La vitrification des déchets nucléaires est une solution actuellement retenue pour le stockage des déchets nucléaires. Les matériaux vitrocéramiques, envisagés pour cette application, sont constitués d’une matrice de verre et d’inclusions de phases cristallines. Riches en éléments radioactifs, ces inclusions subissent une auto-irradiation ayant pour conséquence leur gonflement, susceptible d’engendrer une fissuration de la matrice de verre. Il est nécessaire de connaitre le taux d’inclusions maximal en dessous duquel le matériau ne fissure pas. Une étude expérimentale sur matériaux radioactifs, élaborés et suivis au court du temps, coûte excessivement cher et le développement d’une approche numérique pourrait permettre de mieux cibler les matériaux à étudier.
Suite aux travaux de thèse de Gérald Feugueur sur le sujet ayant mis en évidence une difficulté des modèles actuels à dissocier initiation et propagation des fissures, l’objectif principal est ici de développer et tester un modèle de champ de phase amélioré intégrant un critère de nucléation de fissure indépendant de l’élasticité, basé sur des modèles régularisés de plasticité adoucissante. L’implémentation du modèle sera réalisée en utilisant la méthode des éléments finis (code FEniCS) et une méthode alternative utilisant les transformées de Fourier (code AMITEX). En complément d’une validation croisée, l’implémentation la plus efficace sera retenue pour une application à des microstructures 3D de grande taille. Des échanges étroits avec le CEA Marcoule permettront de caractériser la microstructure des matériaux et une expérience en cours devrait permettre d’analyser la fissuration potentielle de ces matériaux sous auto-irradiation.