Les déchets vitrifiés issus du retraitement des combustibles des centrales nucléaires, ainsi que leurs conteneurs et surconteneurs en acier, sont destinés à être stockés définitivement en couche géologique profonde. L'eau sera ainsi le vecteur de l'altération du verre et de la migration potentielle des éléments radioactifs. Le concept de stockage le plus avancé à ce jour prévoit que le colis de verre soit protégé pendant la phase de décroissance thermique de l'interaction avec l'eau par un surconteneur en acier non allié. Cependant, qu'il soit sous forme de fer métallique ou de produit de corrosion des aciers (oxydes, carbonates, sulfures), le fer joue un rôle significatif dans l'altération du verre.
L'objectif de ce travail est de comprendre et de quantifier les mécanismes de l'interaction verre-fer afin de renforcer la robustesse des modèles opérationnels de performance des colis de déchets utilisés pour les calculs de sûreté en situation de stockage. À cet effet, un banc de dix réacteurs instrumentés étanches à l'hydrogène a été développé au laboratoire. Il a permis la mise en œuvre d'une première série d'expériences longues de plusieurs mois qui ont concerné un verre modèle non radioactif et un carbonate de fer comme source de fer. L'objectif sera de mettre en œuvre ces expériences d'interaction en utilisant cette fois du fer métallique, plus réactif, de caractériser les solutions prélevées et les produits d'altération néoformés, avant d'interpréter les expériences à l'aide des outils de modélisation disponibles au laboratoire.