Mise au point d'un système d'analyse par spectroscopie raman en cellule blindée application au graphisme nucléaire

In France, graphite was used as neutron moderator as well as structure material for the design of the first reactors called UNGG (Natural Uranium Graphite Gas-cooled Reactors). Such a concept of reactors was given up in 1969 in favor of water pressurized reactors using enriched uranium. In the following years (-1992) the nine UNGG were shut down. Then, the question of the dismantling of such reactors arose and of course those of the irradiated graphite. Numerous studies were thus launched in order to investigate different ways for the management of the irradiated graphite from direct storage to thermal or chemical treatments. The aim of this study consists in setting up a Raman spectroscopy equipment in a hot cell in order to perform investigation on the graphite microstructure evolution under irradiation conditions. Such characterizations were performed on virgin and irradiated graphite samples coming from different places within the graphite stacks of G2 and SLA2 reactors. The results obtained clearly show evolution of the graphite microstructure under irradiation and the role of neutron dose as well as the irradiation temperatures gradients in the damaging process of the graphite microstructure.Les réacteurs Uranium Graphite Gaz (UNGG) utilisent le graphite à la fois comme matériau de structure et comme modérateur de neutrons. Abandonnée par la France en 1969, la mise à l’arrêt de cette filière a généré d’importantes études dans le but de collecter des données structurales sur le graphite afin de permettre de trouver des solutions de décontamination et/ou de stockage direct. La présente étude a pour objectif de mettre au point un système d’analyse RAMAN en cellule blindée afin de réaliser une étude sur la caractérisation du graphite « nucléaire ». Des essais de spectroscopie RAMAN ont été menées pour déterminer l’évolution de la structure cristalline du graphite vierge et irradié issu des anciens réacteurs G2 et SLA2 dans le but d’estimer les dommages dus à l’irradiation neutronique. Les résultats obtenus montrent clairement l’évolution de la microstructure du graphite lors de l’irradiation. Les données collectées permettent également de mettre en évidence un gradient neutronique lié à l’endommagent des échantillons issus de G2 et un gradient thermique d’endommagement pour ceux issus de SLA2