Ce travail porte sur le comportement sous irradiation d'une vitrocéramique élaborée par traitement thermique d'une version riche en molybdène du verre de confinent de déchets nucléaires R7/T7 et plus particulièrement de la phase cristalline. Des terres rares (Nd3+ et Eu3+) sont utilisées à la fois comme simulants des produits de fission et des actinides mineurs et comme sondes structurales luminescentes. La phase cristalline présente dans ce type de vitrocéramique est un molybdate de calcium de type powellite CaMoO4 ayant incorporé divers éléments dont des terres rares. Les propriétés cristallochimiques de la phase powellite ont été étudiées notamment par spectroscopie Raman et photoluminescence grâce à divers échantillons naturels et céramiques de compositions allant de CaMoO4 à une modèle proche de celle des cristaux de la vitrocéramique : Ca0,76Sr0,1Na0,07Eu0,01La0,02Nd0,02Pr0,02MoO4. La largeur à mi-hauteur de la bande Raman à 880 cm-1 augmente linéairement en fonction du taux d'incorporation sur le site calcium, incorporation qui influe également sur les paramètres de maille. Le volume intrinsèque de la maille augmente ainsi de 2 %. L'étude d'analogues naturels contenant de l'uranium ainsi que de céramiques et vitrocéramiques irradiées aux ions hélium, argon et plomb a permis de montrer que la structure powellite était très résistante aux dégâts causés. Sous irradiation, le signal de luminescence de Eu3+ des différents échantillons tend à s'uniformiser. Cette uniformisation du signal se retrouve également en spectroscopie Raman. Alors qu'elle peut varier entre 6 et 12 cm-1 pour des céramiques saines, la largeur à mi-hauteur de la bande Raman à 880 cm-1 devient identique, de l'ordre de 18 cm-1, à partir de 10 dpa. Le désordre créé par les irradiations prend le pas sur celui créé par l'incorporation d'éléments dans la structure. Cependant, la spectroscopie Raman et la diffraction des rayons X montre que la structure reste cristalline, au moins partiellement. Sous irradiations, le gonflement de la powellite est en moyenne de 5 % mais est très hétérogène.

Ce travail porte sur le fractionnement des produits de fission et les actinides mineurs (simulées par des terres rares) dans une vitrocéramique borosilicate riche en molybdène contenant des cristallites de powellite (CaMoO4) étudié par techniques d'analyse élémentaire (LIBS, LA-ICP-MS, et l'EMPA). Il a été montré que des terres rares et Sr (émetteur bêta) sont incorporés préférentiellement dans la phase powellite, tandis que Al, Fe, Zr, Zn et Cs (sources bêta-decay) restent dans le verre. Le comportement de monocristaux orientés de powellite dopé en terres rares (simulants des actinides mineurs) sous irradiations est décrit et commenté afin de comprendre son comportement à long terme dans des conditions de stockage, en utilisant l'interférométrie optique, la spectroscopie Raman, TEM, et la spectroscopie de photoluminescence. On observe que l'irradiation induit un gonflement dans powellite augmentant avec la dose d'irradiation (de 0,012 à 1,2 dpa). La saturation est atteinte à 1,2 dpa. Une contrainte anisotrope associée à un changement du volume de la maille dans le monocristal de powellite a été mis en évidence et analysée par suivi de la position des raies v1 (Ag) et v3 (Eg) des modes Raman. Le désordre induit dans la structure de powellite irradiée est signé par l'augmentation de la largeur des raies Raman. La caractérisation fine par TEM indique que les dommages structuraux induits dans la powellite irradiée suivent l'évolution suivante de la structure cristalline : défauts ponctuels, dislocations, mosaïcité. Il a été confirmé à la fois par Raman et par TEM que la structure powellite résiste fortement à l'irradiation et n'atteint jamais l'état d'amorphisation dans la gamme dpa étudiée (0,012 à 5,0) / The fractionation of fission products and minor actinides (simulated by rare-earth elements) is studied in a Morich borosilicate glass-ceramic containing powellite (CaMoO4) crystallites, using elemental analysis techniques (LIBS, LA-ICPMS, and EMPA). For Mo-rich borosilicate glass-ceramic containing powellite crystallites, it was suggested that rare earth elements and Sr (beta-decay source) are prone to incorporate into the powellite phase, while Al, Fe, Zr et Cs (beta-decay source) and Zn remain in the glass matrix. The behavior of rare-earth (surrogates of radioactive minor actinides) doped powellite single crystal under irradiations figure out its longterm behavior in storage conditions, using optical interferometry, Raman spectroscopy, TEM, and luminescent spectroscopy. It is observed that the irradiation-induced swelling in powellite first increased with irradiation dose (0.012 to 1.2 dpa), then reached saturation after 1.2 dpa Anisotropic stress and lattice volume change induced by irradiation in powellite single crystal were found and analyzed by determining the peak position of V1 (Ag) et V3 (Eg) Raman modes. Structure disorder of irradiated powellite in medium-range order was represented by the Raman linewidth broadening. According to the TEM characterization, the structural damages of irradiated powellite followed an evolution of crystalline structure, point defects, dislocations, mosaicity. It was confirmed by both Raman and TEM that powellite resisted strongly and never reached amorphization within the studied dpa range (0.012 to 5.0)

Afin d’éviter le relâchement d’iode 129 (déchet de moyenne activité à vie longue) dans l’environnement, un nouveau matériau incorporant l’iodate dans une hydroxyapatite phosphocalcique a été étudié. Deux méthodes de préparation de ce matériau ont été développées : élaboration par précipitation suivi d’un frittage SPS et élaboration par voie cimentaire. Une quantité pondérale d’iode (taux d’incorporation maximal de 10%mass.) est incorporé uniquement sous forme iodate dans la structure apatitique préparée à partir des deux méthodes d’élaboration. Un monolithe ayant un taux de densification de 88,6 % a été obtenu après mise en forme de poudres précipitées par frittage SPS. Ce matériau présente une résistance à la lixiviation satisfaisante, caractérisée par une vitesse d’altération initiale en eau pure à 50 °C de 10-2 g.m-2.j-1 (comparable à celle d’un verre R7T7 lixivié dans les mêmes conditions) et par une vitesse d’altération résiduelle à 50 °C de 10-5 g.m-2.j-1 dans l’eau souterraine d’un site potentiel de stockage. Dans l’ensemble, ce matériau est un candidat potentiel pour un conditionnement de l’iode radioactif. / In order to avoid the release of 129I (long-lived intermediate-level waste) in the environment, we describe a novel material incorporating iodate in a calcium phosphate based hydroxyapatite. This material is prepared by two synthetic processes: a wet precipitation route followed by a spark plasma sintering and a cementitious route. A high iodine content (with a maximum incorporation rate of 10 wt.%) is reached for both processes, by incorporation of the iodate in the apatitic structure. A monolith with relative density of 88.6% was obtained after shaping of the precipitated powders by spark plasma sintering. This material reveals satisfactory leaching properties, with an initial leaching rate in pure water at 50 °C of 10-2 g.m-2.j-1, and a residual leaching rate at 50 °C of 10-5 g.m-2.j-1 in underground water of potential geological repositories. All in all, this material is a potential candidate for the conditioning of radioactive iodine.

La dissolution de verres borosilicatés en présence de minéraux magnésiens a été étudiée. Ces minéraux (dolomite, illite, smectite…) appartiennent à la couche géologique (Callovo-Oxfordien) destinée à accueillir le stockage des déchets nucléaires vitrifiés en France. Ils contiennent du magnésium, élément capable d'entretenir l'altération du verre lorsqu'il est disponible en solution. Dans les milieux confinés du stockage, la réactivité des solides contrôle la composition de la solution et peut être la force motrice de l'altération des verres nucléaires. Les expériences montrent que les carbonates magnésiens (hydromagnésite, dolomite) entretiennent l'altération du verre : la précipitation de silicates de magnésium empêche la recondensation du silicium dans la couche passivante en surface du verre. Plus le minéral magnésien est soluble, plus l'altération du verre est importante. Les phases argileuses purifiées (illite, smectite…) du Callovo-Oxfordien (COx) augmentent également l'altération du verre. La moitié du magnésium échangeable de ces phases a été remplacée par du sodium lors du protocole de purification. Dans ces conditions, l'effet des phases argileuses sur l'altération du verre est en partie dû au pH acide qu'elles imposent. Le modèle d'altération des verres GRAAL implémenté dans le code de transport réactif HYTEC a permis de confirmer et de quantifier les mécanismes identifiés à partir des expériences en système fermé. Des expériences en cellule de diffusion, deux compartiments séparés par une barrière diffusive inerte, ont permis de valider une modélisation du transport réactif. Ces expériences, plus représentatives des conditions de stockage, où le bloc de verre sera séparé du COx par les produits de corrosion des aciers, illustrent le ralentissement des cinétiques attendu compte tenu de l'éloignement du verre et des minéraux réactifs. / Borosilicate glasses dissolution has been studied in presence of magnesium minerals. Those minerals (dolomite, illite, smectite…) belong to the Callovo-Oxfordian (COx) claystone layer, studied in France as a potential site for nuclear waste disposal. Such minerals contain magnesium, an element able to sustain glass alteration when it is available in solution. In the confined media of the wastes disposal, thesolids reactivity controls the solution composition and can be the driving force of nuclear glass alteration. Experiments show that magnesium carbonates (hydromagnesite and dolomite) increase in the glass alteration: the precipitation of magnesium silicates consumes silicon which slows down the formation of the glass passivating layer. The lower the magnesium mineral solubility, the lower the glass alteration.The purified clay phases (illite, smectite…) from the COx layer increase the glass alteration. Half the magnesium was remplaced by sodium during the purification process. In such conditions, the effect of clay phases on glass alteration is in part due to the acidic pH-buffering effect of the clay fraction. The GRAAL model implemented in the geochemical transport code HYTEC has confirmed and quantified the mechanisms put in evidence in the experiments. Cells diffusion experiments where the two solids were separated by an inert diffusion barrier allow to valid reactive transport modelling. Such experiments are more representative of the glass package which will be separated from the COx by corrosion products. They show that glass alteration rate is reduced when solids are not close.

Ce travail porte sur le comportement sous irradiation d’une vitrocéramique élaborée par traitement thermique d’une version riche en molybdène du verre de confinement de déchets nucléaires R7/T7 et plus particulièrement de la phase cristalline. Des terres rares (Nd3+ et Eu3+) sont utilisées à la fois comme simulants des produits de fission et des actinides mineurs et comme sondes structurales luminescentes. La phase cristalline présente dans ce type de vitrocéramique est un molybdate de calcium de type powellite CaMoO4 ayant incorporé divers éléments dont des terres rares. Les propriétés cristallochimiques de la phase powellite ont été étudiées notamment par spectroscopie Raman et photoluminescence grâce à divers échantillons naturels et céramiques de compositions allant de CaMoO4 à une modèle proche de celle des cristaux de la vitrocéramique : Ca0,76Sr0,1Na0,07Eu0,01La0,02Nd0,02Pr0,02MoO4. La largeur à mi-hauteur de la bande Raman à 880 cm-1 augmente linéairement en fonction du taux d’incorporation sur le site calcium, incorporation qui influe également sur les paramètres de maille. Le volume intrinsèque de la maille augmente ainsi de 2 %. L’étude d’analogues naturels contenant de l’uranium ainsi que de céramiques et vitrocéramiques irradiées aux ions hélium, argon et plomb a permis de montrer que la structure powellite était très résistante aux dégâts causés. Sous irradiation, le signal de luminescence de Eu3+ des différents échantillons tend à s’uniformiser. Cette uniformisation du signal se retrouve également en spectroscopie Raman. Alors qu’elle peut varier entre 6 et 12 cm-1 pour des céramiques saines, la largeur à mi-hauteur de la bande Raman à 880 cm-1 devient identique, de l’ordre de 18 cm-1, à partir de 10 dpa. Le désordre créé par les irradiations prend le pas sur celui créé par l’incorporation d’éléments dans la structure. Cependant, la spectroscopie Raman et la diffraction des rayons X montre que la structure reste cristalline, au moins partiellement. Sous irradiations, le gonflement de la powellite est en moyenne de 5 % mais est très hétérogène. / This work deals with the behaviour under irradiation of a glass-ceramic made after heat treatment of a molybdenum rich R7/T7 type glass. Rare earth elements (Eu3+ and Nd3+) are used as surrogates of minor actinides and fission products as well as structural luminescent probes. We will focus on the behaviour of the crystalline phase which is a powellite type calcium molybdate that incorporated other elements including rare earth elements. In order to determine the crystalline-chemical properties of the powellite structure, Raman spectroscopy and photoluminescence analyses are led on natural powellite samples and synthetic ceramics with compositions from pure CaMoO4 to Ca0.76Sr0.1Na0.07Eu0.01La0.02Nd0.02Pr0.02MoO4, a model composition of the crystalline phase of the glass-ceramic. The analyses of synthetic samples irradiated with He, Ar and Pb ions compared to the behaviour of a natural powellite sample that contains uranium indicate that powellite resist strongly to irradiation and never reach the amorphous state.

La détermination de la concentration des RadioNucléides à Vie Longue (RNVL) dans les déchets de l'industrie nucléaire est essentielle pour la gestion sur le long terme des sites de stockages. Cette étude se focalise sur la détermination de la concentration de trois RNVL : 129I, 41Ca et 10Be dans les résines échangeuses d'ions utilisées pour la purification du fluide primaire des Réacteurs à Eau Pressurisée (REP). Afin d'exploiter les potentialités de la Spectrométrie de Masse par Accélérateur (SMA) pour mesurer ces radionucléides présents en de très faibles concentrations, des procédures analytiques spécifiques ont été développées incluant : 1) la minéralisation des échantillons, 2) l'extraction sélective des analytes, 3) le conditionnement pour la mesure par SMA. Appliquées à des échantillons de résines usées provenant d'une centrale EDF (REP 900 MWe), les procédures développées ont permis l'extraction quantitative et sélective des RNVL d'intérêt vis-à-vis des émetteurs β-γ et des isobares avant leur mesure par SMA sur l'instrument national ASTER (CEREGE, Aix-en-Provence). L'iode 129, le calcium 41 et le béryllium 10 ont été mesurés dans les résines usées à des concentrations de l'ordre de 10 ng/g, 20 pg/g et 4 ng/g de résine sèche, respectivement. Pour ce qui concerne l'iode 129 et le calcium 41, ces concentrations sont en accord avec celles estimées à partir de facteurs de corrélation établis relativement à des émetteurs gamma facilement mesurables (137Cs et 60Co). Dans le cas du béryllium 10, les résultats obtenus différent significativement des valeurs attendues mais sont cohérents avec de précédentes mesures réalisées par ICP-MS. / Determining the concentration of Long-Lived RadioNuclides (LLRN) in nuclear waste is fundamental for the long term management of storage sites. This study focuses on the determination of three LLRN concentrations, i.e. 129I, 41Ca and 10Be, in ion exchange resins used for primary fluid purification in Pressurized Water Reactors (PWR). To benefit from the Accelerator Mass Spectrometry (AMS) technique allowing to measure extremely low levels of nuclide concentrations, analytical procedures including: 1) sample dissolution; 2) selective and quantitative extraction of the analyte; and, 3) analyte conditioning for AMS measurements, were developed. Applied on spent resin samples collected at a 900 MW PWR, the procedures developed for each studied LLRN allowed their quantitative recovery and their selective extraction from β-γ emitters and isobars. The concentration measurements of the LLRN of interest were then performed on the Accelerator Mass Spectrometry national facility ASTER housed by the Centre Européen de Recherche et d'Enseignement des Géosciences de l'Environnement (CEREGE, Aix-en-Provence). 129I, 41Ca and 10Be concentrations in spent resins were measured to be about 10 ng/g, 20 pg/g and 4 ng/g of dry resin, respectively. Considering 129I and 41Ca, the measured concentrations agree with those assessed from scaling factors established relatively to easily measured gamma emitters (137Cs and 60Co). For 10Be, the presented results are significantly different from expected values but are in agreement with previous ICP-MS results.

Le démantèlement des réacteurs Uranium Naturel Graphite Gaz génèrera en France environ 23 000 tonnes de déchets radioactifs graphités. La gestion appropriée de ces déchets nécessite de déterminer leur inventaire radiologique et de disposer de données fiables sur la localisation et la spéciation des radionucléides (RN). Le 14C a été identifié comme RN d'intérêt pour le stockage en raison de son inventaire initial important et du risque de présence d'une fraction organique mobile dans l'environnement, lors de la phase de stockage. A ce titre, l'objectif de cette thèse CIFRE, réalisée en partenariat avec EDF, est de mettre en œuvre des études expérimentales permettant de simuler et d'évaluer l'impact de la température, de l'irradiation et de la corrosion radiolytique du graphite sur le comportement migratoire en réacteur du 14C et de son précurseur azote. Les données ainsi acquises sont intégrées dans la deuxième partie de ce travail consacrée à l'étude d'un procédé de décontamination thermique du graphite en présence de vapeur d'eau. La démarche expérimentale consiste à simuler respectivement la présence de 14C et de 14N par implantation ionique de 13C et d'azote (14N ou 15N) dans un graphite de rondin SLA2 vierge. Cette étude montre que dans la gamme de températures du graphite en réacteur (100 - 500°C) et en absence de corrosion radiolytique, le 13C est stable thermiquement quel que soit l'état de structure du graphite. En revanche, les expériences d'irradiation du graphite chauffé à 500°C au contact d'un gaz représentatif du caloporteur radiolysé montrent le rôle synergique joué par les espèces oxydantes et l'endommagement du graphite favorisant la mobilité du 13C par gazéification des surfaces et/ou oxydation sélective du 13C plus faiblement lié. En ce qui concerne l'azote constitutif, il a tout d'abord été démontré que sa concentration en surface atteint plusieurs centaines de ppm (< 500 ppm at.) et décroît en profondeur jusqu'à environ 160 ppm at.. Contrairement au 13C implanté, l'azote implanté migre à 500°C lorsque le graphite est fortement déstructuré (environ 8 dpa) alors qu'il reste stable pour un taux de déstructuration moindre (0,14 dpa). Les expériences montrent également le rôle synergique des excitations électroniques et de la température qui accélèrent le transport de l'azote vers la surface du graphite. Cette migration de l'azote semble se faire sous forme moléculaire d'espèces C-N, C=N voire C N. Après huit heures d'irradiation ces espèces ne sont toutefois pas ou peu relâchées et restent bloquées à la surface. L'étude du procédé de décontamination thermique en présence de vapeur d'eau a nécessité la mise en place d'un dispositif de thermogravimétrie couplé à un générateur de vapeur d'eau ainsi que l'optimisation des paramètres de l'étude. Les influences de la température (700°C et 900°C) et de l'humidité relative (50 % HR et 90 % HR) ont été testées à un débit de gaz humide fixe de 50 mL/min. Dans ces conditions, l'oxydation sélective du carbone implanté a été confirmée / The dismantling of UNGG reactors in France will generate about 23 000 tons of radioactive graphite wastes. To manage these wastes, the radiological inventory and data on radionuclides (RN) location and speciation should be determined. 14C was identified as an important RN for disposal due to its high initial activity and the risk of release of a mobile organic fraction in environment, after water ingress into the disposal. Hence, the objective of this thesis, carried out in partnership with EDF, is to implement experimental studies to simulate and evaluate the impact of temperature, irradiation and graphite radiolytic corrosion on the in reactor behavior of 14C and its precursor, 14N. The obtained data are then used to study the thermal decontamination of graphite in presence of water vapor. The experimental approach aims at simulating the presence of 14C and 14N by the respective ion implantation of 13C and 14N or 15N in virgin graphite. This study shows that, in the temperature range reached during reactor operation, (100-500°C) and without radiolytic corrosion, 13C is thermally stable whatever the initial graphite structure. Moreover, irradiation experiments were performed on heated graphite (500°C) put in contact with a gas representative of the radiolysed coolant gas. They show the synergistic role played by the oxidative species and the graphite structure disorder on the enhancement of 13C mobility resulting in the gasification of the graphite surface and/or the selective oxidation of 13C more weakly bound than 12C. Concerning the pristine nitrogen, we showed first that the surface concentration reaches several hundred ppm (<500 ppm at) and decreases at deeper depths to about 160 ppm at.. Unlike implanted 13C, implanted nitrogen migrates at 500 ° C when the graphite is highly disordered (about 8 dpa) while remaining stable for a lower disorder rate (0.14 dpa). Experiments also show the synergistic role by electronic excitations and temperature that accelerate the transport of nitrogen to the surface of the graphite. Nitrogen seems to migrate in the form of molecular species (CN, C = N or C N). After eight hours of irradiation these species are, however, little or not released and blocked at the surface. The study of the thermal decontamination of graphite in presence of water vapor was performed with a thermogravimetric device coupled to a steam water generator device. The influence of temperature (700 ° C and 900 ° C) and of the relative humidity (50% RH and 90% RH) was tested with a wet gas fixed flow rate of 50 ml/min. Under these conditions, the selective oxidation of implanted carbon was confirmed

Dans cette thèse, nous nous sommes intéressés à l'estimation des paramètres de transport de solutés dans un milieu poreux peu perméable, d'un point de vue théorique et appliqué, en lien avec le stockage des déchets nucléaires à vie longue en couche géologique profonde. La problématique de la gestion des déchets nucléaires est devenue durant ces dernières années une préoccupation importante de la société. Les modèles mathématiques utilisés pour le stockage des déchets en site profond sont basés sur les équations d'écoulement et de transport en milieu poreux. Ces modèles nécessitent de connaître les paramètres physiques des différentes couches géologiques. Ces paramètres (porosité et diffusion) n'étant pas accessibles directement, nous avons dans un premier temps étudié l'aspect identification de paramètres à zones fixées. Pour résoudre notre problème inverse, nous avons utilisé des méthodes déterministes (ou variationnelles) basées sur la minimisation d'un critère (ou fonction coût) quadratique, l'objectif étant de trouver l'ensemble des paramètres qui minimisent le critère. Nous avons décomposé le milieu en zones homogènes dans lesquelles les coefficients ont été identifiés (technique de zonation). Pour cela, nous avons différentié le code de convection-diffusion Traces avec le logiciel de différentiation automatique Tapenade afin d'obtenir le code adjoint de Traces. Dans un second temps, nous avons utilisé ce travail pour résoudre le problème d'identification de zones. On a cherché, partant d'une configuration géologique modifiée, à retrouver la configuration géologique réelle en identifiant les paramètres qui ont pour support ces zones. En regroupant ensuite par isovaleurs les coefficients identifiés, nous avons obtenu la configuration recherchée.

La tenue à long terme d'un colis de verre de déchets nucléaires dépend fortement des réactions chimiques opérant au niveau des surfaces au contact de l'eau. Les études entreprises sur des colis de verre inactif fracturés indiquent que le réseau de fissures participe significativement à la surface réactive. Néanmoins, l'interprétation des données expérimentales disponibles, dont la complexité est liée à la méconnaissance du réseau de fissures et des conditions locales d'altération, ne permet pas d'appréhender l'ensemble des mécanismes physico-chimiques mis en jeu.<br />Une meilleure compréhension de ces mécanismes passe par l'étude du couplage chimie transport dans des objets simples : les fissures modèles. L'altération de ces fissures dans des conditions agressives (pH>11) montre que la configuration de la fissure (horizontale ou verticale) impose le mécanisme de transport prépondérant (respectivement diffusion ou convection associée à la gravité). Ce mécanisme convectif semble négligeable à des pH plus faibles. La vitesse convective est estimée via un modèle 1D de transport réactif.<br /> Deux autres paramètres ont été étudiés : l'influence d'un gradient thermique et celle de l'interconnectivité des fissures sur l'altération. Une rétroaction forte de la vitesse convective, induite par un gradient thermique, sur la cinétique d'altération est observée au sein de la fissure.<br /> Ces travaux ont abouti à la réalisation d'une expérience intégrale d'altération d'un réseau de 163 fissures soumis à un gradient thermique. <br />L'utilisation du code géochimique HYTEC dans le cadre cette étude révèle les bonnes potentialités du logiciel cependant le modèle cinétique d'altération reste à améliorer.

Certains oxydes sous forme cristalline, plus particulièrement la zircone (ZrO2) et le spinelle (MgAl2O4), sont des matrices potentielles pour la transmutation du plutonium et des actinides mineurs. Ce travail concerne l'étude des propriétés physico-chimiques de ces matrices, avec un accent particulier sur leur comportement vis-à-vis de l'irradiation et leur capacité à confiner les produits de fission. Les irradiations à basse énergie et l'incorporation d'analogues stables de produits de fission (Cs, I, Xe) dans des monocristaux de ZrO2 (phase cubique stabilisée avec Y2O3) et MgAl2O4 ont été réalisées avec l'implanteur d'ions du CSNSM-Orsay. Les irradiations à haute énergie ont été effectuées sur divers accélérateurs d'ions lourds (GANIL-Caen, ISL-Berlin, HIL-Varsovie). Les techniques de microanalyse nucléaire (RBS et canalisation) ont été mises en œuvre in situ sur l'accélérateur ARAMIS du CSNSM-Orsay pour caractériser le désordre créé par l'irradiation, et pour étudier le relâchement des produits de fission. Des expériences complémentaires de microscopie électronique à transmission ont été réalisées afin de déterminer la nature du désordre créé. Les résultats expérimentaux indiquent que l'irradiation de ZrO2 et MgAl2O4 avec des ions lourds de quelques centaines de keV ou de quelques centaines de MeV crée un désordre structural important dans les matrices cristallines. Le désordre total (amorphisation) n'est jamais atteint dans le cas de la zircone, contrairement au spinelle. Ces résultats montrent également l'influence déterminante de la concentration en produits de fission sur leur relâchement dans les deux matériaux étudiés, avec une forte augmentation du relâchement quand la concentration excède une valeur seuil, ou en présence de défauts produits par une irradiation avec des ions de gaz rares. Une exfoliation du spinelle implanté à forte concentration d'ions Cs est observée après traitement thermique à haute température.