Description du sujet de thèse
Domaine
Sciences pour l'ingénieur
Sujets de thèse
Etude expérimentale et simulation numérique des mécanismes de déformation et du comportement mécanique des alliages de zirconium après irradiation
Contrat
Thèse
Description de l'offre
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 œuvre 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.
Université / école doctorale
Sciences de la Matière (ED482)
Toulouse III
Localisation du sujet de thèse
Site
Saclay
Critères candidat
Formation recommandée
Ecole d'Ingénieur, Master 2, Science des Matériaux, Physique du Solide, Matériaux pour le Nucléaire
Demandeur
Disponibilité du poste
01/10/2026
Personne à contacter par le candidat
ONIMUS Fabien < email supprimé pour raison de sécurité >
CEA
DES/DRMP/SRMA/LA2M
Service de Recherches en Matériaux et procédés Avancés, CEA-Saclay
01-69-08-44-29
Tuteur / Responsable de thèse
Mompiou Frédéric < email supprimé pour raison de sécurité >
CNRS
CEMES
CEMES-CNRS,
29 rue Jeanne Marvig,
BP4347 31055 TOULOUSE Cedex 4
05 62 25 79 87
En savoir plus
Domaine
Sciences pour l'ingénieur
Sujets de thèse
Etude expérimentale et simulation numérique des mécanismes de déformation et du comportement mécanique des alliages de zirconium après irradiation
Contrat
Thèse
Description de l'offre
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 œuvre 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.
Université / école doctorale
Sciences de la Matière (ED482)
Toulouse III
Localisation du sujet de thèse
Site
Saclay
Critères candidat
Formation recommandée
Ecole d'Ingénieur, Master 2, Science des Matériaux, Physique du Solide, Matériaux pour le Nucléaire
Demandeur
Disponibilité du poste
01/10/2026
Personne à contacter par le candidat
ONIMUS Fabien < email supprimé pour raison de sécurité >
CEA
DES/DRMP/SRMA/LA2M
Service de Recherches en Matériaux et procédés Avancés, CEA-Saclay
01-69-08-44-29
Tuteur / Responsable de thèse
Mompiou Frédéric < email supprimé pour raison de sécurité >
CNRS
CEMES
CEMES-CNRS,
29 rue Jeanne Marvig,
BP4347 31055 TOULOUSE Cedex 4
05 62 25 79 87
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