Interaction plasticité / rupture ductile dans les aciers austénitiques inoxydables irradiés

par Jean-michel Scherer

Projet de thèse en Mécanique

Sous la direction de Samuel Forest, Benoît Tanguy et de Jacques Besson.

Thèses en préparation à Paris Sciences et Lettres , dans le cadre de Ingénierie des Systèmes, Matériaux, Mécanique, Énergétique , en partenariat avec Centre des Matériaux (laboratoire) , MAT- Simulation des matériaux et des structures - SIMS (equipe de recherche) et de École nationale supérieure des mines (Paris) (établissement de préparation de la thèse) depuis le 01-10-2017 .


  • Résumé

    Les structures d'internes de cuve des réacteurs à eau pressurisée sont soumises de part leur positionnement proche du cœur du réacteur à des forts niveaux d'irradiation, pouvant aller jusqu'à une centaine de dpa (déplacement par atome). La justification de l'intégrité de ces structures pour des durées de fonctionnement au-delà de 40 ans devra être alimentée par une modélisation prédictive des phénomènes de fragilisation induits par ces forts niveaux de fluence. Classiquement ces aciers montrent une très bonne ductilité et résistance à la propagation de la déchirure ductile. Après irradiation et sous chargement, les aciers austénitiques inoxydables montrent une évolution de leur microstructure qui induit une modification des propriétés mécaniques. On peut citer les défauts d'irradiation (Boucle de Franck et précipités) qui induisent un durcissement du matériau, une ségrégation intergranulaire qui induit in-fine une fragilisation des joints de grain et la germination et la croissance de cavités et/ou de bulles d'hélium et d'hydrogène intragranulaires (phénomène de gonflement) qui modifient potentiellement la plasticité et les propriétés mécaniques. L'objectif de cette étude est de poursuivre et d'étendre les travaux menés dans le cadre de deux thèses précédentes avec pour finalité d'étudier et de modéliser l'interaction entre la localisation de la déformation plastique, mode de déformation spécifique aux matériaux irradiés et la croissance et coalescence des cavités, mécanismes principaux de la rupture ductile dans ces aciers.

  • Titre traduit

    Plasticity / ductile rupture interaction in irradiated austenitic stainless steels


  • Résumé

    Due to their proximity to the reactor core, structural materials in nuclear power plants undergo high level irradiation which may induce hundreds of displaced atoms per incident projectile (dpa). The proof of ability to exceed lifetimes over 40 years needs to be established by performing predictive simulations of the weakening mechanisms induced by such large levels of radiant exposure. It is well known that these steels show a very good ductility and resistance to the propagation of the ductile rupture. After irradiation and under loading, austenitic stainless steels microstructures evolve resulting in the modification of mechanical properties. We may cite the irradiation defects (Franck loops and precipitates) which are responsible for the hardening, an intergranular segregation which in-fine induces a weakening of grain boundaries, and germination and growth of intragranular cavities and/or Helium and Hydrogen bubbles (swelling) which may affect plasticity and the mechanical properties. The aim of this study is to pursue and extend the work of two previous theses in order to study and model the interaction of the localization of the plastic flow, peculiar to irradiated materials, and the growth and coalescence of cavities, which are the key mechanisms of ductile rupture in these steels.