Mise en place d'un essai thermomécanique à haute température sur céramique nucléaire irradiée millimétrique

Implementation of a high-temperature thermomechanical test on millimeter-thick irradiated nuclear ceramics

• Auteur / Autrice : Hugo Fuentes
• Direction : Frédéric Lebon
• Type : Projet de thèse
• Discipline(s) : Sciences pour l'ingénieur : spécialité Mécanique des Solides
• Date : Inscription en doctorat le ; Soutenance le 03/12/2025
• Etablissement(s) : Aix-Marseille
• Ecole(s) doctorale(s) : Ecole Doctorale Sciences pour l'Ingénieur : Mécanique, Physique, Micro et Nanoélectronique
• Partenaire(s) de recherche : Laboratoire : LMA - Laboratoire de Mécanique et d'Acoustique
• Jury : Président / Présidente : Michel Massenzio
• Jury : Examinateurs / Examinatrices : Frédéric Lebon, Jean Desquines, Catherine Mabru, Gilles Perrin, Christian Colin, Adrien SOCIé, Laurent Gallais
• Jury : Rapporteurs / Rapporteuses : Jean Desquines, Catherine Mabru

Mots clés

Mots clés libres

Conception mécanique

Thermomécanique

Combustible nucléaire

Viscoplasticité

Fissuration

Laser de puissance

Mechnical design

Thermomechanics

Nuclear fuel

Viscoplasticity

Fracture

High-power laser

Résumé

Le comportement thermomécanique du combustible nucléaire, et en particulier sa viscoplasticité, joue un rôle clé dans le relâchement des contraintes appliquées à la gaine, première barrière de sûreté. Si des modèles basés sur des caractérisations spécifiques existent, leur validation sur combustible irradié demeure limitée. Aucun essai de fluage n’a en effet été conduit à l’échelle de la pastille, en raison de verrous technologiques liés à l’intégrité des échantillons et à la mise en œuvre d’essais à haute température en cellule blindée. Cette thèse a visé à lever ces verrous. Dans un premier temps, une méthode innovante a été développée pour générer un réseau de fissures représentatif du combustible en réacteur, par traitement thermique laser de pastilles inertes et de combustibles vierges gainés. L’imposition de gradients thermiques a permis de reproduire la fissuration par retrait différentiel, mettant en évidence le rôle central des fissures dans le champ thermomécanique. Un outil de carottage, associé à une cartographie non destructive, a ensuite permis l’extraction d’échantillons millimétriques exploitables. Les méthodes de caractérisation mises en œuvre ont été comparées pour leur pertinence quantitative et leur intégration potentielle en environnement nucléarisé. Dans un second temps, un dispositif expérimental a été conçu par simulations éléments finis, réalisé et qualifié. Intégré dans un jumeau de cellule blindée, il permet des essais de compression jusqu’à 100 MPa et 1500 °C, en modes fluage ou relaxation avec bascule en temps réel. Ces développements ouvrent la voie à la réalisation d’essais de fluage en compression sur combustible nucléaire irradié à l’échelle millimétrique.

The thermomechanical behaviour of nuclear fuel, and particularly its viscoplasticity, plays a key role in the relaxation of stresses applied to the cladding, the first safety barrier. Although models based on dedicated characterisation exist, their validation on irradiated fuel remains limited. To date, no creep test has been conducted at the pellet scale, mainly due to technological challenges related to the extraction of intact specimens and to the implementation of high-temperature experiments in hot cells. This thesis aimed at overcoming these limitations. First, an innovative method was developed to generate a crack network representative of in-reactor fuel, by laser thermal treatment of inert pellets and unirradiated fuel segments. The imposition of thermal gradients induced differential shrinkage cracking, highlighting the key role of cracks in the thermomechanical field. A coring tool, combined with non-destructive crack mapping, was then designed to extract millimetric specimens suitable for testing. Several characterisation methods were compared both for their quantitative relevance and for their potential integration in a nuclearised environment. In parallel, an experimental device was designed through finite element simulations, manufactured and qualified. Integrated into a hot-cell mock-up, it enables compression tests up to 100 MPa and 1500 °C, in creep or relaxation mode with real-time switching. These developments pave the way for creep compression tests on irradiated nuclear fuel at the millimetre scale