Thèse Etude Expérimentale et Simulation Numérique des Mécanismes de Déformation et du Comportement Mécanique des Alliages de Zirconium Après Irradiation H/F - Doctorat.Gouv.Fr

Établissement : Université de Toulouse École doctorale : SDM - SCIENCES DE LA MATIERE - Toulouse Laboratoire de recherche : CEMES - Centre d'Elaboration de Matériaux et d'Etudes Structurales Direction de la thèse : Frédéric MOMPIOU ORCID 0000000290710369 Début de la thèse : 2026-10-01 Date limite de candidature : 2026-07-01T23:59:59 La gaine des crayons combustibles des Réacteurs à Eau Pressurisée, fabriquée en alliages de zirconium, constitue la première barrière de confinement du combustible nucléaire. En réacteur, la gaine subit un dommage d'irradiation qui affecte ses propriétés mécaniques. Après leur séjour en réacteur, les crayons combustibles sont transportés et entreposés. Lors de ces différentes phases, le dommage d'irradiation dans la gaine est partiellement restauré conduisant à une nouvelle évolution des propriétés mécaniques du matériau. Toutes ces évolutions restent pour l'heure mal comprises.
L'objectif de ce travail de thèse est de mieux comprendre les mécanismes de déformation et le
comportement mécanique après irradiation, et après restauration partielle, des alliages de zirconium. L'objectif opérationnel de cette étude est de mieux prédire le comportement des gaines après utilisation et ainsi garantir le bon confinement du combustible nucléaire et des produits de fission.
Dans ce but, des méthodes expérimentales originales seront mises en oeuvre et des simulations
numériques de pointe seront utilisées. Des irradiations aux ions seront réalisées afin de reproduire le dommage d'irradiation. Des traitements thermiques seront réalisés sur les échantillons après irradiation. Des échantillons seront ensuite tractionnés in situ, après recuit, dans un microscope électronique en transmission, à température ambiante ou en température. Les mécanismes observés à l'échelle nanométrique et en temps réel seront finalement simulés par dynamique des dislocations, aux mêmes échelles de temps et d'espace. Des simulations de dynamique des dislocations à très grande échelle seront également menée afin de déterminer le comportement monocristallin du matériau. En parallèle de cette étude à l'échelle nanométrique, une étude sera également menée à une échelle micrométrique. Des essais de nano-indentation et de compression de micro-piliers seront réalisés afin d'accéder au comportement mécanique après irradiation et recuit. Les résultats d'essais mécaniques seront confrontés aux simulations numériques grande échelle de dynamique des dislocations.
Cette étude permettra de mieux comprendre le comportement mécanique des alliages de zirconium
après irradiation et recuit et ainsi de proposer des modèles de comportement prédictifs, basés sur les
mécanismes physiques. A terme, ce travail contribuera à l'amélioration de la sureté lors du transport et de l'entreposage des assemblages combustibles usés. La gaine des crayons combustibles des Réacteurs à Eau Pressurisée, fabriquée en alliages de zirconium, constitue la première barrière de confinement du combustible nucléaire. En réacteur, la gaine subit un dommage d'irradiation qui affecte ses propriétés mécaniques. La modification des propriétés mécaniques est due principalement à la formation d'une grande densité de boucles de vecteur de Burgers qui durcissent le matériau. De plus, sous irradiation apparaissent des boucles à composante ainsi que des aiguilles de niobium [1]. Après leur séjour en réacteur, les crayons combustibles sont transportés et entreposés. Lors de ces différentes phases, le dommage d'irradiation dans la gaine est partiellement restauré. Les boucles disparaissent progressivement [2], mais les boucles et les aiguilles de niobium restent présentes dans le matériau [3]. Du point de vue mécanique un durcissement résiduel est constaté. De plus, malgré la restauration
significative du dommage d'irradiation, le matériau conserve une bonne résistance au fluage thermique après irradiation. Toutes ces évolutions restent pour l'heure mal comprises.
L'objectif de ce travail de thèse est de mieux comprendre les mécanismes de déformation après
irradiation, et après restauration partielle, des alliages de zirconium afin de mieux prédire le comportement des gaines après utilisation et ainsi garantir le bon confinement du combustible nucléaire et des produits de fission.

Master 2 ou Ecole d'ingénieur. Filière Sciences des Matériaux. Aptitude aux aspects expérimentaux et numériques en métallurgie