Cette thèse présente une analyse approfondie et comparative des résultats de mesures µ-XRD et µ-XAS sur des combustibles UO2 standard, dopé au sesquioxyde de chrome (Cr2O3) et MOX, irradiés ou non. Elle présente également l'interprétation des résultats en regard des effets induits par le chrome en tant que dopant ainsi que par la présence de plusieurs produits de fission. Les paramètres de maille de l’UO2 et les paramètres de densité d'énergie de déformation élastique dans les matériaux irradiés ou non ont été mesurés et quantifiés. Les données de µ-XRD ont en outre permis l'évaluation de la taille des domaines cristallins, ainsi que l’étude de la formation de sous-grains à différentes positions au sein des pastilles de combustibles irradiés. Le paramètre de maille et l'environnement atomique local du chrome dans des précipités d’oxyde de chrome présents dans les pastilles de combustible non-irradié ont également été déterminés. La structure locale du Cr dans la matrice du combustible dopé et l'influence de l'irradiation sur l'état du chrome dans la matrice de combustible ont été étudiées. Enfin, pour une comparaison du comportement des gaz de fission et du phénomène de re-solution induite par l'irradiation dans l’UO2 standard ou dopé, la dernière partie de ce travail propose une tentative d'analyse de l’environnement atomique du Kr dans ces deux combustibles irradiés. Le travail effectué par micro-faisceau XAS sur ce gaz de fission a permis la détermination des distances du Kr avec ses proches voisins, une estimation des densités atomiques des gaz de fission dans les agrégats et des pressions internes apparentes dans ces nano-phases de gaz inertes. / This thesis work reports in depth analyses of measured µ-XRD and µ-XAS data from standard UO2, chromia (Cr2O3) doped UO2 and MOX fuels, and interpretation of the results considering the role of chromium as a dopant as well as several fission product elements. The lattice parameters of UO2 in fresh and irradiated samples and elastic strain energy densities in the irradiated UO2 samples have been measured and quantified. The µ-XRD patterns have further allowed the evaluation of the crystalline domain size and sub-grain formation at different locations of the irradiated fuel pellets. Attempts have been made to determine lattice parameter and next neighbor atomic environment in chromia-precipitates found in fresh chromia-doped fuel pellets. The local structure around Cr in as-fabricated chromia-doped UO2 matrix and the influence of irradiation on the state of chromium in irradiated fuel matrix have been addressed. Finally, for a comparative understanding of fission gases behavior and irradiation induced re-solution phenomenon in standard and chromia-doped UO2, the last part of the present work tries to clarify the fission gas Kr atomic environment in these irradiated fuels. The work performed on Kr, by micro-beam XAS, comprises the determination of Kr next neighbor distances, an estimation of gas atom densities in the aggregates, and apparent internal pressures in the gas bubbles.

Nuclear fuel performance is highly affected by the behaviour of fission gases, particularly<p>at elevated burnups, where large amounts of gas are produced and can<p>potentially be released. The importance of fission gas release was the motivation<p>for large efforts, both experimentally and theoretically, in order to increase our<p>understanding of the different steps of the process, and to continuously improve<p>our models.<p>Extensions to higher burnups, together with the growing interest in novel types<p>of fuels such as inert matrix fuels envisaged for the transmutation of minor actinides,<p>make that one is still looking for a permanently better modelling, based<p>on a physical understanding and description of all stages of the release mechanism.<p>Computer simulations are nowadays envisaged in order to provide a better<p>description and understanding of atomic-scale processes such as diffusion, but even<p>in order to gain insight on specific processes that are inaccessible by experimental<p>means, such as the fuel behaviour during thermal spikes.<p>In the present work simulation techniques based on empirical potentials have<p>been used, focusing in a first stage on pure uranium dioxide. The behaviour of<p>point defects was at the core of this part, but also the estimation of elastic and<p>melting properties.<p>Then, in a second stage, the study has been extended to the behaviour of helium<p>and xenon. For helium, the diffusion in different domains of stoichiometry<p>was considered. The simulations enabled to determine the diffusion coefficient and<p>the migration mechanism, using both molecular dynamics and static calculation<p>techniques. Xenon behaviour has been investigated with the additional intention<p>to model the behaviour of small intragranular bubbles, particularly their interaction<p>with thermal spikes accompanying the recoil of fission fragments. For that<p>purpose, a simplified description of these events has been proposed, which opens<p>perspectives for further work.<p>/<p>Les performances du combustible nucléaire sont fortement affectées par le comportement<p>des gaz de fission, et ce particulièrement lorsqu’un taux d’épuisement<p>élevé est atteint, puisque d’importantes quantités de gaz sont alors produites<p>et peuvent potentiellement être relâchées. Les enjeux, entre autre économiques,<p>liés au relâchement de gaz de fission ont donné lieu à d’importants efforts, tant<p>sur le plan expérimental que théorique, afin d’accroître notre compréhension des<p>différentes étapes du processus, et d’améliorer sans cesse les mod`eles. Les extensions<p>à des taux d’épuisements encore plus élevés ainsi que l’intérêt croissant pour<p>de nouveaux types de combustible tels que les matrices inertes, envisages en vue<p>de la transmutation des actinides mineures, font qu’à l’heure actuelle, le besoin<p>permanent d’une meilleure modélisation, basée sur une compréhension et une description<p>physique des différentes étapes du processus de relâchement de gaz de<p>fission, est toujours de mise.<p>Les simulations par ordinateur ont ainsi été considérée comme un nouvel angle<p>de recherche sur les processus élémentaires se produisant à l’échelle atomique, à la<p>fois afin d’obtenir une meilleure compréhension de processus tels que la diffusion<p>atomique ;mais aussi afin d’avoir accès à certains processus qui ne sont pas observables<p>par des voies expérimentales, tels que la le comportement du combustible<p>lors de pointes thermiques.<p>Dans ce travail, deux techniques, basées sur l’utilisation de potentiels interatomiques<p>empiriques, ont permis d’étudier le dioxyde d’uranium, dans un premier<p>temps en l’absence d’impuretés. Cette partie était principalement centrée sur le<p>comportement des défauts ponctuels, mais a aussi concerné différentes propriétés<p>élastiques, ainsi que le processus de fusion du composé.<p>Ensuite l’étude a été étendue aux comportements de l’hélium de du xénon. Pour<p>ce qui a trait à l’hélium, la diffusion dans différents domaines de stoechiométrie<p>a été considérée. Les simulations ont permis de déterminer le coefficient de diffusion<p>ainsi que le mécanisme de migration lui-même. Quant au xénon, outre les<p>propriétés de diffusion, l’intention fut de se diriger vers la modélisation des petites<p>bulles intragranulaires, et plus précisément vers leur interaction avec les pointes<p>thermiques, créées lors du recul des fragments de fission. Une description simplifiée de ce processus a été proposée, qui offre de nouvelles perspectives dans ce<p>domaine.<p><p> / Doctorat en Sciences de l'ingénieur / info:eu-repo/semantics/nonPublished