Modeling of mechanical behavior of quenched zirconium-based nuclear fuel claddings, after a high temperature oxidation - Archive ouverte HAL Access content directly
Theses Year : 2012

Modeling of mechanical behavior of quenched zirconium-based nuclear fuel claddings, after a high temperature oxidation

Modélisation du comportement mécanique "post-trempe", après oxydation à haute température, des gaines de combustible des réacteurs à eau pressurisée

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Andrea Cabrera Salcedo
  • Function : Author
  • PersonId : 766322
  • IdRef : 161538452

Abstract

During the second stage of Loss Of Coolant Accident (LOCA) in Pressurized Water Reactors (PWR) zirconium-based fuel claddings undergo a high temperature oxidation (up to 1200°C), then a water quench. After a single-side steam oxidation followed by a direct quench, the cladding is composed of three layers: an oxide (Zirconia) outer layer (formed at HT), always brittle at Room Temperature (RT), an intermediate oxygen stabilized alpha layer, always brittle at RT, called alpha(O), and an inner "prior-beta" layer, which is the only layer able to keep some significant Post Quench (PQ) ductility at RT. However, hydrogen absorbed because of service exposure or during the LOCA transient, concentrates in this layer and may leads to its embrittlement.To estimate the PQ mechanical properties of these materials, Ring Compression Tests (RCT) are widely used because of their simplicity. Small sample size makes RCTs advantageous when a comparison with irradiated samples is required. Despite their good reproducibility, these tests are difficult to interpret as they often present two or more load drops on the engineering load-displacement curve. Laboratories disagree about their interpretation.This study proposes an original fracture scenario for a stratified PQ cladding tested by RCT, and its associated FE model. Strong oxygen content gradient effect on layers mechanical properties is taken into account in the model. PQ thermal stresses resulting from water quench of HT oxidized cladding are investigated, as well as progressive damage of three layers during an RCT. The proposed scenario is based on interrupted RCT analysis, post- RCT sample's outer layers observation for damage evaluation, RCTs of prior-beta single-layer rings, and mechanical behavior of especially chemically adjusted samples.The force displacement curves appearance is correctly reproduced using the obtained FE model. The proposed fracture scenario elucidates RCTs of quenched zirconium-based nuclear fuel claddings (after a high temperature oxidation) macroscopic interpretation.Finally, this study presents a preliminary evaluation of the impact of hydrogen on the oxidized cladding's mechanical behavior.
Le comportement des assemblages combustibles des Réacteurs Nucléaires à Eau Pressurisée (REP) doit être évalué en conditions de fonctionnement ainsi qu'en conditions accidentelles. Pendant la 2ème phase du scénario dit « d'Accident de Perte de Réfrigérant Primaire (APRP) », les gaines tubulaires des crayons combustibles en alliages de Zirconium subissent une oxydation à haute température (jusqu'à 1200°C), à partir de la face externe de la gaine, puis une trempe à l'eau lors du renoyage final du cœur du réacteur accidenté.Après oxydation et trempe, la gaine comporte schématiquement trois couches : une première couche extérieure de zircone très riche en oxygène (ZrO2) fragile à basse température, une deuxième couche de phase alpha stabilisée par l'oxygène (alpha(O)) elle aussi fragile, et une troisième couche interne de phase dite « ex-beta » qui est la seule à pouvoir garder une certaine ductilité à basse température. Cependant, en cas de prise d'hydrogène due à la corrosion en service et/ou pendant le transitoire, l'hydrogène a tendance à se concentrer dans cette couche interne en induisant une fragilisation supplémentaire.A l'issue d'un transitoire APRP et afin de caractériser le comportement résiduel de la gaine, les Essais de Compression d'Anneaux (ou Ring Compression Tests- RCT) sont utilisés pour évaluer les propriétés mécaniques « post trempe » de la gaine car ils sont simples à mettre en œuvre et également peu consommateurs de matière, ce qui est un atout pour d'éventuels essais comparatifs sur matériaux irradiés. Malheureusement, les courbes de force-déplacement ainsi obtenues, bien que très reproductibles, ont une évolution complexe, et sont sujettes à des interprétations diverses.Dans cette thèse, nous proposons un scénario original de rupture des différentes couches de la gaine au cours d'un essai de compression d'anneaux et la modélisation associée. Cette approche intègre à la fois, l'évaluation des contraintes d'origine thermique résultant de la trempe après oxydation à haute température, l'influence de la variation de la teneur en oxygène dans les différentes couches sur leurs lois de comportement respectives, et l'endommagement progressif des différentes couches au cours de l'essai. Le scénario proposé s'appuie sur des essais interrompus, des observations fines des couches de zircone et d'alpha(O), des essais sur anneaux « monocouche ex-beta », et des lois de comportement obtenues sur matériaux modèles.La modélisation EF obtenue rend bien compte des multiples incidents relevés sur les courbes de compression. Le scénario auquel nous aboutissons devrait permettre de lever les interrogations sur les modes de dépouillement macroscopiques de ces essais.Cette étude propose finalement une évaluation préliminaire de l'impact de l'hydrogène (issu de la corrosion en service) sur le comportement mécanique post oxydation/trempe.
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Dates and versions

pastel-00705085 , version 1 (06-06-2012)

Identifiers

  • HAL Id : pastel-00705085 , version 1

Cite

Andrea Cabrera Salcedo. Modélisation du comportement mécanique "post-trempe", après oxydation à haute température, des gaines de combustible des réacteurs à eau pressurisée. Autre. Ecole Nationale Supérieure des Mines de Paris, 2012. Français. ⟨NNT : 2012ENMP0009⟩. ⟨pastel-00705085⟩
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