TH`ESE Présentée et soutenue publiquement ... - MINES ParisTech

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TH`ESE Présentée et soutenue publiquement ... - MINES ParisTech

ED n°432 : Sciences des Métiers de l’Ingénieur

THÈSE

pour obtenir le grade de

DOCTEUR DE L’ÉCOLE NATIONALE SUPÉRIEURE DES MINES DE PARIS

Spécialité Sciences et Génie des Matériaux

Présentée et soutenue publiquement par

DOAN Dinh-Trung

le 1er Septembre 2009

Comportement et Rupture d’alliages de Zirconium

des Crayons de Combustible dans les Centrales Nucléaires

en Situation Accidentelle de type RIA

Directeurs de thèse : J. BESSON, A.-F. GOURGUES, S. LECLERCQ

Jury

M. T. Bretheau ARTS ET MÉTIERS ParisTech Examinateur

Mme. S. Bouvier Université Paris 13 Rapportrice

M. P. Delobelle Université de Franche-Comté Rapporteur

M. J. Besson MINES ParisTech Examinateur

M. S. Carassou CEA Examinateur

M. J. Crépin MINES ParisTech Examinateur

M. S. Leclercq EDF Examinateur

Mme. A.–F. Gourges MINES ParisTech

Invitée


Résumé

Comportement et rupture d’alliages de zirconium des crayons de

combustible dans les centrales nucléaires en situation accidentelle de type

RIA

Le cœur des Réacteurs à Eau Pressurisée (REP) dans les centrales nucléaires françaises

est constitué d’assemblages de combustible dont la plupart des composants sont en alliage

de zirconium. L’optimisation de la gestion des combustibles dans les centrales nucléaires

a conduit à l’augmentation de la durée des cycles du combustible et de leur puissance.

L’utilisation des taux de puissance de combustibles élevés nécessite des changements radicaux

dans les règles de dimensionnement des réacteurs vis-à-vis de la sûreté nucléaire. Les situations

accidentelles sont a priori les premiers cas à l’étude. L’évaluation du comportement des

réacteurs nucléaires dans ces situations se fonde sur des accidents de référence. Un de ces

accidents hypothétiques, étudié dans cette étude, est l’Accident d’Injection de Réactivité

(RIA).

L’objectif de cette étude est de constituer une base expérimentale et de développer un

modèle de comportement thermo–mécanique des gaines des crayons combustibles utilisable

pour simuler une situation de RIA, afin de proposer une méthode adéquate d’analyse de

dimensionnement dans le cas de gaines non irradiées.

Des essais mécaniques (traction uniaxiale, traction sur éprouvettes entaillées ...) ont été

effectués sur des plaques en Zircaloy–4 Recristallisé et Détendu. La température a éte fixée

à 25, 250 et 600 ◦ C . Les éprouvettes ont été hydrurées jusqu’à 1000 ppm. Un modèle de

comportement de plasticité anisotrope couplé à l’endommagement, basé sur la description

simplifiée d’un modèle de plasticité polycristalline a été implémenté et ses paramètres ont

été identifiés pour les 2 matériaux, aux différents niveaux de température considérés. Les

simplifications portent à la fois sur la texture (6 grains) et sur les systèmes de glissement

(géométriques et non plus physiques). Le modèle a été implémenté dans le code Zebulon avec

les schémas d’intégration explicite et implicite. Les paramètres du modèle ont été identifiés

sur les essais de traction uniaxiale. Les essais de traction sur éprouvettes entaillées et les essais

de poinçonnement (SPT) ont été utilisés pour valider le modèle. La complexité du modèle

peut être encore réduite afin de réaliser des calculs de structure en 3D.

Mots clés : Zircaloy–4, polycristal, plasticité, homogénéisation, hydrure, rupture, SPT


Abstract

Mechanical behaviour and failure of fuel cladding zirconium alloys in

nuclear power plants under accidental RIA–type situation

In French Nuclear Pressurized Water Reactors (PWRs), most of structural parts of the fuel

assembly consist of zirconium alloy tubes and plates. Optimizing the management of fuel in

nuclear power plants led to the increase in the duration of fuel cycles and power. The use

of high fuel burnups requires drastic changes in the rules for reactor design in the nuclear

safety. The evaluation of nuclear reactors in accident situations is based on reference accident

scenarii. One of these hypothetical accidents, examined in this study, is the ”Reactivity

Initiated Accident”.

In order to assess the structural integrity of these parts it is necessary to characterize both

the plastic flow and fracture behaviour of the materials at various stages of the life cycle, (i.e.

at increasing levels of hydriding, irradiation, oxidation or thermal mechanical loading). The

purpose of this work is to provide experimental data and to develop a model of the thermo–

mechanical behaviour and to propose a design analysis method in the case of non–irradiated

clads, in RIA–type situations.

Mechanical tests were conducted on Cold–Worked–Stress–Relieved and on Recrystallized

Zircaloy–4 sheets using various kinds of samples including smooth and notched tensile

specimens and small punch tests. Temperature was set to 25, 250 and 600 ◦ C with hydrogen

contents between 0 and 1000 ppm. The model is based on a simplified description of a Zircaloy

polycrystal in which scalar isotropic ductile damage including void nucleation and growth is

added. The model is also physically based to easily transfer parameters determined for one

material state to another (e.g. transfer between sheet and tube or between different levels

of irradiation). The model was implemented in the Finite Element software Zebulon using

either an explicit or an implicit time integration scheme. Uniaxial tension tests were used to

tune the model parameters for both materials, considering various values of temperature and

hydrogen levels. Tensile tests on notched specimens and small punch tests were only used to

validate the model. The model complexity could be furthur limited in order to be able to

perform 3D integrity assessments.

Keywords : Zircaloy–4, polycrystal, plasticity, homogenization, hydride, failure, SPT

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