Généralités sur le domaine du nucléaire

Généralités sur le domaine du nucléaire 

Le domaine du nucléaire inclut l’ensemble des techniques et des industries permettant de produire et d’exploiter l’énergie issue de la fission ou de la fusion d’atomes, ainsi que la gestion des déchets qui en résultent. Dans le domaine civil, il comprend tout un ensemble de technologies permettant de construire, d’alimenter, de faire fonctionner et de démanteler des centrales nucléaires, mais aussi des savoir-faire relatifs à la médecine nucléaire. Dans le domaine militaire, sont développées les techniques relatives aux armes atomiques, à leur conception, leur production, leur stockage et leur utilisation. La propulsion nucléaire navale est essentiellement militaire, néanmoins quelques navires civils (tels que certains brise-glace) utilisent ce procédé.

Le nucléaire civil en France

Le parc électronucléaire Français compte 58 Réacteurs à Eau Pressurisée (REP). En 2011 ces réacteurs ont produit 74 % de l’électricité Française et il est estimé que l’industrie électronucléaire génère environ 410 000 emplois pour une valeur ajoutée de 33,5 Ge par an (source : présentation PwC pour Areva « le poids socio économique de l’électronucléaire en France »).

Fonctionnement général d’un REP

Le fonctionnement général d’un REP peut être décrit par le schéma suivant :

— Dans la cuve du réacteur se trouve le combustible qui produit de la chaleur par des réactions de fissions nucléaires.
— Cette chaleur est récupérée par l’eau qui circule dans le circuit primaire et qui est maintenue liquide à 300 ◦C par une pression de 155 bar. Elle est ensuite transportée jusqu’à un échangeur thermique.
— L’eau du circuit secondaire y est vaporisée (à 270 ◦C et 55 bar). Cette vapeur va alors mettre en mouvement des turbines reliées à un alternateur, ce qui produit du courant alternatif. Par la suite la vapeur du circuit secondaire va être condensée au sein d’un condensateur et être transportée jusqu’à l’échangeur thermique pour y être vaporisée de nouveau.
— Au niveau du condensateur se trouve un circuit de refroidissement dit tertiaire qui évacue le surplus de chaleur. L’eau de ce circuit de refroidissement est à son tour refroidie dans des tours appelées aéroréfrigérant.

Le combustible nucléaire

Le combustible nucléaire est, comme son nom l’indique, le consommable utilisé dans les réacteurs nucléaires pour produire la chaleur nécessaire à son fonctionnement. Dans les REP, le combustible employé est principalement le dioxyde d’uranium (UO2, une céramique) conditionné sous forme de petits cylindres (d’environ 13 mm de haut et 8 mm de diamètre appelés pastille combustible) à l’aide d’un procédé de frittage de poudres. Ces pastilles sont empilées dans une gaine d’environ 4 m de haut en alliage métallique à base de zirconium qui constitue la première barrière de confinement. Un jeu d’environ 80 µm existe en début de vie entre les pastilles et la gaine. L’ensemble pastille plus gaine définit ce que l’on appelle le crayon combustible. Le volume libre contenu entre les pastilles et la gaine est rempli avec de l’hélium à une pression de 25 bar. Un assemblage est alors construit en regroupant un réseau carré de 264 crayons (Figure 1.3). Un REP 1300 MW comprend 193 assemblages dans son cœur.

Accident d’injection de réactivité

Contexte et problématique générale

Le 26 Avril 1986, l’accident de la centrale nucléaire de Tchernobyl a rappelé le potentiel destructeur d’une excursion de puissance. Les services publics et les organismes de sûreté ont alors entrepris un examen des accidents d’injection de réactivité possibles dans leurs propres centrales électriques. Par ailleurs, depuis les années 1990, plusieurs changements ont eu lieu dans la gestion de base des cœurs de réacteurs nucléaires :
— Leu taux de combustion  maximal a augmenté.
— Le combustible MOX (Mixed OXyde constitué d’un mélange d’UO2 et de dioxyde de plutonium) a fait son apparition.
— De nouveaux matériaux de revêtement ont été utilisés pour la fabrication des crayons combustibles (M5,Zirlo).

Ces changements ont soulevé la question de la pertinence des critères de sûretés établis jusqu’ici pour l’UO2 irradié jusqu’à des taux de combustion moyens (32 GWj/t) et pour des gainages en Zy4 détendu. Notre étude se situe donc dans un contexte accidentel. Plus précisément, en situation accidentelle d’injection de réactivité (ou RIA pour Reactivity Initiated Accident). Cet accident hypothétique de dimensionnement (fréquence inférieure à 10⁻⁴ par tranche et par an) est causé par l’éjection intempestive d’une grappe de contrôle hors du cœur du réacteur. Cette situation entraîne un emballement local de la réaction nucléaire qui génère un transitoire rapide de puissance (pulse de puissance) au cours duquel la température du combustible croît très rapidement (en quelques dizaines de ms) avec une déformation du gainage en résultant qui peut atteindre quelques % pendant cet intervalle de temps. Il est naturellement impossible de reproduire un RIA en conditions réelles dans un réacteur commercial. Néanmoins, des essais représentatifs d’une excursion de réactivité et visant à simuler un RIA ont été réalisés en réacteurs expérimentaux. Entre 1969 et 1970 dans le réacteur SPERT (Special Power Excursion Reactor) aux USA, entre 1978 et 1980 dans le réacteur PBF (Power Burst Facility) aux USA, depuis 1980 dans le réacteur NSRR (Nuclear Safety Research Reactor) au Japon (FUKETA 1996 ; FUKETA 1997, 2001, 2006) et depuis 1993 dans le réacteur CABRI en France (SCHMITZ 1999 ; PAPIN 2007). En se basant sur les résultats des essais réalisés sur des crayons irradiés jusqu’à un taux de combustion de 32 GWj/t dans les réacteurs SPERT, PBF et NSRR, un critère de sûreté unique avait été établi pour garantir un dégagement d’énergie thermique limité et préserver le refroidissement du cœur. Il a également été montré que l’enthalpie déposée dans la pastille de combustible devait rester inférieure à une enthalpie limite de 200 cal/g (MACDONALD 1980). Plus tard, certains essais réalisés sur des combustibles à forts taux de combustion (jusqu’à 64 GWj/t) dans les réacteurs NSRR et CABRI ont révélé des ruptures prématurées des gaines pour des niveaux d’enthalpie nettement inférieurs à ceux fixés par le domaine de sûreté (30 cal/g pour le premier essai REP-Na 1 réalisé dans le réacteur CABRI) : le critère de sûreté établi pour les combustibles faiblement irradiés n’est donc pas adapté aux combustibles à forts taux de combustion (VITANZA 2006). L’interprétation des essais réalisés en réacteurs expérimentaux repose sur des codes de calculs capables de reproduire le comportement thermomécanique des crayons combustibles lors du transitoire. Pour ne citer que les plus connus, les codes FALCON (RASHID 2004), FRAPTRAN (CUNNINGHAM 2001), RANNS (SUZUKI 2006b), SCANAIR (MOAL 2014 ; GEORGENTHUM 2014) et ALCYONERIA (SERCOMBE 2009 ; GOLDBRONN 2013) sont respectivement développés par l’Electric Power Research Institute (EPRI) aux USA, la Nuclear Regulatory Commission (NRC) aux USA, le Japan Atomic Energy Research Institute (JAERI) au Japon, l’Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire (IRSN) en France et le commissariat à l’énergie atomique et aux énergies alternatives (CEA) en France. Pour alimenter ces codes de calculs, il est indispensable de disposer de lois de comportement pour le combustible et le gainage. Le développement de ces outils requiert donc la caractérisation, en laboratoire, du comportement mécanique de ces matériaux dans des conditions de sollicitation représentatives d’un transitoire de puissance (température, vitesse de déformation). Alors que le comportement de la gaine en RIA a fait l’objet de nombreux travaux et d’un programme expérimental dédié au CEA (CAZALIS 2007 ; LE SAUX 2008 ; HELLOUIN DE MENIBUS 2012), très peu d’études de caractérisation ont porté sur le combustible en conditions représentatives d’un RIA (haute température et forte vitesse de déformation). Dans la plupart des codes, le comportement du combustible est ainsi considéré comme élastique ou élasto-plastique parfait avec un seuil constant indépendant de la température.

Scénario et phénomènes présents

Le RIA le plus sévère à prendre en compte dans la conception d’un REP aurait lieu en condition d’arrêt à chaud, c’est-à dire pour une température et une pression du réfrigérant normales mais pour une puissance du cœur quasi nulle. Ce scénario postule donc l’éjection d’une grappe de contrôle hors du réacteur du fait de la différence de pression de 150 bar entre le circuit primaire et l’enceinte de confinement. Il en résulte localement une augmentation rapide de la réactivité (sur quelques dizaines de millisecondes) susceptible d’enclencher un emballement de la réaction nucléaire (régime critique). Cet emballement reste cependant limité dans le temps par l’effet Doppler neutronique. Du fait de l’augmentation de la température dans le combustible, la surface spécifique d’absorption des neutrons augmente, ce qui a pour effet de rapidement arrêter la réaction. L’évolution de la puissance dans le combustible prend donc la forme d’un pulse caractérisé par sa largeur à mi-hauteur et l’énergie déposée pendant sa durée . Les caractéristiques du pulse dépendent :
— du scénario postulé,
— de la conception du cœur,
— de l’état du combustible (taux de combustion).

Seuls des calculs à l’échelle du coeur d’un réacteur peuvent définir les conditions locales réelles d’excursion de puissance au niveau d’un crayon combustible.

Les essais de RIA en réacteurs expérimentaux permettent de simplifier le problème et de ne tester qu’un seul crayon dans des conditions de puissance prédéfinies. Avant de décrire les conséquences qu’a un pulse sur le combustible, il est utile ici de rappeler brièvement le comportement du crayon combustible pendant le fonctionnement nominal (appelé irradiation de base) en réacteur commercial. Les crayons testés en réacteurs expérimentaux présentent en effet un état t0 avant pulse qu’il convient de décrire. Lors de l’irradiation de base, la première montée en puissance et le premier cycle d’une année en réacteur ont pour effet de conduire à la fermeture du jeu pastille-gaine. Il s’ensuit une déformation de la gaine imposée par le gonflement de la pastille. En fin d’irradiation de base, le profil radial d’éléments fissiles dans le combustible présente un pic en périphérie où se trouve une grande partie du plutonium produit par captation neutronique de l’U238 . Pendant l’irradiation de base, les fissions nucléaires qui se produisent au sein du combustible créent des gaz de fission qui coalescent sous forme de bulles dans les grains, aux joints de grain ou dans les porosités déjà existantes. Plus le combustible a eu une durée d’irradiation importante, plus son taux de combustion et donc la quantité de gaz de fission qu’il contient sont importants. De plus, une migration des bulles de gaz de fission se fait progressivement vers les joints de grain. Ainsi, plus le combustible est resté longtemps en réacteur (et donc a un taux de combustion élevé), plus la quantité de gaz de fission présents aux joints de grain est importante. Au début d’un pulse RIA, l’augmentation brutale de la puissance conduit à un échauffement quasi-adiabatique du combustible. La dilatation thermique a pour effet de rapidement refermer le jeu pastille-gaine et de conduire à une forte interaction mécanique entre les pastilles et la gaine (Pellet Clad Mechanical Interaction, PCMI) (FUKETA 1996 ; FUKETA 1997, 2001, 2006 ; PAPIN 2007). Dans certaines conditions, cette interaction peut conduire à la rupture de la gaine avec éjection du combustible.

L’apparition de fissures dans le combustible et d’une fragmentation des joints de grain  en début de pulse a pour effet de libérer les gaz de fission présents aux joints de grain (FUKETA 1997 ; LEMOINE 1997 ; LEMOINE 1997 ; SASAJIMA 1999 ; SCHMITZ 1999 ; FUKETA 2001 ; PAPIN 2007). La distinction entre fissures et fragmentation est liée à l’échelle des phénomènes : la pastille pour le premier, les grains pour le second. En fin de pulse, du fait d’un léger résidu de puissance, la température du combustible continue de croître mais le profil radial de température dans la pastille devient parabolique du fait du refroidissement du crayon par l’extérieur (SERCOMBE 2010). Le profil parabolique conduit alors à la mise en diabolo de la pastille (déformation en banane) avec un contact pastille gaine plus fort aux extrémités. Ce dernier peut conduire à une déformation de la gaine en vis-à-vis particulièrement importante (on parle alors de plis dans la gaine). Après quelques centaines de ms, le jeu pastille-gaine se réouvre   ce qui permet alors le relâchement des gaz de fission dans le volume libre du crayon. Ce relâchement, d’autant plus important que le taux de combustion est élevé et que la quantité de gaz de fission présent aux joints de grain l’est, peut atteindre 20 % de la totalité des gaz de fission créés.

Conditions thermo-mécaniques dans le combustible

Très peu d’études sur le comportement du combustible lors d’un RIA existent. Les caractérisations expérimentales se sont largement focalisées sur la gaine et l’étude de sa rupture (LE SAUX 2008 ; CAZALIS 2007). Seule la modélisation d’un RIA à l’aide d’un code de calcul permet de connaître l’état du combustible à tout instant du pulse. Actuellement, dans la majorité des codes de calcul permettant la modélisation des RIA le comportement mécanique du combustible lors d’un RIA est thermo élastique, exception faite du code SCANAIR qui fait l’hypothèse d’un comportement thermo-plastique parfait basé sur les mesures de Canon (CANON 1971). En 2008, Suzuki et al. (SUZUKI 2008) ont étudié l’état thermo-mécanique du combustible lors d’un pulse RIA dans le réacteur NSRR. Les évolutions de la température et de la contrainte hydrostatique calculées suivant le rayon de la pastille et pendant le pulse sont illustrées dans la Figure 1.8. Il apparaît un pic de contrainte et de température en périphérie de pastille dans les premiers instants du pulse (t = 12 ms, 13 ms). La pastille combustible est ainsi fortement comprimée au voisinage de la gaine (contrainte hydrostatique supérieure à 600 MPa). Lorsque le profil de température parabolique est bien établi (t = 770 ms), le centre de la pastille est comprimé, la périphérie est en traction. Les niveaux de contraintes sont de l’ordre de la centaine de MPa. Si la température est suffisante, le centre de la pastille peut fluer et venir combler les évidements (cavités hémisphériques issues de la fabrication) ainsi que le montrent les observations après essais . Le fluage du matériau UO2 est donc bien actif en RIA malgré la faible durée du pulse. Les contraintes de traction sont d’autre part à l’origine de la fissuration des pastilles en périphérie. Afin de bien définir les conditions de sollicitation thermo-mécanique du combustible en RIA, nous présentons ci-dessous les résultats d’un calcul de l’essai REP-Na 5 (réacteur CABRI du CEA) effectué à l’aide du code ALCYONE-RIA et en utilisant une loi de comportement thermo-élastique pour le combustible (SERCOMBE 2010).

Table des matières

Introduction
1 Contexte de l’étude
1.1 Généralités sur le domaine du nucléaire
1.1.1 Introduction
1.1.2 Le nucléaire civil en France
1.1.3 Fonctionnement général d’un REP
1.1.4 Le combustible nucléaire
1.2 Accident d’injection de réactivité
1.2.1 Contexte et problématique générale
1.2.2 Scénario et phénomènes présents
1.2.3 Conditions thermo-mécaniques dans le combustible
1.3 Propriétés physiques de l’UO2
1.3.1 Structure cristallographique
1.3.2 Écart à la stœchiométrie
1.3.3 Dislocations et systèmes de glissement
1.4 Comportement mécanique de l’UO2
1.4.1 Coefficients élastiques
1.4.2 Comportement de l’UO2 en compression
1.4.3 Comportement de l’UO2 en flexion
1.5 Modèles de fluage
1.5.1 Approches phénoménologiques
1.5.2 Fluage avec effet d’historique
1.5.3 Modèle de fluage compressible
1.6 Synthèse et objectif du travail
2 Méthodes expérimentales
2.1 Introduction
2.2 Caractérisations non destructives
2.2.1 Métrologie
2.2.2 Mesure de densité par pesée hydrostatique dans l’alcool
2.3 Imagerie au MEB
2.3.1 Préparation des échantillons pour observation au MEB
2.3.2 Observations au MEB
2.3.3 Analyse des images MEB
2.4 Essais mécaniques
2.4.1 Régulation de la température du four
2.4.2 Protocole des essais mécaniques
2.4.3 Résultats types
2.4.4 Reproductibilité
2.4.5 Grille d’essais
2.4.6 Mesure de l’endommagement
2.4.7 Essais à sauts de vitesse
2.5 Synthèse
3 Étude du lot de référence
3.1 Introduction
3.2 Aspects expérimentaux
3.2.1 Caractérisation des échantillons
3.2.2 Courbes contrainte-déformation
3.2.3 Fissuration et variation de volume
3.2.4 Évolution de la microstructure
3.3 Modélisation
3.3.1 Paramètres d’activation d’une loi de Norton
3.3.2 Loi de fluage
3.3.3 Identification des paramètres
3.3.4 Implémentation numérique
3.4 Simulation
3.4.1 Maillage et conditions aux limites
3.4.2 Essais expérimentaux
3.4.3 Essais de fluage
3.5 Synthèse
4 Étude du lot forte densité
4.1 Introduction
4.2 Aspects expérimentaux
4.2.1 Caractérisation des échantillons
4.2.2 Courbes contrainte-déformation
4.2.3 Fissuration et variation de volume
4.2.4 Évolution de la microstructure
4.2.5 Décohésion des joints de grain
4.3 Modélisation
4.3.1 Modèle initial
4.3.2 Dépendance à la porosité
4.3.3 Identification de la dépendance à la porosité
4.3.4 Modèle de fragmentation des joints de grain
4.3.5 Identification des paramètres plastiques
4.3.6 Implémentation numérique
4.4 Simulation
4.4.1 Maillage et conditions aux limites
4.4.2 Identification de σc(T)
4.4.3 Simulation des essais expérimentaux
4.5 Synthèse
5 Modélisation des accidents d’injection de réactivité
5.1 Introduction
5.2 Essais REP-Na
5.2.1 Programme d’essais
5.2.2 Déformations
5.2.3 Fissuration macroscopique
5.2.4 Fragmentation des joints de grains
5.2.5 Relâchement des gaz de fission
5.3 L3F : Loi Fluage Fragmentation Fissuration
5.3.1 Fluage d’irradiation
5.3.2 Fissuration macroscopique
5.3.3 Récapitulatif
5.3.4 Implémentation numérique
5.3.5 Réponse à un chargement biaxial
5.4 Simulation des essais REP-Na
5.4.1 Alcyone-RIA
5.4.2 Loi de comportement gaine
5.4.3 Simulations
5.4.4 REP-Na 2
5.4.5 REP-Na 3
5.4.6 REP-Na 5
5.4.7 REP-Na 4
5.4.8 Conclusion
5.5 Synthèse
Conclusion
Perspectives
Bibliographie

Lire le rapport complet