Les différentes études menées pour comprendre la phénoménologie d’un APRP ont montré que l’hydrogène et l’oxygène jouent un rôle important sur le comportement des crayons de combustible et en particulier leur fragilisation à la fin de l’accident. L’objectif de cette thèse était de clarifier les effets combinés de l’oxygène et de l’hydrogène à 1200°C et d’identifier les mécanismes essentiels gouvernant leur mobilité. La première partie de la thèse a consisté à faire un état des lieux des mécanismes d’adsorption et de diffusion observés à basse température afin de proposer un modèle décrivant la cinétique de chargement en hydrogène par voie gazeuse à 420°C grâce à une modélisation couplée des échanges solide/gaz et de la mobilité de l’hydrogène en solution solide. Au cours de l’oxydation haute température sous vapeur d’eau à 1200°C, une ségrégation chimique des éléments a été observée. L’oxygène et l’hydrogène présentent une distribution complexe dans l’épaisseur de la gaine. L’hydrogène a une forte affinité avec la phase ex-β et les joints de grains α/β. Les cartographies ERDA ont montré un enrichissement en hydrogène autour des inclusions dont la présence massive d’hydrures a été confortée par les observations microscopiques MET. La diffusion de l’oxygène dans le domaine biphasé α+β par les codes existants nécessite quelques améliorations pour bien décrire les résultats expérimentaux. Les apports essentiels de cette thèse ont donc consisté à déterminer les paramètres clés qui gouvernent sa diffusion dans le domaine α+β. Un nouveau modèle a été spécialement conçu pour déterminer les mécanismes de diffusion de l’oxygène. Ce modèle, validé à 1200°C, est basé sur le fait que la diffusion de l’oxygène est régi par la croissance des inclusions et donc par la fraction de phase alpha(O). L’analyse des essais mécaniques a également montré une fragilisation du matériau par un effet conjoint de l’hydrogène et de l’oxygène. / The various studies carried out to understand the phenomenology of an APRP have shown that hydrogen and oxygen play an important role in the behavior of fuel rods and in particular their embrittlement at the end of the accident. The aim of this thesis was to clarify the combined effects of oxygen and hydrogen at 1200 ° C and to identify the essential mechanisms governing their mobility. The first part of the thesis was to take stock of the adsorption and scattering mechanisms observed at low temperature in order to propose a model describing the hydrogen gas loading kinetics at 420 ° C thanks to coupled modeling. solid / gas exchanges and the mobility of hydrogen in solid solution. During the high temperature oxidation under water vapor at 1200 ° C, chemical segregation of the elements was observed. Oxygen and hydrogen have a complex distribution in the thickness of the sheath. Hydrogen has a strong affinity with the ex-β phase and the α / β grain boundaries. ERDA mappings showed hydrogen enrichment around inclusions whose massive presence of hydrides was reinforced by the TEM microscopic observations. The diffusion of oxygen in the two-phase α + β domain by the existing codes requires some improvements to describe the experimental results. The essential contributions of this thesis consisted in determining the key parameters that govern its diffusion in the α + β domain. A new model has been specially designed to determine the mechanisms of oxygen diffusion. This model, validated at 1200 ° C, is based on the fact that the diffusion of oxygen is governed by the growth of inclusions and therefore by the alpha phase fraction (O). The analysis of the mechanical tests also showed a weakening of the material by a joint effect of hydrogen and oxygen.

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.

Ce travail vise à étudier la rupture du gainage avec des essais mécaniques plus représentatifs des conditions RIA, en prenant en compte les blisters d'hydrures ainsi que le niveau élevé de biaxialité du chargement mécanique et des vitesses de déformation. Nous avons formé par thermodiffusion en laboratoire des blisters similaires à ceux observés sur des gaines de Zircaloy-4 irradiées en réacteur. Les caractérisations par métallographie, nanodureté, DRX et ERDA ont montré qu'un blister est constitué d'hydrures delta dont la concentration dans la matrice varie entre 80% et 100%, et que la matrice sous-jacente contient des hydrures radiaux. Nous avons modélisé la cinétique de croissance des blisters avec l'hystérésis de la limite de solubilité de l'hydrogène,puis défini le gradient thermique seuil permettant leur formation. Notre étude sur le comportement dilatométrique du zirconium hydruré montre le rôle important de la texture cristallographique du matériau, ce qui peut expliquer des différences de morphologie des blisters. En parallèle, des essais suivis par caméra infrarouge ont montré que des vitesses de déformation supérieures à 0,1/s induisent des échauffements locaux importants qui favorisent la localisation précoce de la déformation. Enfin, nous avons optimisé l'essai d'Expansion Due to Compression pour atteindre un niveau de biaxialité de déformation plane (essais HB-EDC et VHB-EDC), ce qui réduit fortement la déformation à rupture à 25°C et 350°C, mais seulement en l'absence de blisters. Un critère de rupture est proposé pour rendre compte de la baisse de ductilité des gaines en Zircaloy-4 non irradiées en présence de blisters. / Our aim is to study the cladding fracture with mechanical tests more representative of RIA conditions, taking into account the hydrides blisters, representative strain rates and stress states. To obtain hydride blisters, we developed a thermodiffusion setup that reproduces blister growth in reactor conditions. By metallography, nanohardness, XRD and ERDA, we showed that they are constituted by 80% to 100% of delta hydrides in a Zircaloy-4 matrix, and that the zirconium beneath has some radially oriented hydrides. We modeled the blister growth kinetic taking into account the hysteresis of the hydrogen solubility limit and defined the thermal gradient threshold for blister growth. The modeling of the dilatometric behavior of hydrided zirconium indicates the important role of the material crystallographic texture, which could explain differences in the blister shape. Mechanical tests monitored with an infrared camera showed that significant local heating occurred at strain rates higher than 0.1/s. In parallel, the Expansion Due to Compression test was optimized to increase the biaxiality level from uniaxial stress to plane strain (HB-EDC and VHB-EDC tests). This increase in loading biaxiality lowers greatly the fracture strain at 25°C and 350°C only in homogeneous material without blister. Eventually, a fracture criterion of unirradiated Zircaloy-4 cladding tube taking into account the blister depth is proposed.

La texture marquée des tôles et des gaines en alliages de zirconium se traduit par une forte anisotropie du comportement mécanique. L'objectif de l'étude est de caractériser et de modéliser le comportement anisotrope de tôles en alliage de Zircaloy-4 recristallisé. La caractérisation de l'anisotropie du comportement est réalisée au travers d'essais mécaniques conventionnels (chargements en traction et en cisaillement) sur tôles en utilisant la méthode de corrélation d'images numériques. Dans un premier temps, un modèle a été identifié à partir de cette base expérimentale sur tôle. La loi est validée par des calculs éléments finis d'essais de traction sur éprouvettes plates entaillées. Dans un second temps, la transférabilité du modèle de la tôle vers le tube a été étudiée. Pour les chargements uniaxiés, la transférabilité est avérée. En revanche, pour les chargements biaxiés la transférabilité est moins bonne. Une réidentification des paramètres gérant l'anisotropie du comportement en intégrant à la base d'identification un essai équibiaxié sur tube a été nécessaire. / Zirconium alloy sheet and clad are strongly textured materials, resulting in sharp anisotropic mecanical behavior. The purpose of this work is to characterize and model the anisotropic behavior of recrystallized Zircaloy-alloy sheets. Anisotropy is investigated by usual mechanical tests (tensile and shear loadings) performed on sheet material using digital image correlation measurments. A model is identified from this experimental database obtained on sheet material. Finite element simulations of tensile notched tests are used to validate the law. Then, the model transferability from the sheet to the rod is studied. The transferability is suitable for uniaxial loading. On the contrary, the transferability is not fully adequate for biaxial loadings. Therefore, a new identification of parameters dealing with anisotropy from enriched database with an equibiaxial rod test is necessary.

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.

Dissertação (mestrado) - Universidade Federal do ABC. Programa de Pós-Graduação em Energia

L'objectif de cette étude est de caractériser et de modéliser le comportement mécanique et la rupture en situation accidentelle d'injection de réactivité de gaines de crayons combustibles en Zircaloy-4 détendu vierges, hydrurées ou irradiées en réacteurs nucléaires à eau pressurisée. Un modèle est proposé pour décrire le comportement viscoplastique anisotrope du matériau en fonction de la température (de 20°C à 1100°C), la vitesse de déformation (de 3.10-4 s-1 à 5 s-1), la fluence (de 0 à 1026 n.m-2) et des conditions d'irradiation. Le comportement plastique anisotrope et la rupture du matériau non irradié hydruré jusqu'à 1200 ppm est étudié à l'aide d'essais de traction axiale, traction circonférentielle, expansion due à la compression et traction plane circonférentielle réalisés à 25°C, 350°C et 480°C. La résistance mécanique et l'écrouissage du<br />matériau dépendent de la température et des teneurs en hydrogène en solution solide et en hydrures précipités. L'anisotropie plastique du matériau est peu modifiée par l'hydrogène. A température ambiante le matériau est fragilisé par les hydrures, qui rompent pour des déformations plastiques d'autant plus faibles que la teneur en hydrogène est élevée. La ductilité du matériau, croissante en fonction de la température, n'est pas affectée par l'hydrogène à 350°C et 480°C. Les modes de rupture macroscopiques et les mécanismes d'endommagement diffèrent selon la géométrie des éprouvettes, la température et la teneur en hydrogène. Un modèle de type Gurson est finalement proposé pour représenter le comportement viscoplastique anisotrope et la rupture ductile du matériau en fonction de la température et de la teneur en hydrogène.

Ce travail vise à étudier la rupture du gainage avec des essais mécaniques plus représentatifs des conditions RIA, en prenant en compte les blisters d'hydrures ainsi que le niveau élevé de biaxialité du chargement mécanique et des vitesses de déformation. Nous avons formé par thermodiffusion en laboratoire des blisters similaires à ceux observés sur des gaines de Zircaloy-4 irradiées en réacteur. Les caractérisations par métallographie, nanodureté, DRX et ERDA ont montré qu'un blister est constitué d'hydrures delta dont la concentration dans la matrice varie entre 80% et 100%, et que la matrice sous-jacente contient des hydrures radiaux. Nous avons modélisé la cinétique de croissance des blisters avec l'hystérésis de la limite de solubilité de l'hydrogène,puis défini le gradient thermique seuil permettant leur formation. Notre étude sur le comportement dilatométrique du zirconium hydruré montre le rôle important de la texture cristallographique du matériau, ce qui peut expliquer des différences de morphologie des blisters. En parallèle, des essais suivis par caméra infrarouge ont montré que des vitesses de déformation supérieures à 0,1/s induisent des échauffements locaux importants qui favorisent la localisation précoce de la déformation. Enfin, nous avons optimisé l'essai d'Expansion Due to Compression pour atteindre un niveau de biaxialité de déformation plane (essais HB-EDC et VHB-EDC), ce qui réduit fortement la déformation à rupture à 25°C et 350°C, mais seulement en l'absence de blisters. Un critère de rupture est proposé pour rendre compte de la baisse de ductilité des gaines en Zircaloy-4 non irradiées en présence de blisters.

Lors de certains scénarios accidentels, percement de cuve de réacteur avec entrée d'air, dénoyage de piscinesde manutention, de stockage ou d'entreposage de combustibles usés, ou encore certains accidents de transport,les assemblages combustibles des Réacteurs à Eau Pressurisée (REP), peuvent se retrouver privés de leurrefroidissement et exposés à l'air. Dans ces conditions, la température des assemblages s'élève et les gaines descrayons combustibles, en alliage à base de zirconium, s'oxydent. Par rapport à une oxydation sous vapeur, lavitesse de dégradation des gaines est beaucoup plus élevée, d'une part à cause de l'enthalpie élevée de laréaction zirconium-oxygène, comparée à la réaction zirconium-vapeur d'eau, et d'autre part parce que l'azotecontribue à la dégradation. Des phénomènes d'emballement sont attendus qui peuvent rapidement conduire à laperte de la fonction de confinement assurée par les gaines.L'objectif de cette thèse a été d'affiner la compréhension des mécanismes d'oxydation sous air à hautetempérature des deux alliages de zirconium les plus utilisés dans les REP français, le Zircaloy-4 et le M5®, et depréciser le rôle de l'azote.Des tronçons de gaines vierges de Zircaloy-4 et M5® ont été oxydés dans une thermobalance sous air enconditions isothermes à des températures comprises entre 800°C et 1000°C. Plusieurs techniquesexpérimentales (spectroscopie micro-Raman, EPMA, DRX, microscopies optique et électronique à balayage...)ont été mises en oeuvre pour caractériser les couches d'oxyde. La formation et l'évolution des différentes phasesqui composent ces couches (zircone monoclinique, quadratique et cubique, oxynitrure de zirconium et ZrN) ontainsi pu être mises en évidence et analysées en fonction de l'avancement de l'oxydation. Des mécanismesd'oxydation ont été proposés, et la résistance à l'oxydation plus importante de l'alliage M5® par rapport auZircaloy-4 a été expliquée.Les informations recueillies permettront d'alimenter des modèles visant à prédire le comportement des gaineslors de l'oxydation en situation accidentelle avec entrée d'air (transitoire de température, composition évolutive dela phase gazeuse...).

Fuel cladding is one of the most critical components of nuclear reactors; so it is important to improve our understanding of various properties and behaviors of the cladding under different conditions approximating the nuclear reactor environment. Moreover, the efficiency of energy production, in addition to safety concerns, has resulted in progressive improvement of nuclear reactors design from Generation I to Generation IV. To complement this progressive trend, materials used for fuel cladding need to be improved or new materials should be developed. In this thesis, I address problems in the improvement of present fuel cladding and also investigate fuel cladding materials to be used in future Generation IV nuclear reactors. In the case of current Zircaloy-4 fuel claddings, a detailed evaluation of the surface roughness effects on their performance and properties of Zircaloy-4 fuel claddings was studied. A smoother surface on Zircaloy-4 cladding tubes is demanded by the customers; however no systematic study is available addressing the effect of surface roughness on the claddings’ performance. Thus the effects of surface roughness on texture, oxidation, hydriding behaviors and mechanical properties of Zircaloy-4 cladding tubes were investigated using various methods. It was found that surface roughness has some effects on the oxidation of Zircaloy-4. Increasing the surface roughness would increase the weight gain, however, this effect was more pronounced at the initial oxidation stages. Synchrotron techniques were used to characterize the electronic structure of zirconium alloys in their oxidized and hydrided states. With this approach, complex interactions between hydrogen and oxygen in the zirconium matrix could be investigated, which could not be resolved using conventional methods. As a candidate for future fuel cladding material, Incoloy 800H/HT, which is expected to be considered in super-critical water-cooled Gen IV reactors, was studied in order to optimize microstructure, texture and grain boundary characteristics. A specific Thermo-Mechanical Processing (TMP) was employed to manipulate the texture, microstructure and grain boundary character distribution. The deformation and annealing textures of thermo-mechanically processed samples were investigated by means of X-ray diffraction and orientation imaging microscopy. It was found that different rolling paths lead to different textures. The origin of different textures in differently (unidirectional and cross) rolled Incoloy 800H/HT at high deformation strains were investigated. In addition, the recrystallization kinetic of differently rolled samples was studied. It was found that the oriented nucleation plays an important role in determining the recrystallization texture. Unidirectional rolled samples exhibited a faster recrystallization kinetic compared with cross rolled ones, due to the presence of γ-fibre. The effect of the aforementioned microstructural parameters (grain size, texture and GBCD) on the oxidation resistance of Incoloy 800H/HT in super-critical water was investigated. It was found that the oxidation resistance of Incoloy 800H/HT can be improved by TMP. The optimum TMP process for enhancing the oxidation resistance was proposed. Microstructural parameters that can improve the oxidation resistance of Incoloy 800H/HT were identified. These findings will contribute to the effective selection of fuel cladding material for application in Gen IV SCW reactors.