Contribution to the study of the ITER Vacuum Vessel constituent material (SS316L(N)-IG) : thermomechanical modelling and numerical simulations
Contribution à l’étude du comportement du matériau constitutif (acier A316L(N)-IG) de l’enceinte à vide d’ITER : modélisation thermomécanique et simulations numériques
Résumé
The ITER machine has been classified as a Basic Nuclear Installation (INB n°174) by the French nuclear regulator, which implies that it will be the first fusion reactor to go through the complete French nuclear licencing process. The combination of mechanic and electromagnetic phenomena with the heat loads caused by neutron streaming requires a multi-physics approach to the damage assessment; this has not yet been implemented in the common nuclear codes and standards. In most cases, structural integrity is justified within a linear elastic behaviour. When this route is not enough to respect the design criteria, several non-linear approaches to the material's mechanical behaviour can be considered, requiring a more elaborated demonstration of the design compliance. Nevertheless, the models proposed in the nuclear model database are sometimes not sufficient to properly describe the experimentally observed cyclic plasticity behaviour and, in particular, the ratcheting and shakedown phenomena. The ratcheting phenomenon is an old topic as many papers discuss this subject from the material characterisation up to the model development; most of the studies were performed by J. L. Chaboche and his collaborators. However, the application of a thermomechanical approach to assess this phenomenon remains rare: that is why we proposed to develop a fully coupled thermomechanical model.In the first step of our work, we carried out a mechanical test campaign, executed on the SS316L(N)-IG which is the ITER Vacuum Vessel (VV) structural material. This campaign was composed of several cyclic tension/compression tests performed with an imposed stress (almost non-existent in the literature) and cyclic torsion tests conducted with an imposed moment. The objective was to observe the material response under low cyclic fatigue, to better understand the shakedown (elastic and/or plastic) and ratcheting.In the second step of our work, we developed the material behaviour model, starting from a Chaboche’s model available in the literature (elasto-(visco)-plastic model, with various types of hardening). We then enriched it to explicitly take into account the influence of the temperature on the mechanical behaviour and, reciprocally, the influence of the mechanical behaviour on the temperature, i.e. the thermomechanical coupling. In addition, based on the observations made on the cyclic tests, we proposed to implement a damage variable on both kinematic and isotropic hardening behaviours.In the final step of our work, we implemented the model in the Abaqus® finite element software and simulated different scenarios including a simplified VV geometry, called the VV “rails”, which was tested under thermomechanical cyclic loading.
Le réacteur thermonucléaire ITER a été classifié Installation Nucléaire de Base (INB n°174) par l’autorité de sureté nucléaire française, ceci impliquant qu’ITER sera le premier Tokamak soumis à la réglementation française en vigueur des équipements nucléaires sous pression. Les chargements mécaniques et électromagnétiques combinés aux chargements thermiques induits par la réaction de fusion nucléaires nécessitent d’avoir une approche multiphysique de l’endommagement, ce qui, à ce jour ne fait pas parti des codes & standards nucléaires. La méthode de prévention de l’endommagement se justifie par la garantie de l’intégrité structurelle d’un composant. Les règles de conception suivent deux approches en particulier: la prévention d’un endommagement dû à un effort mécanique monotone et la prévention d’un endommagement résultant d’un chargement cyclique (thermique et/ou mécanique). Dans la majorité des cas, l’intégrité structurelle est justifiée au travers de méthodes analytiques et/ou éléments finis supposant un comportement élastique du matériau. Lorsque ces types de méthode ne suffisent plus à justifier une structure, d’autres méthodes basées sur des comportements non-linéaires du matériau peuvent être utilisées. Cependant, les modèles de comportement proposés dans les codes nucléaires, ne permettent pas de représenter avec précision des comportements observés expérimentalement, plus particulièrement, dans le cas de notre étude: le phénomène de rochet. Les experts matériaux et calculs d’ITER s’accordent à dire que le développement d’un modèle de comportement thermomécanique adapté au matériau ITER, est nécessaire pour affiner la prédiction d’endommagement dans un environnement nucléaire et multiphysique tel que celui d’un tokamak. Cet article décrit le développement d’un modèle de comportement non linéaire pour le matériau de l’enceinte à vide d’ITER (VV), incluant un couplage thermomécanique fort ainsi qu’une variable d’endommagement. Plus précisément, il s’agit d’un modèle type Chaboche (modèle elasto-(visco)-plastique) comprenant différent types d’écrouissages, qui a été amélioré afin de pouvoir prendre en compte l’effet de la température sur le comportement mécanique, et réciproquement, l’influence de la mécanique sur la température. Des essais mécaniques cycliques ont été réalisés sur des échantillons du matériau constitutif du VV, mettant en avant la déformation progressive, c.à.d., le phénomène de rochet. Le présent modèle a été testé sur un problème homogène, communément appelé analyse “0D”, dont les résultats ont été comparés aux essais uniaxiaux. La dernière partie de ce document décrit l’implémentation numérique dans un code éléments finis, permettant de tester le modèle sur un support soudé de la VV.
Origine : Version validée par le jury (STAR)