Fragilisation des aciers de cuve irradiés : analyse numérique des mécanismes de plasticité à l’aide de simulations de dynamique des dislocations

par Yang Li

Thèse de doctorat en Mécanique des solides

Sous la direction de Christian Robertson.

Le président du jury était Sergei. L. Dudarev.

Le jury était composé de Christian Robertson, Marc Fivel, Edmund Tarleton, François Willaime, Ludovic Vincent, Laurent Dupuy.

Les rapporteurs étaient Marc Fivel, Edmund Tarleton.


  • Résumé

    Ce travail est une contribution à l’étude de la dégradation des propriétés mécaniques des matériaux métalliques irradiés, dans le contexte de la production d’énergie nucléaire. Cette thèse porte en particulier sur l’étude du comportement des dislocations dans les matériaux ferritiques irradiés, à l’aide de simulations de dynamique des dislocations (DD).L’évolution de la microstructure des défauts d’irradiation est tout d’abord analysée à l'aide d’un code nodal (code NUMODIS). Le Chapitre 2 traite en particulier de la diffusion et l’interaction de boucles prismatiques, en utilisant la dynamique des dislocations dite «stochastique». Ces calculs reproduisent les forces d’interaction élastiques boucle/boucle et les forces stochastiques associées aux fluctuations thermiques ambiantes. Il est ainsi montré que la réorientation des boucles (tilt) a un fort effet sur leur dynamique, en ce qui concerne notamment le taux d’évolution du confinement élastique boucle/boucle.L'effet du glissement dévié sur l’interaction entre dislocation/boucle est ensuite examiné au Chapitre 3. Cette étude fait appel à une configuration initiale spécifique, associée à un changement du plan de glissement d'une source de dislocation vis. De cette manière, il est montré que le glissement dévié réduit considérablement la résistance des défauts/obstacles. Cet effet confirme le rôle critique du glissement dévié durant la déformation plastique post-irradiation.La déformation plastique post-irradiation est étudiée à l’échelle du grain, au Chapitre 4, à l’aide de simulations DD à base de segments (code TRIDIS). Ces simulations traitent les mécanismes de glissement dévié et de glissement thermiquement activé (vis). Chaque condition d’irradiation simulée peut être caractérisée par un «décalage de la température apparente induite par des défauts d’irradiation» (ΔDIAT). Cette quantité est proportionnelle aux évolutions statistiques de la mobilité effective des dislocations. Le ΔDIAT calculé est pratiquement équivalent au décalage de la température de transition fragile à ductile (ΔDBTT) obtenu expérimentalement, pour une taille et densité de défauts d’irradiation donnée. Cette corrélation ΔDIAT/ΔDBTT peut être interprétée à partir de mécanismes de déformation plastique élémentaires, faisant appel à la théorie des dislocations.

  • Titre traduit

    Dose-dependent embrittlement in nuclear reactor pressure vessel steel : dislocation-mediated plasticity mechanisms analyzed by means of 3D dislocation dynamics simulations


  • Résumé

    The interplay between radiation-generated defects and dislocation networks leads to a variety of changes in mechanical properties and results in a detrimental effect on the structural reactor component lifetime. The present PhD work focuses on studying elementary and collective dislocation mechanisms in irradiated iron-based materials, by means of dislocation dynamics (DD) simulations.Evolutions of the radiation-induced defect microstructure are studied first. Namely, the 1D diffusion of interacting prismatic loops is analyzed using the stochastic dislocation dynamics approach, accounting for the elastic forces acting between the loops and the stochastic forces associated with ambient thermal fluctuations. It is found that the interplay between stochastic forces and internal degrees of freedom of loops, in particular the loop reorientation, strongly influences the observed loop dynamics, especially the reaction rates resulting in the elastic confinement of loops.The cross-slip effect on the dislocation/loop interactions is then examined using a specific initial configuration associated with the glide plane change of a screw dislocation source, due to a single and well defined cross-slip event. It is shown that cross-slip significantly affects the effective strength of dislocation/defect interactions and therefore, post-irradiation plastic strain spreading.Lastly, post-irradiation plastic strain spreading is investigated at the grain scale using segment-based dislocation dynamics simulations, accounting for the thermally activated (screw) dislocation slip and cross-slip mechanisms. It is shown that each simulated irradiation condition can be characterized by a specific “Defect-Induced Apparent Straining Temperature shift” (ΔDIAT) level, reflecting the statistical evolutions of the effective dislocation mobility. It is found that the calculated ΔDIAT level closely matches the ductile to brittle transition temperature shift (ΔDBTT) associated with the corresponding, experimentally-observed defect size and number density. This ΔDIAT/ΔDBTT correlation can be explained based on plastic strain spreading arguments.


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