Le dioxyde d'uranium UO2 est utilisé en tant que combustible standard dans les réacteurs à eau pressurisée (REP). Pour cette raison il est très important de bien connaître ses propriétés mécaniques, thermiques et physico-chimiques dans les conditions de fonctionnement normales ou accidentelles (600K - 2000K). Lors des réactions de fission de l'uranium, des gaz rares tels que le Xe et Kr sont générés. Ces atomes présentent une très faible solubilité dans la matrice combustible et vont donc soit être relâchés, soit former des bulles de gaz (intra ou intergranulaires) au sein de l'UO2. La présence de ces bulles modifie les propriétés thermomécaniques du combustible. Les enjeux en terme de sûreté, liés à la présence de ces bulles, ont donné lieu à d'importants travaux, tant sur le plan expérimental que théorique, afin d'accroître la compréhension de l'ensemble des propriétés physiques et du comportement du combustible. L'objectif de nos travaux est de mieux comprendre l'impact de bulles de gaz intragranulaires sur le comportement du combustible au moyen de modélisations atomistiques. Dans un premier temps, l'impact de cavités intragranulaires sur les propriétés thermomécaniques (comportement élastique, dilatation thermique et conductivité thermique) ont été étudiées par des approches semi-empiriques. Un soin particulier a été porté à l'étude des effets d'interfaces pour ces cavités nanométriques. Dans un deuxième temps, nous avons procédé à un remplissage physique de ces cavités par du xénon et nous avons étudié la microstructure et les pressions régnant au sein des bulles. / ...

Résumé : Les Alliages à Mémoire de Forme (AMF) présentent un comportement très différent des matériaux habituels. Leurs propriétés exceptionnelles, comme l'effet mémoire et la superélasticité, sont étroitement associées aux caractéristiques de la transformation martensitique dans ces alliages. Les évolutions microstructurale associés à cette transformation jouent un rôle considérable sur la nature des propriétés macroscopiques observées. La caractérisation fine de ces évolutions constitue un enjeu important dans la compréhension des interactions entre microstructure et propriétés. Dans ce contexte, ce travail expérimental, réalisé sur un AMF superélastique de type CuAlBe, montre que les techniques de diffractions aux grands instruments permettent de réaliser des analyses microstructurales sur une très large gamme d'échelle. Cette approche d'analyses multiéchelles in-situ a permis d'obtenir plusieurs résultats marquants. A l'échelle macroscopique et grâce à la diffraction de neutron à l'ILL, la contribution associée à la présence de martensite stabilisée et celle liée à la déformation plastique a été déterminée au cours de cycles successifs. Une conséquence importante de cette détermination a été d'établir que dans les AMF, l'élargissement des raies de diffraction, observé au cours des chargements, a pour origine principale un mécanisme d'augmentation des hétérogénéités intragranulaires, un mécanisme directement lié à la transformation de phase. Les analyses réalisées aux échelles fines ont permis de mettre en évidence ce mécanisme particulier. Ainsi l'utilisation du microscope 3DXRD et de la microdiffraction Laue à l'ESRF, a montré que la transformation martensitique s'accompagne d'une rotation non négligeable du réseau cristallin de l'austénite à l'échelle du grain dans le polycristal et d'une fragmentation de l'austénite en plusieurs sous-domaines d'orientation différente. Ce mécanisme est largement réversible avec la transformation inverse.

L'irradiation peut modifier les propriétés mécaniques des aciers inoxydables austénitiques. Une diminution de la ténacité à la rupture des aciers en fonction de la dose est observée. La rupture ductile due à la croissance et la coalescence des cavités est toujours un mécanisme dominant dans les aciers irradiés jusqu'à 10 dpa. Des cavités peuvent être crées de manière différente : nucléées à partir des inclusions ou des précipités d'irradiation, ou créées directement par irradiation. Cette thèse a pour objectif d'étudier la rupture ductile des aciers irradiés due à la croissance et la coalescence des cavités intragranulaires. Basée sur la plasticité cristalline, des simulations en éléments finis sont effectuées sur les cellules unitaires pour étudier l'effet de l'orientation cristallographique et de la triaxialité de contraintes sur la croissance et la coalescence des cavités. L'effet de l'écrouissage post-irradiation sur la croissance et la coalescence des cavités est étudié avec un modèle de la plasticité cristalline prenant compte des défauts d'irradiation. En outre, un modèle élastomère-visco-plastique en grandes transformations est proposé pour décrire la croissance des cavités dans le monocristal. Le modèle est appliqué à la simulation de l'endommagement ductile dans le monocristal et le polycristal. Des cavités peuvent avoir des tailles différentes et la taille peut avoir une influence sur la ténacité à la rupture des aciers. Afin d'étudier cet effet, un modèle micromorphe de plasticité cristalline est proposé et appliqué à la simulation de la croissance et la coalescence des cavités intragranulaires de différentes tailles ainsi qu'aux phénomènes de localisation dans les monocristaux. / Irradiation causes drastic modifications of mechanical properties of austenitic stainless steels and a decrease in the fracture toughness with irradiation has been observed. Ductile fracture due to void growth and coalescence remains one dominant fracture mechanism for doses in the range of 0-10 dupa. Voids may have different origins : nucleated at inclusions or irradiation-induced precipitates during mechanical loading, or produced directly by irradiation. The present work is to investigate ductile fracture of irradiated steels due to growth and coalescence of intragranulaire voids. Based on continuum crystal plasticity theory, FE simulations are performed on unit cells for studying effects of lattice orientation and stress triaxiality on void growth and coalescence. The influence of post-irradiation hardening/softening on void growth ans coalescence is evaluated with a physically based crystal plasticity model. Besides, an elastoviscoplastic model at finite strains is proposed to describe void growth up to coalescence in single crystals, and is assessed based unit cell simulations. The model is then applied to simulate ductile damage in single crystals ans polycrystals. As voids in irradiated steels may have different origins, they may have different sizes, which potentially have an influence on ductile fracture process and fracture toughness of irradiated steels. In order to assess the size effect, a micromorphic crystal plasticity model is proposed and applied to simulate growth and coalescence of intragranular voids of different sizes.