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.

Dans les réacteurs nucléaires à eau sous-pression (REP), le combustible est constitué de pastilles d'oxyde d'uranium (UO2) empilées dans des tubes métalliques, l'ensemble constituant un crayon combustible. La simulation du comportement des crayons combustibles en situation nominale ou incidentelle nécessite d'avoir recours à une modélisation multi-échelle et multi-physique, les phénomènes modélisés étant regroupés en deux catégories : la thermo-mécanique et la physico-chimie relative au comportement des produits de fission gazeux. Ces dernières années l'évolution des modèles et des moyens de calcul a permis des développer les simulations thermo-mécaniques à l'échelle de la microstructure et d'accroitre les possibilités de couplage. C'est dans ce contexte d'amélioration et de raffinement de la modélisation que se situe ce sujet de thèse. <br /><br /> Ce travail concerne le développement d'une modélisation du comportement thermo-mécanique de l'UO2 à l'échelle du polycristal. Deux descriptions de l'agrégat sont envisagées : une approche à champ moyens (via une formulation auto-cohérente) et une approche par éléments finis, pour laquelle la géométrie du Volume Elémentaire Représentatif (VER) est décrite comme une mosaïque de Voronoï 3D-périodique. <br /> Les mécanismes de viscoplasticité spécifiques au combustible UO2 sont modélisés à l'échelle du monocristal, en introduisant des caractéristiques de la microstructure (systèmes de glissement, densités de dislocation, décohésion aux joints de grains) dans la mise en équations du modèle. <br /><br /> Le comportement du VER est par la suite analysé à la fois en termes de réponse effective, qui est comparée aux données expérimentales disponibles et aux modèles mécaniques utilisés à l'échelle de la pastille, et en termes de phénomènes de localisation. En particulier, nous nous intéressons aux distributions de pression hydrostatique inter- et intragranulaire, qui pilotent le transport des produits de fission. <br /> 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. <br /><br /> Enfin, l'exploitation du modèle se déroule en deux temps. Une première étude propose de retrouver des mesures expérimentales de décohésion intergranulaire sur le combustible en introduisant des modèles de zones cohésives dans le VER.<br /> Afin de quantifier l'effet de la microstructure sur le comportement mécanique de l'UO2 en irradiation, un chargement de type rampe de puissance similaire aux essais expérimentaux menés sur des crayons combustible est appliqué au polycristal. L'analyse des distributions locales de contraintes donne lieu à une discussion sur l'effet de l'incompatibilité de déformation entre grains voisins sur le comportement des produits de fission.