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

par Baptiste Py Renaudie

Projet de thèse en Mécanique

Sous la direction de Thilo Morgeneyer, Vladimir Esin et de Diogo Goncalves.

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

    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 utilisés, entre autres, dans le secteur de l'énergie et le naval, 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). Dans le cadre du projet MASNA (programme réacteur de 4e génération (R4G), du CEA), 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) et garantir l'intégrité des composants en 316L(N) soudés des potentiels futurs réacteurs de génération IV. 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, la thèse de doctorat est proposée sur cette thématique sur la base des spécifications suivantes : - 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

    Stress relaxation cracking in AISI 316L(N) austenitic stainless steel


  • Résumé

    Relaxation cracking (RC) is an intergranular damage phenomenon which can occur in some steel parts near welded areas, while in use between 500 and 700°C. In some materials, such as the austenitic stainless steels used in the energy and naval sectors, this type of damage may occur several months or years after welding when the affected areas do not present enough ductility to relax the residual stresses induced by welding. AISI 316L(N) austenitic stainless steel is envisaged as structural material for sodium-cooled fast neutron (RNR-Na) fourth generation reactors. In the context of the MASNA project (4th generation reactor program (R4G), CEA), the CEA Nuclear Energy Division (DEN) assembly technology laboratory (LTA) is conducting modeling and Numerical simulation, as well as instrumented welding tests, to contribute to the evaluation of the weldability of 316L(N) steel and to ensure the integrity of welded 316L (N) components of potential future Generation IV reactors. The understanding of the mechanisms and the knowledge of the thermomechanical conditions leading to the RC in this grade of steel are part of the R&D developped axes. In this context, the thesis is proposed on this topic based on the following specifications: - the studied material is the AISI 316L(N) austenitic stainless steel , - the temperature range of study is between 550 and 600°C, - the predicted lifetime is 60 years.