Strain localization and ductile fracture in single crystals : application to irradiated austenitic stainless steels

Localisation de la déformation et rupture ductile dans les monocristaux : application aux aciers austénitiques inoxydables irradiés

• Auteur / Autrice : Jean-Michel Scherer
• Direction : Samuel Forest, Benoît Tanguy
• Type : Thèse de doctorat
• Discipline(s) : Mécanique
• Date : Soutenance le 19/10/2020
• Etablissement(s) : Université Paris sciences et lettres
• Ecole(s) doctorale(s) : Ecole doctorale Ingénierie des Systèmes, Matériaux, Mécanique, Énergétique
• Partenaire(s) de recherche : Laboratoire : ENSMP MAT. Centre des matériaux (Evry, Essonne)
• Partenaire(s) de recherche : établissement de préparation de la thèse : École nationale supérieure des mines (Paris ; 1783-....)
• Jury : Président / Présidente : Jacques Besson
• Jury : Examinateurs / Examinatrices : Samuel Forest, Benoît Tanguy, Renaud Masson, Éric Lorentz, Thomas Pardoen
• Jury : Rapporteurs / Rapporteuses : Stefanie Reese, Lorenzo Bardella

Mots clés

Mots clés contrôlés

Matériaux -- Recherche

Physique nucléaire -- Recherche

Acier inoxydable austénitique

Mots clés libres

Plasticité cristalline

Rupture ductile

Localisation

Plasticité à gradient

Aciers austénitiques irradiés

Crystal plasticity

Ductile fracture

Localization

Strain gradient plasticity

Irradiated austenitic steels

Résumé

Pour leurs excellentes propriétés mécaniques et d’oxydation, les aciers austénitiques inoxydables sont largement utilisés dans l’industrie nucléaire, en particulier pour les structures internes de coeur des réacteurs. Toutefois, les niveaux d’irradiation neutronique importants auxquels ces matériaux sont exposés peuvent nuire à leurs propriétés mécaniques. Une forte baisse de la ténacité est en effet observée à mesure que la dose d’irradiation augmente. Selon les conditions d’irradiation (température, dose), on distingue principalement deux types de défauts induits par l’irradiation pouvant être responsables de ce comportement : des boucles de dislocations de Frank à basse température d’irradiation (∼300 ◦C) et des nano-cavités à haute température (∼600 ◦C). Comme ces défauts existent et agissent à des échelles inférieures à la taille de grain, leurs effets peuvent être étudiés à l’échelle du monocristal. Tout d’abord, ce travail vise à obtenir des données expérimentales sur le comportement mécanique des monocristaux d’acier inoxydable austénitique. Ensuite, la modélisation de la localisation de la déformation plastique induite par l’adoucissement survenant dans les aciers irradiés est étudiée. Les limites d’un modèle de plasticité cristalline à gradient sont exposées sur la base de prédiction analytiques de l’apparition de bandes de localisation. Une théorie étendue tenant compte de l’évolution de la longueur interne est proposée. Une attention particulière est alors accordée à l’efficacité numérique de la mise en oeuvre par éléments finis du modèle de plasticité à gradient susmentionné. Des formulations basées sur l’approche micromorphe ou sur une approche à multiplicateur de Lagrange sont décrites et comparées à l’aide de simulations par éléments finis. Enfin, un modèle de rupture ductile de monocristaux poreux est proposé – incluant à la fois la croissance et la coalescence des cavités – afin d’étudier l’impact des nano-cavités induites par irradiation sur le comportement mécanique des aciers austénitiques inoxydables. Le modèle est mis en place dans un formalisme à gradient afin de régulariser la rupture ductile.

For their excellent mechanical and oxidation properties, austenitic stainless steels are widely used in the nuclear industry, in particular for structural applications inside the core of reactors. However the substantial neutron irradiation levels these materials can be exposed to can detrimentally affect their mechanical properties. A sharp drop of toughness is indeed observed as the irradiation dose increases. Depending on the irradiation conditions (temperature, dose), mainly two kinds of radiation-induced defects can be responsible for this behaviour: dislocation Frank loops at low irradiation temperature (∼300 ◦C) and nano-voids at higher temperature (∼600 ◦C). Since these defects exist and act at the subgrain level, it motivates to study their effects at the single crystal scale. First of all, this work aims at obtaining experimental data on the mechanical behaviour of austenitic stainless steel single crystals. Then, modeling of softening induced strain localization phenomena, as those taking place in irradiated materials, is investigated. The limitations of a reduced strain gradient crystal plasticity model regarding shear bands predictions are exposed on the grounds of analytical solutions and an enhanced theory accounting for internal length evolution is proposed. Thereupon attention is given to the numerical efficiency of the finite element implementation of the aforementionned strain gradient plasticity model. Micromorphic and Lagrange multiplier based formulations of the original theory are described and compared upon finite element simulations. Eventually, one of a kind ductile fracture model of porous single crystals is proposed – including both void growth and void coalescence – in order to investigate impact of radiation-induced nano-voids on the mechanical behavior of irradiated austenitic stainless steels. The model is set up in a strain gradient framework in order to regularize ductile fracture.