Etude de la fracturation mécanique de la structure à haut taux de combustion des combustibles irradiés (RIM) en traitement thermique

par Mathieu Marcet

Thèse de doctorat en Physique et sciences de la matière

Sous la direction de Lionel Desgranges.

Le président du jury était Philippe Maugis.

Le jury était composé de Lionel Desgranges, Philippe Maugis, Tony Montesin, François Valdivieso, Yves Pontillon, Dominique Gosset.

Les rapporteurs étaient Tony Montesin, François Valdivieso.


  • Résumé

    Les céramiques utilisées dans les Réacteurs à Eau Presurisée sont constituées de dioxyde d'uranium. Irradiée à fort taux de combustion en réacteur, elles présentent en périphérie de pastille une microstructure particulière, dénommée RIM, avec des pores de l'ordre du micromètre fortement pressurisés en gaz de fission. Lors des traitements thermiques (TT) simulant des situations incidentielles ou accidentelles de réacteur, un relâchement important de la zone de RIM est observé. Nous avons considéré que le mécanisme de relâchement du gaz contenu dans les bulles pressurisées est la fracturation mécanique des joints de grains du RIM. Puis nous avons comparé les différents types de sollicitations mécaniques auxquelles sont soumis un joint de grain à la contrainte à rupture de l'oxyde. La première sollicitation est induite par les bulles de gaz surpressurisées du RIM ; elle impose un champ de contrainte à un niveau microscopique i.e. à l'échelle d'une bulle de gaz et son environnement local. La seconde sollicitation est générée par l'interaction mécanique entre la pastille et la gaine. cette sollicitation impose un champ de contrainte à un niveau macroscopique i.e. à l'échelle de la zone de RIM et de son environnement global. La dernière sollicitation résulte de la déformation due à l'évolution structurale du RIM en TT. Les résultats expérimentaux de la thèse montrent que les champs de contraintes microscopiques et macroscopiques n'expliquent pas la fracturation des joints de grains du RIM en TT. Les sollicitations induites par l'évolution structurale du RIM en fonction de la température est un mécanisme possible pour expliquer le comportement mécanique global du RIM en TT.

  • Titre traduit

    Mechanical fracture study of nuclear fuel high burn-up structure (HBS or RIM) during annealing test


  • Résumé

    The ceramics used in Power Water Reactors ar made of uranium dioxide. Irradiatd at high Burn-up, they present a characteristic zone in periphery called High Burn-Up Structure or RIM zone with micrometer pores containing over-pressurizzed gas bubbles. Annealing texts simulating incidental or accidental reactor situations, a strong release of the RIM zone is observed. We have considered that the fission gas release mechanism is the mechanical fracture of the RIM grain boundaries. The we have compared the diffrerent types of mechanical stress applied to a grain boundary with the fracture stress of the oxide. The first stress is due to RIM over-pressurized gas bubbles, these bubbles apply a stress field determined at a microscopic level i.e. at the gas bubbles scale and its local environment. The second stress is generated by the Pellet Cladding Mechanical Interaction (PCMI). This stress applies a stress field on a microscopic scale i.e. at the RIM zone and its overall environent. The last stress is occured by a strain due to the RIM structural evolution during annealing test. The experimental results show that microscopic and macroscopic stress fields to do not explain the RIM grain boundary fracture during annealing test. The stresses induced by the RIM structural evolution as a function of the temperature is a possible mechanism to explain the overal mechanical behavior of the RIM zone during annealing test.


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Informations

  • Détails : 1 vol. (160p.)
  • Notes : Diffusion restreinte
  • Annexes : ref. bibliogr. p. 154-159

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