Modélisation de l'effet de l'irradiation sur la ténacité des alliages d'aluminium à durcissement structural - Application au 6061 - T6

par Mohamed Shokeir

Projet de thèse en Mécanique

Sous la direction de Jacques Besson, Claire Ritter et de Jérôme Garnier.

Thèses en préparation à Paris Sciences et Lettres , dans le cadre de Ecole doctorale Ingénierie des Systèmes, Matériaux, Mécanique, Énergétique (Paris) , en partenariat avec ENSMP MAT. Centre des matériaux (Evry, Essonne) (laboratoire) et de École nationale supérieure des mines (Paris) (établissement de préparation de la thèse) depuis le 01-10-2019 .


  • Résumé

    L'alliage d'aluminium 6061-T6 est reconnu pour sa forte transparence neutronique, sa conductivité élevée, sa bonne résistance à la corrosion, ses bonnes propriétés mécaniques pour le matériau à l'état vierge, ainsi que sa ductilité résiduelle après irradiation. Des études précédentes ont montré le rôle fondamental du durcissement et de la capacité d'écrouissage de cet alliage sur l'évolution de la ténacité, sur la résistance à la déchirure ductile et sur l'apparition d'instabilités. De plus, l'irradiation modifie notablement la microstructure à l'échelle nanométrique, ce qui va modifier le comportement mécanique, sans pour autant modifier les précipités grossiers qui sont à l'origine de l'endommagement. L'objectif principal de la thèse sera d'utiliser la modélisation afin de tester ce scénario et ainsi d'affiner notre compréhension actuelle des mécanismes. Cette compréhension s'appuie notamment sur les travaux de caractérisation menés depuis 2008 qui ont porté sur le lien entre fabrication/microstructure/propriétés. Cette nouvelle étude fera la synthèse de travaux qui ont permis (i) de caractériser et modéliser la ténacité de l'alliage non irradié en utilisant des outils d'approche locale de la rupture basée sur la microstructure de l'alliage, (ii) de caractériser les évolutions de la microstructure après irradiation, afin de s'intéresser maintenant à la simulation de la ténacité de l'alliage irradié. Dans le but d'affiner notre compréhension des mécanismes d'endommagement ductile qui pilotent la rupture, et de prédire l'évolution de la ténacité avec la fluence et le spectre, il est important de (i) modéliser l'effet de d'irradiation sur ces mécanismes, et de (ii) disposer d'un modèle de comportement prenant en compte l'effet de la fluence. Les résultats de simulation utiliseront les données mécaniques disponibles dans la littérature sur le 6061-T6 irradié et seront également confrontés aux données acquises au CEA. Ces outils à bases physiques pourront être extrapolés à d'autres conditions de fluence et de spectre non testées expérimentalement, et pourront être utilisés à terme pour prédire la résistance à la fissuration de structure irradiée telle qu'un caisson sous pression. Cette étude s'inscrit dans le cadre du projet de développement du futur réacteur d'irradiation expérimentale RJH (Réacteur Jules Horowitz), construit sur le site du CEA de Cadarache pour prendre la suite du réacteur OSIRIS (CEA Saclay). L'alliage d'aluminium 6061-T6 a été retenu pour la fabrication du caisson-cœur et des structures internes (casier) et externes (réflecteur) du RJH. C'est à l'intérieur du caisson que se déroule la réaction nucléaire : en fonctionnement, ce composant est soumis à une forte irradiation neutronique. Cette étude consolide ainsi le dossier de justification de la conception du caisson RJH et de ses structures internes. Elle s'inscrit donc directement dans la défense des aspects sûreté (comportement en présence d'une fissure en fonction de la fluence) et fin de vie (ténacité résiduelle à la fluence finale) du caisson, en perspective de son instruction par l'ASN.

  • Titre traduit

    Modelling of the irradiation effect on fracture toughness of structural hardening aluminum alloys – Application to 6061-T6


  • Résumé

    The aluminum alloy 6061-T6 is known for its neutron transparency, its high conductivity, its good resistance to corrosion, its good mechanical properties at unirradiated state, and its residual ductility after irradiation. Previous studies showed the essential role of the hardening and strain hardening ability of this alloy on the evolution of fracture toughness, resistance to ductile tearing and appearance of instabilities. Moreover, the irradiation modifies its microstructure at nanometrical scale, thereby modifying its mechanical behavior, without modifying the coarse precipitates leading to damaging. The main goal of the study will be to use modelling to test this scenario, refining our current comprehension of the mechanisms. This study will synthetize previous works which enabled to (i) characterize and model the fracture toughness at unirradiated state using local approach to fracture based on the alloy microstructure, (ii) characterize the evolutions of microstructure after irradiation, taking interest now in fracture toughness simulation of the irradiated alloy. In order to refine our comprehension of the ductile damaging mechanisms piloting the fracture and to predict the evolution of fracture toughness with fluence and spectrum, we need to model the effect of irradiation on these mechanisms and to establish a behavior model taking into account the effect of fluence. These physical tools, using mechanical data available in the literature and at the CEA, will be extrapolated to other non-experimentally tested fluence and spectrum conditions and can be used eventually to predict the cracking resistance of an irradiated structure such as a pressurized vessel. This study takes place in the project of development of the future reactor of experimental irradiation RJH (Réacteur Jules Horowitz), built on the site of the CEA Cadarache to follow the reactor OSIRIS (CEA Saclay). The 6061-T6 aluminum alloy was selected to manufacture the vessel, internal structures (rack) and external structures (reflector) of the RJH. In operation, the vessel will be subjected to a high neutron irradiation. This study therefore strengthens the justification file of the design of the vessel and internal structures of the RJH. It defends the safety (behavior with a crack as a function of the fluence) and end-of-life (residual fracture toughness at final fluence) aspects of the vessel, with a view toward its instruction buy the French Safety Authority.