Modélisation de l'évolution microstructurale et du gonflement des structures internes des réacteurs nucléaires

par Miroslav Fokt

Projet de thèse en Physique

Sous la direction de Thomas Jourdan et de Jean-Marc Joubert.

Thèses en préparation à Paris Saclay , dans le cadre de École doctorale Physique en Île-de-France (Paris) , en partenariat avec CEA/SRMP - Service de Recherches de Métallurgie Physique (laboratoire) et de Université Paris-Sud (1970-2019) (établissement de préparation de la thèse) depuis le 05-11-2018 .


  • Résumé

    Les structures dites "internes" de cuve de réacteurs à eau pressurisée (REP) soutiennent le cœur du réacteur et son instrumentation. Elles sont faites en aciers inoxydables austénitiques et reçoivent une dose d'irradiation importante au cours de la durée de vie du réacteur. A l'échelle atomique, l'interaction neutron-atome peut créer des défauts du réseau cristallin (lacunes et interstitiels) qui vont s'agglomérer par diffusion sous forme d'amas (cavités et boucles de dislocation de nature interstitielle, respectivement). De plus, les réactions α produisant de l'hélium en "solution" dans le cristal, certaines cavités pourraient se retrouver stabilisées et former des "bulles" contenant une certaine pression d'hélium. Sous certaines conditions extrêmes, la fraction volumique de ces bulles est telle qu'elle se traduit par le "gonflement", une augmentation de dimension du métal mesurable macroscopiquement. La production de défauts ponctuels a un autre effet notable : celui d'accélérer la précipitation de phases constituées d'éléments d'alliage, voire de permettre la germination de phases non prévues à l'équilibre thermodynamique. La modélisation par dynamique d'amas permet de simuler ces phénomènes, en ramenant l'évolution des populations d'amas de défauts+solutés à une équation bilan où chaque réaction possible entre amas est prise en compte. Si l'on prend en compte toutes les tailles possibles d'amas, on aboutit alors à un grand système d'équations différentielles ordinaires couplées qui possède des méthodes et des librairies de résolution dédiées. L'objectif de la thèse concerne l'amélioration, l'implémentation et l'exploitation du modèle physique décrivant la stabilité des bulles et la formation de phases secondaires, dans l'optique d'une comparaison avec l'expérience (existant en microscopie électronique en transmission principalement). Le but étant de mieux comprendre l'absence ou le très faible gonflement observé expérimentalement en conditions typiques REP

  • Titre traduit

    Modelling microstructural evolution under irradiation and swelling of reactor internal structures


  • Résumé

    Austenitic stainless steels are widely used as structural materials in Pressurized Water Reactors (PWRs) because of their good mechanical properties and their resistance to corrosion. In PWRs the lower core internals are made of austenitic stainless steels. These components are subjected to mechanical loadings, irradiation and primary environment. Due to their close vicinity to the core, they are subjected to very high neutron irradiation during the lifetime of the plant. Irradiation leads to several well-known modifications of the material's microstructure and microchemistry such as dislocations loops, cavities, radiation induced segregation or precipitates, which in turn lead to changes in the mechanical properties. This PhD proposal is focused on the prediction of the microstructure of these components under reactor core conditions. More specifically, the evolution of the cavity population, their nucleation and growth is hard to predict with the available experimental data. Indeed, it depends on many parameters such as in- service temperature, neutron flux, fluence and helium production. Simulation is key to assessing the evolution of cavities in long term operation. It is thus necessary to model precisely the underlying mechanisms of the microstructure evolution and to assess the effect of conditions such temperature and dose. The final objective being to predict the macroscopic properties under typical PWR conditions.