Fissuration en relaxation de l'acier inoxydable austénitique AISI 316L(N)

par Thomas Koedinger

Projet de thèse en Sciences et génie des matériaux

Sous la direction de Thilo Morgeneyer et de Vladimir Esin.

Thèses en préparation à Paris Sciences et Lettres , dans le cadre de École doctorale Sciences des métiers de l'ingénieur (Paris) , en partenariat avec ENSMP MAT. Centre des matériaux (Evry, Essonne) (laboratoire) , MAT-Microstructure, Mécanique, Expérimentation - MIMEX (equipe de recherche) et de École nationale supérieure des mines (Paris) (établissement de préparation de la thèse) depuis le 01-10-2017 .


  • Résumé

    La fissuration en relaxation (FER) est un phénomène d'endommagement intergranulaire qui peut se développer au voisinage de certaines pièces soudées épaisses pendant leur utilisation entre 500 et 700°C. Dans certains matériaux, comme les aciers inoxydables austénitiques pour application nucléaire, ce type d'endommagement peut apparaître plusieurs mois ou années après le soudage lorsque les zones affectées ne possèdent pas une ductilité suffisante pour relaxer les contraintes résiduelles induites par le soudage. L'acier inoxydable austénitique AISI 316L(N) est envisagé comme matériau de structure pour les réacteurs de quatrième génération à neutrons rapides refroidis au sodium (RNR-Na) et pour le prototype industriel, ASTRID, dont la conception est portée par le CEA (programme réacteur de 4e génération (R4G)). Dans le cadre du projet MASNA du programme R4G, le laboratoire des technologies d'assemblages (LTA) de la Direction de l'énergie nucléaire (DEN) du CEA mène des travaux de modélisation et de simulation numérique, ainsi que des essais de soudage instrumentés, afin de contribuer à l'évaluation de la soudabilité de l'acier 316L(N) pour ASTRID et garantir l'intégrité des composants en 316L(N) soudés de ce futur prototype. La compréhension des mécanismes et la connaissance des conditions thermomécaniques menant à la FER dans cette nuance d'acier font parties des axes de R&D développés. Dans ce cadre, une thèse de doctorat est proposée sur cette thématique sur la base des spécifications ASTRID, notamment : - le matériau étudié est l'acier inoxydable austénitique AISI 316L(N), - la gamme de température étudiée est de 550 à 600°C, - la durée de vie envisagée est de 60 ans.

  • Titre traduit

    Relaxation cracking of austenitic stainless steel AISI 316L (N)


  • Résumé

    Relaxation cracking (RC) is an intergranular damage phenomenon that can develop in the vicinity of some thick welded parts during their use between 500 and 700°C. In some materials, such as austenitic stainless steels for nuclear applications, this type of damage may occur several months or years after welding when the affected areas do not have sufficient ductility to relax the residual stresses induced by welding. Austenitic stainless steel AISI 316L (N) is considered as a structural material for sodium-cooled fast neutron reactors (RNR-Na) and for the industrial prototype ASTRID, which is designed by the CEA (4th generation reactor programme (R4G)). As part of the R4G MASNA project, the Nuclear Energy Directorate's (NED) Nuclear Energy Directorate (NED) Assembly Technology Laboratory (ATL) is conducting modelling and numerical simulation work, as well as instrumented welding tests, to help assess the weldability of 316L (N) steel for ASTRID and ensure the integrity of the welded 316L (N) components of this future prototype. The understanding of the mechanisms and knowledge of the thermomechanical conditions leading to the RC in this steel grade are part of the R&D axes developed. In this context, a doctoral thesis is proposed on this topic on the basis of the ASTRID specifications, in particular: -the material studied is austenitic stainless steel AISI 316L (N), -the temperature range studied is 550 to 600°C, -the expected life expectancy is 60 years.