Étude Macro et Microscopique du Comportement Viscoplastique d'Alliages de Zirconium Sollicités Thermo-mécaniquement entre 300°C et 420°C

Macro and microscopic study of the thermo-mechanical behaviour of zirconium alloys between 300 and 420°C

• Auteur / Autrice : Rautenberg Martin
• Direction : Dominique Poquillon, Xavier Feaugas
• Type : Thèse de doctorat
• Discipline(s) : Sciences et génie des Matériaux
• Date : Soutenance le 11/05/2012
• Etablissement(s) : Toulouse, INPT
• Ecole(s) doctorale(s) : École doctorale Sciences de la Matière (Toulouse)

Mots clés

Mots clés libres

Zirconium

Plasticité

Fluage

Anisotropie

Met

Zirconium

Plasticity

Creep

Anisotropy

Tem

Résumé

Dans l'industrie nucléaire, les composants en alliages de zirconium (Zr) sont utilisés comme éléments de structure dans les assemblages combustibles. La fabrication de ces éléments, leur utilisation en Réacteur à Eau Pressurisée (REP) et leur stockage avant retraitement induisent, entre autres, des sollicitations thermo-mécaniques complexes. Ce travail, grâce à une approche expérimentale multi-échelles, propose de mieux préciser les mécanismes de déformation qui sont à considérer. Pour cela, nous avons mené, sur des échantillons prélevés sur des composants en alliage de Zr destinés à être utilisés en REP, des essais mécaniques (fluage, traction, relaxation) et, d'autre part, des caractérisations microstructurales. Des essais de fluage multiaxial ont ainsi permis de mettre en évidence une anisotropie de comportement, dont l'origine physique a été montrée au moyen d'analyses en diffraction des électrons rétrodiffusés (EBSD) et d'observations en Microscopie Electronique en Transmission (MET). Par une démarche similaire, nous avons aussi identifié la nature des mécanismes accommodant la déformation à l'échelle du grain et à celle du polycristal. Ainsi, les incompatibilités de déformation intergranulaires et les cinétiques d'écoulement viscoplastiques identifiées expérimentalement s'expliquent par l'intervention de processus de traînage d'espèces en solutions par les dislocations, ainsi que l'activation locale de vieillissement dynamique. Enfin, nous avons esquissé des pistes pour l'utilisation de ces résultats dans des modélisations numériques.

In the nuclear industry, zirconium (Zr) based alloys are used as core structural materials in Pressurized Water Reactors (PWRs). The manufacturing of those components, and their environment during or after their use in PWRs induce complex thermo-mechanical loadings. This work, through a multi-scale experimental approach, proposes to focus on the deformation mechanisms that occur during those loadings. Using samples taken from Zr alloy components, we carried out different mechanicals tests (creep tests, tensile tests, relaxation tests) and microstructural characterizations. Results of multiaxial creep tests were correlated to Transmission Electron Microscope (TEM) observations and Electron BackScattered Diffraction (EBSD) analyses. Therefore, the macroscopic creep anisotropy was related to the physical mechanisms observed at the dislocation scale and during mesoscopic measurements. Our conclusions also show that the viscoplastic properties obtained experimentally match a control of dislocation mobility by solute species dragging processes. Further, the intergranular strain incompatibilities that we observed could be explained by local activations of dynamic strain ageing mechanisms. Finally, we used our results to suggest improvements on physically-based modelling techniques.