FR 3000595 A1 20140704 FR 1358217 A 20130827 PASTILLE DE COMBUSTIBLE NUCLEAIRE A BASE DE DIOXYDE D'URANIUM PIEGEANT LES PRODUITS DE FISSION AYANT DES MICROCELLULES EN CERAMIQUE ET SA METHODE DE FABRICATION La présente invention concerne une pastille de dioxyde d'uranium (UO2) pour combustible nucléaire de réacteur à eau légère et sa méthode de fabrication, plus particulièrement une pastille de combustible 5 nucléaire piégeant des produits de fission avec des microcellules en céramique ayant une attraction chimique pour des produits de fission, pour empêcher la libération de produits de fission en absorbant et en piégeant les produits de fission à partir d'une 10 microcellule, et sa méthode de fabrication. Une centrale d'énergie nucléaire utilise la chaleur générée par la fission nucléaire de l'uranium, et une pastille frittée d'UO2 est généralement utilisée comme combustible nucléaire dans la centrale d'énergie 15 nucléaire. La pastille frittée d'UO2 peut être produite par frittage d'une pastille verte, qui est obtenue par compression d'une poudre d'oxyde d'uranium, dans une atmosphère gazeuse réductrice entre environ 1700 °C et 1800 °C pendant 2 à 8 heures. La pastille frittée d'UO2 20 produite avec une telle méthode existante présente une densité d'environ 96 % TD (densité théorique) et une taille de grain entre environ 8 }gym et 14 }gym. Il a récemment été développé des combustibles nucléaires de grande combustion qui brûlent longtemps 25 pour accroître le rendement économique du combustible nucléaire et pour réduire la quantité de combustible consommé. L'augmentation de la combustion du combustible nucléaire engendre l'augmentation de la quantité de produits de fission générés, comme Xe, Kr, Cs et I. L'augmentation de la quantité de produits de fission générés accroît la tension dans un tube de gainage, ce qui peut nuire à la sécurité du combustible nucléaire. Pour surmonter ces limitations, il faut donc minimiser la libération de produits de fission de la pastille. De plus, après l'accident de la centrale d'énergie nucléaire de Fukushima, il existe un besoin croissant pour le développement de pastilles de combustible nucléaire à base de UO2 avec une résistance accrue aux accidents pour piéger le plus possible les produits de fission hautement radioactifs afin d'empêcher la libération des produits de fission ayant un niveau élevé de radioactivité dans l'environnement. Les produits de fission sont générés au cours de la fission par l'absorption des neutrons thermiques par des matériaux fissiles (un exemple typique de tels matériaux fissiles est U-235). Lors de la fission de ce produit dans le combustible nucléaire à base de UO2, un atome d'uranium est divisé en deux produits de fission. Les produits de fission peuvent être classifiés en quatre groupes selon leur volatilité et leur activité chimique : les produits de fission volatils comprenant des gaz de fission, les produits de fission semivolatils, les produits de fission de faible volatilité et -les produits de fission non volatils. Parmi les quatre groupes, les produits de fission volatils (I et Cs) et les gaz de fission (Xe et Kr) sont les plus importants en termes de dégradation de combustible et de conséquences radiologiques, en raison de leur très forte activité chimique et de la facilité avec laquelle ils se dégagent à l'extérieur de la pastille de combustible et dans l'environnement. Une procédure du produit de fission est connue comme suit. Le produit de fission est produit à l'intérieur des grains et diffusé vers la frontière de grain, et il existe sous forme de bulles. Lorsque le produit de fission atteint une quantité prédéterminée, un tunnel de bulles est formé le long de la frontière de grain, et le produit de fission est libéré de la pastille à travers le tunnel de bulles. Sous l'effet de l'augmentation de la taille de grain de la pastille, la distance de diffusion du produit de fission vers la frontière de grain augmente. Par conséquent, le produit de fission reste plus longtemps à l'intérieur de la pastille, ce qui réduit la quantité de produits de fission libérés. Une pastille de combustible nucléaire de grande combustion est donc nécessaire pour augmenter la taille de grain. De plus, la pastille de combustible nucléaire à base de UO2 génère un produit de fission au cours de la fission de l'uranium et un excès d'oxygène est constamment généré en même temps. L'excès d'oxygène généré au cours de la combustion accroît le taux de diffusion du produit de fission pour faciliter l'extraction. Il faut donc réguler efficacement l'excès d'oxygène généré au cours de la fission afin de ralentir la vitesse de déplacement du produit de fission. La pastille de combustible nucléaire à base de UO2 est insérée dans un gainage de combustible nucléaire en alliage de zirconium qui est déformé vers l'intérieur au cours de la combustion et la pastille de combustible nucléaire est gonflée vers l'extérieur par l'irradiation des neutrons, de sorte que la pastille de combustible nucléaire et le gainage puissent entrer en contact l'un avec l'autre pour générer une tension. En particulier, un combustible nucléaire est plus susceptible d'être utilisé pour un niveau de combustion extrêmement élevé dans une situation extrême comme une grande puissance ou une opération transitoire. Lorsque la sortie de puissance est accrue pendant un temps relativement court, la température de la pastille de combustible nucléaire est augmentée et une pression prédéterminée est appliquée au gainage de combustible par l'expansion thermique. Lorsqu'une grande tension est appliquée au gainage de combustible à un niveau élevé de combustion pendant un temps relativement court, le gainage de combustible peut être endommagé. Pour réduire la pression appliquée au gainage de combustible générée par l'expansion thermique de la pastille de combustible nucléaire, il convient donc de développer une nouvelle pastille ayant une quantité accrue de déformation initiale et un taux accru de déformation de fluage et d'améliorer les caractéristiques de l'interaction entre la pastille et le gainage (PCI). Selon une méthode conventionnelle de régulation de l'extraction de produits de fission, l'augmentation de 30 la taille de grain de la pastille augmente la distance de déplacement du produit de fission, ce qui ralentit l'extraction des produits de fission. Selon une méthode conventionnelle d'amélioration des caractéristiques de PCI, un additif est fourni pour augmenter le taux de déformation de fluage de la pastille de combustible afin de pouvoir réduire efficacement la tension appliquée au gainage de combustible. La présente invention concerne donc une pastille de combustible nucléaire à base de dioxyde d'uranium ayant des microcellules en céramique agencées à l'intérieur de celle-ci et sa méthode de fabrication. Par comparaison avec la pastille à base de UO2 conventionnelle, un objet de l'invention prévoit des microcellules avec une taille entre 50 pm et 400 pm (par rapport à une taille tridimensionnelle) constituées d'un matériau de céramique ayant une attraction chimique pour les produits de fission générés dans la pastille de combustible nucléaire et les produits de fission sont absorbés et piégés pour empêcher l'extraction des produits de fission dans des conditions de fonctionnement normal et améliorer les performances du combustible nucléaire en atténuant la PCI. De plus, la pastille d'UO2 à microcellules en céramique permet d'augmenter la capacité de rétention des produits de fission hautement radioactifs et corrosifs, comme Cs et I, tous les grains d'UO2 étant enveloppés par des parois de cellules de céramique minces servant de pièges chimiques dans des conditions d'accident, sans être libérés dans l'environnement. Un deuxième objet de la présente invention prévoit 30 que des particules métalliques réactives à l'excès d'oxygène généré au cours de la combustion peuvent être fournies dans les microcellules de céramique. Avec le piégeage des produits de fission, l'excès d'oxygène peut être efficacement régulé pour ralentir le taux de diffusion des produits de fission. Les performances du combustible nucléaire peuvent ainsi être accrues. Un troisième objet de la présente invention prévoit que les microcellules de céramique agencées dans la pastille de combustible nucléaire peuvent être constituées d'un matériau de céramique ayant une attraction chimique pour les produits de fission ou que des particules métalliques réactives à l'excès d'oxygène généré au cours de la combustion sont en outre agencées dans les microcellules de céramique. Avec le piégeage des produits de fission, le taux de diffusion peut être réduit pour maintenir efficacement les produits de fission dans la pastille de combustible nucléaire. La libération des produits de fission peut donc être régulée selon une méthode de fabrication de la pastille de combustible base de nucléaire à base UO2. D'autres avantages, objets et caractéristiques de la divulgation vont être décrits en partie dans la description ci-après et en partie vont devenir apparents à l'homme du métier à l'étude de ce qui suit ou à la mise en pratique de l'invention. Les objectifs et les autres avantages de l'invention peuvent être réalisés et atteints par la structure présentée en particulier dans la description et les revendications qui y sont jointes ainsi que dans les dessins annexés. Pour accomplir ces objets et autres avantages, et conformément aux objectifs des modes de réalisation décrits largement dans les présentes, une pastille de combustible nucléaire à base de dioxyde d'uranium comprend des microcellules en céramique agencées dans la pastille de combustible nucléaire pour piéger les produits de fission. Dans un autre aspect de la 5 présente invention, une pastille de combustible nucléaire à base de dioxyde d'uranium comprend des microcellules de céramique agencées dans la pastille de combustible nucléaire pour piéger les produits de fission ; et des particules métalliques sont agencées 10 dans les microcellules de céramique pour piéger l'excès d'oxygène. Dans un autre aspect de la présente invention, une méthode de fabrication d'une pastille de combustible nucléaire à base de dioxyde d'uranium dans laquelle 15 sont agencées des microcellules en céramique comprend les étapes de la fabrication d'un mélange de poudre en mélangeant une poudre de dioxyde d'uranium avec une poudre d'additif ayant une attraction chimique pour les produits de fission ; la fabrication d'une pastille en 20 compressant le mélange de poudre ; et le frittage de la pastille entre 1600 °C et 1800 °C dans une atmosphère gazeuse réductrice. L'additif peut être au moins l'un sélectionné dans un groupe composé d'un composé de Si, d'un composé de Ti, d'un composé d'Al, d'un composé de 25 Mg, d'un composé de Mn, d'un composé de Na, d'un composé de Ca et d'un composé de Ba. Les modes de réalisation présentent les effets avantageux suivants. Par comparaison avec la pastille à base de UO2 conventionnelle, il est prévu des 30 microcellules avec une taille entre 50 pm et 400 pm (par rapport à une taille tridimensionnelle) constituées d'un matériau de céramique ayant une attraction chimique pour les produits de fission générés dans la pastille de combustible nucléaire et les produits de fission sont absorbés et piégés pour empêcher l'extraction des produits de fission dans des conditions de fonctionnement normal et améliorer les performances du combustible nucléaire en atténuant la PCI. De plus, les produits de fission hautement radioactifs, comme Cs et I, peuvent être piégés dans la pastille dans des conditions d'accident. Il faut bien comprendre que la description générale précédente et la description détaillée suivante de modes de réalisation ou d'agencements sont purement exemplaires et explicatives et qu'elles ne sont pas destinées à fournir une explication approfondie des modes de réalisation selon les revendications. La figure 1 est un schéma conceptuel illustrant des microcellules agencées dans une pastille de 20 combustible nucléaire à base de dioxyde d'uranium selon la présente invention ; La figure 2 est un dessin conceptuel du piégeage d'un produit de fission en agençant des microcellules en céramique dans la pastille de combustible nucléaire 25 à base de dioxyde d'uranium selon la présente invention ; La figure 3 est un dessin conceptuel du piégeage de l'excès d'oxygène et du produit de fission en agençant en outre des particules métalliques dans les 30 microcellules en céramique agencées dans la pastille de combustible nucléaire à base de dioxyde d'uranium selon la présente invention ; La figure 4 est un dessin illustrant un diagramme de phase de Si02-Ti02-A1203 selon un premier mode de 5 réalisation de la présente invention ; La figure 5 est une image de micrographie optique d'une structure de microcellule en céramique d'une pastille de combustible nucléaire à base de dioxyde d'uranium fabriquée selon le premier mode de 10 réalisation de la présente invention ; La figure 6 est une image de micrographie optique d'une structure de microcellule en céramique d'une pastille de combustible nucléaire à base de dioxyde d'uranium fabriquée selon un deuxième mode de 15 réalisation de la présente invention ; et La figure 7 est une image de micrographie optique d'une structure de microcellule en céramique d'une pastille de combustible nucléaire à base de dioxyde d'uranium fabriquée selon un troisième mode de 20 réalisation de la présente invention. Divers modes de réalisation d'une pastille piégeant les produits de fission comportant des microcellules en céramique et de sa méthode de fabrication vont être décrits ci-après en référence aux 25 dessins annexés. Il va être fait ci-après référence en détail aux modes de réalisation spécifiques de la présente invention dont des exemples sont illustrés sur les dessins annexés. Dans la mesure du possible, les mêmes numéros de référence sont utilisés pour renvoyer 30 à des parties identiques ou similaires des dessins. La figure 1 est un schéma conceptuel illustrant des microcellules agencées dans une pastille de combustible nucléaire à fission de dioxyde d'uranium selon la présente invention. Il peut être prévu une méthode de piégeage d'un produit de fission dans une pastille de combustible nucléaire (pastille d'UO2) comportant des microcellules. La figure 2 est un dessin conceptuel du piégeage d'un produit de fission en agençant les microcellules 10 en céramique dans la pastille de combustible nucléaire à base de dioxyde d'uranium selon la présente invention. Des microcellules en céramique ayant une attraction chimique pour les produits de fission sont agencées dans la pastille de combustible nucléaire à base de 15 dioxyde d'uranium afin d'empêcher l'extraction des produits de fission dans des conditions de fonctionnement normal et d'atténuer la PCI de manière à augmenter les performances du combustible nucléaire et à permettre à la pastille de combustible nucléaire de 20 piéger efficacement les produits de fission radioactifs, comme Cs et I, ayant une longue demi-vie et une quantité suffisamment importante pour affecter l'environnement dans des conditions d'accident, en empêchant la libération des produits de fission 25 radioactifs à l'extérieur. Le matériau de céramique utilisé pour constituer les microcellules agencées dans la pastille de combustible nucléaire à base de dioxyde d'uranium peut être un matériau ayant une attraction chimique pour les 30 produits de fission. En particulier, le matériau de céramique peut être un ou plusieurs éléments chimiques sélectionnés dans le groupe composé d'un composé de Si, d'un composé de Ti, d'un composé d' Al, d'un composé de Mg, d'un composé de Mn, d'un composé de Na, d'un composé de Ca et d'un composé de Ba. Le matériau de céramique a une attraction chimique pour Cs et I ayant une grande quantité de génération et une longue demi-vie parmi les produits de fission qui affectent l'environnement en cas de libération à l'extérieur dans des conditions d'accident. Les produits de fission, comme Cs et I, générés au cours de l'irradiation atteignent une paroi de la cellule, et le matériau composant la paroi de la cellule absorbe et piège les produits de fission pour empêcher la libération des produits de fission. La taille de la microcellule est limitée dans la plage de 50 pm à 400 pm. Si la taille_ de la microcellule est petite, il faut fournir une grande quantité d'additif. Si la taille est trop grande, le nombre de microcellules agencées dans la pastille de combustible nucléaire est trop petit pour que la pastille de combustible nucléaire puisse piéger efficacement les produits de fission. Par conséquent, les microcellules sont configurées de manière appropriée avec une petite quantité d'additif et la taille des microcellules est limitée dans la plage de 50 pm à 400 pm, qui constitue une plage moyenne pour maintenir le nombre de microcellules de manière appropriée. La teneur en matériau de céramique de la 30 microcellule est dans la plage de 0,1 % à 8,0 % par rapport au poids du dioxyde d'uranium. Si la teneur en matériau de céramique est inférieure à 0,1 %, il n'est pas possible de réaliser la cellule de céramique souhaitée. Si la teneur en matériau de céramique est supérieure à 8,0 %, la quantité d'uranium par unité de volume de la pastille de combustible nucléaire est relativement réduite et la faisabilité économique peut être détériorée. Par conséquent, la teneur en matériau de céramique est limitée dans la plage de 0,1 % à 8,0 % afin de pouvoir configurer les microcellules appropriées dans la pastille de combustible nucléaire et de pouvoir maintenir la quantité appropriée d'uranium par unité de volume de la pastille de combustible nucléaire. Le matériau de céramique de la microcellule est partiellement ou entièrement transformé en liquide de 1200 °C à 1800 °C. Le matériau de céramique est transformé en liquide au-dessous de 1800 °C, ce qui constitue la limite supérieure de la température de frittage typique, pour configurer efficacement les microcellules pendant le frittage et pour établir la pastille de combustible nucléaire non transformée en liquide au-dessous de 1200 °C, ce qui constitue la température limite supérieure de la condition de fonctionnement normal. Comme cela a été susmentionné, le matériau de céramique commençant à être transformé en céramique liquide dans la plage de 1200 °C à 1800 °C est utilisé, puis la paroi de cellule est assouplie de sorte que la quantité de déformation initiale et le taux de déformation de fluage puissent être suffisamment augmentés pour accroître les caractéristiques de PCI de la pastille de combustible nucléaire. Le composé de matériau de céramique peut être un ou plusieurs éléments sélectionnés dans un groupe composé d'un métal, d'un oxyde, d'un sulfure, d'un fluorure, d'un chlorure, d'un stéarate, d'un carbonate, d'un nitrate et d'un phosphate. De plus, les microcellules en céramique sont formées par unité de grain. La figure 3 est un dessin conceptuel du piégeage de l'excès d'oxygène et du produit de fission en agençant en outre des particules métalliques dans les microcellules en céramique agencées dans la pastille de combustible nucléaire à base de dioxyde d'uranium selon la présente invention. En référence à la figure 3, les microcellules en céramique sont agencées et des particules métalliques capables de constituer un oxyde de manière stable par réaction avec l'excès d'oxygène, avant l'UO2, sont en outre agencées dans la pastille de combustible nucléaire à base de dioxyde d'uranium, uniquement pour absorber et piéger les produits de fission. De plus, la vitesse de déplacement des produits de fission est ralentie et la pastille de combustible nucléaire peut avoir une stabilité et des performances de combustible nucléaire accrues. Une particule métallique agencée dans la microcellule de la pastille de combustible nucléaire à base de dioxyde d'uranium réagit avec l'excès d'oxygène généré à un niveau de combustion de 70 000 MWD/MTU, avant l'UO2, et la particule métallique absorbe et isole l'excès d'oxygène pour qu'il ne réagisse pas avec l'UO2. Il est préférable que la particule métallique soit du Cr ou Mo. Une taille moyenne de la particule métallique peut 5 être de 0,3 pm à 10 pm. Si la taille de la particule métallique est inférieure à 0,3 pm, il est difficile d'obtenir la particule métallique dans un procédé typique de fabrication de pastille de combustible nucléaire. Si sa taille est supérieure à 10 pm, le 10 nombre de particules métalliques par unité de poids est trop petit pour pouvoir piéger l'excès d'oxygène. La taille de la particule métallique doit donc être dans la plage de 0,3 pm à 10 pm qui permet d'agencer un nombre approprié de particules par unité de poids. 15 Il va être décrit ci-après une méthode de fabrication de la pastille de combustible nucléaire à base de dioxyde d'uranium comportant les microcellules en céramique selon la présente invention. La méthode de fabrication comprend les étapes de 20 la fabrication d'un mélange de poudre en mélangeant la poudre de dioxyde d'uranium avec la poudre d'additif composé d'un ou plusieurs éléments sélectionnés dans le groupe composé du composé de Si, du composé de Ti, du composé d'Al, du composé de Mg, du composé de Mn, du 25 composé de Na, du composé de Ca et du composé de Ba ; la fabrication d'une pastille en compressant le mélange de poudre ; et le frittage de la pastille entre 1600 °C et 1800 °C dans l'atmosphère gazeuse réductrice. Selon un mode de réalisation de la présente 30 invention, les composés fournis dans la poudre d'additif ajoutée à l'étape de fabrication de mélange de poudre peuvent être au moins l'un sélectionné dans le groupe composé d'un métal, d'un oxyde, d'un nitrure, d'un sulfure, d'un fluorure, d'un chlorure, d'un stéarate, d'un carbonate, d'un nitrate et d'un phosphate. Selon un mode de réalisation de la présente invention, la teneur en additif est entre 0,1 % et 8,0 % du poids total à l'étape de fabrication de mélange de poudre. Si la teneur en matériau de céramique est inférieure à 0,1 %, il n'est pas possible de réaliser la cellule en céramique souhaitée. Si la teneur en matériau de céramique est supérieure à 8,0 %, la quantité d'uranium par unité de volume de la pastille de combustible nucléaire est relativement réduite et la faisabilité économique peut être détériorée. Par conséquent, la teneur en matériau de céramique est limitée dans la plage de 0,1 % à 8,0 % afin de pouvoir configurer les microcellules appropriées dans la pastille de combustible nucléaire et de pouvoir maintenir la quantité appropriée d'uranium par unité de volume de la pastille de combustible nucléaire. Selon un mode de réalisation de la présente invention, l'additif sélectionné peut être partiellement ou entièrement transformé en liquide au-dessous de 1800 °C qui est la limite supérieure de la température de frittage typique et il ne peut pas commencer à être transformé en liquide au-dessous de 1200 °C qui est la limite supérieure des conditions de fonctionnement normal. Le liquide formé au cours du frittage peut permettre la croissance rapide du grain et le liquide est disposé le long d'une frontière du grain en croissance. Des microcellules en céramique d'unités de grains ayant une taille appropriée peuvent donc être formées efficacement et la pastille de combustible nucléaire peut être maintenue au cours de l'irradiation sans aucune frontière de grain de liquide. La taille de la microcellule est limitée dans la plage de 50 pm à 400 pm. Si la taille de la microcellule est petite, il faut fournir une grande quantité d'additif. Si la taille est trop grande, le nombre de microcellules agencées dans la pastille de combustible nucléaire est trop petit pour que la pastille de combustible nucléaire puisse piéger efficacement les produits de fission. Par conséquent, les microcellules sont configurées de manière appropriée avec une petite quantité d'additif et la taille des microcellules est limitée dans la plage de 50 pm à 400 m, qui constitue une plage moyenne pour maintenir le nombre de microcellules de manière appropriée. Selon un mode de réalisation de la présente invention, l'atmosphère gazeuse réductrice à l'étape de frittage peut être une atmosphère de gaz contenant de l'hydrogène. En particulier, le gaz contenant de l'hydrogène peut être un mélange de gaz contenant de l'hydrogène constitué d'un gaz d'hydrogène mélangé à au moins l'un sélectionné dans le groupe composé du dioxyde de carbone, de la vapeur et d'un gaz inerte ou de l'hydrogène. Des modes de réalisation de la présente invention vont être décrits en détail ci-après. Les modes de réalisation décrits ci-après sont des exemples de la présente invention et le périmètre de la présente invention n'est pas limité par les modes de réalisation. Premier mode de réalisation : 1,0 % de poudre de SiO2, TiO2 et A1203 par rapport au poids de la poudre d'UO2 est ajoutée à la poudre de dioxyde d'uranium (UO2) et elles sont mélangées par un mélangeur pendant 2 heures pour préparer le mélange de poudre. A ce stade, le rapport de poids de la poudre de SiO2, de la poudre de TiO2, et de la poudre d'Al203 ajoutées peut être de 35,86 %, 37,08 % et 27,06 %. Une pastille verte est fabriquée en compressant le mélange de poudre à 3 tonnes/cm2. La pastille verte est chauffée à un taux de chauffage de 300 °C par heure dans une atmosphère de gaz d'hydrogène, afin que la température de la pastille atteigne 1720 °C. La pastille chauffée est maintenue pendant 4 heures et refroidie à une température normale à un taux de 300 °C par heure dans la même atmosphère, de manière à fabriquer la pastille de combustible nucléaire à base de dioxyde d'uranium. La densité de la pastille de combustible nucléaire fabriquée est mesurée sur la base du principe d'Archimède et une coupe transversale de la pastille de combustible nucléaire ayant la densité mesurée est polie comme un miroir. Après cela, la taille et la structure de la microcellule sont observées. La figure 4 est un dessin illustrant un diagramme 30 de phase de Si02-Ti02-A1203 selon un premier mode de réalisation de la présente invention et représente un taux de composition sélectionné selon le mode de réalisation. La température d'une ligne du liquidus possédée par l'additif sélectionné est d'environ 1650 °C. Il est mesuré que la densité de la pastille de combustible nucléaire fabriquée dans le procédé susmentionné est de 96,9 % de TD et que la taille moyenne de la microcellule est de 87 }gym. La figure 5 est une image de micrographie optique d'une structure de microcellule en céramique d'une pastille de combustible nucléaire à base de dioxyde d'uranium fabriquée selon le premier mode de réalisation de la présente invention. Comme cela est représenté sur la figure 5, les microcellules sont formées le long de la frontière de grain. Deuxième mode de réalisation : 1,0 % de poudre de Si02, T102, A1203 et MnO par rapport au poids de la poudre d'UO2 est ajoutée à la poudre de dioxyde d'uranium (UO2) et elles sont mélangées par un mélangeur pendant 2 heures pour préparer le mélange de poudre. A ce stade, le rapport de poids de la poudre de SiO2, de la poudre d'Al203, et de la poudre de MnO ajoutées peut être de 40,5 %, 45,5 % et 14,0 %. Le mélange de poudre est compressé et fritté selon le procédé susmentionné dans le premier mode de réalisation et la pastille d'UO2 est fabriquée. Il est mesuré que la densité de la pastille de 30 combustible nucléaire fabriquée dans le procédé susmentionné est de 97,3 % de TD et la taille moyenne de la microcellule est de 96 pm. La figure 6 est une image de micrographie optique d'une structure de microcellule en céramique d'une 5 pastille de combustible nucléaire à base de dioxyde d'uranium fabriquée selon un deuxième mode de réalisation de la présente invention. Comme cela est représenté sur la figure 6, les microcellules sont formées le long de la frontière de grain. 10 Troisième mode de réalisation : 0,8 % de poudre de TiO2 et MgO par rapport au poids de la poudre d'UO2 est ajoutée à la poudre de dioxyde d'uranium (UO2) et elles sont mélangées par un 15 mélangeur pendant 2 heures pour préparer le mélange de poudre. A ce stade, le rapport de poids de la poudre de TiO2 et de la poudre de MgO ajoutées peut être de 70 % et 30 %. Le mélange de poudre est compressé et fritté selon 20 le procédé susmentionné dans le premier mode de réalisation et la pastille d'UO2 est fabriquée. Il est mesuré que la densité de la pastille de combustible nucléaire fabriquée dans le procédé susmentionné est de 97,2 % de TD et la taille moyenne 25 de la microcellule est de 102 pm. La figure 7 est une image de micrographie optique d'une structure de microcellule en céramique d'une pastille de combustible nucléaire à base de dioxyde d'uranium fabriquée selon un troisième mode de 30 réalisation de la présente invention. Comme cela est représenté sur la figure 6, les microcellules sont formées le long de la frontière de grain. L'homme du métier peut se rendre compte que diverses modifications et variations peuvent être 5 apportées à la présente invention sans se départir de l'esprit ou du périmètre de l'invention. Il est donc prévu que la présente invention couvre les modifications et les variations de la présente invention à condition qu'elles entrent dans le 10 périmètre des revendications annexées et de leurs équivalences. En plus de variations et de modifications des parties composantes et/ou des agencements, des usages alternatifs vont également être apparents à l'homme du métier. REVENDICATIONS1. Pastille de combustible nucléaire à base de dioxyde d'uranium comprenant : des microcellules en céramique agencées dans la pastille de combustible nucléaire pour piéger les 5 produits de fission. 2. Pastille de combustible nucléaire à base de dioxyde d'uranium selon la revendication 1, comprenant en outre des particules métalliques agencées 10 dans les microcellules en céramique pour piéger l'excès d'oxygène. 3. Pastille de combustible nucléaire à base de dioxyde d'uranium selon la revendication 1 ou 2, dans 15 laquelle un matériau de céramique composant la microcellule en céramique comprend une attraction chimique pour les produits de fission. 4. Pastille de combustible nucléaire à base de 20 dioxyde d'uranium selon la revendication 1 ou 2, dans laquelle un matériau de céramique composant la microcellule en céramique comprend au moins un élément sélectionné dans un groupe composé d'un composé de Si, d'un composé de Ti, d'un composé d' Al, d'un composé de 25 Mg, d'un composé de Mn, d'un composé de Na, d'un composé de Ca et d'un composé de Ba. 5. Pastille de combustible nucléaire à base de dioxyde d'uranium selon la revendication 1 ou 2, dans laquelle une taille moyenne de la microcellule en 30 céramique est de 50 pm à 400 pm. 6. Pastille de combustible nucléaire à base de dioxyde d'uranium selon la revendication 1 ou 2, dans laquelle un matériau de céramique composant la microcellule en céramique est partiellement ou entièrement transformé en céramique liquide entre 1200 °C et 1800 °C. 7. Pastille de combustible nucléaire à base de 10 dioxyde d'uranium selon la revendication 1 ou 2, dans laquelle les microcellules en céramique sont formées par unité de grain. 8. Pastille de combustible nucléaire à base de 15 dioxyde d'uranium selon la revendication 2, dans laquelle la particule métallique est Cr ou Mo. 9. Pastille de combustible nucléaire à base de dioxyde d'uranium selon la revendication 2, dans 20 laquelle une taille moyenne de la particule métallique est de 0,3 pm à 10 pm. 10. Méthode de fabrication d'une pastille de combustible nucléaire à base de dioxyde d'uranium 25 comprenant des microcellules en céramique agencées à l'intérieur de celle-ci, la méthode de fabrication comprenant les étapes de : la fabrication d'un mélange de poudre en mélangeant une poudre de dioxyde d'uranium avec une 30 poudre d'additif comprenant une attraction chimique pour les produits de fission ; la fabrication d'une pastille en compressant le mélange de poudre ; etle frittage de la pastille entre 1600 °C et 1800 °C dans une atmosphère gazeuse réductrice. 11. Méthode de fabrication de la pastille de 5 combustible nucléaire à base de dioxyde d'uranium comprenant les microcellules en céramique agencées à l'intérieur de celle-ci selon la revendication 10, dans laquelle la poudre d'additif est un ou plusieurs éléments sélectionnés dans un groupe composé d'un 10 composé de Si, d'un composé de Ti, d'un composé d'Al, d'un composé de Mg, d'un composé de Mn, d'un composé de Na, d'un composé de Ca et d'un composé de Ba. 12. Méthode de fabrication de la pastille de 15 combustible nucléaire à base de dioxyde d'uranium comprenant les microcellules en céramique agencées à l'intérieur de celle-ci selon la revendication 10, dans laquelle une teneur en additif est de 0,1 % à 8,0 % par rapport au poids de la poudre de dioxyde d'uranium à 20 l'étape de la fabrication du mélange de poudre de la poudre d'additif et de la poudre de dioxyde d'uranium. 13. Méthode de fabrication de la pastille de combustible nucléaire à base de dioxyde d'uranium 25 comprenant les microcellules en céramique agencées à l'intérieur de celle-ci selon la revendication 10 ou 11, dans laquelle l'additif est partiellement ou entièrement transformé en liquide entre 1200 °C et 1800 °C pour former les microcellules le long d'une 30 frontière de grain. 14. Méthode de fabrication de la pastille de combustible nucléaire à base de dioxyde d'uraniumcomprenant les microcellules en céramique agencées à l'intérieur de celle-ci selon la revendication 11, dans laquelle le composé fourni dans la poudre d'additif comprend au moins l'un sélectionné dans le groupe composé d'un métal, d'un oxyde, d'un nitrure, d'un sulfure, d'un fluorure, d'un chlorure, d'un stéarate, d'un carbonate, d'un nitrate et d'un phosphate. 15. Méthode de fabrication de la pastille de combustible nucléaire à base de dioxyde d'uranium comprenant les microcellules en céramique agencées à l'intérieur de celle-ci selon la revendication 10, dans laquelle l'atmosphère gazeuse réductrice est une atmosphère de gaz contenant de l'hydrogène à l'étape de frittage. 16. Méthode de fabrication de la pastille de combustible nucléaire à base de dioxyde d'uranium comprenant les microcellules en céramique agencées à l'intérieur de celle-ci selon la revendication 15, dans laquelle le gaz contenant de l'hydrogène est un mélange de gaz contenant de l'hydrogène constitué d'un gaz d'hydrogène mélangé à au moins l'un sélectionné dans un groupe composé du dioxyde de carbone, de la vapeur et d'un gaz inerte, ou d'un hydrogène.