Soutenir l'utilisation de l'indium comme additif absorbant les neutrons dans la zirconolite d'ici X

Rapports scientifiques volume 13, Numéro d'article : 9329 (2023) Citer cet article

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L'indium (In) est un additif absorbant les neutrons qui pourrait être utilisé pour atténuer la criticité des déchets céramiques contenant du Pu sous forme immobilisée, pour lesquels la zirconolite (nominalement CaZrTi2O7) est une phase hôte candidate. Ici, les solutions solides Ca1-xZr1-xIn2xTi2O7 (0,10 ≤ x ≤ 1,00 ; synthèse de l'air) et Ca1-xUxZrTi2-2xIn2xO7 (x = 0,05, 0,10 ; synthèse de l'air et de l'argon) ont été étudiées par frittage conventionnel à l'état solide à une température de 1 350 °C. °C maintenu pendant 20 h, en vue de caractériser le comportement de substitution In3+ dans la phase zirconolite sur les sites Ca2+, Zr4+ et Ti4+. Lors du ciblage de Ca1-xZr1-xIn2xTi2O7, de la zirconolite-2M monophasée s'est formée à des concentrations In de 0,10 ≤ x ≤ 0,20 ; au-delà de x ≥ 0,20, un certain nombre de phases secondaires contenant du In étaient stabilisées. La zirconolite-2M est restée un constituant de l'assemblage de phases jusqu'à une concentration de x = 0,80, bien qu'à une concentration relativement faible au-delà de x ≥ 0,40. Il n’a pas été possible de synthétiser le composé du membre final In2Ti2O7 en utilisant une voie à l’état solide. L'analyse des spectres In K-edge XANES dans les composés zirconolite-2M monophasés a confirmé que l'inventaire In était identifié comme In3+ trivalent, ce qui correspond à l'état d'oxydation ciblé. Cependant, l'ajustement de la région EXAFS à l'aide du modèle structurel zirconolite-2M était cohérent avec les cations In3+ logés dans le site Ti4+, contrairement au schéma de substitution ciblé. Lors du déploiement de U comme substitut du Pu immobilisé dans la solution solide Ca1-xUxZrTi2-2xIn2xO7, il a été démontré que, pour x = 0,05 et 0,10, In3+ était capable de stabiliser la zirconolite-2M lorsque U était distribué principalement sous forme de U4+ et U5+ moyen, lorsqu'il est synthétisé sous argon et air, respectivement, déterminé par analyse XANES U L3-edge.

La zirconolite (idéalement CaZrTi2O7 monoclinique ; groupe spatial C2/c ; Z = 8) est un matériau de déchet candidat pour l'immobilisation des actinides issus du retraitement du combustible nucléaire usé (SNF), tels que l'U et le Pu1,2,3,4. Les stocks de Pu séparé du Royaume-Uni devraient atteindre environ 140 teHM (tonnes équivalentes métaux lourds) à l’issue de la campagne de retraitement en cours, qui s’est terminée en juillet 2022. À l’heure actuelle, la politique britannique favorise la réutilisation ; le matériel non adapté à cet usage doit être immobilisé pour être placé hors de portée5. Si cette politique ne pouvait pas être mise en œuvre, la technologie nécessaire pour immobiliser et éliminer les stocks serait nécessaire6. À l'heure actuelle, la voie d'immobilisation la plus techniquement réalisable consisterait à convertir les stocks en vrac en monolithes céramiques solides, produits soit par une campagne de frittage conventionnel à froid (CPS), soit par pressage isostatique à chaud (HIP), avant leur élimination dans un site géologique. installation de stockage (GDF)7,8.

Il peut être souhaitable que les déchets contenant une teneur élevée en fissile incorporent une quantité appropriée d’additifs absorbant les neutrons afin d’atténuer le risque qu’un événement de criticité se produise9,10. Le rôle de l'absorbeur de neutrons au sein du déchet est de garantir que la probabilité d'un événement de criticité est atténuée en réduisant le flux de neutrons interne via l'absorption. En conséquence, lors des essais de développement des déchets et de détermination de la composition, au cours desquels les régimes potentiels de solution solide entre la partie actinide et le matériau hôte sont conçus et caractérisés, il est souhaitable de garantir que des concentrations suffisantes d'absorbeurs de neutrons peuvent être co-adaptées. À l'heure actuelle, une gamme de tels additifs et leurs mécanismes d'incorporation respectifs pour la zirconolite ont été imaginés, déployant principalement Gd3+ et/ou Hf4+2,11,12,13,14,15. Alors que Gd3+ est généralement hébergé sur les sites Ca2+ et/ou Zr4+, nécessitant un équilibre de charge via une espèce d'équilibrage de charge généralement substituée à Ti4+, par exemple Ca1-xZr1-xGd2xTi2O7 ou Ca1-xGdxZrTi2-xAlxO7, Hf4+ peut être directement substitué à Zr4+ sur la base de des rayons ioniques presque identiques (0,78 et 0,76 Å en coordination sept fois supérieure, respectivement), entraînant une variation très mineure du volume unitaire de la cellule16. Cependant, il existe une gamme d'additifs relativement peu étudiés qui ont été proposés comme poisons neutroniques, tels que Sm, Dy, Cd, B et In. À l’heure actuelle, il existe peu ou pas de données rapportées sur la substitution de In, Cd ou B dans la zirconolite et les phases de titanate associées.