SharePoint
Aide
IRSN, Institut de radioprotection et de sûreté nucléaire

Search our site :

ok

Contact us :

ok
En Fr

Enhancing Nuclear Safety


Research

Authorisation to Direct Research (HDR)

Contribution à l’analyse de la rupture des composants mécaniques polycristallins


Jean Desquines has defended his HDR on 30th January 2015

in Cadarache.



Jury

Mrs Marie-Christine Baietto (INSA-Lyon)
Mr Bruno Michel (CEA)
Mrs Nathalie Moncoffre (IN2P3)
Mr Arthur Motta (PennState University)
Mrs Sylvie Pommier (ENS Cachan)


​Abstract
Cette soutenance d'habilitation à diriger des recherches porte sur une vingtaine d'années d'activités dédiées à l'analyse de la rupture des composants mécaniques polycristallins. Trois principaux domaines de la mécanique des milieux continus et fissurés ont donné lieu à des études approfondies : l'analyse limite, les facteurs d'intensité des contraintes et l’intégrale J. Une contribution plus modeste concerne l'utilisation de la simulation couplée du comportement et de l’endommagement. Ces études portent sur des techniques de maillage, mais aussi sur la modélisation de composants fissurés et le calcul des paramètres décrivant l'intensité du chargement appliqué. Les travaux présentés ont été menés assez systématiquement en gardant un lien fort avec les caractéristiques microstructurales du matériau polycristallin. On met en évidence l'apport essentiel des études fractographiques et de la description du comportement des matériaux à l’échelle sub-granulaire. Les travaux réalisés soulignent les limites possibles dans le rapprochement de la simulation et des analyses microstructurales. Pour autant, ces disciplines restent complémentaires afin d'établir une modélisation validée des conditions de rupture de composants mécaniques polycristallins.

Des études sur la fatigue des matériaux découlant de ces différentes contributions sont évoquées. Dans ce contexte, des développements de codes de simulation de la propagation des fissures en fatigue, y compris sous chargement complexe, sont brièvement décrits.

Pendant ces quinze dernières années, mon activité a été dédiée aux alliages de zirconium mis en œuvre pour la réalisation des crayons de combustible dans les cœurs des centrales nucléaires à eau pressurisée. La gaine de combustible constitue la première barrière dans le maintien de la sûreté des réacteurs. Différents scénarios accidentels sont envisagés permettant de délimiter les conditions d'utilisation acceptables de ces composants. La corrosion et l'hydruration, affectant la tenue mécanique de la gaine au cours de son exploitation sont décrits en détails. Des modélisations et des interprétations sur la rupture des composants pour les accidents de transport ou d’injection de réactivité sont alors détaillés.




Close

Send to a friend

The information you provide in this page are single use only and will not be saved.
* Required fields

Recipient's email:*  

Sign with your name:* 

Type your email address:*   

Add a message :

Do you want to receive a copy of this email?

Send

Cancel

Close

WP_IMPRIMER_TITLE

WP_IMPRIMER_MESSAGE

Back

Ok