Une grande quantité d'hélium est produite par désintégration Α dans le combustible nucléaire pendant son fonctionnement en réacteur et pendant son entreposage/stockage. Il est important de comprendre le comportement de l'hélium dans ces matrices afin de bien modéliser l'évolution et la tenue de l'élément combustible.<br />Durant ce travail de thèse, nous avons utilisé l'analyse par réaction nucléaire (NRA) pour suivre l'évolution de l'hélium implanté dans du dioxyde d'uranium (UO2) polycristallin et monocristallin. Un dispositif expérimental a été développé pour suivre en temps réel la desorption de l'hélium dans l'UO2 et l'évolution des profils d'3He en fonction de la température de recuit. Une procédure automatisée du traitement des profils d'hélium tenant compte de l'évolution de la résolution en profondeur a été développée. Des analyses avec une µ-sonde nucléaire ont permis de caractériser la distribution spatiale d'hélium à l'échelle d'un grain et d'étudier l'influence de la microstructure des échantillons sur la migration de l'hélium. <br />Ce travail a mis en évidence le rôle particulier des joints de grain et des défauts d'irradiation dans le processus de relâchement de l'hélium. Les résultats expérimentaux indiquent que les joints de grain sont des puits de défauts beaucoup plus efficaces que les surfaces libres.<br />L'analyse des résultats expérimentaux avec un modèle de diffusion corrobore ces interprétations. Elle a permis de déterminer des grandeurs physiques quantitatives caractéristiques du comportement de l'hélium dans UO2 (cœfficient de diffusion, énergie d'activation...).

Dans les réacteurs à fusion, le tungstène subira des contraintes sévères dont, l'irradiation neutronique induisant la création de défauts ponctuels, et l'implantation d'hélium. La compréhension du comportement synergique des défauts lacunaires et de l'hélium est cruciale pour modéliser le comportement des composants en tungstène des futurs réacteurs à fusion thermonucléaire.Cette étude utilise la spectroscopie d'annihilation des positons (PAS) pour déterminer la nature et l'évolution en température des défauts d'implantation et l'analyse par réaction nucléaire (NRA)couplée ponctuellement à la microscopie électronique pour suivre le comportement de l'hélium.Les défauts générés dépendent des paramètres d'implantation (nature des ions, énergie, fluence). Par implantation d'3He à 800 keV, des monolacunes ont été créées et sont mobiles entre 473 et 623 K.L'augmentation de la concentration initiale en monolacunes décale le seuil de migration vers les basses températures. Des implantations à fort dpa (Fe 10 MeV) génèrent des amas lacunaires. Les impuretés jouent un rôle prépondérant sur le comportement en température des défauts.Le comportement de l'hélium a été étudié sous trois conditions d'implantation différentes. Les implantations à basse énergie (0,32 keV) montrent la création de complexes hélium-lacune par mutation. Les implantations à 60 keV mettent en évidence la compétition entre la migration, à basse fluence et le piégeage de l'hélium, à haute fluence. Finalement, des implantations à haute énergie(500 keV) renseignent sur l'influence de la microstructure sur la distribution des bulles d'hélium.

Dans les réacteurs à fusion, le tungstène subira des contraintes sévères dont, l’irradiation neutronique induisant la création de défauts ponctuels, et l’implantation d’hélium. La compréhension du comportement synergique des défauts lacunaires et de l’hélium est cruciale pour modéliser le comportement des composants en tungstène des futurs réacteurs à fusion thermonucléaire.Cette étude utilise la spectroscopie d’annihilation des positons (PAS) pour déterminer la nature et l’évolution en température des défauts d’implantation et l’analyse par réaction nucléaire (NRA)couplée ponctuellement à la microscopie électronique pour suivre le comportement de l’hélium.Les défauts générés dépendent des paramètres d’implantation (nature des ions, énergie, fluence). Par implantation d’3He à 800 keV, des monolacunes ont été créées et sont mobiles entre 473 et 623 K.L’augmentation de la concentration initiale en monolacunes décale le seuil de migration vers les basses températures. Des implantations à fort dpa (Fe 10 MeV) génèrent des amas lacunaires. Les impuretés jouent un rôle prépondérant sur le comportement en température des défauts.Le comportement de l’hélium a été étudié sous trois conditions d’implantation différentes. Les implantations à basse énergie (0,32 keV) montrent la création de complexes hélium-lacune par mutation. Les implantations à 60 keV mettent en évidence la compétition entre la migration, à basse fluence et le piégeage de l’hélium, à haute fluence. Finalement, des implantations à haute énergie(500 keV) renseignent sur l’influence de la microstructure sur la distribution des bulles d’hélium. / In fusion reactors, tungsten suffers severe constraints such as an intense neutron irradiation which induces the creation of point defects, and implantation of helium. Understanding the interactions between point defects and helium is crucial to model the behavior of tungsten components for future nuclear fusion applications.This study rely on the use of Positron Annihilation Spectroscopy (PAS) to determine the nature and thermal evolution of implantation-induced defects, and Nuclear Reaction Analysis (NRA) occasionally coupled with electron microscopy to investigate the behavior of helium.The nature of implantation-induced defects depends on the implantation parameters (type of ion,energy, fluence). Implantations of 3He at 800 keV, lead to the creation of monovacancies which aremobile between 473 and 623 K. Increasing the initial concentration of monovacancies shifts themigration threshold toward low temperature. Implantations with high level of damage (Fe 10 MeV) generate vacancy clusters. The impurities play a dominant role on the thermal behavior of defects. The behavior of helium was studied under three different implantation conditions. Implantations at low energy - 0.32 keV - show the creation of helium-vacancy complex by mutation. Implantations at 60keV show the competition between migration - at low fluence - and trapping of helium - at high fluence. Finally, high energy implantations (500 keV) provide information about the influence of microstructure on the distribution of helium bubbles.

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Le carbure de bore B4C est une céramique couramment utilisée comme absorbant neutronique pour la régulation de la puissance des réacteurs nucléaires. Les réactions d’absorption neutronique, de type (n,α) sur l’isotope bore-10, conduisent à la production de grandes quantités d’hélium (jusqu’à 1022.cm-3). Il en résulte du gonflement induit par la formation de bulles hautement pressurisées, puis de la microfissuration. L’analyse de la littérature montre que les mécanismes de diffusion de l’hélium et les premières étapes de la formation des bulles sont mal connus. L’objectif de notre étude est d’étudier le comportement de l’hélium dans le carbure de bore, en réalisant une analyse paramétrique. Pour cela, des échantillons de B4C fritté à partir de différentes poudres ont été implantés en hélium dans des accélérateurs d’ions à différentes concentrations et températures, ce afin de simuler l’hélium produit en réacteur. Les analyses se sont ensuite principalement appuyées sur deux techniques de caractérisation : L’analyse par réactions nucléaires ou NRA (Nuclear Reaction Analysis) qui est une technique d’analyse par faisceau d’ions. La réaction 3He(d,4He)1H utilisée permet d’obtenir des profils d’hélium dans le matériau. La Microscope Electronique en Transmission (MET) qui permet d’observer les amas potentiels d’hélium dans le matériau. Nous avons tout d’abord mis en évidence l’influence de la concentration d’hélium implanté : plus elle est élevée, plus la densité d’amas dans la zone implantée est élevée ; puis celle de de la température d’implantation : plus cette dernière est élevée, plus la température seuil de germination des amas est élevée et leur densité réduite. Nous en avons déduit que ces différences étaient dues à l’influence de l’endommagement résiduel, plus faible à haute température. Des doubles implantations d’or et d’hélium ont confirmé que l’endommagement créé par les ions Au avait un effet significatif sur la germination des amas, en abaissant le seuil de température de leur apparition et en augmentant leur densité. Ensuite, nous avons mis en évidence le rôle des joints de grains qui se sont révélés être de véritables pièges pour hélium. Nous avons démontré que l’hélium ne diffuse pas dans ni à travers ces joints de grains jusqu’à des températures de l’ordre de 1200°C. Enfin, l’élargissement des profils d’hélium après traitements thermiques, dans la gamme de température 600-800°C, a permis de déterminer un coefficient de diffusion apparent de l’hélium dans le B4C, paramètre inconnu dans la littérature, ainsi qu’une énergie d’activation : D = D0.exp(-Ea/kT), avec D0 = 6,03x10- 3 x/ 2,5 cm2.s-1 et Ea = 2,03 ±0,18 eV. L’ensemble de ce travail a permis de mieux appréhender le comportement de l’hélium dans le carbure de bore qui sera utilisé dans les dispositifs de contrôle de la puissance et les protections neutroniques du réacteur ASTRID, projet français de réacteur à spectre neutronique rapide refroidi au sodium. Les résultats obtenus permettent ainsi de tirer des indications utiles à la conception des éléments absorbants neutroniques du réacteur / Boron carbide B4C is a ceramic commonly used as a neutron absorber to control the power of nuclear power plants. The neutron absorption reactions, (n,α) type on the boron-10 isotope, lead to the production of large quantities of helium (up to 1022.cm-3). This results to swelling induced by the formation of highly pressurized bubbles, followed by microcracking. Analysis of the literature shows that helium diffusion mechanisms and the early stages of bubble formation are poorly understood. The goal of our work is to study the behaviour of helium in boron carbide, by carrying out a parametric analysis. For this purpose, samples of B4C, sintered from different powders, were implanted in helium with ion accelerators at different concentrations and temperatures, in order to simulate the helium produced in the reactor. The analyses were then mainly based on two characterization techniques: Nuclear Reaction Analysis (NRA), which is an ion beam analysis technique. The 3He(d,4He)1H reaction used allows obtaining helium profiles in the material. The Transmission Electron Microscope (TEM), which allows observation of potential helium clusters in the material. We first demonstrated the influence of the concentration of implanted helium: the higher it is, the higher the density of clusters in the implanted area; then the influence of the implantation temperature: the higher it is, the higher the threshold temperature for cluster nucleation and the lower the density. We have deduced that these differences were due to the influence of the residual damage, which is lower at high temperature. Dual gold and helium implantations confirmed that damage caused by Au ions had a significant effect on cluster nucleation, lowering the temperature threshold of their occurrence and increasing their density. Next, we have highlighted the role of grain boundaries which have proved to be very efficient traps for helium. We have demonstrated that helium does not diffuse into these grain boundaries at temperatures up to 1200°C. Finally, the broadening of the helium profiles after heat treatments, in the temperature range 600-800°C, allowed us to determine an apparent diffusion coefficient of helium in B4C, still unknown in the literature: D = D0.exp (-Ea/kT), with D0 = 6.03x10-3 x/ 2.5 cm2.s-1 and Ea = 2.03 ± 0.18 eV. This work allowed us to better understand the behaviour of helium in boron carbide, which will be used in power control devices and neutron protections for the ASTRID reactor, a French sodium fast-neutron reactor project. The results thus allow obtaining useful indications for the design of the neutron absorber elements of the reactor