L’étude de l’ébullition transitoire est un enjeu important pour la sureté nucléaire. Un tel phénomène peut se produire lors d’un accident de type RIA (Reactivity Initiated Accident)dans un réacteur nucléaire où le pic de puissance au niveau d’un crayon de combustible peut déclencher une ébullition transitoire conduisant à une forte augmentation de la température de la gaine et à un risque de rupture. Plusieurs études en conditions réacteurs ont permis d’obtenir des courbes d’ébullition transitoires mais la modélisation qui en découle manque encore de fiabilité. Dans le cadre d’une collaboration avec l’Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire (IRSN), une expérience modèle a été construite à l’Institut de Mécanique des Fluides de Toulouse (IMFT). Elle génère un écoulement de réfrigérant HFE7000 dans un canal de section semi-annulaire, simulant l’écoulement autour d’un crayon de combustible, dont la partie intérieure, composée d’une feuille de métal, est chauffée rapidement par effet Joule, simulant l’échauffement de la gaine du crayon. La thermographie infra-rouge permet de mesurer la température de la paroi externe du métal. L’application d’une peinture noire sur le métal augmente son émissivité mais aussi la résistance thermique de la paroi. La précision de la mesure de la température d’intérêt a été optimisée en fonction de l’épaisseur de peinture et une correction sur le bilan d’énergie prend en compte ce paramètre. Ces mesures sont couplées avec une caméra rapide qui permet de visualiser les régimes d’ébullition et d’obtenir des tailles de bulles à l’aide de la mise en place d’algorithmes de traitement d’image. On représente sur un diagramme flux-température les transferts thermiques lors des différents régimes en stationnaire et en transitoire. Chaque régime d’ébullition, en conditions stationnaire ou transitoire, est alors passé en revue : la convection, le déclenchement de l’ébullition, l’ébullition nucléée, la crise d’ébullition, l’ébullition en film et le remouillage. Les régimes stationnaires sont correctement modélisés par des corrélations usuelles. La convection transitoire est caractérisée sur toute la paroi et son évolution se rapproche de la solution quasistationnaire. Il est montré que les transferts thermiques lors du passage vers l’ébullition nucléée sont dépendants de la formation d’une importante poche de vapeur qui se propage sur la paroi. Une étude locale de cette propagation est alors nécessaire. Afin de simuler des transitoires de température durant l’ébullition nucléée, un système d’asservissement de type P.I.D. permet d’imposer des créneaux ou des rampes de températures (de 5 à 500 K.s 1 ). Les résultats en ébullition nucléée sont conformes avec ceux de la littérature, tant en conditions stationnaire que transitoire. L’expérience permet d’étudier le transfert de chaleur lorsqu’un film de vapeur se forme et isole la paroi. Ce régime d’ébullition en film, pendant la chauffe ou le refroidissement de la paroi peut ainsi être stabilisée pendant plusieurs secondes avec ce système. On caractérise ainsi les conditions de déclenchement de l’ébullition en film, la dynamique de sa propagation et les transferts une fois établi. Enfin, l’implémentation des caractéristiques physiques de notre expérience dans le code SCANAIR de l’IRSN, permet de commencer à calculer et comparer nos résultats expérimentaux avec les simulations numériques. Des calculs de conduction instationnaire sont notamment considérés en imposant la température mesurée pour analyser nos résultats lors du régime de convection et après le déclenchement de l’ébullition. / The study of rapid transient boiling is an important issue in the nuclear safety. Such a phenomenon may occur in the case of a RIA (Reactivity Initiated Accident) in the core of a nuclear reactor powerplant, where a power excursion can trigger the formation of a vapour film around the fuel rod, leading to an important rise of the rod temperature and a risk of failure. Some studies in reactor conditions provided transient boiling curves but the modeling lacks of reliability. In collaboration with the IRSN (Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire), an experiment model was built at the Institute of Fluid Mechanics of Toulouse. It generates the flow of a refrigerant, HFE7000, in a semi-annular section channel, whose inner wall is made of a metal foil rapidly heated by Joule effect, simulating the heating of a fuel rod. Infrared thermography is used to measure the temperature of the metal foil, painted with a black paint to increase its emissivity, causing also an increase of the wall thermal resistance. The measurement accuracy of the interest temperature has been optimized according to the paint thickness and a correction on the energy balance takes account this parameter. These measurements are coupled with a high-speed camera that allows visualizing the boiling regimes and get bubble sizes using image processing algorithms. On a flux-temperature diagram, the heat transfers are represented both for steady and transient regimes. Each boiling regime is then reviewed : convection, onset of nucleate boiling, nucleate boiling, boiling crisis, film boiling and rewetting. Steady regimes are correctly modeled by usual correlations. Transient convection is characterized over the whole wall and its evolution is closed to the quasi-steady solution. It is shown that heat transfer during the transition to nucleate boiling are strongly related to the formation of a large vapor phase that spreads on the wall. A local study of this propagation is then necessary. In order to simulate and control transient temperature during nucleate boiling, a P.I.D. is implemented to impose a steady or ramps temperature (from 5 to 500 K.s 1 ). The results in nucleate boiling make it possible to recover the results of the literature in both steady and transient conditions. The experiment allows to study the heat transfer when a vapor film is formed and insulates the wall. The film boiling regime during heating or the cooling of the wall can thus be stabilized for several seconds with this system. The conditions for triggering of film boiling are thus characterized, as its spread dynamic and its transfers once established. Finally, the implementation of the physical characteristics of our experience in IRSN’s SCANAIR code allows us to begin to calculate and compare our experimental results with numerical simulations. Unsteady conduction calculations are applied to the measured temperature to analyze our results during the convection regime and after the onset of boiling.

L'objectif de ce travail est de caractériser et de modéliser le comportement mécanique des oxydes d'uranium (UO2) en situation d'Accident d'Injection de Réactivité (RIA). Les sollicitations vues par le combustible durant un RIA sont caractérisées par de fortes vitesses de déformation (jusqu'à 1/s) et de fortes températures (1000-2500°C). Deux lots de pastilles d'UO2 (de type industriel et à forte densité) ont donc fait l'objet d'une campagne d'essais de compression à vitesses de déplacements imposées (0,1-100 mm/min auxquelles correspondent des vitesses de déformations de 10−4-10−1/s) et à températures régulées (1100-1350-1550-1700°C). Les résultats expérimentaux obtenus (évolution de la géométrie, de la contrainte d'écoulement et de la microstructure) ont permis de définir un modèle de fluage en sinus hyperbolique ainsi qu'un critère de Drucker-Prager avec plasticité associée, modélisant la fragmentation des joints de grain à l'échelle macroscopique. Des simulations Éléments Finis de ces essais et de plus de 200 essais de fluage ont servi à valider la réponse du modèle sur une grande gamme de températures (1100°C-1700°C) et de vitesses de déformation (10−9-10−1/s). Enfin, une loi de comportement dite L3F (Loi Fluage Fissuration Fracturation des joints de grain) a été développée pour l'UO2 en ajoutant, au modèle précédent, le fluage d'irradiation et la fissuration macroscopique en traction. Cette loi a alors été utilisée dans le code crayon combustible ALCYONE-RIA pour simuler, à l'aide d'une modélisation 1,5D, les essais REP-Na effectués dans le réacteur expérimental CABRI. Les résultats de simulation sont en bon accord avec les observations post-essais. / The aim of this work is to characterize and model the mechanical behavior of uranium dioxide (UO2) during a Reactivity Initiated Accident (RIA). The fuel loading during a RIA is characterized by high strain rates (up to 1 /s) and high temperatures (1000°C - 2500°C). Two types of UO2 pellets (commercial and high density) were therefore tested in compression with prescribed displacement rates (0.1 to 100 mm / min corresponding to strain rates of 10-4 - 10-1 /s) and temperatures (1100°C - 1350°C - 1550°C et 1700°C). Experimental results (geometry, yield stress and microstructure) allowed us to define a hyperbolic sine creep law and a Drucker-Prager criterion with associated plasticity, in order to model grain boundaries fragmentation at the macroscopic scale. Finite Element Simulations of these tests and of more than 200 creep tests were used to assess the model response to a wide range of temperatures (1100°C - 1700°C) and strain rates (10-9 /s - 10-1 /s). Finally, a constitutive law called L3F was developed for UO2 by adding to the previous model irradiation creep and tensile macroscopic cracking. The L3F law was then introduced in the 1.5D scheme of the fuel performance code ALCYONE-RIA to simulate the REP-Na tests performed in the experimental reactor CABRI. Simulation results are in good agreement with post tests examinations.