Application des développements numériques au compactage de tubes

APPLICATION DES DEVELOPPEMENTS NUMERIQUES AU COMPACTAGE DE TUBES EN ZIRCALOY 4

A la différence des trois chapitres précédents qui étaient centrés sur le développement de méthodes numériques, ce chapitre est à vocation applicative. Outre l’intérêt physique et industriel de cette d’application, cet exemple nous permettra de mettre en pratique et de tester les principales caractéristiques du code FORGE2 MULTIMATERIAUX : la non linéarité du comportement, les grandes déformations, l’aspect multi-domaines et multi-matériaux, et la propagation de fissures. L’étude qui suit consiste à modéliser le compactage de tubes en zircaloy 4 irradiés en réacteur à eau pressurisée (REP), afin de mettre en évidence les mécanismes de déformation et de rupture lors de l’essai de compactage. Pour cela, nous commencerons par présenter brièvement le contexte industriel de l’étude, le fonctionnement d’une centrale nucléaire, et ses principaux constituants. Nous présenterons ensuite plus particulièrement le zircaloy 4, alliage à base de zirconium, et nous verrons les propriétés pour lesquelles ce matériau a été retenu. Puis, nous étudierons les principaux effets de l’irradiation sur les propriétés mécaniques du zircaloy 4. Toute cette première partie aura donc pour but de présenter le contexte de notre étude ainsi que le matériau que nous étudierons. Dans la seconde partie, nous nous attacherons plus particulièrement à déterminer le comportement mécanique de tubes en zircaloy 4 pour l’essai spécifique de compactage. Des essais expérimentaux sur le matériau irradié n’étant pas envisageables ici (les impératifs de sécurité rendent le coût des essais exorbitant), nous chercherons un état métallurgique du zircaloy 4 dont les propriétés mécaniques sont suffisamment proches de celles du matériau irradié pour l’essai de compactage. Cela nous permettra notamment de valider les résultats numériques dans la partie suivante. La troisième partie sera consacrée à la modélisation numérique de l’essai de compactage. Outre l’intérêt de cette application pour étudier les mécanismes de déformation des tubes en zircaloy 4 lors du compactage, nous pourrons également utiliser successivement tous les outils importants qui ont été décrits dans les premiers chapitres. Nous commencerons par valider la loi de comportement monomatériau déterminée précédemment sur un essai de dépliage d’un demi-tube. Puis, nous utiliserons les caractéristiques multi-domaines du code pour simuler le compactage de trois tubes superposés. Nous utiliserons enfin les développements en mécanique de la rupture pour modéliser les compactage d’un tube jusqu’à rupture complète. Dans la quatrième partie, nous aborderons le thème de l’oxydation des tubes en zircaloy 4 entraînant l’apparition d’une fine couche d’oxyde de zirconium (la zircone) sur les faces interne et externe du tube. Nous montrerons la complexité de cette oxydation, et son influence sur les propriétés mécaniques du matériau. Nous présenterons également la modélisation du compactage d’un tube oxydé, en insistant sur les hypothèses simplificatrices nécessaires à l’heure actuelle pour y parvenir. Cela nous amènera finalement à discuter des développements nécessaires pour modéliser avec précision un tel exemple d’application.

Le parc nucléaire français, décidé et conçu principalement au moment du choc pétrolier de 1973, est maintenant achevé depuis quelques années. Si le nucléaire représente actuellement 17% de l’électricité totale produite dans le monde, la production d’électricité en France est réalisée à 76% par le parc nucléaire (1995). L’essentiel du parc EDF est composé de réacteurs à eau pressurisée (REP). Ces réacteurs utilisent de l’eau maintenue sous pression à l’état liquide, qui circule dans un circuit primaire, et échange ses calories dans des générateurs de vapeur. La puissance dégagée dans le cœur (1) d’une chaudière nucléaire (FigureIV.I.) permet de chauffer l’eau d’un premier circuit (2). Cette eau est entraînée par une pompe (5), et maintenue en pression par un pressuriseur (4). Cette eau chauffée est ensuite transformée en vapeur à l’aide du générateur de vapeur (3). Enfin l’ensemble de la chaudière est située dans une enceinte de confinement en béton armé (6). Notons que cette enceinte ne sert qu’en cas d’accident, puisque le confinement de toute fuite radioactive est assuré dans un premier temps par les gaines en zircaloy 4 entourant le combustible nucléaire, et dans un deuxième temps par l’enceinte étanche du circuit primaire. Dans notre étude, nous allons nous intéresser au comportement mécanique des gaines en zircaloy 4 (appelées crayons) qui contiennent un empilement de pastilles de combustible (oxyde d’uranium fritté). Ces crayons sont obturés par des bouchons soudés, et les pastilles sont comprimées à l’aide d’un ressort aménageant en partie supérieure du crayon une chambre d’expansion qui permet de limiter la pression interne due au relâchement des gaz de fission. Enfin, on pressurise les crayons à l’hélium, de façon à diminuer les contraintes et la fatigue du gainage. Le cœur du réacteur est composé de 205 assemblages combustibles disposés verticalement. Chacun de ces assemblages est constitué de 264 crayons combustibles assemblés en un réseau carré de 17*17 crayons (Figure IV.2.). Comme nous l’avons précisé précédemment, ces gaines en zircaloy 4 constituent la première barrière de confinement des matières radioactives. C’est pourquoi la tenue sous irradiation des matériaux constituant l’assemblage combustible est un des facteurs essentiels de son comportement en réacteur avec la tenue à la température et à la corrosion. De nombreuses études ont donc été menées sur la mise en forme des gaines en zircaloy 4 [Mulot 1997], [Logé 1999], sur leur tenue en réacteur, mais aussi sur leur oxydation [Parise 1996] et leur hydruration [Prat 1994] en réacteur. Lorsque ces gaines arrivent en fin de vie, la question de la gestion de ce déchet se pose. Elle constitue la préoccupation principale de l’opinion publique actuellement. De plus, elle est prise en charge intégralement par les exploitants nucléaires, ce qui est rarement le cas dans la plupart des industries.