Le comportement des assemblages combustibles des Réacteurs Nucléaires à Eau Pressurisée (REP) doit être évalué en conditions de fonctionnement ainsi qu'en conditions accidentelles. Pendant la 2ème phase du scénario dit " d'Accident de Perte de Réfrigérant Primaire (APRP) ", les gaines tubulaires des crayons combustibles en alliages de Zirconium subissent une oxydation à haute température (jusqu'à 1200°C), à partir de la face externe de la gaine, puis une trempe à l'eau lors du renoyage final du cœur du réacteur accidenté.Après oxydation et trempe, la gaine comporte schématiquement trois couches : une première couche extérieure de zircone très riche en oxygène (ZrO2) fragile à basse température, une deuxième couche de phase alpha stabilisée par l'oxygène (alpha(O)) elle aussi fragile, et une troisième couche interne de phase dite " ex-beta " qui est la seule à pouvoir garder une certaine ductilité à basse température. Cependant, en cas de prise d'hydrogène due à la corrosion en service et/ou pendant le transitoire, l'hydrogène a tendance à se concentrer dans cette couche interne en induisant une fragilisation supplémentaire.A l'issue d'un transitoire APRP et afin de caractériser le comportement résiduel de la gaine, les Essais de Compression d'Anneaux (ou Ring Compression Tests- RCT) sont utilisés pour évaluer les propriétés mécaniques " post trempe " de la gaine car ils sont simples à mettre en œuvre et également peu consommateurs de matière, ce qui est un atout pour d'éventuels essais comparatifs sur matériaux irradiés. Malheureusement, les courbes de force-déplacement ainsi obtenues, bien que très reproductibles, ont une évolution complexe, et sont sujettes à des interprétations diverses.Dans cette thèse, nous proposons un scénario original de rupture des différentes couches de la gaine au cours d'un essai de compression d'anneaux et la modélisation associée. Cette approche intègre à la fois, l'évaluation des contraintes d'origine thermique résultant de la trempe après oxydation à haute température, l'influence de la variation de la teneur en oxygène dans les différentes couches sur leurs lois de comportement respectives, et l'endommagement progressif des différentes couches au cours de l'essai. Le scénario proposé s'appuie sur des essais interrompus, des observations fines des couches de zircone et d'alpha(O), des essais sur anneaux " monocouche ex-beta ", et des lois de comportement obtenues sur matériaux modèles.La modélisation EF obtenue rend bien compte des multiples incidents relevés sur les courbes de compression. Le scénario auquel nous aboutissons devrait permettre de lever les interrogations sur les modes de dépouillement macroscopiques de ces essais.Cette étude propose finalement une évaluation préliminaire de l'impact de l'hydrogène (issu de la corrosion en service) sur le comportement mécanique post oxydation/trempe.

Le comportement en fluage isotherme de l'alliage M5® a été étudié à haute température dans le domaine biphasé (α+β). Une première approche consiste en l'identification des lois de fluage des phases α et β dans leur domaine monophasé respectif puis en l'extrapolation de ces lois dans le domaine biphasé. Cette approche ne permet malheureusement pas de reproduire le comportement expérimental. Une amélioration de ce modèle est développée dans cette étude en prenant en compte deux effets microstructuraux : (i) la taille de grains : des tailles de grains spécifiques contrôlées ont été obtenues en appliquant des traitements thermo-mécaniques au matériau. Des essais de fluage dans les domaines quasi-α et quasi-β ont ainsi mis en évidence un fort effet de la taille de grains, en particulier dans le régime de fluage diffusionnel. (ii) le contraste micro-chimique entre les phases α et β dans le domaine biphasé : d'après des calculs thermodynamiques et des analyses microstructurales, la phase β est enrichie en Nb et appauvrie en O (inversement pour la phase α). Des essais de fluage ont alors été mis en œuvre sur des alliages Zr-Nb-O dont les teneurs en Nb et O sont représentatives de chaque phase dans le domaine biphasé. Cette base expérimentale a permis de d'identifier de nouvelles lois de fluage pour les phases α et β. Ces lois ont été ensuite implémentées dans un modèle éléments finis afin de simuler le comportement du matériau biphasé. La morphologie 3D des phases (en particulier la germination de la phase β aux joints de grains α) est introduite explicitement dans les simulations afin de mettre en évidence son effet sur le comportement macroscopique. M5® est une marque déposée d'AREVA NP.

Ce travail de thèse a pour objet de contribuer à la compréhension de la déformation des assemblages combustibles REP équipés de composants en alliages de zirconium (Zy-4 ou M5). En particulier, nous nous sommes intéressés à l’accélération de croissance, corrélée à l’apparition d’un type de défaut d’irradiation : les boucles à composante <c>. Des irradiations aux particules chargées nous ont permis de reproduire ces évolutions microstructurales et d’étudier leur représentativité. La morphologie du dommage primaire n’a ainsi que peu d’impact sur la microstructure de boucles <c> tandis que le taux de création de dommage (tout comme la température) semble jouer un rôle majeur. Par ailleurs, la dose seuil pour la nucléation des boucles <c> apparaît étroitement liée à la cinétique de croissance des amas lacunaires et des germes de boucles. Cette cinétique peut être influencée par le taux de création de dommage, les éléments d’alliages, mais également la contrainte ou la présence d’hydrogène (introduit dans le matériau lors de l’oxydation en réacteur). Ce travail a ainsi exploré de manière approfondie l’effet d’une contrainte appliquée dans les domaines d’élasticité et de plasticité ainsi que l’impact de l’hydrogène absorbé sur la nucléation et la croissance des boucles <c>. Conformément au mécanisme SIPA proposé dans la littérature, nous avons observé un effet de la contrainte sur les boucles <c>. Par ailleurs, cette étude met en évidence que l’hydrogène en solution et / ou sous forme d’hydrures influence significativement la nucléation et la croissance des boucles <c>. / The aim of this PhD work is to have a better understanding of axial elongation of the PWR fuel assemblies manufactured in zirconium alloys (Zy-4 or M5). More specifically, we focused on the growth acceleration of these assemblies, clearly correlated to the nucleation of specific irradiation defects: the c-loops. Irradiations by charged particles were performed in order to reproduce the microstructure evolution and to study its representativeness. Thus, primary damage morphology has no impact on the c-loop microstructures where as the damage creation rate (like the temperature) seems to play a major role. Moreover, the nucleation dose for c-loops appears clearly correlated to the nuclei and vacancy clusters growth kinetics. This kinetics could be influenced by the damage creation rate, the alloying elements, but also by an applied stress or the hydrogen content (which can be introduced during oxidation in reactor). Thus, this work has explored the effect of an applied stress (in the elasticity or plasticity domain) and the impact of the hydrogen pick-up on the nucleation and growth of c-loops. In accordance with the SIPA mechanism described in the literature, we observed an effect of the applied stress on the c-loop microstructures. Moreover, this study clearly shows an impact of hydrogen in solid solution and as precipitated hydrides on the nucleation and growth of c-loops.

La durabilité et l’intégrité des matériaux employés au sein des installations du parc électronucléaire est une préoccupation permanente des exploitants de centrales. Lors de l’irradiation du combustible dans des réacteurs à eau pressurisée (REP), l’ensemble combustible-gaine est sujet à de nombreuses modifications induites par l’irradiation. En particulier, la dilatation des éléments combustibles, concomitante au fluage en compression du gainage, conduit à la mise en contact de ces matériaux, permettant l’oxydation de la surface interne de la gaine, d’abord de manière ponctuelle, affectant à terme la quasi-totalité de la surface interne avec le temps. A fort taux de combustion, on constate une liaison de la périphérie du combustible avec le gainage métallique, constituant le phénomène d’accrochage combustible-gaine et conditionnant les transferts thermiques ainsi que le comportement mécanique des crayons combustibles. L’objectif principal de ce travail de thèse est d’approfondir les connaissances sur l’interaction physico-chimique combustible-gaine, en déterminant notamment l’origine de leur adhésion ainsi que son évolution en fonction du taux de combustion. A cet effet, des études d’inter-diffusion sur des matériaux modèles hors et sous irradiation ionique ont été réalisées, en complément de caractérisations détaillées d’interfaces combustible|gaine d’échantillons irradiés en REP. La comparaison des résultats obtenus sur matériaux modèles avec ceux obtenus sur échantillons irradiés en REP, permettent de formuler de solides hypothèses sur la nature, l’origine et l’évolution de l’accrochage combustible-gaine en REP. / Durability and integrity of materials used in nuclear power plants is a continuous concern of the nuclear power plant owners and developers. During the fuel irradiation in pressurised water reactors (PWR), the whole fuel-clad assembly is subjected to several irradiation-induced modifications. In particular, the fuel element expansion concomitant to the cladding creeping, leads to the contacting of both materials, allowing the oxidation of the inner side of the clad, locally at first, then tending to affect the overall cladding inner surface. At high burnup, a bonding of the fuel periphery with the metallic cladding can be observed, forming the fuel-clad bonding phenomenon, which conditions the thermal transfers and the mechanical behaviour of the fuel rods. The main objective of this PhD, is to further the knowledges of the physic-chemical interaction between fuel and clad, by identifying especially the origin of their bonding and its evolution with burnup. For that purpose, studies on inter-diffusion couples were performed on model materials both under ionic irradiation and not, completing detailed characterisations of the fuel|clad interface of samples irradiated in PWR. Comparison of the results obtained on model materials with those obtained on samples irradiated in PWR, allows making reliable assumptions on the nature, the origin and the evolution of the fuel-clad bonding in PWR.

Dans les Réacteurs à Eau Pressurisée (REP), en conditions hypothétiques accidentelles d'Accident de Perte de Réfrigérant Primaire, les gaines de combustible en alliage de zirconium subissent une oxydation importante à haute température. Pour ralentir ce phénomène, le CEA développe et étudie des gaines innovantes revêtues de chrome. Cependant, l'intégrité du revêtement doit être maintenue en service et notamment sous irradiation aux neutrons. L'objectif principal de la thèse est d'étudier le comportement sous irradiation de ce concept de gainage. On s'intéresse en particulier à la microstructure de l'interface Zr/Cr avant et après irradiation puisque cette dernière régit l'adhérence du dépôt au substrat. Des irradiations aux ions ont été effectuées afin de simuler le dommage causé par les neutrons dans un REP. Une approche multi-échelle est utilisée pour caractériser les échantillons avant et après irradiation. En particulier, la Microscopie Electronique en Transmission (MET) a permis de caractériser finement la microstructure de l'interface Zr/Cr. Un premier type d'interface Zr/Cr est observé et montre la présence de phases nanométriques de types Zr(Fe,Cr)2 C14 et ZrCr2 C15. Après irradiation, la phase C14 serait stabilisée, au détriment de la phase C15, par ségrégation du fer à l'interface. Pour une seconde interface, obtenue dans des conditions de dépôt différentes, seule la phase C15 est observée. Sous irradiation in-situ au MET, une dissolution de cette phase est constatée. Dans tous les cas, la conservation des continuités de plans cristallographiques à travers l'interface avant et après irradiation permet de conclure à une bonne adhérence du revêtement au substrat. / In Light Water Reactors (LWR) under hypothetical accidental conditions such as LOss of Coolant Accident (LOCA), zirconium alloy fuel claddings undergo significant oxidation at high temperatures. To limit this phenomenon, innovative chromium coated nuclear fuel claddings are studied at CEA. However, the integrity under neutron irradiation of such coating for in-service conditions must be preserved..The main objective of this PhD work is to study the behavior under ion irradiation of this new cladding concept. We especially focus on Zr/Cr interface microstructure evolution under irradiation, since the latter controls the adhesion of the coating to the substrate. Ion irradiations were performed to simulate the damage caused by neutrons in LWR. A multi-scale approach is used to characterize the samples before and after irradiation. In particular, Transmission Electron Microscopy (TEM) was used to characterize, at an atomic scale, the microstructure of the Zr/Cr interface. A first type of Zr/Cr interface is observed and shows the presence of nanometric phases of Zr(Fe,Cr)2 C14 and ZrCr2 C15 types. After irradiation, the C14 phase seems to be stabilized over the C15 phase, by segregation of iron at the interface. For a second interface, obtained using different deposition conditions, only C15 phase is observed. Under in-situ TEM irradiation, dissolution of the C15 phase is observed. Whatever the Zr/Cr interface type, preservation of the continuity of crystallographic planes before and after irradiation throughout the interface is demonstrated and thus induces a good adhesion of the coating to the substrate.

Le comportement des assemblages combustibles des Réacteurs Nucléaires à Eau Pressurisée (REP) doit être évalué en conditions de fonctionnement ainsi qu'en conditions accidentelles. Pendant la 2ème phase du scénario dit « d'Accident de Perte de Réfrigérant Primaire (APRP) », les gaines tubulaires des crayons combustibles en alliages de Zirconium subissent une oxydation à haute température (jusqu'à 1200°C), à partir de la face externe de la gaine, puis une trempe à l'eau lors du renoyage final du cœur du réacteur accidenté.Après oxydation et trempe, la gaine comporte schématiquement trois couches : une première couche extérieure de zircone très riche en oxygène (ZrO2) fragile à basse température, une deuxième couche de phase alpha stabilisée par l'oxygène (alpha(O)) elle aussi fragile, et une troisième couche interne de phase dite « ex-beta » qui est la seule à pouvoir garder une certaine ductilité à basse température. Cependant, en cas de prise d'hydrogène due à la corrosion en service et/ou pendant le transitoire, l'hydrogène a tendance à se concentrer dans cette couche interne en induisant une fragilisation supplémentaire.A l'issue d'un transitoire APRP et afin de caractériser le comportement résiduel de la gaine, les Essais de Compression d'Anneaux (ou Ring Compression Tests- RCT) sont utilisés pour évaluer les propriétés mécaniques « post trempe » de la gaine car ils sont simples à mettre en œuvre et également peu consommateurs de matière, ce qui est un atout pour d'éventuels essais comparatifs sur matériaux irradiés. Malheureusement, les courbes de force-déplacement ainsi obtenues, bien que très reproductibles, ont une évolution complexe, et sont sujettes à des interprétations diverses.Dans cette thèse, nous proposons un scénario original de rupture des différentes couches de la gaine au cours d'un essai de compression d'anneaux et la modélisation associée. Cette approche intègre à la fois, l'évaluation des contraintes d'origine thermique résultant de la trempe après oxydation à haute température, l'influence de la variation de la teneur en oxygène dans les différentes couches sur leurs lois de comportement respectives, et l'endommagement progressif des différentes couches au cours de l'essai. Le scénario proposé s'appuie sur des essais interrompus, des observations fines des couches de zircone et d'alpha(O), des essais sur anneaux « monocouche ex-beta », et des lois de comportement obtenues sur matériaux modèles.La modélisation EF obtenue rend bien compte des multiples incidents relevés sur les courbes de compression. Le scénario auquel nous aboutissons devrait permettre de lever les interrogations sur les modes de dépouillement macroscopiques de ces essais.Cette étude propose finalement une évaluation préliminaire de l'impact de l'hydrogène (issu de la corrosion en service) sur le comportement mécanique post oxydation/trempe. / During the second stage of Loss Of Coolant Accident (LOCA) in Pressurized Water Reactors (PWR) zirconium-based fuel claddings undergo a high temperature oxidation (up to 1200°C), then a water quench. After a single-side steam oxidation followed by a direct quench, the cladding is composed of three layers: an oxide (Zirconia) outer layer (formed at HT), always brittle at Room Temperature (RT), an intermediate oxygen stabilized alpha layer, always brittle at RT, called alpha(O), and an inner "prior-beta" layer, which is the only layer able to keep some significant Post Quench (PQ) ductility at RT. However, hydrogen absorbed because of service exposure or during the LOCA transient, concentrates in this layer and may leads to its embrittlement.To estimate the PQ mechanical properties of these materials, Ring Compression Tests (RCT) are widely used because of their simplicity. Small sample size makes RCTs advantageous when a comparison with irradiated samples is required. Despite their good reproducibility, these tests are difficult to interpret as they often present two or more load drops on the engineering load-displacement curve. Laboratories disagree about their interpretation.This study proposes an original fracture scenario for a stratified PQ cladding tested by RCT, and its associated FE model. Strong oxygen content gradient effect on layers mechanical properties is taken into account in the model. PQ thermal stresses resulting from water quench of HT oxidized cladding are investigated, as well as progressive damage of three layers during an RCT. The proposed scenario is based on interrupted RCT analysis, post- RCT sample's outer layers observation for damage evaluation, RCTs of prior-beta single-layer rings, and mechanical behavior of especially chemically adjusted samples.The force displacement curves appearance is correctly reproduced using the obtained FE model. The proposed fracture scenario elucidates RCTs of quenched zirconium-based nuclear fuel claddings (after a high temperature oxidation) macroscopic interpretation.Finally, this study presents a preliminary evaluation of the impact of hydrogen on the oxidized cladding's mechanical behavior.

Le grandissement sous flux des tubes d’assemblages REP en alliages de zirconium est dû au fluage axial et au phénomène de croissance libre qui est associé à l’apparition des boucles <c> à forte dose d’irradiation. Ce travail de thèse vise à étudier le couplage entre ces deux phénomènes à travers l’analyse par Microscopie Electronique en Transmission de l’effet d’application d’une contrainte macroscopique sur la microstructure des boucles <c>. Des campagnes d’irradiation aux ions Zr+ (600 keV) ont été menées sur deux alliages de zirconium recristallisés : Zircaloy-4 et M5®. Grâce à un dispositif de mise en contrainte sous flux d’ions, différents niveaux de contrainte de traction ou de compression ont été appliqués. Les examens microscopiques ont montré que, conformément au mécanisme SIPA, la densité des boucles <c> diminue dans les grains d’axe <c> proche de la direction de traction ou éloigné de la direction de compression. Toutefois, l’analyse d’un grand nombre de grains a révélé une dispersion grain à grain. Cette dispersion, qui trouverait son origine dans les hétérogénéités intergranulaires, amoindrit l’amplitude de l’effet de la contrainte. Parallèlement à cette étude expérimentale, un modèle basé sur la méthode de dynamique d’amas a permis de décrire l’évolution de la microstructure sous irradiation du zirconium et du Zircaloy-4 et de rendre compte de l’effet de la contrainte. A l’échelle macroscopique, un modèle physique a été développé en vue de prédire le comportement en croissance et en fluage sous irradiation des tubes en alliages de zirconium. / The growth of zirconium alloy tubes of PWR fuel assemblies is the result of two phenomena: axial irradiation creep and stress “free” growth which is correlated to the formation of c-loops at high irradiation doses. This PhD work aims at investigating the coupling between these two phenomena through a fine Transmission Electron Microscopy analysis of the effect of a macroscopic applied stress on the c-loop microstructure. 600 keV Zr+ ion irradiations were performed at 300°C on two recrystallized zirconium alloys: Zircaloy-4 and M5®. Thanks to a device specifically designed, different tensile or compressive stress levels were applied under ion irradiation. The microstructural observations have shown that the c-loop density reduces in grains oriented with the c-axis close to the direction of the applied tensile stress or far from the direction of the applied compressive stress, which is in good agreement with the SIPA mechanism. Nevertheless, the examination of a large number of grains has revealed dispersion from grain to grain. This dispersion, which could be explained by the intergranular heterogeneities, reduces the magnitude of the stress effect on c-loop microstructure. In parallel to this experimental study, a cluster dynamics model has been able to describe the evolution under irradiation of zirconium and Zircaloy-4 microstructure and to assess the effect of stress on c-loop microstructure. On the macroscopic scale, a physical model was also developed to predict the irradiation growth and creep behaviour of zirconium alloy tubes.

Au sein des Réacteurs à Eau Pressurisée, le flux de neutrons entraîne une modification des propriétés mécaniques des gaines à combustible en alliage de zirconium. Bien que leur comportement macroscopique soit bien connu, les mécanismes microscopiques de la déformation des alliages de zirconium restent à caractériser. Afin de simuler l'irradiation aux neutrons, des irradiations aux particules chargées (ions et électrons) ont été réalisées à 400 et 450°C sur un alliage de zirconium: le Zircaloy-4 RXA. L'analyse expérimentale de la microstructure obtenue après irradiation, effectuée au Microscope Electronique en Transmission (MET), a montré la présence de défauts cristallins: les boucles de dislocation de vecteur de Burgers <a>. Leur évolution au cours de l'irradiation (taille et densité), ainsi que leurs caractéristiques (nature et plan d'habitat) ont été déterminées et discutées sur la base de la diffusion des défauts ponctuels. Les résultats obtenus suggèrent une diffusion des auto-interstitiels très faiblement anisotrope. Des expériences de traction in-situ ont été réalisées au MET, après irradiation aux ions, afin d'activer le glissement des dislocations et d'observer leurs interactions avec ces boucles <a>. Certains cas d'interactions observés expérimentalement ont été modélisés par Dynamique des Dislocations pour une meilleure compréhension des mécanismes. L'effet simultané de la contrainte et de l'irradiation sur les mécanismes de déformation a ensuite été étudié. Des irradiations in-situ aux électrons et aux ions ont été effectuées, sans et avec application d'une contrainte. Des mécanismes de déformation impliquant la montée des dislocations ont ainsi été mis en évidence. Grâce à l'ensemble de cette étude, des modèles basés sur les mécanismes identifiés pourront être, à terme, proposés afin de prédire le comportement des alliages de zirconium en réacteur. / In Pressurized Water Reactors, the neutron flux leads to a change in the mechanical properties of the fuel cladding tubes made of zirconium alloys. Although their macroscopic behavior is well known, the microscopic deformation mechanisms of zirconium alloys still need to be characterized. In order to simulate the neutron irradiation, charged particles irradiations (ion and electron) were carried out at 400°C and 450°C on a zirconium alloy: RXA Zircaloy-4. The experimental analysis of the irradiated microstructure, performed by using a Transmission Electron Microscope (TEM), have shown some crystalline defects: dislocation loops with a <a> Burgers vector. Their evolution (size and density) and their characteristics (nature and habit plane) have been determined and discussed based on the point defects diffusion. The results suggest a weak anisotropy in the self-interstitial diffusion. In-situ tensile tests were performed using a TEM, after ion irradiation, in order to activate the dislocation glide and to observe their interaction with the <a> loops. Some of the experimental cases of interaction have been simulate using Dislocation Dynamics for a better understanding of the mechanisms. The simultaneous effect of the stress and of the irradiation on the deformation mechanisms have been then studied. In-situ electron and ion irradiations were conducted, with and without an applied stress. Deformation mechanisms involving dislocation climb have thus been demonstrated. Through this study, models based on the identified mechanisms may be suggested, in order to predict the behavior of zirconium alloys in the reactor.