Étude expérimentale et modélisation numérique du comportement plastique des alliages de zirconium sous et après irradiation

par Julie Drouet

Thèse de doctorat en Physique de la matière

Sous la direction de Frédéric Mompiou.

Soutenue en 2014

à Toulouse 3 .


  • Résumé

    Les alliages de zirconium recristallisés sont utilisés dans les réacteurs à eau pressurisée (REP) comme matériaux d'assemblage et de gainage du combustible nucléaire. Durant leur usage en réacteur, ils sont exposés à des conditions d'irradiation qui créent en leur sein une grande densité de défauts et affectent leur comportement mécanique. A l'échelle macroscopique, ces modifications de comportement mécanique sont bien connues et caractérisées, mais les mécanismes microscopiques à leur origine restent mal connus et compris. Afin de mieux les comprendre, une étude des mécanismes d'interactions entre dislocations mobiles, vecteurs de la plasticité, et défauts d'irradiation a été entreprise. Deux techniques, l'une expérimentale et l'autre numérique, ont été employées. Expérimentalement, des éprouvettes de Zircaloy-4 pré-irradiées ont été mises en traction dans un microscope électronique en transmission (MET) afin d'observer in situ les interactions entre les dislocations mobiles et les boucles d'irradiation. Elles révèlent que les boucles de dislocations forment à température ambiante des obstacles forts qui ralentissent ou bloquent les dislocations, jusqu'à ce que celles-ci les contournent. Ces observations sont cohérentes avec le phénomène de durcissement induit par irradiation. L'absorption de boucles a également été observée, ce qui est cohérent avec le balayage progressif des boucles de dislocations observé dans un matériau massif pré irradié puis sollicité mécaniquement. La simulation à l'aide d'un code de dynamique des dislocations (DD), NUMODIS, des interactions entre des dislocations mobiles situées dans les plans prismatiques ou basaux de la maille HCP et des boucles de dislocation a été effectuée. Ces résultats sont en bon accord avec ceux d'une récente étude des interactions entre dislocations glissant dans les plans prismatiques et boucles de dislocations par Dynamique Moléculaire (DM), ce qui permet l'extension confiante de l'étude de DD aux interactions impliquant des dislocations glissant dans un plan de base, non étudiées en DM à ce jour. L'ensemble de cette étude établit les mécanismes microscopiques qui permettent d'expliquer le phénomène de canalisation de la déformation dans le plan de base de la maille HCP et propose des explications de la canalisation préférentielle dans les plans de base observée expérimentalement. Elle met également à jour des pistes d'approfondissements nécessaires afin de créer une véritable liaison quantitative entre la DM et la DD dans une démarche multi-échelle. L'interaction entre une dislocation vis glissant dans un plan pyramidal et une boucle, observée en MET in situ, a été simulée en DD, à la même échelle spatiale et temporelle. La simulation révèle la formation d'un tour d'hélice sur la dislocation vis, comme observé expérimentalement et montre pour la première fois qu'un accord spatial et temporel entre simulation de DD et MET in situ est possible. Cette étude ouvre de nouvelles perspectives : si les paramètres des simulations de DD sont ajustables sur les simulations à l'échelle atomique grâce à des simulations de DM dédiées, ceux-ci peuvent également être ajustés sur des situations observées expérimentalement. Les bases d'une étude des mécanismes microscopiques à l'origine du fluage d'irradiation des alliages de zirconium ont également été posées. L'observation combinée en MET in situ et post mortem d'échantillons irradiés sous contrainte n'a pas permis de mettre en évidence de montée de dislocations, et cette étude doit être poursuivie à des températures plus élevées et plus proches des conditions en réacteur, où la diffusion peut alors jouer un grand rôle.

  • Titre traduit

    Experimental study and numerical modeling of plastic behaviour of zirconium cladding under and after irradiation


  • Résumé

    Recrystallized zirconium alloys are widely used as constitutive material of claddings and cladding tubes in Pressurized Water Reactors (PWR). During their lifetime in reactor, these elements are submitted to irradiation, creating a large amount of defects and changing their mechanical behavior. Despite the broad knowledge of macroscopic modifications due to irradiation, microscopic mechanisms involved remain partially known and understood. This study aims to clear up that point using two different means to investigate interactions between moving dislocations and dislocation loops created by irradiation. The experimental one is based on straining pre irradiated Zircaloy-4 samples containing dislocation loops in a transmission electron microscope (TEM). Mobile dislocations are observed to interact with these loops, following different mechanisms. Loops can act as strong obstacles to moving dislocations, pinning their further glide and hardening the material. Therefore, this type of mechanism participates in irradiation hardening. They have also been observed to be absorbed by dislocations, showing the ability of dislocations to clear up defects. This mechanism explains the formation of clear bands observed in the material after irradiation and mechanical testings. The numerical one is based on Discrete Dislocation Dynamics simulations of interactions between mobile dislocations in prismatic or basal planes of the HCP lattice and loops, using NUMODIS. The results of this study are consistent with a recent study of interactions of dislocations in a prismatic plane and loops studied by molecular dynamics (MD). The counterpart of this study with gliding dislocations in the basal plane, performed only using DD simulations, show interesting explanations of the observed clear band formation in basal and prismatic planes, with broader channels in basal planes. Some interesting clues have been found to explain differences in quantification of critical stresses needed to overcome defaults between DD and MD simulations. Looking towards multiscale simulation of plasticity, these clues have to be investigated to fill the gap between DD and MD simulations. A situation observed during in situ TEM experiments has been simulated using DD, and the result of the simulation is spatially and temporally consistent with the experimental observations. This reveals the ability of the DD codes to mimic in situ TEM experiments with a good agreement at time and space scale, when parameters are fitted on data extracted directly from TEM experiments. This offers opportunities to fit DD parameters not only on MD simulation results but also on experimental results, closer to the real behavior of materials. A preliminary study of microscopic mechanisms responsible for irradiation creep of zirconium alloys observed in reactor has also been carried out. Combined in situ and post mortem TEM observations of pre strained samples under irradiation at room temperature have not yet allowed to observe evidence of climb of <a> dislocations. This study has to be pursued at higher temperatures in order to allow activation of diffusion mechanisms.

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  • Détails : 1 vol. (235-17 p.)
  • Annexes : Bibliogr. Annexes

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  • Bibliothèque : Université Paul Sabatier. Bibliothèque universitaire de sciences.
  • Disponible pour le PEB
  • Cote : 2014 TOU3 0332
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