Les matériaux constitutifs des assemblages de combustible nucléaire, dont les alliages de zirconium, sont exposés au milieu primaire du réacteur, une eau pressurisée à haute température (150 bar,300 °C environ), et au bombardement neutronique et aux rayonnements ionisants (gamma, alpha notamment). La conjonction de ces éléments externes conduit à la dégradation des matériaux par corrosion et formation de défauts d’irradiation. Il a été montré que ces derniers ont un effet non négligeable sur les cinétiques de corrosion et d’absorption d’hydrogène des alliages de zirconium. Ceci dit, l’impact de l’irradiation est matériau-dépendant. En effet, la vitesse de corrosion du Zircaloy-4 augmente après irradiation du métal et/ou de l’oxyde tandis que la résistance à la corrosion de l’alliage M5 est significativement améliorée sous irradiation. La présence de niobium dans l’alliage joue indéniablement un rôle positif sous irradiation. Son effet et le mécanisme associé restent néanmoins à élucider. Compte-tenu de la faible durée de vie des espèces radiolytiques transitoires et de l'intrication des différents phénomènes sus-mentionnés, des mesures in situ deviennent nécessaires. Le/la doctorant/e travaillera à utiliser et 'upgrader' un dispositif existant unique, co-développé avec Framatome, permettant de suivre en ligne les effets de la radiolyse de l'eau et de l'irradiation sur les cinétiques de corrosion et de prise d'hydrogène de différents alliages de zirconium en contact avec un milieu représentatif du milieu primaire des réacteurs nucléaires à eau pressurisée. La compréhension des mécanismes en jeu permettra d'élaborer un modèle et de déterminer les paramètres de premier ordre. Le travail de thèse sera valorisé par des publications et participation à conférences (nationales et internationales).