La France a fait le choix d'un cycle du combustible nucléaire dit « fermé ». Il consiste à traiter le combustible usé pour récupérer ses matières valorisables (uranium et plutonium), tandis que ses autres composés (produits de fission et actinides mineurs) constituent les déchets ultimes. Le combustible UO2 irradié en Réacteurs à Eau Pressurisée (REP) est ainsi aujourd’hui retraité pour produire du plutonium (PuO2), réutilisé ensuite sous forme de combustible MOX (Mixed Oxide) lui-même irradié en REP : on parle de monorecyclage du plutonium. La solution de multi-recyclage des matières via l’utilisation de combustibles contenant du Pu issu du traitement d’assemblages MOX usés, est une perspective actuellement étudiée au CEA. Ce plutonium multi-recyclé contient une plus forte proportion d’isotopes à forte activité alpha (Pu238,Pu240,Pu 241/Am241), entraînant une auto-irradiation alpha plus sévère que dans les MOX actuels [1]. Ceci exacerbe certains phénomènes physiques [2-5] (gonflement du combustible lié à la précipitation de l’hélium et à la création de défauts cristallins, baisse de la conductivité thermique)[6-8], pouvant altérer son comportement en réacteur.
La thèse proposée vise à étudier l’impact de ces phénomènes sur le comportement en début d’irradiation de combustibles MOX, via une approche expérimentale couplée à la modélisation. Des traitements thermiques seront utilisés pour analyser les mécanismes de guérison des défauts cristallins et le comportement de l’hélium. Diverses techniques expérimentales permettant de caractériser la structure et microstructure (diffraction X, MEB, spectroscopie Raman, microsonde), les densités de défauts (MET), le relâchement d’hélium (KEMS), la reproduction du gradient thermique (laser CLASH) et la mesure de conductivité thermique (laser LAF) seront utilisées. Les résultats alimenteront des simulations pour modéliser la microstructure et les propriétés thermiques.
Cette étude transverse et pluridisciplinaire permettra de mieux appréhender les phénomènes mis en jeu lors de la première montée en puissance pour des combustibles endommagés par l’auto-irradiation alpha, avec un accent tout particulier sur l’impact de l’He produit par décroissance.

Vous serez basé au Laboratoire d'Etude de Conception et d'Irradiation Multi filière au sein de l'Institut de REcherche sur les Systèmes Nucléaires pour la production d'Energie bas carbone du CEA/Cadarache dont vous dépendrez. Vous collaborerez également avec le Laboratoire d'analyses chimiques et caractérisation des MATériaux (LMAT)du CEA/Maroule ainsi que le centre de recherche européen (JRC) de Karlsruhe pour la partie expérimentale. Vous pourrez valoriser vos résultats au travers de publications scientifiques et participations à des congrès. Vous aurez l’occasion d’apprendre ou de vous perfectionner dans plusieurs techniques réutilisables dans d’autres contextes, applicables à de nombreux domaines de la science des matériaux et de l’ingénieur.

[1]O. Kahraman, thésis, 2023.[2]M. Kato et al., J Nucl Mater, 393 (2009) 134–140.[3]L. Cognini et al., Nuclear Engineering and Design 340 (2018) 240–244.[4] T. Wiss et al., Journal of Materials Research 30 (2015) 1544–1554.[5]D. Staicu et al., J Nucl Mater 397 (2010) 8–18.[6] T. Wiss et al.,Front. Nucl. Eng. 4 (2025) 1495360.[7]E.P. Wigner, J. Appl. Phys. 17 (1946) 857–863.[8]D. Staicu et al., Nuclear Materials and Energy 3–4 (2015) 6–11.