Soutenance de thèse de Luc PORTELETTE

Dans le cadre de l'étude des éléments combustibles des réacteurs à eau pressurisée, cette thèse s'inscrit dans la compréhension et la modélisation du comportement viscoplastique du dioxyde d'uranium (UO2) à l'échelle du polycristal. Lors de fonctionnement de type incidentel du réacteur, le combustible subit une forte élévation de la température avec un gradient thermique entre le centre et la périphérie de la pastille engendrant des déformations viscoplastiques contrôlées par des mécanismes liés aux mouvements des dislocations. Dans un premier temps, un modèle de plasticité cristalline est développé et validée sur monocristaux à l’aide de la simulation éléments finis (EF). Ce modèle permet de prédire l'anisotropie viscoplastique de l'UO2 en fonction de la température et de la vitesse de sollicitation et il a permis d’identifier que les trois modes de glissement généralement observés dans l'UO2 ont une importance capitale pour décrire le comportement anisotrope du matériau, notamment du fait de leurs interactions. Dans un second temps, les coefficients de la matrice d'interactions entre dislocations spécifiques pour l’UO2 sont déterminés pour prédire le durcissement lors de la déformation et ainsi améliorer le modèle. La comparaison simulation-expérience sur monocristaux, montre que les interactions jouent un rôle négligeable lorsque l’activation thermique des dislocations domine. Cependant, ces interactions sont nécessaires pour décrire l’effet de taille de grain sur polycristaux lors des simulation EF en troisième partie. En effet, les joints de grain confinent les dislocations dans le grain faisant augmenter la densité de dislocations stockées et donc les interactions. Ceci est simulé par EF en calculant les dislocations géométriquement nécessaires (GNDs). Finalement, le modèle développé permet de prédire le comportement viscoplastique de la pastille pour différentes températures, vitesses de sollicitations et tailles de grains.

This thesis is part of the study of fuel elements of pressurized water reactors and, more specifically, the understanding and modelling of the viscoplastic behavior of uranium dioxide (UO2) at polycrystalline scale. During the incidental operation of the reactor, the fuel undergoes a strong increase of temperature and thermal gradient between the center and the periphery of the pellet leading to viscoplastic strains due to dislocation movement mechanisms. First, a crystal plasticity model is developed and validated on single crystals thanks to finite elements (FE) simulations. This model enables the prediction of the viscoplastic anisotropy of UO2 as function of temperature and strain rate. Furthermore, it enables to identify that all three slip modes generally observed in UO2 are of great importance to describe anisotropy of the material, principally due to their interactions. Secondly, the interaction matrix coefficients specifically for UO2 are determined to predict the strengthening during strain and improve the model. The comparison between simulation and experiments on single crystals show that interactions are negligible when thermal activation of dislocations is dominant. Nevertheless, those interactions are necessary to describe the grain size effect in polycrystal for FE simulations in the third part of this PhD. Indeed, grain boundaries constrain dislocations inside the grain leading to the increase of the stored dislocation density and at the same time interactions between them. This phenomenon is simulated in FE by estimating the geometrically necessary dislocations (GNDs). Finally, the polycrystalline behavior described by the developed model enable to predict the viscoplastic behavior of the pellet for a large range of temperature, strain rate and grain size.