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En France, les déchets nucléaires de haute activité et à vie longue sont destinés à être vitrifiés et stockés en couche géologique profonde. Au bout de plusieurs centaines à milliers d’années de stockage, il est attendu que de l’eau souterraine pénètre dans les galeries et entre en contact avec le verre. Comme ce dernier contient des éléments radioactifs, il sera soumis à son auto irradiation, ce qui peut modifier sa structure, ses propriétés et ses interactions avec l’eau souterraine.
Afin de prévoir le comportement de ces verres sur le long terme, il est nécessaire de réaliser des expériences de lixiviation (altération par l’eau) sur des verres irradiés de façon externe avec des ions de différentes tailles et énergies afin de reproduire les dégâts subis par un véritable verre nucléaire.
Le stagiaire participera à l’étude de l’impact d’un recuit thermique sur la structure, les propriétés (densité et dureté) et la vitesse d’inter diffusion et d'hydrolyse d’un simulant de verre nucléaire simplifié, non radioactif (International Simple Glass) et irradié avec des ions He ou Au (simulant respectivement la particule α et le noyau de recul des désintégrations α). Pour cela, le stagiaire devra prendre en main le protocole permettant de déterminer la vitesse d'inter diffusion ainsi que le protocole SRCA (vitesse d'hydrolyse) et sera amené à effectuer de la caractérisation par spectroscopie Raman et interférométrie optique et à interpréter des résultats de Tof-SIMS.
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