Évolution de l'accrochage physico-chimique et mécanique à l'interface pastille/gaine dans les crayons combustibles des Réacteurs à Eau Pressurisée

par Cloé Schneider

Projet de thèse en Sciences des matériaux

Sous la direction de Sébastien Chevalier.

Thèses en préparation à Bourgogne Franche-Comté , dans le cadre de École doctorale Carnot-Pasteur (Besançon ; Dijon ; 2012-....) , en partenariat avec Laboratoire Interdisciplinaire Carnot de Bourgogne (laboratoire) depuis le 01-10-2018 .


  • Résumé

    Au cours de son séjour en réacteur, la gaine des crayons combustibles REP (alliage de Zr) s'oxyde en face interne, au contact des pastilles de combustible (UO2 ou (U, Pu)O2). Un accrochage entre les deux matériaux se développe et l'interface pastille-gaine correspond alors très schématiquement à un système à 3 couches : Zr/ZrO2/UO2 ou (U, Pu)O2. Lors du passage des crayons combustibles en réacteur, l'accrochage pastille/gaine évolue significativement en fonction des conditions d'irradiation, du temps de séjour en réacteur, de la microstructure du combustible, et cette évolution joue un rôle direct sur le comportement thermomécanique des crayons. L'étude proposée a pour objectifs : - d'approfondir les connaissances sur l'évolution physico-chimique et mécanique de cette zone d'interaction combustible/gaine sous irradiation, - d'acquérir des données quantitatives pour la modélisation de l'accrochage pastille/gaine dans les différentes phases de vie du combustible en REP. Elle s'appuie : - sur des caractérisations microstructurales, chimiques et mécaniques (microscopie optique et électronique (MEB-FIB), nano-indentation instrumentée, microsonde électronique, DRX, MET...) réalisées sur des crayons combustibles irradiés en REP, - des essais et des caractérisations sur des matériaux « modèles » non irradiés afin d'interpréter les observations réalisées sur combustibles irradiés et de comprendre les mécanismes mis en jeu (études à effets séparés…), - sur des calculs numériques pour la simulation des essais mécaniques et l'évaluation précise des conditions de température, de contrainte à l'interface, vues par la périphérie de la pastille pendant une irradiation de base. Le résultat attendu en fin de thèse est l'élaboration d'un modèle décrivant l'évolution de l'accrochage combustible/gaine en réacteur, couplant adhésions chimique et mécanique.

  • Titre traduit

    Mechanical and physic-chemical evolution of the fuel-clad bonding in the fuel rod of pressurized water reactor


  • Résumé

    During its stay in nuclear reactor, the fuel rod cladding (Zr alloy) oxidizes on its inner surface in contact with the fuel pellet (UO2 order (U, Pu)O2)). A bonding of the fuel periphery with the metallic cladding can then be observed, forming the fuel-clad bonding phenomenon, The pellet-cladding interface corresponds to a system that can be described schematically into three layers: Zr/ZrO2/UO2 order ou (U, Pu)O2. The pellet-cladding bonding has a direct role on the behavior of fuel rods in reactors particularly on the thermal transfers and their mechanical behavior. The aims of proposal study are : - to progress in the the knowledges of the physic-chemical and mechanical evolution of the pellet cladding interface under irradiation, - to obtain quantitative data for the simulation of the PWR fuel rods behaviour, both under nominal, incidental and accidental conditions, - to propose a model describing pellet-cladding bonding as function of the physical, chemical and mechanical state. The work to be done will be based : - on microstructural, chemical and mechanical characterizations (optical and electron microscopy, electron probe microanalyzer, SIMS, XRD, RAMAN spectroscopy, micro and nano-hardness tests…) of irradiated fuel rods - on specific tests (separate effect studies…) and characterizations on non-irradiated 'model materials to interpret the observations carried out on irradiated fuels and understand the mechanisms involved. - on numerical calculations to simulate mechanical tests and to evaluate the thermal and mechanical conditions at the periphery of the fuel pellet.