Analyses multi-échelles du comportement en fluage d'alliages de zirconium

Zirconium alloys are used in the nuclear industry as fuel cladding tubes in order to prevent radionuclide leaks into primary loop. They are also used to ensure an efficient heat transfer between nuclear fuel and primary water. Under operating conditions, these alloys are subjected to intense thermal-mechanical and neutronic sollicitations. The mechanical wear of fuel rods is a key element in nuclear reactor safety. During this work, TEM investigations have been carried out by coworkers in order to quantify driving plasticity mechanisms in investigated stress and temperature range. The main result of this study is that the prismatic glide of screw dislocations remains the main plasticity mechanism. It is frequently associated with a cross slip mechanism on pyramidal planes. These experimental observations have been implemented into a multiscale approach, thus providing a better description of the phenomenon. The results of a characterization campaign of the multiaxial creep behavior at 400°C of recrystallised Zircaloy-4 are used in this work and a micromechanical interpretation is proposed. The Elasto-Visco-Plastic (EVP) behavior is also characterized with relaxation tests between 280°C and 430°C. Analysis of experimental results indicates macroscopic effects of dynamic strain ageing. At the same time, Finite Element computations on polycrystalline aggregates were undertaken and a procedure for the statistical estimation of intraphase mean mechanical fields is proposed. For a sufficient number of statistical realizations, it is shown that this estimator allows the precise determination of the analytical solution provided by the self consistent model within the framework of anisotropic elasticity. Thus, this procedure was applied to an EVP medium. It seems that rule allow a good description of numerical observations. However, EVP flow of quasi-elastic crystallographic phases remains difficult to describe. The aim of this PhD is to develop models of EVP behavior of zirconium alloys. Our approach is based on a physical description of driving phenomena. The idea is to obtain a good description of a very pronounced mechanical anisotropy of zirconium alloys. The direct implementation of crystallographic texture and plasticity mechanisms in a polycrystalline model allows a good description of multiaxial creep behavior. For industrial purposes, models are simplified and a mixed yield criterion is proposed to describe yield surfaces simulated with the polycrystal approach. This modelling strategy is finally applied to the behavior of recrystallized Zy-4 at 20 and 400°C. To conclude this work, irradiation effects on mechanical behavior of zirconium alloys have been studied through published works and a micromechanical approach is proposed in order to take into account the micromechanisms responsible for strain under irradiation of zirconium alloys.Les alliages de Zirconium sont utilisés dans l'industrie électronucléaire en tant que matériau de gainage du combustible. Les tubes assurent, entre autres, la fonction de confinement des produits de fission et d'échangeur thermique entre le combustible et le fluide caloporteur du circuit primaire. En service, les alliages sont soumis à des sollicitations thermomécaniques et neutroniques très sévères. La tenue mécanique des crayons combustibles à ces sollicitations constitue un point clé dans le bon fonctionnement des réacteurs nucléaires. Au cours de cette étude, des investigations en Microscopie Electronique en Transmission ont été entreprises par des collaborateurs afin de quantifier les mécanismes de plasticité actifs pour les domaines de contrainte et de température visités. Il ressort de cette étude que le mécanisme de glissement prismatique des dislocations vis reste majoritaire et qu'il est fréquemment accompagné d'un mécanisme de glissement dévié sur les plans pyramidaux. Ces observations expérimentales ont été intégrées dans une modélisation multiéchelle et permettent une description plus fine des phénomènes. Une campagne de caractérisation du comportement en fluage multiaxial à 400°C de l'alliage Zircaloy-4 recristallisé est exploitée dans ce travail et une analyse micromécanique du comportement est proposée. Le comportement Elasto-Visco-Plastique (EVP) est également caractérisé au travers d'essais de relaxation entre 280°C et 430°C mettant en évidence des manisfestations macroscopiques du vieillissement dynamique. Parallèlement à ce travail, des calculs éléments finis sur agrégats polycristallins ont été entrepris et une stratégie d'estimation statistique des champs mécaniques moyens intraphases a été proposée. Cet estimateur permet de retrouver, pour un nombre suffisant de réalisations statistiques, la solution analytique fournie par le modèle autocohérent dans le cadre d'un comportement élastique anisotrope avec une précision satisfaisante. La démarche a donc été appliquée à un milieu EVP et il semble que le modèle en permette de décrire convenablement les observations numériques. Toutefois, l'écoulement élastoviscoplastique des phases cristallographiques présentant un comportement quasi-élastique reste difficile à décrire. L'objectif de la thèse est de développer des modélisations du comportement EVP d'alliages de zirconium en fondant notre approche sur une description physique des phénomènes mis en jeu. L'idée est de parvenir à décrire l'anisotropie, très prononcée, du comportement mécanique des alliages de zirconium. La prise en compte de la texture cristallographqiue et des mécanismes de déformation actifs au travers d'un modèle polycristallin permet de décrire avec une précision satisfaisante le comportement en fluage multiaxé à 400°C. Dans une démarche d'implémentation industrielle, les modèles ainsi élaborés sont simplifiés et un critère d'écoulement mixte est proposé afin de décrire les surfaces de charge simulées par le modèle polycristallin. Une démarche de modélisation phénoménologique mlultimécanisme est finalement appliquée au comportement à 20°C et à 400°C du Zircaloy-4 recristallisé. Enfin, les effets de l'irradiation sur le comportement mécanique des alliages de zirconium sont étudiés au travers d'une revue bibliographique et une démarche de modélisation est proposée dans le but de prendre en compte les mécanismes responsables de la déformation sous irradiation des alliages de zirconium