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+@article{rapanakis_cross-anisotropic_2024,
+	title = {A cross-anisotropic constitutive framework for modelling gallery intersections excavated in the Callovo-Oxfordian claystone},
+	volume = {176},
+	issn = {0266-352X},
+	url = {https://www.sciencedirect.com/science/article/pii/S0266352X24007006},
+	doi = {10.1016/j.compgeo.2024.106761},
+	abstract = {This paper presents the development of a constitutive law tailored for cross-anisotropic rocks and its application on the intersection of two perpendicular unsupported galleries excavated in the the Callovo-Oxfordian ({COx}) claystone, considered as a potential geological formation to host an underground radioactive waste repository in France. An anisotropic Drucker-Prager elastoplastic law with shear strength hardening is developed to describe the rock matrix behaviour, and the fabric tensor method is used to account for the anisotropy of material strength related to its sedimentary layered structure. The effects of material anisotropy and in-situ stress state anisotropy on the short-term mechanical behaviour of the rock surrounding the intersection area are investigated, and the extent and shape of the plastic zone is presented for different gallery orientations and construction stages. In particular, the results indicate that the distribution of orthoradial stresses and plastic strains are mainly influenced by the anisotropic nature of the rock, leading to a preferential horizontal extension of the plastic zone regardless of the orientation of the galleries. Additionally, the zone affected by the excavation of the intersection is noticeable at a distance of maximum two diameters from the walls of the main gallery.},
+	pages = {106761},
+	journaltitle = {Computers and Geotechnics},
+	shortjournal = {Computers and Geotechnics},
+	author = {Rapanakis, Panteleimon and Pardoen, Benoît and Branque, Denis and Cornet, Jan S. and Armand, Gilles},
+	urldate = {2024-10-11},
+	date = {2024-12-01},
+	keywords = {3D numerical modelling, Deep tunnels, Fabric tensor, Gallery intersections, Rock anisotropy},
+	file = {ScienceDirect Snapshot:/home/th202608/.zotero/zotero/vzpzva46.default/zotero/storage/UX3T2VKY/S0266352X24007006.html:text/html},
+}
+
+@incollection{gicquel_polycrystalline_2023,
+	title = {Polycrystalline simulations of in-reactor deformation of zircaloy-4 cladding tubes during nominal operating conditions},
+	volume = {{ASTM} {STP} 1645},
+	url = {https://hal.science/hal-04318054},
+	abstract = {Fuel cladding tubes, made of zirconium alloys are subjected, in-reactor, to a complex loading history under nominal operating conditions. Furthermore, they exhibit a complex deformation behavior resulting from irradiation induced growth, irradiation creep and thermal creep. For design and safety requirements, empirical models are usually used. To have robust physically based mechanical simulations, a self-consistent polycrystalline model has been developed. This model takes into account the various phenomena occurring at the grain scale, such as irradiation induced growth and irradiation creep. Moreover, this model takes into account the crystallographic texture of the material and the mechanical interactions between grains, depending on their orientation. Furthermore, this model is able to handle complex mechanical loading. This model is first shown to reproduce well an experimental database of in-reactor deformation of zirconium alloys. Thanks to the polycrystalline nature of this model, the effect of grain shape and creep mechanisms at the grain scale on the simulated data have been studied in detail. Next, this polycrystalline model has been introduced into a 1D Finite Element Method code, allowing the computation of stress and strain gradients through a thin cladding tube during a complex mechanical loading. This approach opens the way to physically based mechanical calculations at the component scale.},
+	pages = {118--148},
+	booktitle = {Zirconium in the Nuclear Industry: 20th International Symposium},
+	publisher = {{ASTM} International},
+	author = {Gicquel, Cécilia and Onimus, Fabien and Brenner, Renald and Helfer, Thomas and Masson, Renaud},
+	urldate = {2024-10-07},
+	date = {2023-11},
+	doi = {10.1520/STP164520220048},
+	keywords = {creep, growth, homogenization, polycrystal, self-consistent},
+	file = {HAL PDF Full Text:/home/th202608/.zotero/zotero/vzpzva46.default/zotero/storage/JC6LPGTB/Gicquel et al. - 2023 - Polycrystalline simulations of in-reactor deformat.pdf:application/pdf},
+}
+
+
+@article{onimus_polycrystalline_2022,
+	title = {Polycrystalline simulations of in-reactor deformation of recrystallized Zircaloy-4 tubes: Fast Fourier Transform computations and mean-field self-consistent model},
+	volume = {153},
+	issn = {0749-6419},
+	url = {https://www.sciencedirect.com/science/article/pii/S0749641922000559},
+	doi = {10.1016/j.ijplas.2022.103272},
+	shorttitle = {Polycrystalline simulations of in-reactor deformation of recrystallized Zircaloy-4 tubes},
+	abstract = {Fuel cladding and structural components made of zirconium alloys, used in light and heavy water nuclear reactors, exhibit, during normal operation, significant in-reactor deformation. Fast Fourier Transform ({FFT}) simulations have been conducted on large grain aggregates to simulate the in-reactor behavior of recrystallized Zircaloy-4. Original constitutive equations have been proposed to account, at the microscopic scale, for thermal creep, irradiation creep and irradiation induced growth. The evolution of irradiation defects with irradiation is taken into account, especially to deduce the local growth strain. A good description of the in-reactor behavior is obtained with irradiation defects evolution consistent with Transmission Electron Microscopy observations. The {FFT} simulations are compared to a self-consistent model. A good agreement is obtained when the behavior is linear (irradiation creep and growth) while the nonlinear response (thermal creep) is underestimated by the self-consistent model. The {FFT} simulations are also compared to the lower-bound model which neglects the interactions between grains. The lower-bound model underestimates the growth strain proving the importance of using an accurate polycrystalline model to predict the growth strain from the knowledge of the irradiation defect evolution.},
+	pages = {103272},
+	journaltitle = {International Journal of Plasticity},
+	shortjournal = {International Journal of Plasticity},
+	author = {Onimus, F. and Gélébart, L. and Brenner, R.},
+	urldate = {2024-10-07},
+	date = {2022-06-01},
+	file = {ScienceDirect Snapshot:/home/th202608/.zotero/zotero/vzpzva46.default/zotero/storage/QHLA842D/S0749641922000559.html:text/html;Version soumise:/home/th202608/.zotero/zotero/vzpzva46.default/zotero/storage/89FBLD3R/Onimus et al. - 2022 - Polycrystalline simulations of in-reactor deformat.pdf:application/pdf},
+}
+
+@thesis{gicquel_developpement_2023,
+	title = {Développement d'un modèle polycristallin pour la prédiction du comportement d'alliages de zirconium},
+	rights = {Licence Etalab},
+	url = {https://theses.fr/2023SORUS569},
+	abstract = {Les alliages de zirconium sont utilisés dans l'industrie nucléaire pour la fabrication des gaines des crayons combustibles et constituent la première barrière de confinement de la matière radioactive. En conditions nominales d'utilisation, ces matériaux se déforment sous l'influence de la température, de la pression mais également de l'irradiation. Ces effets se manifestent par trois modes de déformations : le fluage d'irradiation, la croissance sous irradiation et le fluage thermique. Afin de comprendre et caractériser ces déformations, des essais expérimentaux sont généralement réalisés. Des modèles empiriques peuvent alors être établis et introduits dans des calculs de structure pour prédire le comportement des gaines en réacteur et garantir l'intégrité des crayons combustibles. Ces modèles sont limités au cadre expérimental de leur identification et leur fiabilité n'est plus assurée lorsque les conditions d'études sont modifiées. Afin de pallier ces manques, le recours à des modèles micromécaniques et à des méthodes d'homogénéisation est une voie privilégiée. L'objectif de ce travail est donc de développer un modèle polycristallin, permettant de prédire le comportement élastoviscoplastique des alliages de zirconium. Cette démarche n'est pas récente et a été initiée depuis plusieurs décennies. Le développement de la puissance de calcul permet cependant d'élargir les ambitions de ces modèles en les intégrant dans des calculs de structure. Afin d'évoluer dans cette direction, ce travail a été orienté par des choix à la fois, sur la formulation du problème à résoudre en adoptant pour le comportement considéré une formulation à variables internes, mais également sur l'outil numérique de développement en choisissant le logiciel {MFront} pour l'écriture et l'intégration des équations du problème considéré. Au cours de ce travail, un modèle polycristallin a été implémenté dans un cadre viscoélastique linéaire non-vieillissant pour décrire le comportement en fluage d'irradiation et en croissance sous irradiation des gaines de zirconium en réacteur. Ses paramètres ont été identifiés sur une base d'essais expérimentaux, réalisés sur des tubes en Zircaloy-4 à l'état recristallisé et à l'état détendu. En prévision de son intégration au calcul de structure, il a été utilisé dans un code éléments finis 1D, pour simuler la réponse mécanique de la gaine dans son épaisseur, à un chargement typique en réacteur. La comparaison des résultats de simulation aux données expérimentales montre que le modèle reproduit convenablement le fluage sous irradiation dans le régime stationnaire, mais qu'il prédit un fluage transitoire trop faible. Le couplage viscoélastique seul ne suffit donc pas à décrire le comportement en début de chargement. Des évolutions ont ainsi été envisagées, notamment en perspective immédiate de ce travail, la prise en compte de la composante de fluage thermique de nature viscoplastique.},
+	institution = {Sorbonne université},
+	type = {These de doctorat},
+	author = {Gicquel, Cécilia},
+	editora = {Brenner, Renald and Onimus, Fabien and Masson, Renaud},
+	editoratype = {collaborator},
+	urldate = {2024-10-07},
+	date = {2023-12-06},
+	keywords = {531.382, Élastoviscoplasticité, Elastoviscoplasticity, Homogénéisation, Homogénéisation (équations différentielles), Homogenization, Polycristaux, Polycrystals, Zirconium -- Alliages},
+}
+
 @article{nagel_hierarchical_2024,
 	title = {Hierarchical modelling in benchmarking, analysis and code development for coupled geo-processes},
 	volume = {n/a},

docs/web/publications.md

@@ -13,6 +13,7 @@ eqnPrefixTemplate: "($$i$$)"
 
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 nocite: |
+    @rapanakis_cross-anisotropic_2024
     @nagel_hierarchical_2024
     @machado_alves_da_fonseca_viscoplastic_2024
     @ribeiro_nogueira_eikonal_2024
@@ -36,6 +37,8 @@ nocite: |
     @lorenzo_exploring_2024
     @simo_novel_2024
     @singh_irradiation_2024
+    @gicquel_polycrystalline_2023
+    @gicquel_developpement_2023
     @loiseau_formulation_2023
     @thuillet_modelisation_2023
     @wang_modelling_2023
@@ -56,6 +59,7 @@ nocite: |
     @zhang_modeling_2023
     @siedel_approche_2023
     @soleilhet_numerical_2023
+    @onimus_polycrystalline_2022
     @mollens_development_2022
     @draup_development_2022
     @fokam_implantation_2022