Etude de l'impact de la fissuration des combustibles nucléaires oxyde sur le comportement normal et incidentel des crayons combustible

Abstract

Le travail de thèse porte sur la fissuration des pastilles combustible UO2 des réacteurs à eau pressurisée, et ses conséquences sur le comportement mécanique du crayon combustible. La fissuration conduit : d une part, à une importante relaxation des contraintes dont dépendent la plupart des autres phénomènes mécaniques et physicochimiques, d autre part, à la fragmentation de la pastille. Sa prise en compte est nécessaire pour une description correcte du chargement mécanique de la gaine au cours de l irradiation. L approche locale de la rupture a été adoptée pour décrire la fissuration de la pastille. Des considérations pratiques nous ont amenés à privilégier une description quasi-statique de la fissuration du combustible à l aide de modèles d endommagement local. Ces modèles décrivent l apparition de fissures par une perte de rigidité locale du matériau. Une telle description présente des difficultés de mise en oeuvre, telles que des dépendances des résultats au maillage éléments finis et des évolutions discontinues de l équilibre de la structure lors de propagations instables. Ces points ont fait l objet d une attention particulière car ils conditionnent l utilisation de tels modèles dans les études combustibles. Le travail effectué s inscrit en support des différents schémas de calculs du code ALCYONE développé au DEC/SESC au sein de la plateforme PLEIADES. Pour chacun de ces schémas, qui se différencient par les hypothèses de modélisation géométrique du crayon, nous avons proposé une modélisation des effets de la fissuration de la pastille. La modélisation dite 2D axisymétrique du crayon combustible est la plus novatrice et a été de ce fait particulièrement étudiée. Nous montrons qu elle est à même de rendre compte, grâce à une description appropriée de la fissuration du combustible, des principaux changements géométriques du crayon combustible intervenant en situation de fonctionnement normal ou incidentel.This thesis aims to model the cracking of pressurised water reactor fuel pellets and its consequences on the mechanical behaviour of the fuel rod. Fuel cracking has two main consequences. It relieves the stress in the pellet, upon which the majority of the mechanical and physico-chemical phenomena are dependent. It also leads to pellet fragmentation. Taking fuel cracking into account is therefore necessary to adequately predict the mechanical loading of the cladding during the course of an irradiation. The local approach to fracture was chosen to describe fuel pellet cracking. Practical considerations brought us to favour a quasi-static description of fuel cracking by means of a local damage models. These models describe the appearance of cracks by a local loss of rigidity of the material. Such a description leads to numerical difficulties, such as mesh dependency of the results and abrupt changes in the equilibrium state of the mechanical structure during unstable crack propagations. A particular attention was paid to these difficulties because they condition the use of such models in engineering studies. This work was performed within the framework of the ALCYONE fuel performance package developed at CEA/DEC/SESC which relies on the PLEIADES software platform. ALCYONE provides users with various approaches for modelling nuclear fuel behaviour, which differ in terms ofthe type geometry considered for the fuel rod. A specific model was developed and implemented to describe fuel cracking for each of these approaches. The 2D axi-symmetric fuel rod model is the most innovative and was particularly studied. We show that it is able to assess, thanks to an appropriate description of fuel cracking, the main geometrical changes of the fuel rod occurring under normal and off-normal operating conditions.LYON-Ecole Centrale (690812301) / SudocSudocFranceF