Soutenance de thèse : Carlos Cifuentes Quintal

L’exploitation sûre et le développement des réacteurs actuels et de prochaine génération exigent une connaissance approfondie des propriétés des matériaux et, partant, des préparations d’échantillons qui n’altèrent pas la microstructure du combustible tout en restant compatibles avec des analyses locales. Le micro/macro-usinage par laser est étudié ici comme solution visant à réduire les impacts et dommages potentiels associés aux procédés de fabrication.

Dans ce contexte, cette thèse établit une stratégie intégrée de micro/macro-usinage par laser à impulsions ultracourtes de combustibles nucléaires,appliquée au dioxyde d’uranium vierge, en combinant la construction d’un banc expérimental et une modélisation de la thermique associé. Des mesures de température in-situ par thermographie infrarouge,sont mobilisées en complément pour quantifier et interpréter l’étendue de la zone affectée thermiquement.

Avant l’étude de la céramique nucléaire, une étape d’évaluation a été réalisée sur un matériau test, le graphite, afin de valider et de s’approprier les protocoles expérimentaux et d’analyse. Les principaux résultats montrent, pour l’UO2, un seuil d’ablation de 0,56 ±0.01 J/cm2 (à 1030 nmet 300 fs) avec un coefficient d’incubation de 0,72 à 0,333MHz. Une fenêtre opératoire est identifiée pour limiter les effets thermiques : fluence ⩽ 4 J/cm2, pas latéral 4–5 μm (recouvrement 80–85 %), vitesse 1,3–1,7 m/s à 0,333 MHz, avec un délai inter-passages 100 ms destiné à prévenir l’échauffement cumulatif de l’échantillon. Pour conserver l’intégrité des échantillons, nous avons fixé un critère T < 200 °C pour la zone affectée thermiquement. Dans ces conditions, la ZAT latérale typique est de 5–7μm et les découpes sub-millimétriques présentent des bords réguliers. 

En conclusion, l’approche couplée mesures–modélisation fournit des règles opératoires, du tir unique à la découpe, et un cadre de transposition vers d’autres céramiques nucléaires et, à terme, vers des combustibles irradiés où le contrôle des effets thermiques est plus déterminant.

Mots-clés : Micro/macro-usinage, laser, combustible nucléaire, des propriétés matériaux.

The safe operation and the development of current and next-generation reactors require an in-depth understanding of materials properties and, consequently, sample preparation routes that do not alter the fuel microstructure while remaining compatible with local analyses. Laser micro/macro-machining is investigated here as a solution to mitigate the impacts and potential damage associated with fabrication processes.

In this context, this dissertation establishes an integrated strategy for ultrashortpulse laser micro/macro-machining of nuclear fuels, applied to virgin uranium dioxide (UO2), by combining the construction of a dedicated experimental platform with thermal modelling. Complementary in-situ infrared thermography is employed to quantify and interpret the extent of the heat-affected zone. 

Prior to the study of the nuclear ceramic, an assessment step was carried out on a test material, graphite, to validate and appropriate the experimental and analysis protocols. The main results show, for UO2, an ablation threshold of 0,56 ±0.01 J/cm2 (at 1030 nmand 300 fs) with an incubation coefficient of 0.72 at 0.333MHz. A process window is identified to limit thermal effects: fluence ⩽ 4 J/cm2, hatch spacing 4–5 μm (overlap 80–85 %), scan speed 1.3–1.7 m/s at 0.333MHz, with an inter-pass delay of 100 ms to prevent cumulative heating of the specimen. To preserve sample integrity, we adopt the criterion T< 200 °C for the heat-affected zone. Under these conditions, the typical lateral extent is 5–7 μmand sub-millimetre cuts exhibit regular edges. 

In conclusion, the coupled measurement–modelling approach provides operating rules from single-pulse to cutting regimes, together with a
framework transferable to other nuclear ceramics and, ultimately, to irradiated fuels where control of thermal effects is even more critical.

Keywords: laser micro macro-maching, laser, nuclear fuel, materials properties.