Fragilisation des aciers inoxydables austénitiques sous irradiation PDF Download
Are you looking for read ebook online? Search for your book and save it on your Kindle device, PC, phones or tablets. Download Fragilisation des aciers inoxydables austénitiques sous irradiation PDF full book. Access full book title Fragilisation des aciers inoxydables austénitiques sous irradiation by Morgane Le Millier. Download full books in PDF and EPUB format.
Author: Morgane Le Millier
Publisher:
ISBN:
Category :
Languages : fr
Pages : 0
Get Book Here
Book Description
Cette étude porte sur l'évolution de la microstructure des aciers inoxydables austénitiques sous irradiation et les conséquences de cette évolution sur leur comportement en milieu REP. Un acier 304L a été irradié aux protons à 360°C à 5 et 10 dpa. Suite à ces irradiations, la sensibilité du matériau à l'IASCC a été étudiée en milieu primaire simulé à 350°C, avec suivi par microextensométrie des champs locaux de déformation. Parallèlement à ce travail, des lames minces ont été irradiées in situ aux ions Ni++ à 500°C jusqu'à 2 dpa avec implantation simultanée d'hélium. Ces expérimentations nous ont permis (i) grâce au couplage microstructure /champs mécaniques /fissuration de mieux comprendre les paramètres responsables de l'amorçage de l'IASCC en milieu réducteur (ii) de définir le rôle joué par l'hélium sur l'évolution des défauts d'irradiation. Il s'avère que, dans les conditions d'étude, l'implantation d'hélium n'a qu'un effet limité sur les populations de boucles de dislocation et de cavités pour des rapports inférieurs à 800 appm He/dpa. Des cavités ont été observées avec et sans implantation d'hélium, y compris dans les joints de grains ce qui pourrait être un facteur de fragilisation. L'ensemble des essais de corrosion sous contrainte ont validé que la densité de fissures augmente avec l'augmentation du taux de déformation et qu'un chargement séquentiel conduit à une plus grande ouverture et propagation en surface des fissures. Ces fissures se propagent en profondeur dans la couche irradiée notamment du fait de la surcontrainte générée par le fort gradient de propriétés entre la zone irradiée et non irradiée du matériau. Les mécanismes de déformation activés sont complexes et du maclage a été observé après 2 et 10% de déformation macroscopique. La déformation après irradiation est fortement localisée sous forme de bandes intragranulaires et autour de certains joints de grains, mais la déformation de ces joints ne semble pas constituer un critère d'amorçage. L'absence de transmission de la déformation de part et d'autre des joints fissurés est par contre systématiquement observée et la connaissance de l'état de contrainte local s'avère indispensable pour décrire l'amorçage de l'IASCC en milieu réducteur. Une méthodologie basée sur l'exploitation des résultats expérimentaux (champs d'orientation cristallographique, champs cinématique) appliquée à une simulation aux éléments finis permet d'estimer l'état local de contrainte, seul à même de discriminer un critère d'ouverture de fissure.
Author: Morgane Le Millier
Publisher:
ISBN:
Category :
Languages : fr
Pages : 0
Get Book Here
Book Description
Cette étude porte sur l'évolution de la microstructure des aciers inoxydables austénitiques sous irradiation et les conséquences de cette évolution sur leur comportement en milieu REP. Un acier 304L a été irradié aux protons à 360°C à 5 et 10 dpa. Suite à ces irradiations, la sensibilité du matériau à l'IASCC a été étudiée en milieu primaire simulé à 350°C, avec suivi par microextensométrie des champs locaux de déformation. Parallèlement à ce travail, des lames minces ont été irradiées in situ aux ions Ni++ à 500°C jusqu'à 2 dpa avec implantation simultanée d'hélium. Ces expérimentations nous ont permis (i) grâce au couplage microstructure /champs mécaniques /fissuration de mieux comprendre les paramètres responsables de l'amorçage de l'IASCC en milieu réducteur (ii) de définir le rôle joué par l'hélium sur l'évolution des défauts d'irradiation. Il s'avère que, dans les conditions d'étude, l'implantation d'hélium n'a qu'un effet limité sur les populations de boucles de dislocation et de cavités pour des rapports inférieurs à 800 appm He/dpa. Des cavités ont été observées avec et sans implantation d'hélium, y compris dans les joints de grains ce qui pourrait être un facteur de fragilisation. L'ensemble des essais de corrosion sous contrainte ont validé que la densité de fissures augmente avec l'augmentation du taux de déformation et qu'un chargement séquentiel conduit à une plus grande ouverture et propagation en surface des fissures. Ces fissures se propagent en profondeur dans la couche irradiée notamment du fait de la surcontrainte générée par le fort gradient de propriétés entre la zone irradiée et non irradiée du matériau. Les mécanismes de déformation activés sont complexes et du maclage a été observé après 2 et 10% de déformation macroscopique. La déformation après irradiation est fortement localisée sous forme de bandes intragranulaires et autour de certains joints de grains, mais la déformation de ces joints ne semble pas constituer un critère d'amorçage. L'absence de transmission de la déformation de part et d'autre des joints fissurés est par contre systématiquement observée et la connaissance de l'état de contrainte local s'avère indispensable pour décrire l'amorçage de l'IASCC en milieu réducteur. Une méthodologie basée sur l'exploitation des résultats expérimentaux (champs d'orientation cristallographique, champs cinématique) appliquée à une simulation aux éléments finis permet d'estimer l'état local de contrainte, seul à même de discriminer un critère d'ouverture de fissure.
Author: Marie Dumerval
Publisher:
ISBN:
Category :
Languages : fr
Pages : 0
Get Book Here
Book Description
La majorité des composants internes de la cuve des réacteurs à eau pressurisée (REP) est fabriquée en acier inoxydable austénitique (304L ou 316L). Ces matériaux sont exposés à un milieu oxydant sous irradiation et subissent des contraintes mécaniques. Dans ces conditions, ils sont susceptibles de subir un endommagement par corrosion sous contrainte assistée par irradiation (IASCC ). La première étape des phénomènes de fissuration par IASCC est l'amorçage qui implique une rupture du film passif. La nature et la structure de l'oxyde formé sur ces aciers sont donc des paramètres clés vis-à-vis de l'amorçage de la fissuration par IASCC. Dans ce contexte, l'objectif de ce travail est d'une part de mieux appréhender les mécanismes d'oxydation des aciers inoxydables en milieu primaire et d'autre part d'étudier les effets des défauts créés par irradiation sur le film d'oxyde formé sur ces aciers. Des ions xénon ou des protons ont été implantés dans des échantillons d'acier inoxydable austénitique de type 316L, respectivement à une énergie de 240 et 230 keV, afin de simuler les défauts d'irradiation. Ces échantillons ainsi que des échantillons non implantés ont été exposés dans une boucle de corrosion, à 325°C en milieu aqueux, contenant 1000 ppm de Bore, 2 ppm de Lithium, et 1,19.10-3 mol.L-1 d'hydrogène dissous. Les échantillons ont été analysés par MET avant et après exposition en milieu primaire afin de caractériser, d'une part les défauts engendrés par l'implantation et d'autre part la nature, la structure et la morphologie de l'oxyde formé. La comparaison des échantillons implantés et non implantés a permis de montrer que la nature et la densité de défauts en sub-surface de l'alliage jouent un rôle sur la composition (principalement sur la teneur en Cr et en Mo) et l'épaisseur de la couche d'oxyde interne. L'étude de la cinétique d'oxydation par couplage de deux techniques d'analyse par faisceau d'ions (NRA et RBS) a permis de révéler des comportement différents entre les deux catégories d'échantillons : non implantés et implantés. Des essais de traçage isotopique (D et 18O) ont été menés afin d'étudier le mécanisme de formation de la couche interne ainsi que les mécanismes de transports associés. L'étude du transport de l'oxygène et de l'hydrogène à travers la couche interne et dans l'alliage sous-jacent (par SIMS et SDL) a permis d'aboutir à l'écriture d'un mécanisme de corrosion des aciers inoxydables austénitiques en milieu primaire. De plus, l'impact des défauts d'implantation sur ces phénomènes de transport a été étudié, mettant en évidence le rôle des défauts sur les propriétés de l'oxyde formé engendrant des modifications de transport de l'oxygène au sein de cette couche d'oxyde. Ces études de traçage isotopiques ont également permis de mettre en évidence une accumulation d'hydrogène dans l'alliage sous-jacent à l'oxyde. L'ensemble de ces résultats a permis d'apporter de nouveaux éléments de compréhension relatifs à la formation de la couche d'oxyde et à l'absorption d'hydrogène dans les aciers inoxydables austénitiques exposés en milieu primaire, et de mettre en avant l'effet des défauts d'implantation sur les propriétés de l'oxyde formé.
Author: Serge Bouffard
Publisher: John Wiley & Sons
ISBN: 1789451485
Category : Technology & Engineering
Languages : en
Pages : 324
Get Book Here
Book Description
At every stage of the fuel cycle, the materials used are at the heart of nuclear energy safety issues. These materials, which range from steel to polymers, including ceramics, glass, concrete and graphite, are submitted to extreme stresses combining mechanical, thermal and irradiation constraints. The objective of this book is to provide a basis for the research of nuclear materials subjected to irradiation, with the desire to contextualize them in the industrial environment. Therefore, most of the chapters are co-authored and contain a mix of basic and applied research. The reader will find chapters on nuclear reactor materials (structural materials, neutron absorbers, moderators and nuclear fuel) and on materials in waste management (glass, concrete and organic materials). These material chapters are complemented by more general information on defects and their creation, radiolysis and irradiation and characterization tools.
Author: Xu Han
Publisher:
ISBN:
Category :
Languages : fr
Pages : 0
Get Book Here
Book Description
Au cours d'une irradiation neutronique à long-terme dans les Réacteurs à Eau Pressurisée (REPs), une modification importante du comportement mécanique des matériaux utilisés dans les internes de cuve (composés des aciers inoxydables austénitiques de la série 300) est observée, y compris un durcissement et un adoucissement induit par irradiation, une perte de la ductilité et de la ténacité. Jusqu'à présent, beaucoup efforts ont été contribués pour identifier les effets d'irradiation sur l'évolution microstructurale du matériau (dislocations, boucles de Frank, cavités, ségrégation, etc.). Le gonflement induit par irradiation, considéré comme un facteur limitant la durée de fonctionnement des réacteurs, pourrait modifier les propriétés mécaniques des matériaux (plasticité, ténacité, etc), même conduire à une distorsion des structures du fait des modifications dimensionnelles entre les différentes composantes.L'objectif principal de ce travail de thèse est d'étudier qualitativement l'influence de l'effet du gonflement sur le comportement mécanique des matériaux irradiés. Un modèle micromécanique constitutif en grandes déformations basé sur les évolutions de la densité de dislocations et de défauts d'irradiation (boucles de Frank) est développé et implémenté dans les codes de calcul éléments finis ZéBuLoN et Cast3M. Les simulations numériques sont réalisées pour calculer les propriétés mécaniques d'un agrégat polycristallin. Par ailleurs, la technique d'homogénéisation est appliquée pour développer un modèle de type Gurson. Les simulations d'une cellule poreuse sont utilisés pour étudier le comportement mécanique des monocristaux poreux, en tenant compte des différents effets de la triaxialité, de la porosité et de l'orientation cristallographique, afin d'étudier l'effet de la présence des cavités sur la plasticité et la rugosité du matériau irradié à l'échelle polycristallin.
Author: Marylène Savoie
Publisher:
ISBN:
Category :
Languages : fr
Pages : 141
Get Book Here
Book Description
Author: Baptiste Rouxel
Publisher:
ISBN:
Category :
Languages : fr
Pages : 0
Get Book Here
Book Description
Dans le cadre des études sur les réacteurs de 4ème génération, le CEA développe de nouvelles nuances d'aciers austénitiques pour le gainage du combustible des réacteurs à neutrons rapides (RNR) à caloporteur sodium. Ces aciers présentent d'excellentes propriétés mécaniques mais leur utilisation peut être limitée du fait de leur gonflement sous irradiation. La formation de cavités est observée dans l'alliage et fragilise le matériau. L'alliage de référence en France est un acier 15Cr/15Ni stabilisé au titane appelé AIM1. Cette étude cherche à comprendre le rôle joué par divers éléments d'alliages et paramètres microstructuraux sur la formation des cavités sous irradiation et contribuer ainsi au développement d'une nuance AIM2 plus résistante au gonflement. Dans une démarche analytique, des matériaux modèles ont été élaborés avec des compositions chimiques et des microstructures spécifiques. Dix nuances ont été coulées avec des variations chimiques en Ti, Nb, Ni, et P. Quatre microstructures types par alliage mettent en évidence le rôle des dislocations, des solutés ou des nano-précipités sur le gonflement. Ces matériaux ont été caractérisés principalement par MET et DNPA avant d'être irradiés aux ions Fe2+ (2 MeV) dans le but de simuler les dommages neutroniques. Il a été montré que les solutés jouaient un rôle prépondérant sur la formation des cavités. C'est en particulier le titane en solution solide qui réduit le gonflement, alors que le niobium ne possède pas cette qualité. Enfin, une matrice enrichie de 15% à 25% de nickel reste favorable pour limiter le gonflement dans ces aciers avancés.
Author: Michel Andreani
Publisher:
ISBN:
Category :
Languages : fr
Pages : 79
Get Book Here
Book Description
Author: Iva Lenartova
Publisher:
ISBN:
Category :
Languages : fr
Pages : 133
Get Book Here
Book Description
Ce travail est basé sur une étude de l'influence de la composition chimique et de la microstructure sur la corrosion sous contrainte du coté secondaire dans les générateurs de vapeur horizontaux, et la fragilisation par l'hydrogène de structures austénitiques utilisées pour cet usage. Les matériaux étudiés sont des alliages a base de nickel (inconel 600, 690, incoloy 800) et l'acier inoxydable austénitique aisi 321, a des teneurs comprises entre 10 et 75% pour le nickel et entre 17 et 29% pour le chrome, à l'état soit hypertrempé et revenu avec précipitation inter granulaire de carbures m#2#3c#6, soit hypertrempe avec des précipités intragranulaires. La corrosion sous contrainte a été étudiée par traction lente dans un autoclave a 300°C, avec une vitesse de déformation =1,3.10#-#7s#-#1. La fragilisation par l'hydrogène a été effectuée par traction lente (=1,5.10#-#6s#-#1) à la température ambiante après chargement cathodique a 300°C dans un bain de sels fondus, pendant des durées comprises entre 5 et 48 heures. les résultats obtenus ont permis d'établir les conclusions suivantes: 1) l'inconel 600 et l'acier aisi 321 a l'état de livraison (conditions d'usage habituelles) sont très sensibles à la corrosion sous contrainte (i#c#s#c>90%). la rupture observée est de type intergranulaire pour l'inconel 600 et transgranulaire pour l'acier aisi 321. par contre, l'inconel 690 et l'incoloy 800 a l'état de livraison sont insensibles a la corrosion sous contrainte dans les conditions expérimentales utilisées. 2) la fragilisation par l'hydrogène a été mise en évidence dans le cas des alliages inconel 600, 690 (65 a 71%) et l'acier aisi 321 (8 a 30%), a l'état hypertrempe et revenu. pour tous ces matériaux, la rupture était de type intergranulaire fragile. l'alliage 600 conserve une sensibilité a la fragilisation par l'hydrogène aussi a l'état sans précipités aux joints de grains (23-25%), en revanche l'alliage 690 et l'acier aisi 321 a l'état hypertrempe sont insensible a la fragilisation par l'hydrogène. l'incoloy 800 n'est pas fragilise par l'hydrogène, ni a l'état hypertrempe ni a l'état hypertrempe et revenu. 3) la fragilisation par l'hydrogène des alliages 600 et 690 possède un caractère pseudo-réversible avec possibilité de récupérer la ductilité en absence d'hydrogène, mais pas les valeurs initiales de la limite d'élasticité et de la résistance a la rupture
Author: Michel Andreani
Publisher:
ISBN:
Category :
Languages : fr
Pages : 8
Get Book Here
Book Description
Author: Aurianne Etienne
Publisher:
ISBN:
Category :
Languages : en
Pages : 267
Get Book Here
Book Description
Internal structures of pressurized water reactors, made of 304 and 316 austenitic stainless steels, undergo a high neutron flux which causes microstructural modifications (voids, dislocation loops, phase transformations...). The first aim of this work is to identify these phase transformations which remained not well understood and to understand their formation mechanism. The presence of Ni-Si clusters is revealed in neutron irradiated 316 steel. Thanks to model ion irradiations, information about mechanism of Ni-Si cluster formation are obtained. Heterogeneous radiation-induced precipitation seems to be the more plausible assumption. The second aim is to elaborate an ultrafine grained austenitic steel and to study its behaviour during thermal ageing and under irradiation. It is shown that this new material remains stable up to 600°C during 10 minutes ageing. Moreover, thanks to the larger grain boundary surface a limitation of intra-granular damage under irradiation is observed.
