Ce travail de thèse a pour objet de contribuer à la compréhension de la déformation des assemblages combustibles REP équipés de composants en alliages de zirconium (Zy-4 ou M5). En particulier, nous nous sommes intéressés à l’accélération de croissance, corrélée à l’apparition d’un type de défaut d’irradiation : les boucles à composante <c>. Des irradiations aux particules chargées nous ont permis de reproduire ces évolutions microstructurales et d’étudier leur représentativité. La morphologie du dommage primaire n’a ainsi que peu d’impact sur la microstructure de boucles <c> tandis que le taux de création de dommage (tout comme la température) semble jouer un rôle majeur. Par ailleurs, la dose seuil pour la nucléation des boucles <c> apparaît étroitement liée à la cinétique de croissance des amas lacunaires et des germes de boucles. Cette cinétique peut être influencée par le taux de création de dommage, les éléments d’alliages, mais également la contrainte ou la présence d’hydrogène (introduit dans le matériau lors de l’oxydation en réacteur). Ce travail a ainsi exploré de manière approfondie l’effet d’une contrainte appliquée dans les domaines d’élasticité et de plasticité ainsi que l’impact de l’hydrogène absorbé sur la nucléation et la croissance des boucles <c>. Conformément au mécanisme SIPA proposé dans la littérature, nous avons observé un effet de la contrainte sur les boucles <c>. Par ailleurs, cette étude met en évidence que l’hydrogène en solution et / ou sous forme d’hydrures influence significativement la nucléation et la croissance des boucles <c>. / The aim of this PhD work is to have a better understanding of axial elongation of the PWR fuel assemblies manufactured in zirconium alloys (Zy-4 or M5). More specifically, we focused on the growth acceleration of these assemblies, clearly correlated to the nucleation of specific irradiation defects: the c-loops. Irradiations by charged particles were performed in order to reproduce the microstructure evolution and to study its representativeness. Thus, primary damage morphology has no impact on the c-loop microstructures where as the damage creation rate (like the temperature) seems to play a major role. Moreover, the nucleation dose for c-loops appears clearly correlated to the nuclei and vacancy clusters growth kinetics. This kinetics could be influenced by the damage creation rate, the alloying elements, but also by an applied stress or the hydrogen content (which can be introduced during oxidation in reactor). Thus, this work has explored the effect of an applied stress (in the elasticity or plasticity domain) and the impact of the hydrogen pick-up on the nucleation and growth of c-loops. In accordance with the SIPA mechanism described in the literature, we observed an effect of the applied stress on the c-loop microstructures. Moreover, this study clearly shows an impact of hydrogen in solid solution and as precipitated hydrides on the nucleation and growth of c-loops.

Le grandissement sous flux des tubes d’assemblages REP en alliages de zirconium est dû au fluage axial et au phénomène de croissance libre qui est associé à l’apparition des boucles <c> à forte dose d’irradiation. Ce travail de thèse vise à étudier le couplage entre ces deux phénomènes à travers l’analyse par Microscopie Electronique en Transmission de l’effet d’application d’une contrainte macroscopique sur la microstructure des boucles <c>. Des campagnes d’irradiation aux ions Zr+ (600 keV) ont été menées sur deux alliages de zirconium recristallisés : Zircaloy-4 et M5®. Grâce à un dispositif de mise en contrainte sous flux d’ions, différents niveaux de contrainte de traction ou de compression ont été appliqués. Les examens microscopiques ont montré que, conformément au mécanisme SIPA, la densité des boucles <c> diminue dans les grains d’axe <c> proche de la direction de traction ou éloigné de la direction de compression. Toutefois, l’analyse d’un grand nombre de grains a révélé une dispersion grain à grain. Cette dispersion, qui trouverait son origine dans les hétérogénéités intergranulaires, amoindrit l’amplitude de l’effet de la contrainte. Parallèlement à cette étude expérimentale, un modèle basé sur la méthode de dynamique d’amas a permis de décrire l’évolution de la microstructure sous irradiation du zirconium et du Zircaloy-4 et de rendre compte de l’effet de la contrainte. A l’échelle macroscopique, un modèle physique a été développé en vue de prédire le comportement en croissance et en fluage sous irradiation des tubes en alliages de zirconium. / The growth of zirconium alloy tubes of PWR fuel assemblies is the result of two phenomena: axial irradiation creep and stress “free” growth which is correlated to the formation of c-loops at high irradiation doses. This PhD work aims at investigating the coupling between these two phenomena through a fine Transmission Electron Microscopy analysis of the effect of a macroscopic applied stress on the c-loop microstructure. 600 keV Zr+ ion irradiations were performed at 300°C on two recrystallized zirconium alloys: Zircaloy-4 and M5®. Thanks to a device specifically designed, different tensile or compressive stress levels were applied under ion irradiation. The microstructural observations have shown that the c-loop density reduces in grains oriented with the c-axis close to the direction of the applied tensile stress or far from the direction of the applied compressive stress, which is in good agreement with the SIPA mechanism. Nevertheless, the examination of a large number of grains has revealed dispersion from grain to grain. This dispersion, which could be explained by the intergranular heterogeneities, reduces the magnitude of the stress effect on c-loop microstructure. In parallel to this experimental study, a cluster dynamics model has been able to describe the evolution under irradiation of zirconium and Zircaloy-4 microstructure and to assess the effect of stress on c-loop microstructure. On the macroscopic scale, a physical model was also developed to predict the irradiation growth and creep behaviour of zirconium alloy tubes.