Approche expérimentale et modélisation micromécanique du comportement en fluage des alliages de zirconium irradiés

Experimental approach and micromechanical modelling of the creep behavior of irradiated zirconium alloys

• Auteur / Autrice : Joël Ribis
• Direction : Clément Lemaignan, Fabien Onimus, Jean-Luc Béchade
• Type : Thèse de doctorat
• Discipline(s) : Sciences et génie des matériaux
• Date : Soutenance en 2007
• Etablissement(s) : Grenoble INPG
• Ecole(s) doctorale(s) : École doctorale matériaux et génie des procédés (Grenoble ; 199.-2008)
• Partenaire(s) de recherche : Laboratoire : Service de recherches métallurgiques appliquées (....-2022 ; Gif-sur-Yvette, Essonne)
• Partenaire(s) de recherche : Equipe de recherche : Laboratoire d'Analyse Microstructurale des Matériaux (CEA, Saclay)
• Jury : Président / Présidente : Denis Gratias
• Jury : Examinateurs / Examinatrices : Pol Bouffioux, Pierre Barberis
• Jury : Rapporteurs / Rapporteuses : Claude Prioul, Xavier Feaugas

Mots clés

Mots clés contrôlés

Dislocations dans les métaux

Microscopie électronique en transmission

Irradiation

Fluage

Effets des rayonnements

Zirconium -- Alliages

Mots clés libres

Alliages de zirconium

Irradation

Boucles de dislocation

Microscopie électronique en transmission

Fluage

Résumé

Les alliages de zirconium, utilisés en tant que matériau de gainage du combustible des Réacteurs à Eau Pressurisée, présentent après irradiation des boucles de dislocation qui induisent un fort durcissement. L'étude du comportement en fluage, menée dans le cadre de la thèse, a mis en œuvre une démarche expérimentale approfondie (MET, essais mécaniques et microdureté) sur matériau irradié, couplée à la modélisation de la microstructure au cours de recuits thermiques (dynamique d'amas). Ces éléments ont alors permis d'interpréter le comportement en fluage qui, fonction des conditions : contraintes, température, fait appel à la restauration thermique plus ou moins assistée par le balayage des boucles. Ils ont enfin permis d'aboutir à une modélisation prédictive (permettant de simuler les conditions d'entreposage du combustible) grâce à une approche micromécanique.

Used as cladding tubes in the Pressurized Water Reactor, the zirconium alloys are hardened by dislocation loops induced by irradiation. The study of the creep behavior of the irradiated zirconium alloys was conducted with an experimental approach (TEM, mechanical testing, microhardness) and a numerical approach where the microstructure evolution during a heat treatment was modeled (cluster dynamic). This study allows to understand the creep behavior of the irradiated alloy which is strongly dependant of the thermal recovery and the sweeping of loops. In the end, a micromechanical modeling was used for a predictive approach of the creep behavior of the irradiated zirconium alloys in dry storage conditions.