L'objectif de la thèse était de synthétiser des tubes de SiC monolithiques pour améliorer l'étanchéité de la structure composite SiC/SiC d'une gaine de combustible nucléaire. Des revêtements tubulaires de 8 mm de diamètre et quelques centaines de micromètres d'épaisseur ont été produits par dépôt chimique en phase vapeur à pression atmosphérique à partir d'un mélange CH3SiHCl2/H2. Le procédé a été développé de manière à réaliser en continu des tubes de SiC de plusieurs dizaines de centimètres de long. La composition chimique et la microstructure des tubes ont été déterminées par microsonde de Castaing, spectroscopie Raman, DRX et microscopie électronique (MEB, MET). Les propriétés mécaniques des tubes ont été caractérisées par nanoindentation et à travers des essais de compression C-ring. Le comportement thermomécanique a également été étudié. L'étude du procédé comprend une étude thermocinétique, un suivi de la phase gazeuse par IRTF et la modélisation 2D du réacteur. / The goal of this study was to synthesize monolithic SiC tubes to improve sealing of the SiC / SiC composite of a nuclear fuel cladding structure. Tubes of 8 mm inner diameter and several hundred micrometers in thickness have been produced by atmospheric pressure chemical vapor deposition (APCVD) from a mixture CH3SiHCl2/H2. The method has been developed so as to produce continuous SiC tubes of up to thirty centimeters long. The chemical composition and microstructure of the tubes were determined by microprobe, Raman spectroscopy, XRD and electron microscopy (SEM, TEM). The mechanical properties of the tubes were characterized by nanoindentation tests and through compression C -ring . The thermomechanical behavior was also studied. The method includes consideration of a thermokinetic study , followed by a gas phase analysis by IRTF and 2D modeling of the reactor.

Ce mémoire d'habilitation à diriger des recherches présente le travail de recherche que j'ai effectué depuis 1999 au CEA Cadarache sur la modélisation à l'échelle atomique de différents matériaux nucléaires non métalliques impliqués dans le cycle du combustible : matériaux hôtes pour radioéléments issus des déchets nucléaires (apatites), matériaux combustibles (en particulier dioxyde d'uranium) et matériaux céramiques de gainage (carbure de silicium). Il s'agit de matériaux complexes à la limite des possibilités de la modélisation parce qu'ils contiennent des atomes lourds (lanthanides ou actinides), qu'ils présentent des structures ou des compositions chimiques complexes et/ou qu'ils subissent les effets de l'irradiation : création de défauts ponctuels et de produits de fission, amorphisation... L'objectif de mes études est d'obtenir une meilleure compréhension de la physique et de la chimie des processus élémentaires impliqués grâce à la modélisation à l'échelle atomique et à son couplage avec la modélisation aux échelles supérieures et les études expérimentales. Ce travail s'organise autour de deux axes principaux : d'une part les développements méthodologiques, l'adaptation et l'implémentation de méthodes et la validation des approximations utilisées ; d'autre part l'application de ces méthodes de modélisation à l'étude des matériaux nucléaires sous irradiation. Ce document contient une synthèse des études réalisées, les perspectives de recherche, un CV détaillé, ainsi qu'une liste de publications et de communications.

Dans le cadre de la problématique de l'Interaction entre la Pastille et la Gaine (IPG) d'un crayon combustible, il est nécessaire d'avoir une bonne description du comportement thermomécanique du combustible. Lorsque le combustible est soumis à de fortes variations de puissance, une des principales sollicitations provient du phénomène de gonflement gazeux induit par l'irradiation. En effet, le combustible est un milieu poreux contenant différents types de cavités et l'accumulation de produits de fission sous forme gazeuse dans toutes ces cavités entraîne un gonflement de la pastille. Or, ce gonflement gazeux va impacter le comportement mécanique de la pastille et particulièrement son comportement viscoplastique. Afin d'améliorer la description de ce comportement, il a été nécessaire de développer un modèle micromécanique capable de coupler deux types de modélisation relativement autonome : la physico-chimie simulant les transferts de gaz entre les différentes cavités et la mécanique estimant les déformations viscoplastiques du combustible. Ce travail de thèse consiste à mettre en relation ces deux disciplines à partir des cavités présentes dans le combustible : la mécanique calcule une évolution de la fraction volumique de cavités en tenant compte de leurs pressions et la physico-chimie tient compte de l'évolution de la fraction volumique des cavités pour calculer une pression interne cohérente. Afin de pouvoir décrire une microstructure beaucoup plus riche, un nouveau modèle micromécanique a été développé en utilisant une approche multi-échelles et qualifié pour la description du comportement viscoplastique du combustible nucléaire.

La caractérisation isotopique des éléments présents dans les combustibles nucléaires irradiés est d'une importance majeure pour la qualification et la validation des codes de calculs neutroniques ainsi que la gestion des déchets nucléaires. Le protocole conventionnel pour l'analyse de ces échantillons nécessite plusieurs étapes de séparation par chromatographie liquide. L'uranium (U), le plutonium (Pu) et une fraction contenant les produits de fission et les actinides mineurs, sont séparés par chromatographie sur résine échangeuse d'ions puis les fractions purifiées d'U et de Pu sont analysées par spectrométrie de masse. L'objectif de cette thèse consiste à étudier et développer un protocole analytique applicable sur des échantillons de type combustibles irradiés et employant une technique séparative transposable sur plateforme miniaturisée qui devra pouvoir être couplée à un spectromètre de masse à source plasma et à système multicollection (ICPMS-MC) afin de réaliser en ligne l'analyse isotopique et élémentaire des éléments présents dans le combustible irradié. Une méthode de séparation de l'U, du thorium (Th) et des lanthanides par électrophorèse capillaire (EC) avec préconcentration de l'échantillon a été développée en utilisant le Th(IV) comme analogue chimique du Pu(IV). L'électrolyte de séparation se compose d'acide acétique 0,25M comme complexant ainsi que de sel d'ammonium 0,1M, pour ajuster la force ionique et permettre la préconcentration. Le montage d'EC a été adapté afin d'être intégré en boite à gants et couplé à un ICPMS-MC. La séparation de l'Am de l'U et du Pu a été réalisée sur quelques nL d'une solution de combustible irradié. / Precise isotopic and elemental characterization of nuclear spent fuel is a major concern for the validation of the neutronic calculation codes and waste management in the nuclear industry. The conventional protocol for the analysis of nuclear fuel samples uses several purification steps by liquid chromatography. Uranium (U) and plutonium (Pu) and a fraction containing fission products and minor actinides are separated using ion exchange chromatography prior to the isotopic characterization of the U and Pu fractions by multi-collector mass spectrometry techniques. The objective of the work presented is to develop a new analytical approach based on miniaturized separation techniques like capillary and microfluidic electrophoresis coupled with a multicollector inductively coupled plasma mass spectrometry (MC-ICPMS) detection for online isotopic ratio measurements. An electrophoretic separation method of U, Pu and fission products with a stacking step was developed using thorium (Th) as a chemical analog for Pu(IV). The separation electrolyte is composed of acetic acid (0.25M) as complexing agent for the separation and 0.1M of ammonium salt to realize the stacking step. The instrumentation was adapted to be used in glove box and directly coupled to a MC-ICPMS. The separation of Am, Pu and U was realized with few nL of a spent nuclear fuel solution. The reproducibilities obtained on the isotope ratios were in the order of few ‰ and comparable with those obtained with the conventional analytical protocol. This new protocol will help to reduce the quantities analyzed from µg to ng, the liquid waste volume scale from mL to µL and the sample volumes form µL to nL.

Le dioxyde d'uranium UO2 est le combustible nucléaire standard des réacteurs à eau pressurisée. Durant le fonctionnement du réacteur, la fission de l'uranium produit une grande variété de produits de fission, parmi lesquelles des gaz de fission, principalement le xénon et le krypton. En raison de leurs propriétés, ces gaz peuvent fortement impacter le comportement du combustible, et c’est pourquoi la maitrise de leur comportement est un enjeu industriel majeur et que de nombreux efforts de modélisation y sont consacrés depuis plusieurs dizaines d’années.Cette étude se base sur l’idée que la capacité prédictive des modèles de gaz est limitée par une description insuffisante des défauts ponctuels et de leurs interactions avec les atomes de gaz. Dans ce contexte, on applique à l’UO2 la Dynamique d’Amas, technique largement utilisée notamment pour décrire l’évolution de la concentration des défauts ponctuels et agrégés dans les métaux sous irradiation. Ce travail met plus particulièrement l’accent sur l’interprétation d’expériences de diffusion de gaz rares implantés dans l’UO2, en faisant appel au maximum à des résultats de modélisation atomistique pour évaluer les paramètres du modèle. / During in-pile irradiation of nuclear fuels a lot of rare gases are produced, mainly xenon and krypton. The behaviour of these highly insoluble fission gases may lead to an additional load of the cladding, which may have detrimental safety consequences. For these reasons, fission gas behaviour (diffusion and clustering) has been extensively studied for years.In this work, we present an application of Cluster Dynamics to address the behaviour of fission gases in UO2 which simultaneously describes changes in rare gas atom and point defect concentrations in addition to the bubble size distribution. This technique, applied to Kr implanted and annealed samples, yields a precise interpretation of the release curves and helps justifying the estimation of the Kr diffusion coefficient, which is a data very difficult to obtain due to the insolubility of the gas.

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.

L’analyse de sûreté des réacteurs nucléaires nécessite la modélisation fine des phénomènes y survenant et plus spécifiquement ceux permettant d’assurer l’intégrité des barrières de confinement. Les outils de modélisation et codes actuels favorisent une analyse fine du système réacteur par discipline dédiée, et couplée avec des modèles simplifiés. Néanmoins, le développement depuis plusieurs années d’une approche dite « Best Estimate », basée sur des calculs multiphysiques et multi-échelle, est en cours de réalisation. Cette approche permettra d’accéder au suivi et à l’analyse détaillée de problèmes complexes tels que l’étude des Réacteurs nucléaires en situation standard et accidentelle. Dans cette approche, les phénomènes physiques sont simulés aussi précisément que possible (selon la connaissance actuelle) par les modèles couplés. Par exemple, des codes disciplinaires existent et permettent la modélisation précise de la neutronique, de la thermohydraulique du cœur du réacteur ou de la thermohydraulique sur l'ensemble du système, de la thermomécanique du combustible ou des structures. Une approche « Best Estimate » consiste à coupler ces modèles afin de réaliser une modélisation globale et précise du système de réacteur nucléaire. Cette approche nécessite de bien définir les modèles qui sont utilisés afin de préciser exactement leurs limites, et donc préciser les incertitudes des résultats des modèles couplés afin de les assumer et de les optimiser.C’est dans ce contexte de travail que s’inscrit cette thèse. Elle consiste dans le développement d'un couplage multiphysique et multi-échelle « Best Estimate » afin d'obtenir une analyse précise des Réacteurs à Eau Légère en situations normale et accidentelle. Elle a consisté principalement en l’analyse des modèles et de leurs interactions et à la mise en œuvre d'un algorithme de couplage multiphysique entre une neutronique et une thermohydraulique exprimées à l'échelle du réacteur, ainsi qu’avec une thermomécanique fine à l'échelle élémentaire du crayon combustible. En outre, un travail spécifique a été effectué afin de préparer ou d'améliorer l’accés à l'information physique locale nécessaire à la mise en œuvre de modélisations couplées multi-échelles, à l'échelle du combustible. / The safety analysis of nuclear power plants requires a deep understanding of underlying key physical phenomena that determine the integrity of the physical containment barriers. At the present time, cutting edge models focus on a single aspect (discipline) of the physical system coupled with rough models of the other aspects needed to simulate the global system. But, safety analyses can be carried out based on Multiphysics and Multiscales modelling. This Best Effort approach would give a full and accurate (High Fidelity) comprehension of the reactor core under standard and accidental situations. In this approach, the physical phenomena are simulated as accurately as possible (according to present knowledge) by coupled models in the most efficient way. For example, codes exists that are accurate modellings of Neutronics, or modellings of thermal fluid mechanics inside the core, or modellings of thermal fluid mechanics over the whole system, or modellings of thermal mechanics of the fuel pin or over the whole device structure. A Best Estimate approach would couple these models in order to realize a global and accurate modelling of the Nuclear reactor. This approach requires to define well the models that are used in order to exactly specify their limits, and hence, specify uncertainties of the coupled model results in order to assume and optimize them.It is in this context that this PhD thesis work is being under taken. It consists in the development of a Multi-physics and multi-scale Best Estimate modelling in order to obtain an accurate analysis of Pressurized Water Reactor under standard and accidental operating situations. It mainly involves the understanding of each model and their interactions, followed by the implementation of multiphysics algorithms coupling Neutronics and Thermohydraulics at reactor scale to an accurate Thermomechanics at the elementary scale of the fuel pin. In addition, a work project has been carried out in order to prepare or improve the access to the local physical informations that are needed for the implementation of multiscale coupling scheme, at the elementary scale of the fuel pin.

L'objectif de la thèse était de synthétiser des tubes de SiC monolithiques pour améliorer l'étanchéité de la structure composite SiC/SiC d'une gaine de combustible nucléaire. Des revêtements tubulaires de 8 mm de diamètre et quelques centaines de micromètres d'épaisseur ont été produits par dépôt chimique en phase vapeur à pression atmosphérique à partir d'un mélange CH3SiHCl2/H2. Le procédé a été développé de manière à réaliser en continu des tubes de SiC de plusieurs dizaines de centimètres de long. La composition chimique et la microstructure des tubes ont été déterminées par microsonde de Castaing, spectroscopie Raman, DRX et microscopie électronique (MEB, MET). Les propriétés mécaniques des tubes ont été caractérisées par nanoindentation et à travers des essais de compression C-ring. Le comportement thermomécanique a également été étudié. L'étude du procédé comprend une étude thermocinétique, un suivi de la phase gazeuse par IRTF et la modélisation 2D du réacteur.

La durabilité et l’intégrité des matériaux employés au sein des installations du parc électronucléaire est une préoccupation permanente des exploitants de centrales. Lors de l’irradiation du combustible dans des réacteurs à eau pressurisée (REP), l’ensemble combustible-gaine est sujet à de nombreuses modifications induites par l’irradiation. En particulier, la dilatation des éléments combustibles, concomitante au fluage en compression du gainage, conduit à la mise en contact de ces matériaux, permettant l’oxydation de la surface interne de la gaine, d’abord de manière ponctuelle, affectant à terme la quasi-totalité de la surface interne avec le temps. A fort taux de combustion, on constate une liaison de la périphérie du combustible avec le gainage métallique, constituant le phénomène d’accrochage combustible-gaine et conditionnant les transferts thermiques ainsi que le comportement mécanique des crayons combustibles. L’objectif principal de ce travail de thèse est d’approfondir les connaissances sur l’interaction physico-chimique combustible-gaine, en déterminant notamment l’origine de leur adhésion ainsi que son évolution en fonction du taux de combustion. A cet effet, des études d’inter-diffusion sur des matériaux modèles hors et sous irradiation ionique ont été réalisées, en complément de caractérisations détaillées d’interfaces combustible|gaine d’échantillons irradiés en REP. La comparaison des résultats obtenus sur matériaux modèles avec ceux obtenus sur échantillons irradiés en REP, permettent de formuler de solides hypothèses sur la nature, l’origine et l’évolution de l’accrochage combustible-gaine en REP. / Durability and integrity of materials used in nuclear power plants is a continuous concern of the nuclear power plant owners and developers. During the fuel irradiation in pressurised water reactors (PWR), the whole fuel-clad assembly is subjected to several irradiation-induced modifications. In particular, the fuel element expansion concomitant to the cladding creeping, leads to the contacting of both materials, allowing the oxidation of the inner side of the clad, locally at first, then tending to affect the overall cladding inner surface. At high burnup, a bonding of the fuel periphery with the metallic cladding can be observed, forming the fuel-clad bonding phenomenon, which conditions the thermal transfers and the mechanical behaviour of the fuel rods. The main objective of this PhD, is to further the knowledges of the physic-chemical interaction between fuel and clad, by identifying especially the origin of their bonding and its evolution with burnup. For that purpose, studies on inter-diffusion couples were performed on model materials both under ionic irradiation and not, completing detailed characterisations of the fuel|clad interface of samples irradiated in PWR. Comparison of the results obtained on model materials with those obtained on samples irradiated in PWR, allows making reliable assumptions on the nature, the origin and the evolution of the fuel-clad bonding in PWR.

Ce travail de recherche vise à étudier les propriétés élastiques par microscopie acoustique du combustible nucléaire dans trois situations particulières: combustible en utilisation normale en réacteur nucléaire, combustible stocké après la période d’irradiation et combustible en conditions extrêmes suite à un accident nucléaire. Les mesures réalisées sur les échantillons irradiés ont conduit à plusieurs résultats majeurs: validation d’une loi corrélant la vitesse des ondes de Rayleigh à la densité du dioxyde d’uranium irradié ou frais; détermination de la porosité dans le combustible irradié; évaluation du gonflement de la matrice en fonction du taux de combustion dans la gamme 0-100 GWdt-1M; développement d'un modèle empirique capable de prévoir la variation de module de Young en fonction du taux de combustion en prenant même en compte la teneur en dopants (Gd2O3, CeO2) ; quantification de l’évolution du module de Young du combustible suite à l'endommagement en stockage ; premières mesures sur du corium. Enfin, grâce au lien entre les propriétés thermiques et élastiques, différentes propriétés thermiques de l'UO2 ont été calculées en mesurant la vitesse de l'onde de surface de Rayleigh seule. / The focus of the present thesis is the determination of the elastic properties of nuclear fuel using high frequency acoustic microscopy. The nuclear fuel is considered under three different conditions: during its normal life in reactor, after its discharge and disposal in interim or long-term storage and subsequently to its severe degradation caused by a nuclear accident. Measurements performed on irradiated fuels allowed to validate a law between the density of fresh and irradiated fuel and the Rayleigh wave velocity; the determination of the irradiated fuel porosity and matrix swelling in the broad burnup range 0-100 GWdt-1M; the development of an empirical model capable of predicting the evolution of Young's modulus versus burnup correcting also for the additives content (Gd2O3, CeO2); Young's modulus evolution due to alpha-decay damage as in-storage condition; first corium measurements. Moreover, several UO2 thermal parameters were calculated only by means of the Rayleigh wave velocity thanks to the link between thermal and elastic properties.