Modélisation par champ de phase du dommage d'irradiation dans lesalliages métalliques

Phase-field modelling of irradiation damage in metallic alloys

• Auteur / Autrice : Yanis Calbert
• Direction : Ludovic Thuinet
• Type : Projet de thèse
• Discipline(s) : Chimie des matériaux - UMET - IPS
• Date : Inscription en doctorat le 03/10/2022
• Etablissement(s) : Centrale Lille Institut
• Ecole(s) doctorale(s) : École doctorale Sciences de la matière, du rayonnement et de l'environnement
• Partenaire(s) de recherche : Laboratoire : UMET - Unité Matériaux Et Transformations
• Partenaire(s) de recherche : Equipe de recherche : Métallurgie Physique et Génie des Matériaux

Mots clés

Mots clés libres

Modélisation

Simulation

Métallurgie

Modeling

Simulation

Metallurgy

Résumé

Dans les centrales nucléaires, les alliages sous irradiation sont maintenus dans des conditions hors équilibre qui peuvent accélérer voire induire des modifications de leurs microstructures. Ceci est dû à la génération en grande quantité de défauts ponctuels (lacunes, auto-interstitiels) ou d'amas de défauts qui peuvent interagir avec des défauts microstructuraux (joints de grains, dislocations, cavités, ...). De plus, ces défauts ponctuels peuvent entraîner avec eux ou au contraire repousser les solutés présents dans l'alliage via des couplages de flux ce qui entraîne une ségrégation chimique au sein du matériau et modifie finalement leurs propriétés. Ces dernières années, la simulation numérique, notamment à l'échelle atomique, a permis de mieux comprendre les phénomènes impliqués lors de l'irradiation d'un matériau, mais ce type de modélisation est souvent limité dans l'espace et le temps. Des modèles à l'échelle continue de type champ de phase ont donc été développés pour simuler des évolutions microstructurales à l'échelle du grain, mais ce n'est que très récemment que ce type d'approche a été appliqué à la prédiction des dommages d'irradiation [1]. Au laboratoire UMET, un code de calcul de champ de phase dédié à ce type d'application a été développé [2,3], notamment pour prédire les changements de composition chimique induits par l'irradiation près des joints de grains ou les dislocations dans les alliages [4,5]. Cette thèse vise à pousser plus loin la modélisation et la simulation des interactions entre solutés et défauts microstructuraux dans les alliages irradiés via des méthodes de champ de phase. Une application de haute importance technologique est la prédiction de la ségrégation induite sous irradiation (SIR) à proximité de défauts microstructuraux tels que les dislocations et les joints de grains. En effet, malgré d'énormes progrès réalisés jusqu'à présent pour étudier ce phénomène à différentes échelles, de nombreux résultats expérimentaux concernant les SIR restent mal compris. Récemment, de nouveaux résultats encourageants ont été obtenus sur les alliages Fe-Cr en utilisant un code de champ de phase développé au laboratoire UMET (Unité Matériaux et Transformations, UMR 8207) et nous proposons dans cette thèse d'utiliser ce code pour simuler des profils SIR dans d'autres alliages modèles afin d'expliquer la forte diversité des résultats expérimentaux. Les objectifs de la thèse sont les suivants : (i) Améliorer certains aspects du code de champ de phase. En particulier, jusqu'à présent, il a été supposé que les défauts ponctuels sont générés à un taux constant et uniforme, ce qui est assez éloigné des conditions d'irradiation réelles. Il est donc nécessaire de mieux décrire le terme source d'irradiation dans le code. (ii) Calculer la ségrégation chimique des solutés à proximité des joints de grains et des boucles de dislocation dans des matériaux modèles (Fe-Cr, Ni-Cr, Ni-Fe, ...) représentatifs des alliages utilisés dans l'industrie nucléaire. A cet effet, une paramétrisation pour chaque alliage modèle devra être déterminée correctement à partir de simulations à l'échelle atomique ou de la littérature et concerne les paramètres thermodynamiques (coefficients d'activité des espèces atomiques, compositions d'équilibre des défauts ponctuels), les paramètres élastiques et les paramètres cinétiques, liés à la diffusion des défauts ponctuels et des espèces atomiques (coefficients d'Onsager) et à la mobilité des dislocations. (iii) Mieux décrire les défauts microstructuraux. En particulier, les joints de grains sont souvent décrits comme de simples défauts planaires. Une telle description ignore le fait que la structure et le caractère des joints de grains ont un impact sur la ségrégation induite par l'irradiation. Certaines tentatives dans la littérature pour affiner leur description existent et nous concentrerons une partie de nos efforts dans cette direction.

In nuclear power plants, alloys under irradiation are maintained in out-of-equilibrium conditions which can accelerate or even induce modifications in their microstructures. This is due to the generation in large quantity of point defects (vacancies, self-interstitials) or clusters of defects which can interact with microstructural defects (grain boundaries, dislocations, cavities, ...). In addition, these point defects can drag with them or on the contrary repel the solutes present in the alloy via flux couplings which results in chemical segregation within the material and ultimately changes their properties. In recent years, numerical simulation, notably at the atomic scale, allowed to better understand the phenomena involved in the irradiation of a material, but this type of modelling is often limited in space and time. Continuous scale models of the phase field type have therefore been developed to simulate microstructural evolutions on the grain scale, but it is only very recently that this type of approach has been applied to the prediction of irradiation damage [1]. In the UMET laboratory (Unité Matériaux et Transformations, UMR CNRS 8207), a phase-field calculation code dedicated to this type of application has been developed [2,3], in particular to predict changes in chemical composition induced by irradiation near grain boundaries or dislocations in alloys [4,5]. The present project aims to challenge the modelling and simulation of the interactions between solutes and microstructural defects in irradiated alloys via phase-field methods. One application of high technological importance is the prediction of radiation induced segregation (RIS) nearmicrostructural defects like dislocations and grain boundaries. Indeed, despite some tremendous progress done to investigate this phenomenon so far at different length scales, numerous experimental results concerning RIS remain poorly understood. Recently, some new encouraging results have been obtained on Fe-Cr alloys using a phase-field code developed in the UMET laboratory and then we propose in this PhD to use this code to simulate RIS profiles in other model alloys in order to explain the high diversity of experimental results. The objectives of this subject are the following: (i) To improve some aspects of the phase field code. In particular, so far, it has been assumed that point defects are generated at a constant and uniform rate, which is quite far from actual irradiation conditions. It is therefore necessary to better describe the radiation source term in the code. (ii) To calculate the chemical segregation of solutes near grain boundaries and dislocation loops in model materials (Fe-Cr, Ni-Cr, Ni-Fe, ) representative of the alloys used in the nuclear industry. For this purpose, a parameterization for each model alloy will have to be determined properly from atomic-scale simulations or the literature and concerns the thermodynamic parameters (activity coefficients of the atomic species, equilibrium compositions of the point defects), the elastic parameters and the kinetic parameters, related to the diffusion of the point defects and atomic species (Onsager coefficients) and to the mobility of the dislocations. (iii) To better describe the microstructural defects. In particular, grain boundaries are often described as simple planar defects. Such a description ignores the fact that the grain boundary structure and character have an impact on the radiation induced segregation. Some attempts in the literature to refine their description exist and we will focus parts of our efforts in that direction.