Abstract FR:

Les gaines nucléaires en Zircaloy-4 constituent la barrière primaire protégeant l'environnement externe des pastilles de combustible et des produits de fission. Cette thèse a pour objectif une meilleure compréhension du comportement thermomécanique du Zirca-loy-4 au cours des périodes transitoires de transport et d'entreposage des assemblages de combustibles usagés. Un premier modèle couplé de restauration et de germination-croissance des grains a été développé qui permet de reproduire le comportement du Zircaloy-4 observé expérimentale-ment au cours des étapes de restauration et de recristallisation. Il permet de prédire les dé-formations et les températures critiques en condition isotherme ainsi que le comportement du Zircaloy-4 au cours d'étapes de recristallisation en conditions anisothermes. Un second modèle à variables internes de type Kocks-Mecking-Estrin a été développé dans le but d'introduire le durcissement cinématique associé aux contraintes d'incompatibilité en-tre les grains. Un modèle de désépinglage des dislocations mobiles a été couplé, permettant de décrire le pic d'écoulement dans le matériau complètement recristallisé. Ce couplage permet de reproduire les essais expérimentaux de fluage et en traction à vitesse constante, réalisés sur du Zircaloy-4 détendu ou recristallisé. Les interactions élastiques entre l'hydrogène en solution solide et les dislocations ont été examinées en utilisant le modèle développé par Château et al. . L'écrantage élastique a pu ainsi être introduit dans les modèles d'évolution de la microstructure et de déformation plas-tique développés. Les résultats obtenus sont en accord qualitatif avec les résultats expéri-mentaux obtenus.