Etude des processus de formation des microcavites dans les alliages ferritiques des cuves de reacteurs nucleaires

par XIAO HUA LI

Thèse de doctorat en Sciences appliquées

Sous la direction de P. MOSER.

Soutenue en 1996

à Grenoble 1 .

    mots clés mots clés


  • Résumé

    Les cuves des reacteurs a eau pressurisee se fragilisent sous irradiation neutronique. L'etude des mecanismes responsables donne des informations sur la duree de vie de ces cuves, ainsi que le choix des aciers constitutifs. De nombreuses interpretations font intervenir la precipitation sous irradiation, ou la formation de grosses cavites. Pour notre part, nous avons utilise la technique consistant a mesurer la duree de vie de positions injectes dans les materiaux soumis a l'etude. Cette technique est interessante pour traiter ce probleme, car les positions sont attires et pieges aux espaces vides de l'echantillon. Dans les cas favorables, elle permet l'evaluation de la taille et la concentration des espaces vides, dans une gamme bien inferieure a la limite de detection des meilleurs microscopes. Ainsi, la technique des positions excelle dans une gamme de concentration de 0. 1 a 100 lacunes par million d'atomes, et pour des tailles de cavites comprises entre 0. 5 et 50 volumes atomiques. Les irradiations etaient simulees par une dose standard de 10#1#9 electrons par cm#-#2, a 27, 150 et 288c, obtenus avec l'accelerateur d'electrons de 3 mev du ceng. Nos resultats different notablement des publications des autres ecoles, neanmoins nous precisons que nos resultats sont valables sous irradiation electronique. Nous avons mis en evidence que le phenomene essentiel n'est pas la precipitation sous irradiation, mais le stockage transitoire d'une forte concentration lacunaire par piegeage aux impuretes cu, c ou n. La liberation de celle-ci formerait de petites cavites de 6 a 10 lacunes, qui par elles memes ne semblent pas responsables de la fragilisation. Mais ces cavites grossissent dangereusement (taille superieures a 50 volumes atomiques), si des dislocations non decorees sont presentes. De telles dislocations peuvent etre introduites fortuitement par un ecrouissage accidentel et une temperature d'irradiation legerement inferieure a la temperature de fonctionnement, a savoir 288c. (les dislocations resultant des traitements thermiques et presentes en grand nombre dans les alliages industriels n'ont pas d'influence car elles sont fortement decorees par du carbone. ) l'azote exerce une action importante. Son etude est difficile car son action est souvent confondue avec celle du carbone. Nous avons dispose d'echantillons de fen, avec une teneur en carbone inferieure a 10#-#5 c/at. , ou l'azote avait ete introduit en phase liquide. Dans ce cas, l'azote stabilise considerablement le reseau de dislocations et favorise sous irradiation la germination de cavites de grandes tailles


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  • Détails : 120 P.
  • Annexes : 66 REF.

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