Les tubes en alliages de zirconium renfermant le combustible nucléaire des Réacteurs à Eau Pressurisée constituent la première barrière de sécurité vis-à-vis de la dissémination d'éléments radioactifs. Il est donc essentiel de garantir leur tenue mécanique en réacteur. Cette étude a pour objectifs d'une part d'identifier et caractériser les mécanismes de déformation plastique des alliages de zirconium irradiés, d'autre part de modéliser le comportement macroscopique sur la base des mécanismes identifiés. L'analyse expérimentale a mis en évidence que, sur matériau irradié, la déformation plastique se produit par canalisation des dislocations. Cette canalisation a lieu suivant les plans de base, pour des sollicitations de traction sens travers et de pression interne. En revanche, pour la sollicitation de traction axiale, l'étude a révélé que la canalisation se produit dans les plans prismatiques et pyramidaux. L'étude du comportement macroscopique, en lien avec les mécanismes de déformation observés en Microscopie Electronique en Transmission, a suggéré que la contrainte interne est plus élevée dans le cas du matériau irradié que dans le cas du matériau non irradié, du fait du caractère très hétérogène de la déformation. Cette analyse a permis d'interpréter de façon cohérente l'ensemble des caractéristiques du comportement du matériau irradié, en termes de mécanismes de déformation. Le comportement mécanique du matériau irradié a enfin été modélisé en appliquant les méthodes d'homogénéisation des matériaux hétérogènes. Ce modèle permet de reproduire l'ensemble des caractéristiques du comportement mécanique du matériau irradié, en accord avec les observations MET.
| Identifer | oai:union.ndltd.org:CCSD/oai:tel.archives-ouvertes.fr:tel-00006513 |
| Date | 08 December 2003 |
| Creators | Onimus, Fabien |
| Publisher | Ecole Centrale Paris |
| Source Sets | CCSD theses-EN-ligne, France |
| Language | French |
| Detected Language | French |
| Type | PhD thesis |
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