Modèle numérique micro-mécanique d'agrégat polycristallin pour le comportement des combustibles oxydes

• Main Author: Pacull, Julien
• Other Authors: Aix-Marseille 1
• Language: fr
• Published: 2011
• Subjects: Polycristal; Micromécanique; Homogénéisation; Décohésion intergranulaire; Combustible nucléaire; Produits de fission; Polycrystal; Micromechanics; Homogenization; Intergranular crack opening; Nuclear fuel; Fission gases
• Online Access: http://www.theses.fr/2011AIX10021/document

Dans les réacteurs nucléaires à eau sous-pression, le combustible est constitué de pastilles d’oxyde d’uranium (UO2), dont le comportement ne peut être simulé qu'à travers une modélisation multi-échelles et multi-physiques, tenant compte à la fois de la thermo-mécanique et de la physico-chimie relative aux produits de fission. L’évolution récente des modèles et des moyens de calcul a permis de développer les simulations à l’échelle de la microstructure et d’accroitre les possibilités de couplage. Ce travail concerne le développement d'un modèle de comportement thermo-mécanique de l’UO2 à l’échelle du polycristal. Le comportement du VER est analysé en termes de réponse effective et de phénomènes de localisation. Nous nous intéressons notamment aux valeurs de pression hydrostatique, qui pilotent le transport des produits de fission. La robustesse des résultats obtenus en fonction du choix du maillage éléments finis est étudiée. Une série de calculs est présentée afin de trouver un compromis satisfaisant en termes de discrétisation pour une estimation correcte des contraintes locales. Une première étude propose de retrouver des mesures expérimentales de dé cohésion intergranulaire sur le combustible en introduisant des modèles de zones cohésives dans le VER. Afin d'analyser le comportement micromécanique de l’UO2 en irradiation, un chargement de type rampe de puissance est appliqué au polycristal. L’analyse des distributions locales de contraintes donne lieu à une discussion sur l’effet de l’incompatibilité intergranulaire sur le transport des produits de fission. === In Pressurized Water Reactors (PWR), fuel is generally composed of uranium dioxide pellets piled up within a zirconium tubular cladding. Modeling of the fuel behavior in nominal and accidental conditions requires multi-scale models in order to take into account both the thermo-mechanical behavior of the pellets and the effects of fission gases. Recent development of micromecanical tools of simulation has improved coupling possibilities. Our study proposes to set a full micromechanical model for uranium dioxide dealing with both mechanics and fission products transport at the scale of a polycristalline aggregate. Both the effective behavior of the RVE and stress localization effects are studied. Hydrostatic pressure, which directly controls the diffusion of fission gases, is given a particular focus. The numerical robustness of results is also debated in terms of mesh refinement. A series of simulations leads to a satisfying compromise between accuracy and calculation time. A study compares experimental measurement of intergranular crack opening and simulation results obtained using cohesive models. The micromecanical behavior of uranium dioxide during irradiation is analysed by submitting the polycristalline RVE to transient irradiation. The local stress distribution leads to a debate on the consequences of intergranular strain incompatibility on fission gases diffusion.