Behavior and failure of fresh, hydrided and irradiated Zircaloy-4 fuel claddings under RIA conditions - Archive ouverte HAL Access content directly
Theses Year : 2008

Behavior and failure of fresh, hydrided and irradiated Zircaloy-4 fuel claddings under RIA conditions

Comportement et rupture de gaines en zircaloy-4 détendu vierges, hydrurées ou irradiées en situation accidentelle de type RIA

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Matthieu Le Saux

Abstract

The purpose of this study is to characterize and simulate the mechanical behaviour and failure of fresh, hydrided and irradiated (in pressurized water reactors) cold-worked stress relieved Zircaloy-4 fuel claddings under reactivity initiated accident conditions. A model is proposed to describe the anisotropic viscoplastic mechanical behavior of the material as a function of temperature (from 20°C up to 1100°C), strain rate (from 3.10-4 s-1 up to 5 s-1), fluence (from 0 up to 1026 n.m-2) and irradiation conditions. Axial tensile, hoop tensile, expansion due to compression and hoop plane strain tensile tests are performed at 25°C, 350°C and 480°C in order to analyse the anisotropic plastic and failure
properties of the non-irradiated material hydrided up to 1200 ppm. Material strength and strain hardening depend on temperature and hydrogen in solid solution and precipitated hydride contents. Plastic anisotropy is not significantly modified by hydrogen. The material is embrittled by hydrides at room temperature. The plastic strain that leads to hydride cracking decreases with increasing hydrogen content. The material ductility, which increases with increasing temperature, is not deteriorated by hydrogen at 350°C and 480°C. Macroscopic fracture modes and damage mechanisms depend on specimen geometry, temperature and hydrogen content. A Gurson type model is finally proposed to describe
both the anisotropic viscoplastic behavior and the ductile fracture of the material as a function of temperature and hydrogen content.
L'objectif de cette étude est de caractériser et de modéliser le comportement mécanique et la rupture en situation accidentelle d'injection de réactivité de gaines de crayons combustibles en Zircaloy-4 détendu vierges, hydrurées ou irradiées en réacteurs nucléaires à eau pressurisée. Un modèle est proposé pour décrire le comportement viscoplastique anisotrope du matériau en fonction de la température (de 20°C à 1100°C), la vitesse de déformation (de 3.10-4 s-1 à 5 s-1), la fluence (de 0 à 1026 n.m-2) et des conditions d'irradiation. Le comportement plastique anisotrope et la rupture du matériau non irradié hydruré jusqu'à 1200 ppm est étudié à l'aide d'essais de traction axiale, traction circonférentielle, expansion due à la compression et traction plane circonférentielle réalisés à 25°C, 350°C et 480°C. La résistance mécanique et l'écrouissage du
matériau dépendent de la température et des teneurs en hydrogène en solution solide et en hydrures précipités. L'anisotropie plastique du matériau est peu modifiée par l'hydrogène. A température ambiante le matériau est fragilisé par les hydrures, qui rompent pour des déformations plastiques d'autant plus faibles que la teneur en hydrogène est élevée. La ductilité du matériau, croissante en fonction de la température, n'est pas affectée par l'hydrogène à 350°C et 480°C. Les modes de rupture macroscopiques et les mécanismes d'endommagement diffèrent selon la géométrie des éprouvettes, la température et la teneur en hydrogène. Un modèle de type Gurson est finalement proposé pour représenter le comportement viscoplastique anisotrope et la rupture ductile du matériau en fonction de la température et de la teneur en hydrogène.
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Dates and versions

tel-00395361 , version 1 (15-06-2009)

Identifiers

  • HAL Id : tel-00395361 , version 1

Cite

Matthieu Le Saux. Comportement et rupture de gaines en zircaloy-4 détendu vierges, hydrurées ou irradiées en situation accidentelle de type RIA. Mécanique [physics.med-ph]. École Nationale Supérieure des Mines de Paris, 2008. Français. ⟨NNT : 2008ENMP1608⟩. ⟨tel-00395361⟩
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