PROBLEMA: ¿Cuál será la frecuencia de cáncer de próstata (CPI), de muestras aparentes de Hiperplasia Prostática Benigna (HPB) obtenidas por adenomectomías prostáticas (APRP)? OBJETIVOS: Determinar el estadio mediante la escala de Gleason del cáncer de próstata. Correlacionar el cáncer incidental con el PSA, la densidad de PSA, PSA libre y la velocidad del PSA. Correlacionar el CPl con la edad y el antecedente familiar de cáncer de próstata (CaP). MATERIAL Y MÉTODOS: Estudio descriptivo retrospectivo. Muestra: 1587 pacientes sometidos a APRP con diagnóstico de HPB previo a la cirugía. Criterios de Inclusión: Pacientes del Hospital Hipólito Unanue –Lima-Perú-– servicio de Urología, periodo Enero 2000 - Diciembre 2005, con diagnóstico previo a la cirugía de HPB, sin diagnóstico de cáncer de próstata (CaP) (PSA<4ng/ml y tacto rectal- fibroelastica, no nódulos). RESULTADOS: Datos de Enero del 2000 - Diciembre del 2005. Se operaron 1159 pacientes (73%) por APRP, y 428 pac. (27%) por Resección Transuretral Prostática (RTU). Hallándose 64 (4%) pac. con CPI con PSA en 8 pacientes (12.5 %) en PSA 0-2 ng/ml y 35 pac. (54.7 %) en 2.1-4 ng/ml. La velocidad de PSA, en el grupo con CPI: 44 (68.7%) pac. Que estuvieron en rango normal y 6 (9.4%) en el rango de 0.76-0.85 ng/ml. Sus edades estuvieron en el rango de edad entre 71 – 80 años a más con 50 pac. (78.1%). Además 11 pac. (17.2%) sin familiares con CaP y 49 pac. (76.6 %) con por lo menos un familiar con CaP y aún mas se encontró 4 pac. (6.25%) que tuvieron 2 o más familiares con el antecedente de CaP. Se halló un Volumen prostático en 20 pac. (31.3 %) entre 31-60 gr. y luego en 26 pac. (40.6 %) en el grupo de 61-80 gr. Presenta en el grupo de 81-100 gr. con 18 pac. (28.1%). y luego disminuye marcadamente en el grupo de 101 a más hasta 0 pacientes. Se halló 62 pacientes (96.7%) con adenocarcinoma de próstata y 2 pac. (3.3%) con cáncer de tipo transicional. 23 pacientes (37%) presentan un valor de Gleason bajo, 20 pacientes (31%) con Gleason entre 3-4; si observamos en general menos de Gleason 7 son 53 pacientes (82.8%). Con estadío T1a en 44 pac. (68.8 %), mientras que T1b eran solo 20 pac. (31.2%). CONCLUSIONES: De 1587 pac. operados, 1159 pac. (73%) se operaron por APRP y 428 pac. (27%) por RTU. Hallándose 64 (4%) pac. con CPI frecuentemente del tipo adenocarcinoma de próstata, con Escala de Gleason de bajo grado, (menos de 7). Siendo del tipo T1a la más común. El PSA está en el límite superior de su rango normal en los pacientes con CPI. No hay asociación entre el CPI Y la velocidad de PSA, índice del PSA, edad, tacto rectal, volumen prostático. Hay correlación entre el antecedente familiar y el CPI.

Au cours d’un transitoire d’Accident de Perte de Réfrigérant Primaire (APRP), la vaporisation de l’eau dans la cuve d’un réacteur nucléaire conduit à l’assèchement et à l’augmentation de la température des crayons de combustible, à leur gonflement thermomécanique et à la rupture des gaines de ces crayons remplies de matériaux combustibles fragmentés. Ce gonflement peut être à l’origine d’un bouchage significatif d’une partie du coeur et compromettre ainsi son refroidissement lors de la phase de renoyage où l’eau injectée via les systèmes de sécurité pénètre dans le bas du coeur. Lors de cette phase de renoyage, la vaporisation importante de l’eau produit un fort débit de vapeur qui arrache et entraîne des gouttelettes dans les zones bouchées. L’enjeu de cette thèse est d’évaluer les capacités de refroidissement des crayons ballonnés par l’impact des gouttes d’eau. Pour ce faire, une étude expérimentale est réalisée au LEMTA de Nancy, afin de mesurer le flux de refroidissement d’un train de gouttes impactant une paroi chaude. L’influence des caractéristiques dynamiques des gouttes sur le flux échangé entre la goutte et la paroi est expérimentalement étudiée. Ces essais ont permis la réalisation d’une base de donnée permettant de valider un modèle de flux goutte/paroi Ce modèle d’échange goutte/paroi est réalisé à partir d’une modélisation des paramètres clefs gouvernant l’échange, à savoir, le diamètre d’étalement de la goutte sur la paroi, l’épaisseur de la couche de vapeur créée sous la goutte et le temps de séjour de la goutte sur la paroi. Ce modèle, validé expérimentalement, est intégré dans le code NEPTUNE_CFD dans le but de réaliser des simulations de refroidissement d’un assemblage de crayon, en phase de renoyage, en prenant en compte l’effet des gouttes impactantes / In a pressurized water reactor (PWR), during a Loss Of Coolant Accident (LOCA), liquid water evaporates and the fuel assemblies are not cooled anymore; as a consequence, the temperature rises to such an extent that some parts of the fuel assemblies can be deformed resulting in ’ballooned regions’. When reflooding occurs, the cooling of these partially blocked parts of the fuel assemblies will depend on the coolant flow that is a mixture of overheated vapour and undersaturated droplets. The aim of this thesis is to study the heat transfer between droplets and hot walls of the fuel rods. In this purpose, an experimental device has been designed in accordance with droplets and wall features (droplet velocity and diameter, wall temperature) representative of LOCA conditions. The cooling of a hot Nickel disk, previously heated by induction, is cooled down by a stream of monodispersed droplet. The rear face temperature profiles are measured by infrared thermography. Then, the estimation of wall heat flux is performed by an inverse conduction technique from these infrared images. The effect of droplet dynamical properties (diameter, velocity …) on the heat flux is studied. These experimental datas allow us to validate an analytical model of heat exchange between droplet and hot slab. This model is based on combined dynamical and thermal considerations. On the one hand, the droplet dynamics is considered through a spring analogy in order to evaluate the evolution of droplet features such as the spreading diameter when the droplet is squeezed over the hot surface. On the other hand, thermal parameters, such as the thickness of the vapour cushion beneath the droplet, are determined from an energy balance. In the short term, this model will be integrated in a CFD code (named NEPTUNE_CFD) to simulate the cooling of a reactor core during a LOCA, taking into account the droplet/wall heat exchange

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.

Les travaux menés au cours de cette thèse s’inscrivent dans le cadre général de l’évaluation du terme source (relâchement de gaz de fission) en situation incidentelle de type APRP (Accident de Perte de Réfrigérant Primaire). Lors de tels transitoires thermiques, le relâchement de gaz de fission se fait par bouffées successives : une première entre 600°C et 800°C et la seconde à environ 1100°C. Ces travaux de thèse s’intéressent à cette première. Il semblerait que la bouffée à 600-800°C proviendrait du centre de la pastille combustible. L’objectif de cette thèse est d’étudier les mécanismes à l’origine de cette bouffée.Afin de mieux comprendre ces mécanismes, une étude a été menée sur l’ensemble des traitements thermiques réalisés dans la plateforme expérimentale MERARG. L’analyse de cette base de données a révélé 2 points importants : 1) Dans les conditions expérimentales de MERARG, aucune fagmentation significative du combustible n’est observée à des températures inférieures à 1000°C. 2) Le niveau de relâchement de gaz de fission entre 600°C et 800°C semble augmenter avec le temps d’entreposage du combustible.Le premier point indique que la fragmentation du combustible n’est pas une condition nécessaire au relâchement de gaz de fission dans cette gamme de température : d’autres mécanismes peuvent être à l’origine de ce relâchement. Durant l’entreposage, le combustible est soumis principalement à l’auto-irradiation α. Celle-ci a pour effet de créer des défauts dans une zone qui n’en contenait initialement pas. Nous avons démontré que la cinétique du relâchement de gaz de fission entre 600°C et 800°C est concomitante avec la cinétique de recuit de défauts d’autoirradiation α. De plus, une cinétique auto-catalytique de germination-croissance de nano-clusters de gaz a été développée et confrontée aux résultats expérimentaux. En outre, une étude sur matériaux simulants démontre que, sur des pastilles d’UO2 frittées et implantées en xénon, une irradiation en régime électronique a pour effet d’accroitre le relâchement entre 600°C et 800°C. La littérature décrit la remise en solution des bulles de gaz de fission sous l’effet d’une irradiation de ce type. De plus, lors de leur remise en solution, les gaz de fission s’insèrent dans les défauts de la structure cristalline. Lors d’un traitement thermique, le recuit des défauts entraine la mobilité des atomes de gaz de fission insérés de ces mêmes défauts. Par germination-croissance, les paires gaz/défauts rejoignent un chemin de sortie, les gaz de fission sont donc relâchés.Ce travail a donc permis de retenir l’hypothèse d’un mécanisme de relâchement de gaz de fission entre 600°C et 800°C par recuit de défauts sans fragmentation significative du combustible. / The subject of this thesis concerns the evaluation of the source term (fission gas release) in incidental situations of type LOCA (Loss of Coolant Accident) of nuclear fuels. During such thermal transients, the fission gas release is characterized by successive bursts : the first one occurring between 600 and 800°C, and a second one at about 1100°C. This work is about the first burst release. It appear that this one come from the centre of the fuel pellet. The aim of this thesis is to study the mechanisms responsible for the fission gas release between 600°C and 800°C.To this purpose, we collected more than 200 results of thermal treatments carried out using the experimental platform MERARG. The analysis of this database reveals two important results : under the experimental conditions of MERARG, no significant fragmentation of the fuel was observed at temperatures below 1000°C ; the amount of fission gas release between 600°C and 800°C appears to increase with fuel storage time.The first result suggests the fragmentation of the fuel is not a necessary condition for the release of fission gas in this temperature range. Other mechanisms may then be responsible for this gas release. During its storage, the fuel undergoes α particle self-irradiation. We demonstrate that the kinetics of fission gas release between 600°C and 800°C is simultaneous with the kinetics of the annealing of self-irradiation defects at this same temperature. The mechanism involves an autocatalytic process leading to a kinetic of fast germination-growth of gas nano-clusters. This model perfectly explains the experimental results in the database. To confirm this mechanism, a study on surrogate materials demonstrates that, in UO2 pellets sintered and implanted by Xe, irradiations in the electronic regime actually promote the release of implanted Xe at those temperatures. The re-dissolution of the fission gas bubbles by this kind of irradiation is consistent with observations in other contexts. Those conclusions allow to extend the mechanism for release to irradiated fuel.During the storage of the fuel, α self-irradiation promotes the re-dissolution of the trapped gas. The consequences of this effect are particularly important in the region close to the grain boundaries, where the concentration of defects is also larger. The irradiation mechanism increases the fraction of fission gas available for release, depleting the amount of gas initially trapped in bubbles. The gas in solution can effectively be carried by crystal defects, largely available in the irradiated fuel and whose migration at 600-800°C induces the mobility of the fission gas. When they reach an outlet path, the gas can be released from the pellet in a way consistent with the model of autocatalytic germination-growth we developed to explain the macroscopic results of the database.In conclusion, this work supports the hypothesis of a mechanism of fission gas release in the range 600-800°C via a mechanism involving the migration and annealing of defects without significant fragmentation of the fuel.

Dans le cadre des études visant à garantir l'intégrité de la gaine du crayon combustible, EDF est amené à caractériser la ductilité de la gaine après un Accident de Perte de Réfrigérant Primaire (APRP). La thèse porte sur la caractérisation du comportement à rupture des gaines en Zircaloy-4 détendu pour lesquels les conditions d'APRP ont été simulées en laboratoire par une oxydation à haute température suivie d'un refroidissement. L'oxydation est effectuée à 1100°C et à 1200°C pour différentes durées ce qui conduit à des niveaux d'oxydation de 3% à 30% d'ECR (Equivalent Cladding Reacted). Deux types de refroidissement sont mis en oeuvre : la trempe à l'eau et le refroidissement à l'air. Les gaines oxydées comportent deux couches fragiles, la couche de zircone externe ZrO2 et la couche α(O), et une couche présentant une ductilité résiduelle, la couche ex-β.Les gaines oxydées ont fait l'objet de caractérisations en microscope optique, par analyse à la microsonde et par nano-indentation. Une corrélation entre la teneur en oxygène et la nano-dureté et le module d'Young a été proposée.L'essai Expansion due à la Compression (EDC) a été développé avec une instrumentation par stéréo-corrélation d'images puis a été utilisé pour caractériser le comportement mécanique des gaines oxydées. Le comportement des gaines oxydées a été étudié à partir de l'analyse des courbes macroscopiques de l'essai EDC et à partir des observations des échantillons rompus ou pré-déformés.Un scénario de rupture des gaines oxydées a été proposé. Ce scénario a été validé d'une part par la réalisation d'essais sur gaines sablées ne comportant que la couche ex-β et d'autre part par la modélisation de l'essai par la méthode des éléments finis. Un critère de rupture des gaines oxydées a par ailleurs été établi. La modélisation du comportement et le critère de rupture proposés ont été validés par la modélisation des essais de compression d'anneau.

Lors d’un scénario hypothétique d’Accident par Perte de Réfrigérant Primaire (APRP), les gainages combustibles en alliage de zirconium subissent des sollicitations thermomécaniques sévères dans des environnements chimiques très oxydants. L’évolution des conditions de pression et de température ainsi que la présence du fluide réfrigérant peuvent entraîner dans un premier temps le ballonnement-éclatement puis l’oxydation sous vapeur et la prise d’hydrogène à haute température ainsi que des chargements mécaniques axiaux lors du renoyage final.L’objectif de la thèse est d’identifier les mécanismes et les paramètres clés qui gouvernent la rupture lors de la phase de renoyage sous traction. Des essais semi-intégraux, visant à reproduire un scénario APRP sur des tronçons de gaines de Zircaloy−4, ont été réalisés afin d’étudier le comportement de ce matériau dans de telles conditions.Un seuil fonction de la durée d’oxydation à haute température, à partir duquel la gaine rompt lors du renoyage, est mis en évidence. Deux lieux de rupture sont identifiés : la zone ballonnée où l’oxydation est maximale et la prise d’hydrogène nulle, ainsi que la zone dite « d’hydruration secondaire », sous la zone ballonnée, où la prise d’hydrogène est conséquente et l’oxydation moindre. Par ailleurs, un scénario de la rupture par rapport à la chronologie du renoyage a été établi.Cependant, le traitement macroscopique de ces essais ne permet pas de discriminer ces deux lieux de rupture, car la rupture intervient indépendamment dans le ballon et hors zone ballonnée en fonction du transitoire appliqué et de la morphologie du ballonnement-éclatement. Une approche locale a été mise en place, à partir de la caractérisation microstructurale et fractographique systématique des éprouvettes d’essai, afin d’établir un critère de rupture dépendant de l’état du matériau.La distribution complexe des éléments chimiques et des phases dans l’épaisseur de la gaine a été déterminée. Les changements de phase dans le ballon fortement oxydé, menant à une microstructure globalement fragile, ont été explicités. Une loi de seuil à rupture, en zone d’hydruration secondaire, a été identifiée à l’aide des mesures d’épaisseurs de phases et du profil de teneur en hydrogène. / During hypothetical Loss-Of-Coolant-Accident (LOCA) scenarios, zirconium alloy fuel cladding tubes are subjected to severe thermo- mechanical loading conditions in highly oxidising chemical environments. Pressure and temperature evolution together with cooling water can lead to ballooning and burst followed by steam oxidation and hydrogen uptake at high temperature, and then axial loading during the final reflooding stage.This study focuses on the identification of mechanisms and key parameters which drive cladding fracture during the reflooding stage under axial tensile load.Laboratory-scale semi-integral tests simulating LOCA transients on Zircaloy−4 test rods have been realised. A fracture/no-fracture threshold of oxidation duration at high temperature has been determined. Two fracture locations have been identified: i) the burst zone with maximal oxidation and no hydrogen uptake, and ii) the “secondary hydriding” zone below the burst zone, with substantial hydrogen absorption and lower oxidation levels. Moreover, a scenario of fracture as a function of the reflooding chronology has been identified. Nevertheless, the macroscopic treatment of these tests has not permitted to discriminate these two fracture locations because fracture independently occurs in and out of the burst zone, whatever the applied transient and the balloon and burst morphologies.From systematic microstructural and fractographic characterisation of test specimens, a local approach aiming at identifying a fracture threshold as a function of the microstructural state of the material has been applied. The complex distribution of chemical elements and phases across the cladding thickness has been determined. Phase transformations in the highly-oxidised balloon, leading to a globally brittle microstructure have been explicated. In the secondary hydriding zone, a fracture threshold criterion has been identified by means of layer thickness measurements and hydrogen uptake profile.

En conditions hypothétiques d’accident par perte de réfrigérant primaire, la gaine en alliage de zirconium des crayons combustibles des réacteurs nucléaires à eau pressurisée peut être temporairement exposée à de la vapeur d’eau à haute température (jusqu’à 1 200°C) avant d’être refroidie puis trempée à l’eau. Dans certaines conditions, après éclatement, la gaine peut absorber une quantité très importante d’hydrogène (hydruration secondaire), pouvant atteindre 3 000ppm mass. localement, lors du maintien sous vapeur d’eau à haute température.Cette étude porte sur l’effet, peu étudié jusqu’alors, de fortes concentrations en hydrogène sur les caractéristiques métallurgiques et mécaniques de deux alliages de zirconium, le Zircaloy-4 et le M5®, au cours et après refroidissement depuis le domaine des hautes températures, auxquelles le zirconium est en phase β. Un protocole a été mis au point afin de charger en hydrogène, de manière homogène jusqu’à ~3 000ppm-mass., des tronçons de tube de gainage de plusieurs centimètres de long. Les transformations de phases, la ségrégation des éléments chimiques et la précipitation des hydrures lors du refroidissement depuis le domaine d’existence de la phase β du zirconium ont été étudiées, pour les matériaux contenant jusqu’à ~3 000ppm-mass. d’hydrogène en moyenne, au moyen de différentes techniques : diffraction de neutrons in-situ en cours de refroidissement depuis 700°C, diffraction de rayons X, µ-ERDA, et microscopie électronique notamment. Les résultats ont été confrontés à des prévisions thermodynamiques. Puis, pour étudier l’effet de fortes teneurs en hydrogène sur le comportement mécanique de la phase (ex-)β du zirconium, des essais de traction axiale ont été effectués à différentes températures entre 20 et 700°C, au cours du refroidissement depuis le domaine de phase β, sur des échantillons contenant jusqu’à ~3 000ppm-mass. d’hydrogène en moyenne. Les résultats montrent que les propriétés métallurgiques et mécaniques de la phase (ex-)β des alliages de zirconium dépendent fortement de la température et de la teneur en hydrogène. / Under hypothetical loss-of-coolant accident conditions, fuel cladding tubes made of zirconium alloys can be exposed to steam at high temperature (up 1 200°C) before being cooled and then quenched in water. In some conditions, after burst occurrence the cladding can rapidly absorb a significant amount of hydrogen (secondary hydriding), up to 3 000wt.ppm locally, during steam exposition at HT.The study deals with the effect, poorly studied up to date, of high contents of hydrogen on the metallurgical and mechanical properties of two zirconium alloys, Zircaloy-4 and M5®, during and after cooling from high temperatures, at which zirconium is in its β phase. A specific facility was developed to homogeneously charge in hydrogen up to ~3 000wt.mass. cladding tube samples of several centimeters in length. Phase transformations, chemical element partitioning and hydrogen precipitation during cooling from the β temperature domain of zirconium were studied by using several techniques, for the materials containing up to ~3 000wt.ppm of hydrogen in average: in-situ neutron diffraction upon cooling from 700°C, X-ray diffraction, µ-ERDA, EPMA and electron microscopy in particular. The results were compared to thermodynamic predictions. In order to study the effect of high hydrogen contents on the mechanical behavior of the (prior-)β phase of zirconium, axial tensile tests were performed à various temperatures between 20 and 700°C upon cooling from the β temperature domain, on samples with mean hydrogen contents up to ~3 000ppm-mass.The results show that metallurgical and mechanical properties of the (prior-)β phase of zirconium alloys strongly depend on temperature and hydrogen content.

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.

La reproduction expérimentale de transitoires thermiques accidentels de type Accident par Perte de Réfrigérant Primaire (APRP) en laboratoire a permis d’observer la fragmentation du combustible fortement irradié lorsque la gaine se déforme sous l’augmentation de la température. Ces fragments de petites tailles peuvent se relocaliser dans le ballon voire être éjectés hors du crayon cas de rupture de gaine. La zone High Burnup Structure (HBS) des combustibles fortement irradiés est la plus susceptible de se fragmenter et d’être relocalisée par sa position en périphérie de pastille. Pour expliquer ce phénomène, l’hypothèse retenue est que le transitoire provoque une surpression dans les bulles HBS ce qui mène à la décohésion des joints de grains et à la fragmentation. Cette thèse a pour but de développer un critère de fissuration mécanique du combustible pour mieux comprendre le comportement des bulles HBS lors des conditions thermiques APRP. Ce travail se base sur une méthode une méthode micromécanique en trois étapes : i) la représentation qui permet de caractériser la microstructure de la zone HBS (leurs dimensions, leur fraction volumique, et la pression interne). Deux sources d’informations seront utilisées : les observations expérimentales provenant de disques ou de pastilles de combustible irradiés à fort taux de combustion et d’outils numériques(avec Alcyone-Caracas [JSB+14]) / Under Loss Of Coolant Accident(LOCA) transients conditions, the high irradiated fuel is fragmented in small sizes fragments who can be relocated in the balloon, or being ejected out of the fuel rod if the latter burst. This work focuses on the pellet rim, where bubbles density increases owing to a higher irradiation level. Usually the hypothesis used to explain fuel fragmentation during transient is grain cleavage induced by over pressurized fission gas bubbles, located at the grain boundary. The aim of this study is to define a macroscopic fragmentation model based on a micro mechanical approach to have a better understanding of the fuel mechanical behaviour at lower scale : size and volume fraction of fragments. This PhD introduces a stepwise micromechanical method based on three steps : i) firstly, we detail how to model the HBS microstructure including pressurized porosities, based on experimental or numerical data and define a representative volume element (RVE)

Dans le cadre des études visant à garantir l'intégrité de la gaine du crayon combustible, EDF est amené à caractériser la ductilité de la gaine après un Accident de Perte de Réfrigérant Primaire (APRP). La thèse porte sur la caractérisation du comportement à rupture des gaines en Zircaloy-4 détendu pour lesquels les conditions d'APRP ont été simulées en laboratoire par une oxydation à haute température suivie d'un refroidissement. L'oxydation est effectuée à 1100°C et à 1200°C pour différentes durées ce qui conduit à des niveaux d'oxydation de 3% à 30% d'ECR (Equivalent Cladding Reacted). Deux types de refroidissement sont mis en oeuvre : la trempe à l'eau et le refroidissement à l'air. Les gaines oxydées comportent deux couches fragiles, la couche de zircone externe ZrO2 et la couche α(O), et une couche présentant une ductilité résiduelle, la couche ex-β.Les gaines oxydées ont fait l'objet de caractérisations en microscope optique, par analyse à la microsonde et par nano-indentation. Une corrélation entre la teneur en oxygène et la nano-dureté et le module d'Young a été proposée.L'essai Expansion due à la Compression (EDC) a été développé avec une instrumentation par stéréo-corrélation d'images puis a été utilisé pour caractériser le comportement mécanique des gaines oxydées. Le comportement des gaines oxydées a été étudié à partir de l'analyse des courbes macroscopiques de l'essai EDC et à partir des observations des échantillons rompus ou pré-déformés.Un scénario de rupture des gaines oxydées a été proposé. Ce scénario a été validé d'une part par la réalisation d'essais sur gaines sablées ne comportant que la couche ex-β et d'autre part par la modélisation de l'essai par la méthode des éléments finis. Un critère de rupture des gaines oxydées a par ailleurs été établi. La modélisation du comportement et le critère de rupture proposés ont été validés par la modélisation des essais de compression d'anneau. / In order to guarantee the integrity of nuclear fuel rod cladding, it is necessary for EDF to characterize the ductility of cladding after a Loss of Coolant Accident (LOCA). The thesis is about the characterization of the fracture behavior of cold-worked stress-relieved Zircaloy-4 claddings which have undergone LOCA conditions simulated in laboratory by a high temperature oxidation followed by a cooling. The high temperature oxidation is carried out at 1100°C and 1200°C with different times, which leads to different oxidation levels varying from 3% to 30% ECR (Equivalent Cladding Reacted). The high temperature oxidation is followed by two types of cooling: water quench and air cooling. The oxidized claddings contain two fragile layers - the outer zirconium oxide ZrO2 layer and the middle α(O) layer, and a layer which can have residual ductility - the inner ex-β layer.Characterizations by means of optical microscopy, electron probe micro analysis and nano-indentation have been carried out on the oxidized claddings. A correlation between the oxygen concentration and the nano-hardness and the Young's modulus has been proposed.The Expansion Due to Compression (EDC) test has been developed with an instrumentation of stereo digital image correlation, and then used to characterize the mechanical behavior of the oxidized claddings. The behavior of the oxidized claddings has been studied via macroscopic EDC test curves and observations of fractured or pre-deformed test samples.A fracture scenario of the oxidized claddings has been proposed. The fracture scenario has then been validated via EDC tests on oxidized claddings whose ZrO2 and α(O) layers have been removed, and via finite element modeling of EDC tests. Moreover, a fracture criterion has been established. The mechanical behavior modeling and the proposed fracture criterion have been validated by modeling of ring compression test.