Le procédé PUREX utilise comme molécule extractante le tri-butyl-phosphate (TBP) pour assurer l’extraction et la purification de l’uranium et du plutonium des combustibles nucléaires usés. Bien que le retour d’expérience industriel soit très positif, des améliorations de ce procédé sont possibles notamment pour le futur traitement de combustibles plus riches en plutonium. Les extractants de la famille des N,N-dialkylamides (monoamides) ont montré par le passé une potentialité avérée pour remplacer le TBP : ils permettent de co-extraire l’uranium et le plutonium puis de dés-extraire sélectivement le plutonium par une diminution de l’acidité du milieu, supprimant ainsi les opérations de réduction du plutonium consommatrices en réactif potentiellement toxique (hydrazine). Le travail de recherche mené au cours de cette thèse vise à comprendre et modéliser l’extraction de certains produits de fission et actinides mineurs : césium, europium, américium, ruthénium et technétium, éléments qui ne doivent pas contaminer les matières recyclées. Les systèmes extractants choisis pour l’étude sont constitués des monoamides N,N-di (éthyl-2 hexyl) butanamide (DEHBA), N,N-di (éthyl-2 hexyl) isobutanamide (DEHiBA), du mélange de ces deux monoamides, de N-méthyl-N-octyl-(2-ethyl)hexanamide (MOEHA) et de TBP, extractant actuellement utilisé à l’usine AREVA de La Hague, dilués dans le tétrapropylène hydrogéné (TPH). Pour y parvenir, une démarche multi-échelle a été mise en place avec l’acquisition de données de distribution et de données thermodynamiques. Ces données ont servi de support pour élaborer des modèles permettant de simuler le comportement des différents éléments dans les cycles d’extraction actuel ou futur. En parallèle et lorsque les conditions chimiques des systèmes le permettaient, des études de spéciation des phases organiques ont été entreprises, afin d’obtenir des informations sur la stœchiométrie des complexes formés et sur les mécanismes mis en jeu au cours de l’extraction.De ces travaux peuvent se dégager un certain nombre de conclusions :- l’extraction des nitrates de césium, d’europium et d’américium par les monoamides est très faible et a pu être correctement modélisée,- l’extraction du technétium par les monoamides semble répondre au même mécanisme que dans le cas du TBP : le technétium est principalement co-extrait en phase organique en formant des complexes mixtes avec l’uranium. En effet, un anion pertechnétate se substitue à un anion nitrate dans les complexes formés entre l’extractant et le nitrate d’uranyle, selon un mode de coordination monodenté, conduisant à une extraction exacerbée du technétium. La modélisation de l’extraction du technétium par les monoamides a pu être améliorée en reconsidérant l’estimation des écarts à l’idéalité en phase aqueuse avec une nouvelle variation du coefficient d’activité de l’acide pertechnétique en solution binaire dans l’eau,- avec les monoamides comme avec le TBP, le ruthénium est faiblement extrait en phase organique mais cette fraction extraite, aussi faible soit elle, constitue une contamination résiduelle du solvant. Les données acquises, grâce à la mise au point d’un protocole de préparation de solutions simulées, sont représentatives du comportement du ruthénium dans les conditions d’extraction des procédés. Les modèles développés permettent de très bien reproduire le comportement du ruthénium dans les opérations d’extraction de procédés mis en œuvre à l’échelle pilote, sur des solutions de dissolution réelles,- une approche nouvelle pour le calcul des coefficients d’activité en phase organique a été développée. Elle explicite les écarts à l’idéalité liés à l’association en phase organique via les équilibres de complexation, mais aussi, et pour la première fois, les effets liés à la répulsion entre espèces en les considérant comme des sphères dures. / The PUREX process is a solvent extraction method dedicated to the reprocessing of irradiated nuclear fuel in order to selectively extract uranium(VI) and plutonium(IV) from fission products and minor actinides. The tri-n-butylphosphate (TBP) is used as the extractant in the organic phase. Within the frame of the development of Generation IV reactors, new liquid-liquid extraction processes are under development for the reprocessing of spent nuclear fuels. The N,N-dialkylamides (monoamides) already showed their potentiality as promising alternative extractant to TBP for nuclear fuel reprocessing: they are able to extract U(VI) and Pu(IV) selectively by adjusting the nitric acid concentration without using Pu(IV) reducing agents. This study aims at understanding and modeling the extraction of some fission products and minor actinides: cesium, europium, americium, ruthenium and technetium, which may occur as impurities in the organic phase. In the present study, the extraction properties of N,N-di (ethyl-2 hexyl) butanamide (DEHBA), N,N-di (ethyl-2 hexyl) isobutanamide (DEHiBA), as well as a mixture of these two monoamides, N-methyl-N-octyl-(2-ethyl)hexanamide (MOEHA) and TBP, the extractant currently used in the PUREX process at the La Hague plant, diluted in TPH, were studied. For that purpose, a multi-scale approach has been used to describe the extraction mechanisms combining two different descriptions. Distribution and thermodynamic data were first determined from batch experiments. Based on these data, thermodynamic models were developed and are able to predict the behaviour of the different elements in current or future processes. Dedicated methods were also performed to obtain information about the stoichiometry of the extracted species and about the mechanisms involved during the extraction step.The main conclusions that can be deduced from this study are:- even if the extraction of cesium, europium and americium nitrates with monoamides is very low, models have been developed and fit the experimental data with good agreement,- the same mechanism may be involved in the extraction of technetium with TBP or monoamides: technetium is preferentially co-extracted in organic phase as mixed uranium-technetium species. Indeed, one TcO4- anion replaces one NO3- ion in a monodentate coordination mode in the uranium-monoamide complex. The developed thermodynamic models, that have been improved by taking into account a new variation of the pertechnetic acid activity coefficient in binary solution, fit very well the experimental data,- with monoamides as with TBP, ruthenium is poorly extracted but remains troublesome in the spent fuel reprocessing industry because of its retention in the irradiated solvent. Distribution data have first been determined from batch experiments thanks to the development of a new methodology for simulated ruthenium spent fuel dissolution solutions preparation. The developed thermodynamic models fit very well the batch experimental data. Thus, they was then used to simulate ruthenium behaviour in counter-current hot tests performed in mixer-settlers- a new approach for the activity coefficient calculation in organic phase has been developed. The MSA theory (Mean Spherical Approximation) was chosen for this purpose to explicitly describe both association and repulsive forces.Finally, this work that includes a macroscopic study (distribution and thermodynamic data acquisition and modeling) and molecular investigations (ESI-MS, FT-IR and X-ray absorption analysis supported by theoretical calculations) provides a new insight in the description of solvent extraction mechanism.

Dans les nouvelles centrales nucléaires dites 4ème génération, comme d’ailleurs les anciennes, le dioxyde d’uranium devra opérer dans des milieux hostiles de températures et d’irradiation avec la présence des produits de fission (PF) et des particules alpha (α). Le fonctionnement dans ces conditions extrêmes induira des déplacements d’atomes et dégradera les propriétés thermiques et mécaniques du combustible UO2. La compréhension du comportement des défauts lacunaires, des PF et de l’hélium est cruciale pour prévoir le comportement du dioxyde d’uranium au sein de ces futures installations nucléaires. La première partie de cette thèse est consacrée à l’étude des défauts lacunaires induits par l’implantation de krypton et d’iode (quelques MeV) dans l’UO2 polycristallin et leurs stades de recuits. L’analyse par spectroscopie d’annihilation de positons (PAS) a permis de mettre en évidence la création de défauts de Schottky VU-2VO dans le cas des implantations iode et la formation de clusters lacunaires contenant du gaz pour les implantations krypton. L’évolution en température de ces défauts générés dépend des paramètres d’implantation (nature des ions, énergie, fluence). Cette étude a montré les rôles importants que peuvent jouer les défauts lacunaires et la présence des gaz de fission dans l’évolution du matériau UO2. Ensuite, nous nous sommes intéressés à l’étude et à la caractérisation, par PAS et les techniques d’analyse par faisceau d’ions (NRA/C et RBS/C), du comportement de l’hélium dans l’UO2. Les mesures de NRA/C et RBS/C révèlent une localisation d’une grande fraction d’hélium dans les sites interstitiels octaédriques de la matrice UO2. La localisation de l’hélium reste stable dans ces sites pour T< 600°C, évoluent légèrement entre 600 et 700°C et devient aléatoire à 800°C. Les mesures PAS mettent en évidence trois stades d’évolution des défauts lacunaires : la recombinaison par migration des interstitiels d’oxygène, l’agglomération des défauts entre 600 et 800°C et leur dissociation et élimination lorsque la température augmente. Ces résultats suggèrent que le transport d'hélium est assisté par les défauts lacunaires. / In the new fourth generation nuclear plants, as in the old ones, uranium dioxide must operate in hostile environments of temperature and irradiation with the presence of fission products (FP) and alpha particles (α). Operation in these extreme conditions will induce atoms displacements and degrade the thermal and mechanical properties of UO2 fuel. Understanding the behavior of induced vacancy defects, FP and helium is crucial to predict the uranium dioxide behavior in the future nuclear reactors. The first part of this thesis is dedicated to the study of vacancy defects induced by krypton and iodine implantation (a few MeV) in the UO2 polycrystalline and of their evolution under annealing. Analysis by positron annihilation spectroscopy (PAS) has highlighted the creation of Schottky defects VU-2VO in the case of iodine implantations and formation of vacancy clusters containing the gas for krypton implantation. The temperature evolution of these defects depends on the implantation parameters (nature of the ion energy, fluence). This study showed the important roles that can play vacancy defects and the presence of fission gases in the evolution of UO2 material. Then we were interested in the study of the helium behavior in UO2 its location and migration, agglomeration and interaction with vacancy defects by using PAS and ion beam analysis (NRA/C and RBS/C). The NRA/C and RBS/C characterizations showed a localization of a large helium fraction in the octahedral interstitial sites of the UO2 matrix. The helium location in these sites remains stable for T <600°C, changing slightly between 600 and 700°C and becomes random at 800°C. Positron annihilation spectroscopy reveals three stages of vacancy defects evolution : The recombination with oxygen interstitial migration, defects agglomeration between 600 and 800°C and their dissociation and elimination when the temperature increases. These results suggest that the He transport is assisted by the vacancy defects.

Les rendements de fission sont des données importantes pour les applications nucléaires ainsi que pour les modèles théoriques qui cherchent à reproduire ces distributions. Les rendements des produits de fission légers pour de nombreux noyaux ont été mesurés par le passé sur le spectromètre Lohengrin. Mais la méthode expérimentale utilisée, détection par chambre à ionisation, ne permet pas la séparation des isotopes pour les produits de fission lourds. Pour valider la méthode dans cette région et compléter les bibliothèques, les rendements isobariques de l’235U(nth,f), du 239Pu(nth,f) et du 241Pu(nth,f) ont été mesurés. La mise en place d’un nouveau dispositif de détection gamma sur le spectromètre a permis de déterminer les rendements isotopiques du 239Pu(nth,f). De plus les distributions en charge ionique et en énergie cinétique des produits de fission ont été étudiées, et ont mis en évidence la présence d'isomères nanosecondes pour certains de ces noyaux. / In spite of the huge amount of fission yield data available in different libraries, more accurate values are still needed for nuclear energy applications and to improve our understanding of the fission process. Thus measurements of fission yields were performed at the mass spectrometer Lohengrin at the Institut Laue-Langevin in Grenoble, France. The mass separator Lohengrin is situated at the research reactor of the institute and permits the placement of an actinide layer in a high thermal neutron flux. It separates fragments according to their atomic mass, kinetic energy and ionic charge state by the action of magnetic and electric fields. Coupling with a high resolution ionization chamber the experiment was used to investigate the mass and isotopic yields in the light mass region. Almost all fission yields of isotopes from Th to Cf have been measured at Lohengrin with this method. It has been extended in this work to the heavy mass region for the reactions 235U(nth,f), 239Pu(nth,f) and 241Pu(nth,f). For these higher masses an isotopic separation is no longer possible. That is why a new method was undertaken with the reaction 239Pu(nth,f) to determine the isotopic yields by gamma spectrometry. During these experiments the ionic charge state and kinetic energy distributions have been measured. Nanosecond isomers have been discovered for some nuclei thanks to a non gaussian charge state distribution. The kinetic energy distributions present very interesting structures which have been also discussed.

Comprendre les mécanismes de spéciation des Produits de Fission (PF) dans le combustible nucléaire est un enjeu majeur pour pouvoir estimer précisément le terme source d’un accident grave. Parmi les nombreux PF créés, certains sont très réactifs et peuvent avoir un impact radiologique important en cas de relâchement dans l’atmosphère. C’est notamment le cas du césium (Cs), du molybdène (Mo) et du baryum (Ba). C’est dans ce contexte que s’inscrit le travail de thèse qui propose d’apporter des données expérimentales sur l’effet du potentiel oxygène sur la spéciation du Cs, du Mo et du Ba dans des combustibles nucléaires, à différents stades d’un accident grave.Une approche thermodynamique a été utilisée en support à l’interprétation des données expérimentales obtenues dans le cadre de ce travail. Deux types d’échantillons ont été étudiés: des combustibles MOX irradiés et des matériaux simulant un combustible UO2 à fort taux de combustion, obtenus par frittage à haute température (SIMFuel). Les échantillons ont été traités thermiquement dans des conditions représentatives d’un accident grave survenant dans un Réacteur à Eau Pressurisée (REP). Les conditions expérimentales ont couvert une gamme de température allant de 400°C à 2530°C et des potentiels oxygène situés entre -470 kJ.mol(O2)-1 et -100 kJ.mol(O2)-1. Les échantillons ont été caractérisés finement avant et après chaque traitement à l’aide de techniques complémentaires comme la microscopie optique et électronique, la microsonde et le SIMS dans le cas de l’irradié. Des mesures de XANES sur synchrotron ont été réalisées sur SIMFuel et ont conduit à des résultats importants en termes de spéciation des PF. Enfin, la technique de Spark Plasma Sintering (SPS) a été explorée avec succès pour la fabrication de SIMFuel contenant du Cs, du Mo et du Ba sous des formes chimiques représentatives d’un combustible REP en fonctionnement nominal.Ce travail a permis de mettre en évidence l’effet de la température en conditions oxydantes sur le comportement du combustible et des PF. Une oxydation du Mo, initialement présent sous forme métallique dans les inclusions blanches du combustible, en MoO2 a été observée dès 1000°C en conditions oxydantes. Une interaction entre le MoO2 formé et le Ba contenu dans la phase oxyde a eu lieu dans les mêmes conditions, menant à la formation de BaMoO4. Le potentiel oxygène joue aussi un rôle important dans le phénomène d’interaction pastille-gaine, en favorisant la diffusion des espèces en conditions oxydantes, diminuant ainsi la température de fusion du combustible. / In the nuclear community, it is a top priority to gain in-depth understanding of fission product (FP) speciation mechanisms occurring in nuclear fuel in order to precisely estimate the source term of a severe accident. Among the FP produced, some are highly reactive and may have a strong radiological impact if released into the environment. This is particularly the case of cesium (Cs), molybdenum (Mo) and barium (Ba). In this context, the objective of this study is to provide experimental data on the effect of the oxygen potential on Cs, Mo and Ba speciation in nuclear fuels at different stages of a severe accident.A thermodynamic approach was coupled with the experimental work to support the interpretation of experimental data. Two types of samples were studied in detail: irradiated MOX fuels and simulated high burn-up UO2 fuels produced through sintering at high temperature (SIMFuel). The samples were submitted to thermal treatments in conditions representative of a pressurised water reactor (PWR) severe accident. This approach made it possible to cover a temperature range from 400°C up to 2530°C and oxygen potentials from -470 kJ.mol(O2)-1 to -100 kJ.mol(O2)-1. The samples were characterized before and after each test using complementary techniques like OM, SEM, EPMA and SIMS in the case of irradiated fuels. XANES measurements using synchrotron radiation facilities were performed on SIMFuels and provided valuable results on FP speciation. Moreover, spark plasma sintering (SPS) was successfully investigated for the production of SIMFuel samples containing Cs, Mo and Ba in a chemical state representative of PWR fuel in normal operating conditions.This work highlighted the effect of oxidizing severe accident conditions on the fuel and FP behavior. Oxidation of Mo initially contained in the fuel’s metallic inclusions into MoO2 was observed to take place around 1000°C in oxidizing conditions. An interaction between MoO2 and the oxide phase containing Ba took place in the same conditions, leading to the formation of BaMoO4. The oxygen potential also plays an important role in fuel-cladding interactions, enhancing the diffusion of species in oxidizing conditions and lowering the temperature at which fuel melting occurs.

Les fluorures fondus sont utilisés dans les Réacteurs à Sels Fondus tels que le réacteur non modéré, à neutrons rapides, MSFR où le sel fondu LiF-ThF4 joue le rôle du combustible et du liquide caloporteur. La formation des produits de fissions (PF) tels que les lanthanides, au cours du fonctionnement de ce réacteur, peut modifier les propriétés physicochimiques du bain fondu. Il est ainsi important de caractériser le bain fondu de point de vue structural et dynamique afin de remonter à ses propriétés. En raison des problèmes de radioactivité liés au thorium, et des conditions requises liées aux méthodes spectroscopiques utilisées, le système étudié dans ce manuscrit est le LiF-ZrF4-LaF3 (le zirconium et le lanthane étant des PF potentiels). L'approche développée dans cette thèse combine des mesures par spectroscopies RMN et EXAFS à 850 °C avec des simulations de dynamique moléculaire. Dans le bain fondu, nous avons montré la coexistence de complexes à base de zirconium et de lanthane de différentes coordinences, dont les proportions et les interactions dépendent de la composition. En fonction de la teneur en ZrF4, les espèces [ZrF7]3- majoritaires évoluent peu mais se connectent davantage via des fluors pontants. L’ajout de LaF3 au mélange stabilise la coordinence 7 autour du zirconium et tend à enrichir l’environnement du lanthane en fluors. Un ordre à moyenne portée s’établit entre les différents complexes à base de zirconium et de lanthane par l’intermédiaire des fluors pontants. La dynamique des espèces est ralentie en fonction de l’ajout de ZrF4 et LaF3. Nous avons noté un effet important sur la structure et la dynamique des espèces à partir de 10% mol. LaF3 ajouté au mélange. Les données obtenues par cette approche originale de la chimie du bain fondu dans le RSF en présence des PF, sont fondamentales pour améliorer la séparation de ces derniers et optimiser le procédé. / Molten fluorides are used in Molten Salt Reactors MSR such as the non moderated fast reactor MSFR, where the molten salt LiF-ThF4 is the fuel and the coolant. The formation of fission products (FP) such as lanthanides, during the reactor operation, possibly modifies the physicochemical properties of the melt. It is therefore important to characterize the melt from the structural and the dynamics point of view in order to determine its properties. Because of problems related to the radioactivity of thorium, as well as requirements related to spectroscopic methods, the system studied in this thesis is the LiF-ZrF4-LaF3 (zirconium and lanthanum are possible FP). The approach followed in this thesis combines measurements by NMR spectroscopy and EXAFS at 850 °C with molecular dynamics simulations. In the molten salt, we have shown the existence of zirconium and lanthanum complexes with different coordination numbers, whose proportions depend on the composition. Depending on the content of ZrF4, [ZrF7]3- species are dominant but change slightly and are further connected between each other’s via bridging fluorine. The addition of LaF3 to the mixture stabilizes the 7 coordination number around the zirconium and tends to enrich the environment of lanthanum with fluorides. A medium-range order is established between the various complexes containing zirconium and lanthanum due to bridging fluorine. Species dynamics is slower when the amount of either ZrF4 or LaF3 is higher. We noted a significant effect on the structure and dynamics of species starting 10 mol%. LaF3 added to the medium. The data obtained by this novel approach concerning the chemistry of the molten salt in MSR containing FP, are fundamental to improve the separation of these products and optimize the process.

En rampe de puissance, le combustible nucléaire est soumis à d'importantes contraintes thermiques et mécaniques, et subit une modification profonde de son environnement chimique. Le combustible contraint fortement la gaine, notamment au niveau des zones inter-pastilles, ce qui, associé au relâchement de produits de fission corrosifs, peut conduire à sa rupture par corrosion sous contraintes. Les évolutions simultanées de la mécanique, de la thermique et de la chimie du combustible sont liées, et participent au bon ou mauvais comportement de l'UO2 en rampe de puissance. L'objectif de ce travail est de modéliser à l'échelle d'une pastille de combustible, l'évolution couplée de la chimie, de la thermique et de la mécanique, et de préciser l'impact de ces couplages sur le comportement de l'UO2 en rampe de puissance. La finalité est d'évaluer un terme source en relâchement d'iode pour alimenter les modèles de corrosion sous contraintes dédiés aux études d'Interaction Pastille-Gaine. / Nuclear fuels under power transient undergo high thermal and mechanical stresses, as well as deep chemical modifications. Stresses on the cladding at the inter-pellet plane due to the pellet thermal expansion, associated to the corrosive fission product release, can lead to clad failures, resulting from a stress corrosion cracking mechanism. The thermal, mechanical and chemical properties of the UO2 irradiated fuel are closely dependent and play a major role on the behavior of the material during a power transient. The aim of this work is to model at the pellet scale the chemical, thermal and mechanical coupled changes of the UO2 fuel during a power transient scenario and to evaluate the consequences on the fuel behavior. The final objective is to obtain an evaluation of the iodine release source term to be used in I-SCC modelling codes dedicated to Pellet-Clad-Interaction studies.

L’identification des mécanismes de relâchement des Produits de Fission (PF) hors de combustible nucléaire irradié lors d’un accident grave est primordiale pour le développement de codes capables d’estimer précisément le terme source (nature et quantité des radionucléides émis dans l’environnement). Parmi les différents PF, les Ba, Cs, Mo et le Ru sont particulièrement intéressants, car ils peuvent interagir entre eux ou avec d’autres éléments et donc affecter leur relâchement. Dans le cadre de cette thèse, deux axes de travail ont été mis en place avec l’objectif d’identifier les phases chimiques présentes avant l’accident et leur évolution au cours de l’accident lui-même. L’approche expérimentale a consisté à reproduire les conditions d’un accident nucléaire à l’échelle du laboratoire, en utilisant des échantillons de combustibles irradiés et des matériaux modèles (UO₂ vierge dopés en 12 PF). Le principal avantage de ces derniers est l’utilisation de méthodes de spéciation chimique comme la Spectroscopie d’Absorption des rayons X, qui n’est pas aujourd’hui encore disponible pour les combustibles irradiés. Trois échantillons de combustible irradié ont été étudies, représentatifs de l’état initial (i.e. avant l’accident), d’une étape intermédiaire en température (1773K) et d’un état avancé d’accident nucléaire (2873K). Pour les matériaux modèles, plusieurs séquences accidentelles (de 573K à 1973K) ont été réalisés. Les résultats expérimentaux ont permis d’établir un nouveau mécanisme de relâchement des PF en en fonction des conditions oxydantes et réductrices du scénario accidentel. Ces résultats ont démontré aussi l’importance des matériaux modèles pour l’étude des accidents nucléaires graves, en complémentarité aux combustibles irradiés. / The identification of Fission Products (FP) release mechanism from irradiated nuclear fuels during a severe accident is of main importance for the development of codes for the estimation of the source-term (nature and quantity of radionuclides released into the environment). Among the many FP Ba, Cs, Mo and Ru present a particular interest, since they may interact with each other or other elements and thus affect their release. In the framework of this thesis, two work axes have been set up in order to identify, firstly, the chemical phases initially present before the accident and, secondly, their evolution during the accident itself. The experimental approach consisted in reproducing nuclear severe accidents conditions at laboratory scale using both irradiated fuels and model materials (natural UO₂ doped with 12 FP). The advantage of these latter is the possibility of using characterization methods such as X-ray Absorption Spectroscopy which are not available for irradiated fuels. Three irradiated fuel samples have been studied, representative to an initial state (before the accident), to an intermediate stage (1773K) and to an advanced stage (2873K) of a nuclear severe accident. Regarding to model materials, many accident sequences have been carried out, from 573 to 1973K. Experimental results have allowed to establish a new release mechanism, considering both reducing and oxidizing conditions during an accident. These results have also demonstrated the importance of model materials as a complement to irradiated nuclear fuels in the study of nuclear severe accidents.

Au-dessus d'un taux de combustion seuil ≥ 7 at %, les produits de fission volatils Cs, I, et Te ou métalliques (Mo) sont partiellement relâchés hors du combustible et finissent par constituer une couche de composés de PF qui remplit progressivement le jeu existant entre la périphérie de la pastille et la surface interne de la gaine en acier inoxydable. Nous appelons cette couche JOG pour Joint Oxyde-Gaine. Mon sujet de thèse est axé sur l'étude thermodynamique du système (Cs, I, Te, Mo, O) + (U, Pu) ainsi que sur l'étude de la diffusion de ces produits de fission à travers le combustible vers le jeu combustible-gaine pour former le JOG.L'étude thermodynamique constitue la première étape de mon travail. Sur la base d'une analyse critique des données expérimentales issues de la littérature, les systèmes Cs-Te, Cs-I, Cs-Mo-O ont été modélisés par la méthode CALPHAD. En parallèle, une étude expérimentale a été entreprise pour valider la modélisation CALPHAD du système binaire Cs-Te. Dans une deuxième étape, les données thermodynamiques résultant de la modélisation CALPHAD ont été introduites dans la base de données du code de calcul thermodynamique ANGE (code interne au CEA dérivé du logiciel SOLGASMIX) dont la finalité est le calcul de la composition chimique du combustible irradié. Dans une troisième étape, le code de calcul thermodynamique ANGE (Advanced Numeric Gibbs Energy minimiser) a été couplé avec le code de simulation du comportement thermomécanique du combustible des RNR-Na GERMINAL V2. / For a burn-up higher than 7 at%, the volatile FP like Cs, I and Te or metallic (Mo) are partially released from the fuel pellet in order to form a layer of compounds between the outer surface of the fuel and the inner surface of the stainless cladding. This layer is called the JOG, french acronym for Joint-Oxyde-Gaine.My subject is focused on two topics: the thermodynamic study of the (Cs-I-Te-Mo-O) system and the migration of those FP towards the gap to form the JOG.The thermodynamic study was the first step of my work. On the basis of critical literature survey, the following systems have been optimized by the CALPHAD method: Cs-Te, Cs-I and Cs-Mo-O. In parallel, an experimental study is undertaken in order to validate our CALPHAD modelling of the Cs-Te system. In a second step, the thermodynamic data coming from the CALPHAD modelling have been introduced into the database that we use with the thermochemical computation code ANGE (CEA code derived from the SOLGASMIX software) in order to calculate the chemical composition of the irradiated fuel versus burn-up and temperature. In a third and last step, the thermochemical computation code ANGE (Advanced Numeric Gibbs Energy minimizer) has been coupled with the fuel performance code GERMINAL V2, which simulates the thermo-mechanical behavior of SFR fuel.