Soutenance de thèse de Salomon EL BEZ

L’un des enjeux de la sureté nucléaire est d’assurer l’intégrité de la gaine, la première barrière de confinement. En situation de transitoire de puissance, le contact combustible-gaine accroît les sollicitations mécaniques de la gaine. Le fluage du combustible peut permettre une accommodation des déformations de gonflement réduisant ainsi les contraintes appliquées à la gaine. L’objectif de ces travaux est d’améliorer la compréhension de ce phénomène avec notamment les mécanismes qui pilotent le fluage du combustible à deux échelles : échelle du grain et échelle du polycristal (ensemble de grains). A l’échelle du grain, le fluage est piloté par la mobilité et l’interaction des dislocations. Dans ces travaux, le nouveau modèle proposé couple le glissement thermiquement activé avec les interactions et la montée des dislocations induite par l’autodiffusion des lacunes d’uranium. L’un des effets majeurs de la montée est une restauration par annihilation causant une diminution de la densité de dislocations stockées conduisant à un fluage restauration. Une loi de montée a été proposée en prenant en compte la conservation du flux de lacunes entre plusieurs populations de dislocations en régime stationnaire et à l’équilibre thermodynamique, et ajustée à l’aide de simulations par éléments finis. Le nouveau modèle de fluage a ensuite été validé par comparaison entre les simulations et les expériences aux deux échelles. Les résultats de simulation permettent notamment une bonne estimation des effets de l’orientation du grain, de la température, de la vitesse de déformation et de l’écart à la stœchiométrie en fonction des conditions de sollicitation. En particulier, le modèle permet de bien retrouver les courbes contraintes-déformation expérimentales sur une large gamme de températures et de vitesses de déformation, avec un écart calcul-mesure raisonnable compte tenu de la dispersion des données expérimentales. De plus, l’effet de l’écart à la stœchiométrie est également bien prédit par le modèle à l’aide de la montée des dislocations.

One of the challenges of nuclear safety is to ensure the integrity of the sheath, the first containment barrier. In a power transient situation, the fuel-cladding contact increases the mechanical loads of the cladding. The creep of the fuel can allow an accommodation of swelling strain thus reducing the stresses applied on the cladding. The objective of this work is to improve the understanding of this phenomenon with in particular the mechanisms that control the creep of the fuel at two scales: crystal scale and polycrystalline scale (amount of crystals). At the crystal scale, creep is driven by the mobility and interaction of dislocations. In this work, the new proposed model couples the thermally activated gliding with the interactions and the dislocation climbing induced by the uranium vacancy diffusion. One of the major effects of the climbing is the annihilation causing a decreasing of the dislocation density and a creep recovery. A law of the climbing has been proposed taking into account the conservation of the vacancy flow between several populations of dislocations in steady state and at the thermodynamic equilibrium, and has been adjusted using finite element simulations. The new creep model was then validated by comparing simulations and experiments at both scales. The simulation results allow, among other things, a good estimation of the effects of grain orientation, temperature, strain rate and stoichiometric deviation depending on the loading conditions. In particular, the model allows finding well experimental stress-strain curves over a wide range of temperatures and deformation rates, with a calculation-measurement deviation reasonable given the dispersion of the experimental data. In addition, the effect of the stoichiometric deviation is also well predicted by the model because the dislocation climbing velocity becomes more important when the stoichiometric deviation increases.