Silicon Carbide (SiC) is increasingly gaining attention as a potential fuel cladding material, on account of its favorable thermo-mechanical and neutronic properties. The major limitations of such a cladding is currently associated with joining and hermetic sealing. The work presented here investigated the use of Al, Cr and Fe metals and a specialized alloy (FeCrAl) to achieve hermetic sealing of SiC tubes as well as a joining technology of SiC. Major part of solving this issue requires addressing joining of ceramic and metallic components, which are largely dissimilar in both thermal and mechanical properties. Preliminary experiments to bond SiC with FeCrAl resulted in adverse separation partially attributed to the differences in thermal expansion mismatch. To alleviate these problems, thin and thick coatings of the metals and alloys were applied to SiC. Qualitative microstructural characterization of the final product indicated satisfactory bonding between the materials.

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.

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.

Les alliages ODS (Oxide Dispersion Strengthened) sont des matériaux candidats pour la réalisation du gainage combustible des réacteurs nucléaires de Génération IV de type RNR-Na. Leurs propriétés mécaniques à haute température sont assurées par une dispersion d’oxydes nanométriques qui peut être modifiée sous l’effet de la température et notamment lors du passage par l’état liquide. Les procédés d'assemblage en phase solide sont donc préconisés. La méthode de soudage étudiée dans cette thèse est le soudage par résistance en bout. Une double approche simulation numérique-expérimentation a été mise en place pour étudier l’influence des paramètres opératoires sur le soudage et la soudure. L’ensemble des essais (expérimentaux et numériques) est réalisé selon la méthode des plans d’expériences factoriels complets. Un alliage ODS base fer à 20 % de chrome a été utilisé comme alliage d’essai.L’analyse de l’influence des paramètres opératoires sur le soudage est réalisée dans un premier temps. Les résultats montrent que l’étape de soudage peut se découper en trois phases. Dans une première phase, la température augmente au niveau des interfaces. Dans une seconde phase, le procédé de soudage est gouverné par le changement de section macroscopique lorsque le courant passe du bouchon massif à la gaine plus étroite. La température augmente alors dans la partie de gaine dépassant de l’électrode. Lorsque la température atteint une valeur suffisamment élevée, la partie de gaine dépassant de l’électrode se déforme, entrainant un affaissement général des pièces et constituant la troisième phase de l’étape de soudage. L’influence des paramètres opératoires sur les phénomènes physiques lors de l’opération d’assemblage est évaluée. Il est alors possible d’influer sur les sollicitations thermiques et mécaniques à l’aide des paramètres opératoires. L’analyse de l’influence des sollicitations thermomécaniques sur la soudure est réalisée dans un second temps. Sur les plages de paramètres opératoires étudiées, les résultats révèlent sur certaines soudures la présence de défauts de compacité ainsi qu’une modification de la microstructure et de la dispersion des oxydes. Les défauts de compacité peuvent être liés à des phénomènes thermiques et mécaniques au contact entre pièces. Les modifications de la microstructure sont liées à des phénomènes de recristallisation dynamique ou de fusion locale et donc à des phénomènes thermiques mais aussi mécaniques avec la présence de déformations importantes. Les modifications de la microstructure sont alors reliées à une modification de la dispersion d’oxydes. A l’aide des paramètres opératoires il est possible d’influer sur les températures et les déformations afin de limiter les modifications de la structure de l’alliage ODS ainsi que l’apparition de défaut de compacité. A l’aide de l’ensemble de ces résultats, la procédure de soudage est adaptée sur un alliage ODS à 9 % de chrome, nuance envisagée pour la réalisation des futurs gainages combustibles. L’influence des propriétés matériaux sur le soudage et la soudure est alors discutée en comparant les deux nuances ODS de compositions différentes mais aussi en comparant les résultats obtenus sur l’alliage ODS à 20 % de chrome avec un alliage non renforcé de composition semblable. / ODS steels (Oxide Dispersion Strengthened) are candidate materials for fuel cladding in Sodium Fast Reactors (SFR), one of the concepts at study for the forth generation of nuclear power plant. These materials have good mechanical properties at high temperature due to a dispersion of nanometer-sized oxides into the matrix. Previous studies have shown that melting can induce a decrease of the mechanical properties at high temperatures due to modifications of the nanometer-sized oxide dispersion. Therefore the fusion welding techniques are not recommended and the solid state bonding has to be evaluated. This study is focused on resistance upset welding.Welding experiments and numerical simulations of the process are coupled in this thesis. All the trials (experimental and numerical) are built using the experimental design method in order to evaluate the effects of the process parameters on the welding and on the weld. A 20Cr ODS steel is used in order to conduct the study.The first part is dedicated to the study of the influence of the process parameters on the welding. The simulation shows that the welding steps can be divided in three stages. First, the temperature of the contact between pieces increases. Second, the process is driven by the pieces geometry and especially the current constriction due to the thinness of the clad compare to the massive plug. Therefore, the heat generation is mainly located in the clad part out of the electrode leading to its collapse which is the third stage of the welding step. The evaluation of the process parameters influences on the physical phenomena (thermal, mechanical …) occurring during the welding step allow to adjust them in order to influence the thermal and mechanical solicitation undergone by the pieces during the welding process.The second part is dedicated to the study of the influence of the physical phenomena on the welds. In the process parameter range, some welds exhibit compactness defects or a modification of the microstructure and of the oxide dispersion. Compactness defects are related to thermal and mechanical phenomena occurring at the contact between pieces. The modification of the microstructure is related to dynamical recrystallization or to a local fusion. The dynamical recrystallization occurring in the clad due to high deformation and high temperature is linked to modification of the oxide dispersion.Using the effects of the process parameters on the welding and on the weld, it is possible to adjust the temperature and the deformation in order to avoid the compactness defects and the modification of the oxide dispersion. All these results are then apply to the welding of a 9Cr ODS steel which is a candidate alloy for the SFR fuel cladding. The effects of the material properties on the welding and the weld are then discussed by comparing the two alloy with a different chromium content but also by comparing results on the 20Cr-ODS with a material of similar chemical composition but without the oxide dispersion.

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:51:30Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:02:08Z (GMT). No. of bitstreams: 1 11327.pdf: 8143325 bytes, checksum: 06d435f8c6f8c7de3f958dc6373bc9fa (MD5) / Tese (Doutoramento) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

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Le renforcement par dispersion d'oxydes nanométriques permet, d'une manière générale, d'améliorer la résistance mécanique des matériaux métalliques. Il autorise donc une augmentation de leur température maximale d'utilisation. De nombreux travaux de recherche sont menés au Commissariat à l'Énergie Atomique et aux Énergies Alternatives sur les aciers ODS, pour Oxide Dispersion Strengthened steels. S'inscrivant dans le cadre du développement du nucléaire civil de quatrième génération, ces travaux ont pour but de qualifier un matériau pouvant être utilisé en tant que matériau de gainage combustible à une température de 650℃. Ce travail de thèse a pour objectif d'améliorer la compréhension des propriétés mécaniques des aciers ODS, en cherchant d'une part à caractériser et à modéliser leur comportement en fluage, et d'autre part à caractériser leur nisotropie de comportement et à en identifier l'origine. Pour cela, de nombreux essais mécaniques ont été effectués entre 20℃ et 900℃ sur une nuance d'acier ODS ferritique de composition nominale Fe-14Cr1W0,26Ti + 0,3Y2O3 . Cette nuance a été élaborée au CEA, par mécanosynthèse puis extrusion à chaud, sous la forme d'une barre ronde. Les résultats obtenus démontrent la grande résistance mécanique à haute température de l'acier ODS étudié. Ils mettent également en évidence une forte dépendance de la ductilité et de la résistance du matériau vis-à-vis de la vitesse de sollicitation. Sur la base des différentes caractérisations expérimentales réalisées, un modèle de comportement macroscopique uniaxial a été développé. S'appuyant sur la description de trois écrouissages cinématiques et d'un terme de restauration statique, ce modèle démontre une capacité remarquable à reproduire le comportement mécanique du matériau en traction, en fatigue, en fluage et en relaxation. Par ailleurs, la caractérisation de l'anisotropie mécanique de la nuance d'acier ODS étudiée s'avère dépendre de la température. Deux modélisations polycristallines différentes ont été mises en place afin de reproduire cette anisotropie de comportement à partir des textures cristallographique et morphologique du matériau. Le désaccord observé entre les prévisions de ces modèles et les résultats expérimentaux conduit à formuler d'autres hypothèses sur la déformation des aciers ODS. / The strength of metals, and therefore their maximum operating temperature, can be improvedby oxide dispersion strengthening (ODS). Numerous research studies are carried out at the French Atomic Energy Commission (CEA) in order to develop a cladding tube material for Gen IV nuclear power reactors. Oxide dispersion strengthened steels appear to be the most promising candidates for such application, which demand a minimum operating temperature of (650℃). The present dissertation intends to improve the understanding of the mechanical properties of ODS steels, in terms of creep lifetime and mechanical anisotropy. The methodology of this work includes mechanical tests between room temperature and 900℃ as well as macroscopic and polycrystalline modelling. These tests are carried out on a Fe-14Cr1W0,26Ti + 0,3Y2O3 ODS ferritic steel processed at CEA by mechanical alloying and hot extrusion. The as-received material is a bar with a circular section. The mechanical tests reveal the high mechanical strength of this steel at high temperature. A strong influence of the strain rate on the ductility and the mechanical strength is also observed. A macroscopic mechanical model has been developed on the basis of some experimental statements such as the high kinematic contribution to the flow stress. This model has a strong ability to reproduce the mechanical behaviour of the studied material. Two different polycristalline models have also been developed in order to reproduce the mechanical anisotropy of the material. They are based on its specific grain morphology and crystallographic texture. The discrepancy between the predictions of both models and experimental results reveal the necessity to formulate alternate assumptions on thedeformation mechanisms of ODS ferritic steels.

Les aciers renforcés par dispersion d’oxydes (ODS) sont des matériaux candidats pourconstituer les gaines de combustibles des réacteurs nucléaires de IVème génération refroidis au sodium(RNR-Na). Le soudage par résistance en bout de ces gaines est étudié dans ce travail, avec pourobjectif la détermination et la compréhension des effets du procédé sur l’évolution de la microstructuredes aciers ODS à 9 % et 14 % de chrome à l’échelle des grains et des oxydes nanométriques. Uneapproche couplant caractérisations microstructurales sur soudures, simulation numérique et simulationphysique du procédé, à l’aide d’un simulateur thermomécanique Gleeble 3500, est adoptée. Le soudagepar résistance en bout impose localement des conditions de sollicitations sévères en termes dedéformation, vitesse de déformation et température. Ces sollicitations induisent un affinement de lamicrostructure dont l’origine peut être attribuée à un mécanisme de recristallisation dynamique (acier à14 % de chrome) ou à l’association de la recristallisation dynamique et des transformations de phase(acier à 9 % de chrome). Les conditions d’occurrence de la recristallisation dynamique sont étudiéessur ces matériaux. On montre notamment la possibilité d’une transition entre recristallisation dynamiquecontinue et discontinue sur l’acier à 14 % de chrome en fonction des conditions de sollicitation. Il estégalement observé que ces sollicitations thermomécaniques sévères induisent une augmentation de lataille des oxydes nanométriques associée à une diminution de leur fraction volumique. / Oxide dispersion strengthened (ODS) steels are considered as candidate materials for thedevelopment of fuel cladding for sodium-cooled fast reactors (SFR). Resistance upset welding of thecladding is studied in this work. The aim is to determine and to understand the process effects on themicrostructure of ODS steels with 9% and 14% of chromium at the scales of the grains and thenanometric oxides. An approach coupling microstructural characterization of welds, numericalsimulation and physical simulation of the process, using a thermomechanical simulator Gleeble 3500,is proposed. Resistance welding locally imposes severe thermomechanical conditions in terms of strain,strain rate and temperature. Refinement of the microstructure is noted and correspond to a dynamicrecrystallization mechanism (14 % Cr steel) or the combination of dynamic recrystallization and phasetransformations (9 % Cr steel). The conditions of occurrence of dynamic recrystallization are studied.The possibility of a transition between continuous and discontinuous dynamic recrystallization is shownfor the 14 % Cr steel according to the loading conditions. Such severe thermomechanical conditionsinduce an increase in the size of nanoscale oxides associated with a decrease of their volume fraction.

The search for Accident tolerant fuels (ATF) which is the first part of this thesis is currently one of the most actual topics in the field of nuclear fuels. These fuels must be first successfully tested in operational and also accident conditions for their possible inclusion in commercial use. Following part of the thesis specifically focuses on the boiling crisis in nuclear reactors which can damage the nuclear fuel cladding. Therefore, it is necessary to know the critical heat flux value and the departure from nuclear boiling ratio. Calculations which determine critical heal flux value are placed in the practical part of the thesis. Calculations are compared with the data obtained during experiments. The ALTHAMC12 and the other correlations which are based on the previous measurements are used for the computational analysis.

The objective of this master’s thesis is to simulate thermo-mechanical behaviour of nuclear fuel in a pressurized water reactor during a reactivity initiated accident. An important part of this work is focused on examination of processes which occur during such accident and on creation of a detailed overview of material properties of nuclear fuel and fuel cladding which are necessary for simulations that closely reflect reality. Simulations in this thesis examine cases of fresh or irradiated nuclear fuel for two types of fuel cladding, Zircaloy-4, a material that is currently used in nuclear reactors, and ceramic matrix composite material made of SiC. The thesis also presents comparison of results with a corresponding international benchmark and an assessment of the influence of selected input parameters on obtained results.