In dry interim storage of spent nuclear fuel, thermal creep is one of the major threats to the fuel cladding integrity due to the constant decay heat generation from the fission products and minor actinides in the fuel, and the increase in fuel rod internal pressure which is present after burnup. Plenty of research has been done on either empty cladding tubes irradiated in a research reactor, or on spent fuel that is defueled prior to the examination. This type of research excludes the effects of the pellet-cladding bonding that may be present after burnup, where the bonding might have significant effects on the thermal creep behavior. Therefore, this work aims to construct and validate an experimental model that is designed to perform thermal creep tests on as-received spent nuclear fuel, where the pellet-cladding bonding is still intact, in order to gain knowledge in the causal relation that the pellet-cladding bonding has on the thermal creep phenomenon during dry storage. The experimental model is validated by a number of qualification tests, as well as a series of creep tests on unirradiated Zircaloy-4 tubes. The results are compared to the literature which shows the reproducibility of the model, which further supports its validity. / I torrt mellanförvar av använt kärnbränsle så är termisk krypning en av de främsta farhågorna för kapslingens fysiska integritet genom sönderfallsvärmen från klyvningsprodukter och andra aktinider, samt det förhöjda interna trycket i kapslingen som är närvarande efter utbränning. Åtskillig forskning har gjorts på antingen tomma kapslingsrör som är bestrålade i en forskningsreaktor, eller på använt bränsle där bränslekutsen är urborrad innan undersökning. Denna typ av forskning utelämnar effekten av kuts-kapsling bindningen som uppstår under uppbränning, där bindningen kan ha en betydande effekt på kapslingens beteende under termisk krypning. Därför så dedikeras detta arbete till att konstruera och validera en experimentell modell som är designad till att utföra tester av termisk krypning på opåverkat använt bränsle, där kuts-kapsling bindningslagret fortfarande är intakt, för att lära om bindningslagrets effekt på fenomenet termisk krypning under torrt mellanförvar. Den experimentella modellen är validerad genom ett antal kvalificeringstester, samt en serie av kruypningstester på obestrålade Zircaloy-4 rör. Resultaten är jämförda mot litteraturen, vilket visar reproducerbarheten hos modellen, som i sin tur understöder modellens validitet.

Le but de cette étude est d'améliorer les performances, en termes d'espace mémoire et de temps de calcul, des simulations actuelles de l'Interaction mécanique Pastille-Gaine (IPG), phénomène complexe pouvant avoir lieu lors de fortes montées en puissance dans les réacteurs à eau sous pression. Parmi les méthodes de raffinement de maillage, méthodes permettant de simuler efficacement des singularités locales, une approche multi-grille locale a été choisie car elle présente l'intérêt de pouvoir utiliser le solveur en boîte noire tout en ayant un faible nombre de degrés de liberté à traiter par niveau. La méthode Local Defect Correction (LDC), adaptée à une discrétisation de type éléments finis, a tout d'abord été analysée et vérifiée en élasticité linéaire, sur des configurations issues de l'IPG, car son utilisation en mécanique des solides est peu répandue. Différentes stratégies concernant la mise en oeuvre pratique de l'algorithme multi-niveaux ont également été comparées. La combinaison de la méthode LDC et de l'estimateur d'erreur a posteriori de Zienkiewicz-Zhu, permettant d'automatiser la détection des zones à raffiner, a ensuite été testée. Les performances obtenues sur des cas bidimensionnels et tridimensionnels sont très satisfaisantes, l'algorithme proposé se montrant plus performant que des méthodes de raffinement h-adaptatives. Enfin, l'algorithme a été étendu à des problèmes mécaniques non linéaires. Les questions d'un raffinement espace/temps mais aussi de la transmission des conditions initiales lors du remaillage ont entre autres été abordées. Les premiers résultats obtenus sont encourageants et démontrent l'intérêt de la méthode LDC pour des calculs d'IPG. / The aim of this study is to improve the performances, in terms of memory space and computational time, of the current modelling of the Pellet-Cladding mechanical Interaction (PCI),complex phenomenon which may occurs during high power rises in pressurised water reactors. Among the mesh refinement methods - methods dedicated to efficiently treat local singularities - a local multi-grid approach was selected because it enables the use of a black-box solver while dealing few degrees of freedom at each level. The Local Defect Correction (LDC) method, well suited to a finite element discretisation, was first analysed and checked in linear elasticity, on configurations resulting from the PCI, since its use in solid mechanics is little widespread. Various strategies concerning the implementation of the multilevel algorithm were also compared. Coupling the LDC method with the Zienkiewicz-Zhu a posteriori error estimator in orderto automatically detect the zones to be refined, was then tested. Performances obtained on two-dimensional and three-dimensional cases are very satisfactory, since the algorithm proposed is more efficient than h-adaptive refinement methods. Lastly, the LDC algorithm was extended to nonlinear mechanics. Space/time refinement as well as transmission of the initial conditions during the remeshing step were looked at. The first results obtained are encouraging and show the interest of using the LDC method for PCI modelling.

En rampe de puissance, le combustible nucléaire est soumis à d'importantes contraintes thermiques et mécaniques, et subit une modification profonde de son environnement chimique. Le combustible contraint fortement la gaine, notamment au niveau des zones inter-pastilles, ce qui, associé au relâchement de produits de fission corrosifs, peut conduire à sa rupture par corrosion sous contraintes. Les évolutions simultanées de la mécanique, de la thermique et de la chimie du combustible sont liées, et participent au bon ou mauvais comportement de l'UO2 en rampe de puissance. L'objectif de ce travail est de modéliser à l'échelle d'une pastille de combustible, l'évolution couplée de la chimie, de la thermique et de la mécanique, et de préciser l'impact de ces couplages sur le comportement de l'UO2 en rampe de puissance. La finalité est d'évaluer un terme source en relâchement d'iode pour alimenter les modèles de corrosion sous contraintes dédiés aux études d'Interaction Pastille-Gaine. / Nuclear fuels under power transient undergo high thermal and mechanical stresses, as well as deep chemical modifications. Stresses on the cladding at the inter-pellet plane due to the pellet thermal expansion, associated to the corrosive fission product release, can lead to clad failures, resulting from a stress corrosion cracking mechanism. The thermal, mechanical and chemical properties of the UO2 irradiated fuel are closely dependent and play a major role on the behavior of the material during a power transient. The aim of this work is to model at the pellet scale the chemical, thermal and mechanical coupled changes of the UO2 fuel during a power transient scenario and to evaluate the consequences on the fuel behavior. The final objective is to obtain an evaluation of the iodine release source term to be used in I-SCC modelling codes dedicated to Pellet-Clad-Interaction studies.