Développement d'un modèle polycristallin pour la prédiction du comportement d'alliages de zirconium

Developpment of a polycrystalline model for the prediction of zirconium alloys' behaviour

• Auteur / Autrice : Cécilia Gicquel
• Direction : Renald Brenner, Fabien Onimus, Renaud Masson
• Type : Thèse de doctorat
• Discipline(s) : Mécanique
• Date : Soutenance le 06/12/2023
• Etablissement(s) : Sorbonne université
• Ecole(s) doctorale(s) : École doctorale Sciences mécaniques, acoustique, électronique et robotique de Paris (2000-....)
• Partenaire(s) de recherche : Laboratoire : Institut Jean Le Rond d'Alembert (Paris ; 2006-....)
• Jury : Président / Présidente : Clotilde Berdin-Meric
• Jury : Examinateurs / Examinatrices : Corrado Maurini, Pierre-Guy Vincent
• Jury : Rapporteurs / Rapporteuses : Stéphane Berbenni, Olivier Castelnau
• DOI : 10.70675/b4b5f8b9z2a19z414bza13az777595cfb7bc

Mots clés

Mots clés contrôlés

Élastoviscoplasticité

Homogénéisation (équations différentielles)

Polycristaux

Zirconium -- Alliages

Mots clés libres

Homogénéisation

Élastoviscoplasticité

Polycristaux

Homogenization

Elastoviscoplasticity

Polycrystals

Résumé

Les alliages de zirconium sont utilisés dans l'industrie nucléaire pour la fabrication des gaines des crayons combustibles et constituent la première barrière de confinement de la matière radioactive. En conditions nominales d'utilisation, ces matériaux se déforment sous l'influence de la température, de la pression mais également de l'irradiation. Ces effets se manifestent par trois modes de déformations : le fluage d'irradiation, la croissance sous irradiation et le fluage thermique. Afin de comprendre et caractériser ces déformations, des essais expérimentaux sont généralement réalisés. Des modèles empiriques peuvent alors être établis et introduits dans des calculs de structure pour prédire le comportement des gaines en réacteur et garantir l'intégrité des crayons combustibles. Ces modèles sont limités au cadre expérimental de leur identification et leur fiabilité n'est plus assurée lorsque les conditions d'études sont modifiées. Afin de pallier ces manques, le recours à des modèles micromécaniques et à des méthodes d'homogénéisation est une voie privilégiée. L'objectif de ce travail est donc de développer un modèle polycristallin, permettant de prédire le comportement élastoviscoplastique des alliages de zirconium. Cette démarche n'est pas récente et a été initiée depuis plusieurs décennies. Le développement de la puissance de calcul permet cependant d'élargir les ambitions de ces modèles en les intégrant dans des calculs de structure. Afin d'évoluer dans cette direction, ce travail a été orienté par des choix à la fois, sur la formulation du problème à résoudre en adoptant pour le comportement considéré une formulation à variables internes, mais également sur l'outil numérique de développement en choisissant le logiciel MFront pour l'écriture et l'intégration des équations du problème considéré. Au cours de ce travail, un modèle polycristallin a été implémenté dans un cadre viscoélastique linéaire non-vieillissant pour décrire le comportement en fluage d'irradiation et en croissance sous irradiation des gaines de zirconium en réacteur. Ses paramètres ont été identifiés sur une base d'essais expérimentaux, réalisés sur des tubes en Zircaloy-4 à l'état recristallisé et à l'état détendu. En prévision de son intégration au calcul de structure, il a été utilisé dans un code éléments finis 1D, pour simuler la réponse mécanique de la gaine dans son épaisseur, à un chargement typique en réacteur. La comparaison des résultats de simulation aux données expérimentales montre que le modèle reproduit convenablement le fluage sous irradiation dans le régime stationnaire, mais qu'il prédit un fluage transitoire trop faible. Le couplage viscoélastique seul ne suffit donc pas à décrire le comportement en début de chargement. Des évolutions ont ainsi été envisagées, notamment en perspective immédiate de ce travail, la prise en compte de la composante de fluage thermique de nature viscoplastique.

Zirconium alloys are used in the nuclear industry to manufacture fuel cladding tubes. They are considered to be the first confinement barrier against the radioactive products. Under nominal operating conditions, those alloys are exposed to temperature, pressure and radiation effects, that cause three different phenomenon known as irradiation creep, irradiation growth and thermal creep. In order to understand and characterize these deformation modes, experimental tests are generally performed and lead to the derivation of empirical models that are further introduced in structural analysis calculations, to ensure safety requirements. Those models are constrained to the frame in which they are identified and can no longer be used if the conditions of the study are modified. To circumvent those limitations, the use of micromechanical approaches and homogenization techniques seems to be an appropriate choice. The purpose of this work is to develop a polycrystalline model, capable of predicting the elastoviscoplastic behaviour of zirconium alloys. This kind of approach is not new and have been initiated several decades ago. But more recently, the evolution of computation capabilities have encouraged new developments such as the implementation of those models into structural analysis calculations. In order to evolve in that direction, specific choices have been made in this work, on both the formulation of the problem by using an internal variable formulation and the numerical tool called MFront, which is used to implement and solve the problem. In this work, a polycrystalline model has been developed in order to reproduce the in-reactor behaviour of zirconium alloy cladding tubes deforming by irradiation creep and irradiation growth. Its parameters have been identified on an experimental data base for Zircaloy-4 specimens in both stress relieved and recrystallized metallurgical states. The model has then been introduced in a 1D finite element code simulation tool, to study the behaviour of the cladding through its thickness, in response to typical in-reactor loading conditions. The comparison of experimental and numerical results shows that the model describes accurately steady creep but does not reproduce the transient creep. This suggests that viscoelastic coupling alone is insufficient to describe the behaviour at the beginning of the experiment. Several evolutions have therefore been considered, especially the handling of viscoplastic behaviour, that have been initiated during this work, in order to model thermal creep.