Observation operando de la cinétique de dissolution et de la formation de la couche d’altération d’un verre borosilicat irradié par des ions lourds

Pourquoi le stockage sûr des déchets nucléaires dépend du verre

Les centrales nucléaires laissent derrière elles des résidus hautement radioactifs qu’il faut confiner en toute sécurité pendant des dizaines de milliers d’années. L’une des principales stratégies consiste à piéger ces résidus dans des blocs de verre spécialement formulés. Mais sur de telles durées, le verre est bombardé de l’intérieur par les radiations et immergé dans des eaux souterraines. Cette étude pose une question essentielle : comment les dommages causés par les radiations modifient‑ils la façon dont ce verre se dissout lentement et forme une peau protectrice lorsque l’eau finit par l’atteindre ?

Comment le verre des déchets rencontre l’eau en profondeur

Le verre borosilicat, matériau étudié ici, est déjà utilisé ou prévu dans de nombreux programmes de gestion des déchets nucléaires parce qu’il peut incorporer de nombreux éléments radioactifs et résiste à l’attaque par l’eau. Lorsque l’eau atteint enfin un bloc de verre dans un stockage géologique, elle n’attaque pas le verre comme le sucre dans le thé. À la place, une mince et complexe « couche d’altération de surface » riche en silice se développe en surface. Cette couche peut ralentir l’attaque ultérieure en jouant le rôle de filtre et de barrière. Parallèlement, le verre subit en permanence des dommages internes dus aux radiations émises par les déchets emprisonnés. Ces dommages réarrangent la structure du verre à l’échelle microscopique, mais leur impact sur la résistance à long terme à l’eau est resté incertain et fortement débattu.

Observer la corrosion du verre en temps réel

Les chercheurs ont travaillé avec un verre borosilicat sodique simple et bien caractérisé. Pour imiter une auto‑irradiation extrême, ils ont bombardé une face du bloc de verre avec des ions or très énergétiques, créant une zone fortement endommagée d’environ 50 micromètres d’épaisseur. Ils ont ensuite installé le bloc dans une cellule d’écoulement chauffée contenant une solution de bicarbonate de sodium, choisie pour ressembler à une eau souterraine faiblement alcaline. À l’aide d’une méthode laser appelée spectroscopie Raman, ils ont scanné à plusieurs reprises la même ligne microscopique à travers le verre, l’eau et la couche d’altération en croissance pendant près de deux semaines. Cette approche operando leur a permis de suivre, en temps réel, la vitesse de recul de la surface du verre, l’épaississement de la couche d’altération et l’évolution des unités internes en anneaux du réseau silicaté.

Les radiations rendent le verre plus enclin à se dissoudre

En comparant le côté irradié avec un côté non endommagé du même échantillon et avec des expériences antérieures, l’équipe a constaté que les dommages par radiation accélèrent sensiblement la dissolution du verre. Initialement, le verre irradié se dissolvait environ deux fois et demie plus vite que le verre non irradié dans des conditions presque identiques. Au fur et à mesure de l’attaque et lorsque le front de dissolution atteignait la transition entre les régions fortement endommagées et non endommagées, la vitesse a de nouveau augmenté, devenant temporairement encore plus élevée. Ce n’est qu’après que la zone endommagée entière ait été remplacée par une couche riche en silice que la vitesse a diminué, mais même les vitesses « résiduelles » ultérieures sont restées supérieures à celles mesurées sur le côté non irradié. Tout au long de l’expérience, les données Raman ont montré que les radiations avaient fragmenté le réseau initial d’unités silicium–oxygène et bore–oxygène, laissant des structures moins connectées qui réagissent plus facilement avec l’eau.

Comment la peau protectrice croît et évolue

La couche d’altération de surface formée au‑dessus de la région irradiée était approximativement deux fois plus épaisse que celle développée sur le côté non endommagé. Des images à haute résolution ont révélé qu’elle n’était pas uniforme : il existait une zone externe lisse, une bande intermédiaire avec un empilement interne différent, et une zone interne composée de fines lamelles ou stries. Les mesures Raman ont traduit ces textures en différences de tailles d’anneaux de silice et de connectivité. Des anneaux plus grands et plus polymérisés dominaient certaines zones, tandis que des anneaux plus petits et des structures riches en eau dominaient d’autres. En remplaçant partiellement la solution par de l’eau lourde (D₂O) au cours de l’expérience, l’équipe a pu suivre comment l’eau se déplaçait à travers cette peau stratifiée. Ils ont constaté que la zone intermédiaire agissait comme un goulot d’étranglement partiel pour la diffusion, tandis que la zone externe devenait progressivement plus restrictive à mesure qu’elle maturait.

Ce que cela signifie pour la sûreté des déchets nucléaires

Pour les non‑spécialistes, le message clé est que les dommages par radiation rendent le verre de déchets nucléaires chimiquement « plus réactif » : il se dissout plus rapidement dans l’eau et développe une peau protectrice plus épaisse mais structurellement plus complexe. L’architecture interne de cette peau — ses bandes et ses lamelles — influence fortement la facilité avec laquelle l’eau et les espèces dissoutes peuvent la traverser, et ces caractéristiques évoluent avec le temps. Les résultats soutiennent une image dans laquelle le verre se dissout et la silice se ré‑précipite de manière étroitement couplée à un front de réaction mobile, plutôt que par simple lessivage. Pour les évaluations de sûreté à long terme, cela signifie qu’il faut prendre en compte à la fois les dommages radiatifs et la structure changeante de la couche de surface lorsqu’on prédit la vitesse à laquelle des radionucléides pourraient être libérés depuis des déchets vitrifiés en profondeur sous terre.

Citation: Lönartz, M.I., Stausberg, L., Fritzsche, M.B.K. et al. Operando observation of dissolution kinetics and alteration layer formation of heavy ion irradiated borosilicate glass. npj Mater Degrad 10, 45 (2026). https://doi.org/10.1038/s41529-026-00754-3

Mots-clés: verre pour déchets nucléaires, dommages dus aux radiations, corrosion du verre, couche d’altération de surface, verre borosilicat