Soutenance mémoire
La France compte 18 centrales nucléaires, dans lesquelles l’énergie est produite par 56 réacteurs à eau pressurisée (REP). Un réacteur nucléaire permet de produire une réaction de fission en chaîne et d’en contrôler l’intensité. Le cœur du réacteur est constitué d’assemblages combustibles (157 pour les réacteurs de puissance 900 MWe et 193 pour ceux de 1300 MWe). Un assemblage contient 264 crayons combustibles constitués chacun d’une gaine en alliage de zirconium, d’environ 4 m de long, 9,5 mm de diamètre et 0,57 mm d’épaisseur, le combustible est confiné dans la gaine sous forme d’un empilement de pastilles d’oxyde d’uranium d’environ 8,2 mm de diamètre et 13,5 mm de hauteur.
Pour assurer le fonctionnement des réacteurs dans des conditions optimales de sûreté, plusieurs barrières de confinement ont été mises en place sous forme de dispositifs étanches interposés entre les sources de rayonnement et le milieu extérieur afin d’isoler les radionucléides du combustible de l’environnement. La gaine en alliage de zirconium constitue la première barrière contre la dissémination de la matière radioactive. La deuxième barrière est le circuit primaire, qui comprend la cuve en acier abritant le cœur du réacteur et le réfrigérant. La troisième et dernière barrière est l’enceinte de confinement, c’est-à-dire le bâtiment étanche en béton armé à l’intérieur duquel se trouve la cuve, le cœur du réacteur, les générateurs de vapeur et le pressuriseur. Elle est destinée en cas d’accident à retenir les produits radioactifs qui seraient libérés lors d’une rupture du circuit primaire.
Plusieurs programmes expérimentaux internationaux d’essais ont été conduits avec l’objectif de caractériser le comportement des crayons irradiés soumis à un RIA dans des réacteurs expérimentaux comme CABRI au CEA Cadarache. Devant la complexité de cette activité, il est utile de disposer de bancs d’essais permettant la réalisation d’études à effets séparés. Afin d’améliorer la compréhension des phénomènes pouvant mener à la rupture de la gaine du combustible, différents paramètres qui interviennent lors d’un RIA ont été étudiés par des essais en laboratoire (transitoire thermique, vitesse de déformation, chargement biaxial, irradiation …). L’objectif de ce travail est d’étudier la rupture de la gaine dans des conditions thermomécaniques représentatives d’un RIA. À ce jour, les essais utilisés pour caractériser les gaines sont tous réalisés avec des états de chargement thermomécaniques non représentatifs du chargement subi par la gaine pendant un RIA. L’effet de la biaxialité a été étudié par Yunchang et al. [2] et Kim et al. [3] sur des tôles qui présentent un comportement différent de celui des tubes. Sur des tubes en Zircaloy-4 préfissurés, l’effet de la biaxialité a été étudié par Li et al. [4]. L’effet de la vitesse de chauffage a été étudié par Yueh et al. [5] avec des essais uniaxiaux ou avec des essai biaxiaux sur des tôles par Chaieb [6]. Aucun de ces essais n’est parvenu appliquer simultanément un chargement biaxial et un chargement thermique rapide sur un produit de gainage. Cela est principalement dû à la difficulté d’appliquer un chargement biaxial sur une géométrie tubulaire mais aussi de le combiner à un chargement thermique rapide.
Synthèse bibliographique
Matériau de l’étude
Du fait de leur transparence aux neutrons, de leurs bonnes propriétés mécaniques de leur résistance à la corrosion, les alliages de zirconium ont été retenues pour élaborer les principaux composants mécaniques des assemblages de combustible nucléaire. Un assemblage combustible est constitué de crayons, gaines métalliques en alliage de zirconium contenant un empilement de pastilles de combustible nucléaire. Les crayons sont eux-mêmes maintenus dans une structure métallique composée de grilles et de tubes guides réalisés en alliage de zirconium. Le zirconium est l’élément chimique de numéro atomique 40. Sa masse atomique est de 91,2 et sa masse volumique est de 6520 ??. ?−3 à 20 °C. A l’état pur le zirconium a deux formes allotropiques [10] [11]:
– la phase α, stable à basse température (T < 863 °C, c’est-à-dire dans le domaine de fonctionnement du réacteur) et de structure cristalline hexagonale compacte (a = 0,323 nm et c/a = 1,594 à température ambiante) ;
– la phase β, cubique centrée (a = 0,361 nm), stable à haute température (T > 863 °C) jusqu’à la température de fusion (Tf = 1855 °C).
Les principaux alliages de zirconium actuellement utilisés dans les réacteurs à eau pressurisée français sont les alliages M5™ (alliage Zr-1%Nb développé par Framatome) et Zirlo™ (alliage Zr1%Nb-1%Sn-0.1%Fe développé par Westinghouse Electric Company). Le Zircaloy-4 à l’état détendu a été le matériau de gainage le plus utilisé pendant des décennies avant d’être remplacé progressivement par les alliages cités précédemment (des assemblages avec des gaines de crayon en Zircaloy-4 ne sont plus introduits dans les réacteurs depuis fin 2016). Il se présente sous forme de tube de 9,5 mm de diamètre externe et 0,57 mm d’épaisseur. Les principaux éléments d’addition du Zircaloy-4 sont :
– L’étain : il améliore la limite d’élasticité, la résistance à la traction et la résistance au fluage mais diminue la résistance à la corrosion.
– Le fer et le chrome : ils améliorent la résistance à la corrosion. Ils limitent la croissance des grains lors des traitements de recristallisation et par conséquent améliorent la tenue mécanique.
– L’oxygène : il joue un rôle de renfort mécanique et améliore les propriétés en traction.
Microstructure
La mise en forme des gaines en Zircaloy-4 passe par des étapes de forgeage et extrusion à chaud puis par le laminage à froid au pas de pèlerin. Les tubes de gainage subissent par la suite un traitement de détentionnement qui consiste à porter le matériau vers 475 °C pendant quelques heures afin de relaxer les contraintes internes. Ce traitement permet de conserver une densité de dislocation élevée, ce qui se traduit par une résistance mécanique élevée. La microstructure est donc très proche de celle obtenue après la mise en forme du matériau. La procédure de mise en forme produit des grains très allongés dans la direction de laminage avec une taille de grains de 10 à 20 µm suivant la direction axiale, contre 2 à 5 µm dans les directions circonférentielle et radiale. La texture cristallographique des gaines de Zircaloy4 se traduit par des axes majoritairement orientés à ±30° vis-à-vis de la direction radiale du tube, dans le plan radial-circonférentiel (Figure 2.1).
Propriétés mécaniques
L’élasticité du Zircaloy-4 est généralement considérée comme isotrope. Le module de Young décroit linéairement en fonction de la température et peut être modélisé par l’expression : ? = 97,083 − 0,059 × ?(°?) [13]
Le coefficient de Poisson ν est fixé à 0,342 indépendamment de la température, d’après l’étude de Limon et al. [14] portant sur des essais de traction et de pression interne sur tubes à des températures comprises entre 20 °C et 400 °C.
Les alliages de zirconium présentent un comportement viscoplastique anisotrope. Cette anisotropie a pour origine le procédé de mise en forme du matériau (laminage à pas de pèlerin) qui implique une texture marquée ainsi que le nombre réduit des systèmes de glissement de la maille hexagonale du matériau [15]. L’anisotropie plastique se traduit par une résistance à la déformation supérieure dans la direction radiale du matériau et relativement proche dans les directions axiale et circonférentielle [16] [17].
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Table des matières
1 Introduction
1.1 Contexte industriel
1.2 Démarche de l’étude
1.3 Plan du mémoire
2 Synthèse bibliographique
2.1 Matériau de l’étude
2.1.1 Microstructure
2.1.2 Propriétés mécaniques
2.2 Scénario RIA
2.2.1 Description du scénario
2.2.2 Chargement thermomécanique de la gaine en phase PCMI
2.3 Conditions expérimentales nécessaires pour les essais de laboratoire
2.3.1 Essais sur Tôles
2.3.1.1 Essai en traction biaxiée
2.3.1.2 Essai d’emboutissage
2.3.2 Essais sur tubes
2.3.2.1 Essais uni-axiaux
2.3.2.2 Essai en déformation plane
2.3.2.3 Essai de pression interne
2.3.2.4 Essai de magnétoformage
2.3.2.5 Essai d’expansion de mandrin
2.3.2.6 Essai d’Expansion Due à la Compression (EDC) simple
2.3.2.7 Essai EDC bridé
2.3.2.8 Essai EDC avec traction
2.4 Résumé sur les essais disponibles
2.5 Effet de la biaxialité sur la déformation à la rupture
2.6 Critère de rupture
2.6.1 Paramètre de Lode
2.6.2 Modèle de rupture
2.6.3 Modèle des pionniers
2.6.4 Modèles micromécaniques
2.6.5 Modèles phénoménologiques
2.7 Conclusion
3 Développement d’un nouvel essai EDC à forte biaxialité
3.1 Introduction
3.2 Cahier des charges
3.3 Description du montage
3.3.1 Éprouvette
3.3.2 Composants du dispositif
3.3.3 Choix du matériau des tirants
3.3.4 Simulation par éléments finis
3.4 Mesures des déformations et de la biaxialité au cours de l’essai
3.5 Montage et mise en place de l’éprouvette
3.6 Essai EDC avec traction
3.7 Conclusion
4 Effet de la bixialité sur la rupture des gaines en Zircaloy-4
4.1 The effect of strain biaxiality on the fracture of zirconium alloy fuel cladding
4.1.1 Abstract
4.1.2 Introduction
4.1.3 Experimental procedures
4.1.3.1 Free-end and fixed-end EDC tests
4.1.3.2 EDC test with Tensile load (EDCT)
4.1.4 Strain measurement technique
4.1.5 Experimental results
4.1.5.1 Mechanical tests
4.1.5.1 Observation of damage
4.1.6 Plastic behavior and modeling of the tests
4.1.6.1 Finite Element Analysis
4.1.6.2 Material behavior
4.1.7 Damage model
4.1.7.1 Model
4.1.7.2 Macroscopic failure point
4.1.8 Conclusions
4.2 Effet de l’amincissement de la gaine
4.2.1 Essais EDC sur les gaines standard
4.2.2 Essai EDC sur des éprouvettes amincies
4.2.2.1 Méthode d’amincissement
4.2.2.1 Effet d’amincissement sur la réduction d’épaisseur
4.2.3 Essai de pression interne
4.2.4 Mesures DRX
4.2.5 Conclusions
4.3 Effet de vitesse de déformation
4.3.1 Motivation de l’étude
4.3.2 Sensibilité du comportement de la gaine à la vitesse de déformation
4.3.3 Calcul de l’auto-échauffement
4.3.4 Préparation d’essais
4.3.5 Résultats d’essais
4.3.5.1 Effet de la biaxialité de déformation
4.3.5.2 Effet de la vitesse de déformation
4.3.6 Conclusion
4.4 Effet de frottement
5 Conclusion
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