Cette étude s’inscrit dans le cadre des projets de Réacteur à Neutrons Rapides à caloporteur sodium. Le dioxyde d’uranium et de plutonium (U,Pu)O2, appelé MOX, est le combustible de référence. En fonctionnement, les pastilles de combustible sont soumises à un fort gradient thermique qui induit des phénomènes de transport, de thermo-diffusion et de vaporisation, couplés à des effets d’irradiation. Les codes de performance des combustibles sont développés pour simuler le comportement des aiguilles de combustible en condition nominale et incidentelle, jusqu’à la fusion.
L’objectif de cette étude est d’améliorer le modèle thermocinétique du MOX utilisé dans ces codes. Ce modèle repose sur la description du système U-Pu-O avec la méthode CALPHAD, couplée à une base de données de mobilités des éléments, développée avec le logiciel DICTRA. La description des défauts sera étendue avec l’introduction des lacunes métalliques et de clusters d’oxygène. La description des données thermodynamiques (potentiel d’oxygène et capacité thermique) et du diagramme de phase sera également améliorée en prenant en compte les données les plus récentes. Enfin, la base de données de mobilité, couplée au modèle Calphad, sera améliorée pour mieux décrire la diffusion dans le MOX. Les nouvelles données expérimentales mais aussi les données calculées par des méthodes de calcul à l’échelle atomique (dynamique moléculaire, ab-initio) seront utilisées.