Mécanismes de déformation et effets d’irradiation dans les alliages de zirconium. Une étude multi-échelle - Archive ouverte HAL Accéder directement au contenu
Hdr Année : 2015

Deformation mechanisms and irradiation effects in zirconium alloys. A multiscale study

Mécanismes de déformation et effets d’irradiation dans les alliages de zirconium. Une étude multi-échelle

Résumé

Zirconium alloys have been used for more than 30 years in the nuclear industry as structural materials for the fuel assemblies of pressurized water reactors. In particular, the cladding tube, made of zirconium alloys, constitutes the first barrier against the dissemination of radioactive elements. It is therefore essential to have a good understanding and prediction of the mechanical behavior of these materials in various conditions. The work presented in this dissertation deals with an experimental study and numerical simulations, at several length scales, of the deformation mechanisms and the mechanical behavior of zirconium alloys before irradiation, but also after irradiation and under irradiation. The mechanical behavior of zirconium single crystal has been determined, during an original study, using tensile test specimens containing large grains. Based on this study, crystal plasticity constitutive laws have been proposed. A polycrystalline model has also been developed to simulate the behavior of unirradiated zirconium alloys. A thorough Transmission Electron Microscopy (TEM) study has been able to clarify the deformation mechanisms of zirconium alloys occurring after irradiation. The clearing of loops by gliding dislocations leading to the dislocation channeling mechanism has been studied in details. This phenomenon has also been simulated using a dislocation dynamics code. The macroscopic consequences of this process have also been analyzed. A polycrystalline model taking into account the specificity of this mechanism has eventually been proposed. This approach has then been extended to the post-irradiation creep behavior. The recovery of radiation defects during creep tests has been characterized by TEM and modeled using cluster dynamics method. Deformation modes during creep have also been studied and a simple model for the creep behavior has eventually been proposed. Finally, the mechanism responsible for the acceleration of irradiation growth that occurs at high doses, the nucleation and growth of loops, has been particularly studied. The effects of the hydrogen pick up and of an external applied stress on loops have been characterized by TEM. This work, which already contributes to a better understanding of deformation mechanisms and mechanical behavior of zirconium alloys, should improve, in a future prospect, the reliability and performance of pressurized water reactors fuel assemblies.
Les alliages de zirconium sont utilisés depuis plus de 30 ans dans l’industrie nucléaire comme matériaux de structure de l’assemblage combustible des Réacteurs à Eau Pressurisée. En particulier, les gaines des crayons combustibles, en alliages de zirconium, constituent la première barrière de sécurité vis-à-vis de la dissémination d'éléments radioactifs. La bonne compréhension et prédiction du comportement mécanique de ces matériaux dans différentes situations s’avère donc essentielle. Les travaux, présentés dans ce mémoire d’Habilitation à Diriger des Recherches, portent sur l’étude expérimentale et la simulation numérique, à différentes échelles, des mécanismes de déformation et du comportement mécanique des alliages de zirconium non irradiés, après irradiation et également sous irradiation. Le comportement monocristallin du zirconium a été déterminé grâce à une étude expérimentale originale utilisant des éprouvettes contenant des grands grains. Un modèle de plasticité cristalline décrivant ce comportement a été proposé. Un modèle polycristallin permettant de simuler le comportement des alliages de zirconium non irradiés a également été développé. Une étude expérimentale approfondie par Microscopie Electronique en Transmission (MET) a précisé les mécanismes de déformation des alliages de zirconium après irradiation. Le mécanisme de balayage des boucles et de canalisation des dislocations a été particulièrement étudié. Ce phénomène a été simulé par dynamique des dislocations. Les conséquences macroscopiques de ce processus ont été également analysées. Un modèle polycristallin intégrant les spécificités de ce mécanisme a été finalement proposé. Cette démarche a ensuite été étendue au comportement mécanique en fluage thermique post-irradiation. Le recuit des défauts d’irradiation qui se produit lors du fluage a été caractérisé par MET et modélisé par une méthode de dynamique d’amas. Les modes de déformation lors du fluage ont été étudiés et un modèle simple de comportement en fluage a finalement été proposé. Enfin, le mécanisme responsable de l’accélération de croissance qui se produit sous irradiation à forte dose, la nucléation et croissance des boucles , a été particulièrement étudié. L’influence de la prise d’hydrogène ainsi que l’influence d’une contrainte appliquée sur les boucles ont été caractérisées par MET. Ces travaux, qui contribuent déjà à une meilleure compréhension des mécanismes de déformation et du comportement mécanique des alliages de zirconium, permettront, à terme, d’améliorer la fiabilité et la performance des assemblages combustibles des réacteurs nucléaires à eau pressurisée.
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Citer

Fabien Onimus. Mécanismes de déformation et effets d’irradiation dans les alliages de zirconium. Une étude multi-échelle. Matériaux. Université Paris Sud (Paris 11) - Université Paris Saclay, 2015. ⟨tel-04064539⟩
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