Soutenance mémoire
Les alliages de zirconium
Généralités et microstructure du Zircaloy–4 vierge
Le zirconium, élément chimique de numéro atomique 40, présente deux formes allotropiques (Partridge, 1967) :
– 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).
Dans la mesure où ce travail porte quasi–exclusivement sur l’étude du matériau aux températures inférieures à la température de changement de phase, cette synthèse bibliographique ne concerne que les alliages de zirconium en phase α. Le Zircaloy– 4 (Zy–4) est actuellement l’alliage de zirconium le plus utilisé pour les gaines des crayons combustibles des REP français . Néanmoins, de nouveaux alliages de zirconium, dont la plupart contiennent un ajout de Niobium (M5TM, alliage Zr–1%Nb–O optimisé développé par AREVA-NP ; ZIRLOTM, alliage Zr 1%Nb–1%Sn–0.1%Fe développé par Westinghouse Electric Company), commencent à être introduits dans les gestions actuelles. Le choix des alliages de zirconium pour le gainage du combustible est principalement lié à la conjonction de leur très faible absorption des neutrons thermiques, leur bonne résistance mécanique à chaud et leur bonne résistance à la corrosion par l’eau à haute température.
Dans la phase Zr–α, l’étain et l’oxygène sont en solution solide, respectivement en position substitutionnelle et interstitielle. L’étain améliore les caractéristiques mécaniques du matériau (Kaufmann and Baroch, 1974; Hong et al., 1996). Néanmoins parce qu’il dégrade la résistance à la corrosion de l’alliage, sa teneur est limitée. L’oxygène améliore considérablement la résistance mécanique de l’alliage sans nuire à sa tenue à la corrosion (Kelly and Smith, 1973; Ruano and Elssner, 1975; Hong et al., 1996). Jusqu’à 800 °C, le fer et le chrome sont très peu solubles dans le Zr–α (Charquet et al., 1989; Toffolon-Masclet et al., 2008). Dans le Zircaloy–4, ils précipitent sous forme de phases de Laves Zr(Fe,Cr)2, essentiellement de structure C14 hexagonale compacte (a = 0.5107 nm, c = 0.8279 nm). Généralement, le rapport des concentrations Fe/Cr est d’environ 2–3 pour le Zircaloy–4 (Charquet et al., 1989; Erwin et al., 2001). Ces précipités intermétalliques, dont la taille moyenne est d’environ 200 nm sont répartis aléatoirement dans la matrice ou aux joints de grains . Ils améliorent la résistance à la corrosion de l’alliage.
Après leur mise en forme par laminage à froid au pas de pèlerin, les tubes de gainage subissent un traitement de détentionnement qui consiste à porter le matériau à 450–500 °C pendant quelques heures afin de relaxer l’essentiel des contraintes internes. Ce traitement ne restaure que partiellement l’écrouissage du matériau, sans recristallisation .
En raison du procédé de mise en forme des tubes et de l’anisotropie plastique des cristaux de Zr–α (maille hexagonale), les tubes de gainage en Zircaloy–4 détendu affichent une texture cristallographique marquée : les axes hci de la maille hexagonale sont préférentiellement inclinés à ± 30–40◦ de la direction radiale du tube dans le plan radial–circonférentiel et les directions (10¯10) sont majoritairement orientées selon la direction de laminage (direction axiale) (Limon et al., 1995; Delobelle et al., 1996; Schäffler et al., 2000; Murty and Charit, 2006).
Evolutions microstructurales en réacteur
La microstructure des gaines évolue durant leur séjour en réacteur, sous les effets conjugués de l’irradiation et de l’oxydation par l’eau du circuit primaire qui libère de l’oxygène et de l’hydrogène dans le métal. Ces effets sont croissants en fonction du taux de combustion.
Dommage d’irradiation
L’évolution microstructurale des alliages de zirconium sous irradiation est essentiellement liée aux collisions élastiques entre les particules incidentes et les atomes du métal. Lors d’une collision élastique avec un neutron rapide , les atomes du métal peuvent être éjectés de leur site cristallin et ainsi créer une paire lacune– interstitiel. L’énergie alors transférée à l’atome éjecté est suffisante pour déplacer d’autres atomes, qui à leur tour peuvent en déplacer d’autres ; ce phénomène en chaîne est appelé cascade de déplacements d’atomes . Cette cascade génère une zone riche en lacunes et une zone périphérique riche en interstitiels. Ces défauts ponctuels évoluent rapidement et leur agglomération conduit à la formation de défauts linéaires sous forme de boucles de dislocation lacunaires et interstitielles.
Oxydation
La réaction d’oxydation de la face externe de la gaine par l’eau du circuit primaire (Zr+H2O → ZrO2+4H) libère de l’oxygène et de l’hydrogène dans le métal.
La concentration en oxygène dans le métal augmente donc avec le taux de combustion, par diffusion de l’oxygène présent à l’interface métal/oxyde ; Chung and Kassner (1998) ont mesuré une concentration de 2330 ppm dans une gaine en Zircaloy–4 irradiée à 28 GWj/t (à comparer aux 1200 ppm présents dans le matériau vierge).
La corrosion du matériau se traduit également par la formation d’une couche d’oxyde, la zircone (ZrO2), à l’interface métal/eau (figure 1.5). Une accélération de la cinétique d’oxydation du Zircaloy–4 sous flux neutronique est observée pour les forts taux de combustion (supérieurs à 30–40 GWj/t). Cette accélération est principalement liée à la précipitation et l’accumulation d’hydrures à l’interface métal/oxyde, à la teneur en étain et à l’amorphisation et la dissolution des précipités de phase de Laves sous irradiation (Cheng et al., 1996; Huang et al., 1996; Blat et al., 2000; Bossis et al., 2005). Dans le Zircaloy–4, l’épaisseur de l’oxyde peut atteindre 100 µm après 5 cycles d’irradiation .
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Table des matières
Introduction
1 Etude bibliographique
1.1 Les alliages de zirconium
1.1.1 Généralités et microstructure du Zircaloy–4 vierge
1.1.2 Evolutions microstructurales en réacteur
1.1.3 Modes de déformation plastique
1.1.4 Comportement mécanique
1.1.5 Endommagement et rupture
1.2 Les accidents d’injection de réactivité
1.2.1 Déroulement
1.2.2 Rupture par interaction mécanique pastille–gaine
1.2.3 Essais de caractérisation et critères de rupture
1.3 Synthèse
2 Comportement mécanique du Zircaloy–4 vierge et irradié
2.1 Introduction
2.2 Experimental observations
2.2.1 Material and experimental database
2.2.2 Analysis of the experimental data
2.3 Model description
2.3.1 Model formulation
2.3.2 Model identification
2.3.3 Results and discussion
2.4 Example of FEA application
2.4.1 Introduction
2.4.2 Geometry and finite element modeling
2.4.3 Results and discussion
2.5 Conclusions
2.6 Résumé
2.7 Remarques complémentaires
3 Comportement mécanique et rupture du Zircaloy–4 hydruré
3.1 Introduction
3.2 Material and experimental procedure
3.2.1 Material
3.2.2 Mechanical testing
3.2.3 Digital image correlation
3.2.4 Damage quantification
3.3 Mechanical behavior
3.3.1 Tensile properties
3.3.2 Plastic anisotropy
3.3.3 Modeling
3.4 Damage and failure
3.4.1 Macroscopic failure modes
3.4.2 Macroscopic ductility
3.4.3 Microscopic failure mechanisms
3.4.4 Damage kinetics due to hydride cracking
3.5 Conclusions
3.6 Résumé
4 Modélisation de la rupture ductile du Zircaloy–4 hydruré
4.1 Introduction
4.2 Formalisme du modèle
4.2.1 Potentiel de Gurson–Tvergaard–Needleman
4.2.2 Description de l’endommagement
4.2.3 Ecoulement viscoplastique
4.3 Identification des paramètres du modèle
4.3.1 Introduction
4.3.2 Démarche d’identification
4.3.3 Loi d’écoulement et coefficients de Hill
4.3.4 Germination des cavités
4.3.5 Coalescence des cavités
4.3.6 Taille de maille
4.4 Résultats des simulations
4.4.1 Traction axiale
4.4.2 Traction circonférentielle
4.4.3 Expansion due à la compression
4.4.4 Traction plane circonférentielle
4.4.5 Essais d’écrasement
4.5 Conclusions
Conclusions
