Helsinki. Ces expériences de diffusion seront réalisées pour chacun des états de dégradation de la matrice définie dans la figure 1. Des caractérisations post-mortem seront également réalisées par des méthodes
d’autoradiographies digitales et numériques innovantes [5] qui permettront d’étudier la distribution des traceurs dans les échantillons et de quantifier l’impact de différents paramètres, à savoir
- (i) l’état de corrosion,
- (ii) la formulation en fonction du type de ciment et
- (iii) l’état de dégradation, sur la rétention des radionucléides.
Les données obtenues grâce aux techniques d’autoradiographie sont converties en activité locale en tenant compte de l’atténuation des particules bêta. Les distributions spatiales d’activité sont liées aux processus physico-chimiques auxquels sont soumis les traceurs, i.e. la diffusion et la sorption. L’extension des processus de diffusion et de sorption sera évaluée par le calcul des profils à partir des surfaces d’entrée des solutions marquées. Ces profils seront obtenus en calculant les activités locales moyennes dans un maillage défini de sous zones en coupe
transversale de l’échantillon, en partant de la surface amont vers la surface avale, comme illustré sur la figure 2.
Cela permettra d’obtenir le profil de diffusion du traceur dans l’échantillon, et de l’utiliser pour modéliser le comportement de diffusion des radionucléides.
This PhD project aims to provide new and innovative knowledge on the quantification of retention and migration properties of radionuclides through reinforced cementitious materials at various stages of degradation, which involve coupled hydraulic, mechanical, and chemical phenomena.
The expected outcomes focus on
- (1) the redox potential near the metallic reinforcements, which affects redox-sensitive radionuclides,
- (2) the impact of the degradation state of cementitious materials on radionuclide migration into the natural environment, and
- (3) the contribution of steel and its corrosion products to radionuclide retention.
To address these questions, a sample matrix (Figure 1) has been defined, considering two cement formulations : CEM I (Portland cement) and CEM II. CEM II is a modified version of CEM I, in which blast furnace slag is added to partially replace the clinker. For each formulation, centimeter-scale specimens will be prepared with and without steel reinforcement, across several degradation states—from sound to carbonated, including an intermediate state characterized by the absence of portlandite (pH < 12.5). In reinforced specimens, the steel bars will be placed in an electrochemical cell to accelerate and control corrosion.
Transport properties will be studied using “through-diffusion” experiments with various radiotracers (^36Cl, ^75Se(VI), ^93Mo, and ^14C) at the Radiochemistry Laboratory in Helsinki. These diffusion experiments will be conducted for each defined degradation state (see Figure 1). Post-mortem characterizations will be performed using innovative digital and optical autoradiography techniques [5], allowing for the study of tracer distributions within the samples and quantification of the influence of various parameters—namely
- (i) corrosion state,
- (ii) cement type, and
- (iii) degradation level—on radionuclide retention.
The data obtained from autoradiography will be converted into local activity levels, taking into account beta particle attenuation. The spatial activity distributions will be interpreted based on the physicochemical processes affecting the tracers, such as diffusion and sorption. The extent of these processes will be evaluated by calculating concentration profiles from the tracer-labeled solution entry surface. These profiles will be obtained by averaging local activities within a defined mesh of sub-areas across the sample cross-section, from the upstream to the
downstream side (as shown in Figure 2). This will allow for the construction of tracer diffusion profiles within the specimen and will serve as input for modeling radionuclide diffusion behavior.
Méthodologie et mise en œuvre :
Le/la doctorant.e. partagera sa thèse entre :
-le BRGM, pour la préparation des échantillons, notamment sur les aspects de corrosion contrôlés par électrochimie et monitorés par μ-tomographie de rayons X sur la plateforme MIMAROC pour s’assurer de l’état et l’extension des produits de corrosion et de la fissuration induite.
-L’université d’Helsinki au laboratoire de radiochimie. Le ou la candidate devra séjourner une année en Finlande pour effectuer les essais de through diffusion avec des traceurs radioactifs et également effectuer les analyses post-mortem par autoradiographie. Des Guest house sont prévues pour ce type de projet.
-L’IC2MP, pour l’interprétation et la modélisation des données d’autoradiographie et d’activité locale pour retranscrire ces données en profil de diffusion.
The PhD candidate will divide their time between:
BRGM, for sample preparation, particularly focusing on corrosion processes controlled by electrochemistry and monitored by X-ray microtomography on the MIMAROC platform, to assess the extent and development of corrosion products and induced cracking.
The University of Helsinki, at the radiochemistry laboratory. The candidate will be required to spend one year in Finland to conduct through-diffusion experiments using radioactive tracers, as well as to carry out post-mortem analyses using autoradiography. Guest houses are available for this type of research stay.
IC2MP, for the interpretation and modeling of autoradiography and local activity data, in order to convert them into diffusion profiles.
Profil recherché :
Vous êtes titulaire d’un diplôme de niveau BAC+5 (Master 2 recherche, Ecole d’ingénieur ou équivalent) avec une formation en chimie ou géochimie ou hydrogéochimie avec un intérêt pour les géosciences. Vous possédez une grande rigueur et un intérêt fort pour l’expérimentation en laboratoire. Une connaissance de la modélisation géochimique, de la physique des milieux poreux Des connaissances sur les matériaux cimentaires seraient un plus.
Vous mobiliserez les compétences et qualités suivantes :
– Sens de l’organisation ; Autonomie ; Prise d’initiatives
– Capacité à identifier les questions et les verrous scientifiques ; force de proposition dans la résolution de ces verrous
– Capacité à communiquer et dialoguer en fonction de l’interlocuteur ; Capacité de synthèse ; Pratique courante de l’anglais et du français (écrit et oral) ; très bonne capacité rédactionnelle en français et en anglais
You hold a degree at the Master’s level (Master’s by research, Engineering School, or equivalent) with a background in chemistry, geochemistry, or hydrogeochemistry, and a strong interest in geosciences. You are highly rigorous and strongly motivated by laboratory experimentation. Knowledge of geochemical modeling, porous media physics, and cementitious materials would be an asset.
You will apply the following skills and qualities :
- Organizational skills; autonomy; initiative-taking
- Ability to identify scientific questions and challenges; proactive in proposing solutions
- Strong communication and interpersonal skills; ability to adapt communication to different audiences; synthesis skills; fluency in both English and French (written and spoken); excellent writing skills in both languages
Contact pour plus d’informations et pour candidater jusqu’au 02/07/25 :
Stéphane GABOREAU : s.gaboreau@brgm.fr