Comportement mécanique en compression du dioxyde d'Uranium à température élevée et haute vitesse de sollicitation
| Autor: | Salvo, Maxime, Sercombe, Jérôme, MENARD, Jean-Claude, ALESSANDRI, Jean-Pierre, DESOYER, Thierry |
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| Přispěvatelé: | Association Française de Mécanique, Service irevues, irevues |
| Jazyk: | francouzština |
| Rok vydání: | 2013 |
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| Zdroj: | CFM 2013-21ème Congrès Français de Mécanique CFM 2013-21ème Congrès Français de Mécanique, Aug 2013, Bordeaux, France |
| Popis: | Colloque avec actes et comité de lecture. Internationale.; International audience; Lors d’un accident d’injection de réactivités (RIA : Reactivity Initiate Accident) la température du combustible nucléaire croît en quelques millisecondes de plus de 1000°C ce qui conduit à des contraintes de compression très forte dans le matériau. Il est naturellement impossible de reproduire un RIA en conditions réelles. Néanmoins, des essais visant à simuler un RIA ont été réalisés en réacteurs expérimentaux (Papin, et al., 2007). L’interprétation de ces essais, la transposition des résultats aux conditions réelles attendues en réacteur de puissance et l’évaluation des risques de rupture des gaines nécessitent le développement de codes de calculs capables de reproduire le comportement thermomécanique des crayons combustibles lors du transitoire. Les gammes de sollicitation et plus particulièrement la vitesse de déformation vues par le combustible lors de ce type d’accident dépassent les limites de validité des lois de comportement actuellement utilisées dans les codes (Monerie et Gatt, 2006). C’est pourquoi une étude approfondie de la céramique nucléaire dans les domaines de température et de vitesse de déformation propres au RIA a été entreprise. L’étude présentée dans cet article, à caractère expérimentale, porte donc sur le comportement mécanique de l’UO2 pour des températures comprises entre 1100 et 1700°C et des vitesses de déformation entre 1.10-4/s et 1.10-1/s. Nous allons illustrer l’influence de la température sur le comportement mécanique de l’UO2 à haute vitesse de sollicitation, l’impact de l’augmentation de cette vitesse et enfin les observations microstructurales qui permettent de caractériser le type d’endommagement apparu lors des essais. Monerie, Y., et Gatt, J.-M. (2006). Overall viscoplastic behavior of non-irradiated porous nuclear ceramics. Journal of Nuclear Materials. Papin, J., Cazalis, B., Frizonnet, J.-M., Desquines, J., Lemoine, F., Georgenthum, V., Petit, M. (2007). Summary and interpretation of the CABRI REP–Na program. Nuclear technology. |
| Databáze: | OpenAIRE |
| Externí odkaz: |
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