Etude de l'évolution de la microstructure sous irradiation des alliages de zirconium pour une meilleure compréhension du phénomène de croissance

Experimental study of microstructure evolution under irradiation of zirconium alloys. Towards a better understanding of irradiation induced growth.

• Auteur / Autrice : Amélie Souksavat
• Direction : Fabien Onimus
• Type : Projet de thèse
• Discipline(s) : Sciences des Matériaux
• Date : Inscription en doctorat le 02/11/2022
• Etablissement(s) : université Paris-Saclay
• Ecole(s) doctorale(s) : École doctorale Sciences Mécaniques et Energétiques, Matériaux et Géosciences
• Partenaire(s) de recherche : Laboratoire : CEA/SRMA - Service de Recherches Métallurgiques Appliquées
• Partenaire(s) de recherche : référent : Ecole Normale Supérieure Paris-Saclay

Mots clés

Mots clés libres

Zirconium

Microstructure

Microscopie électronique en transmission

Sonde atomique tomographique

Irradiation

Zirconium

Microstructure

Transmission electron microscopy

Atom probe tomography

Irradiation

Résumé

Les alliages à base de zirconium sont utilisés comme matériau de gainage du combustible nucléaire pour les réacteurs à eau pressurisée. Ces alliages présentent une faible section efficace d'absorption des neutrons thermiques et possèdent de bonnes propriétés mécaniques ainsi qu'une grande résistance à la corrosion. Malgré plusieurs décennies de recherche, de nombreuses questions demeurent concernant l'évolution de la microstructure des alliages de zirconium sous irradiation et ses conséquences sur la déformation de ces matériaux en réacteur. L'irradiation neutronique dans les matériaux cristallins produit des cascades de déplacements qui génèrent de grandes quantités de défauts ponctuels, lacunes et interstitiels, qui s'agglomèrent pour former des amas. Dans le cas des alliages de zirconium, la formation de certains de ces amas est souvent considérée comme responsable de la déformation de croissance induite par l'irradiation. Il apparait de plus que les éléments d'alliage ont un rôle important sur cette déformation. Néanmoins, il n'existe pas pour l'heure de consensus concernant le mécanisme physique élémentaire à l'origine de cette déformation ainsi que la raison de l'influence des éléments d'alliage. Ce travail de thèse a pour objectif de mieux comprendre l'origine de cette déformation de croissance. Un alliage de zirconium sera irradié par des ions, à différentes doses d'irradiation et différentes températures, puis sera caractérisé par deux techniques expérimentales de pointe : la microscopie électronique en transmission (MET) et la sonde atomique tomographique (SAT). Ces deux techniques permettront d'accéder à la répartition des éléments chimiques dans le matériau à l'échelle atomique ainsi qu'à la caractérisation des amas de défauts ponctuels présents. Grâce à ces analyses microstructurales à l'échelle nanométrique, un scénario sera proposé pour expliquer l'origine de la déformation de croissance, ainsi que le rôle des éléments d'alliage sur celle-ci. Ce travail de doctorat, permettra ainsi de développer des modélisations physiques prédictives du comportement des alliages de zirconium sous irradiation, permettant ainsi d'améliorer la performance et la sureté des réacteurs nucléaires à eau pressurisée.

Zirconium alloys are used in the nuclear industry as fuel cladding tube. These alloys are very well suited for this application since they have a very low thermal neutron absorption cross section and exhibit good mechanical properties and high resistance to water corrosion. Despite several decades of research, numerous questions remain concerning the microstructure evolution under irradiation and its consequence on the in-reactor deformation. Neutron irradiation in crystalline materials induce displacement cascades that create large amount of point defects, vacancies and interstitials. These point defects gather to form point defect clusters. In the case of zirconium alloys, the formation of specific point defect clusters is usually considered to be responsible for the irradiation induced growth phenomenon. Furthermore, it appears that alloying elements play an important role on growth strain. However, there is yet no consensus concerning the physical mechanism at the origin of this deformation and the reason for the influence of some alloying elements. The main objective of this PhD project is to better understand the origin of the growth strain. A zirconium alloy will be irradiated with ions up to several doses and at various temperatures. Then the material will be characterized by two advanced complementary techniques: Tomographic Atom Probe and Transmission Electron Microscopy. Using these two techniques, the point defect clusters and the distribution of alloying elements will be analyzed at nanometer scale. A scenario explaining the origin of growth strain will then be proposed. This PhD work will enable the development of predictive physically based modeling of the behavior of zirconium alloys under irradiation thus enhancing the performance and safety of pressurized water nuclear reactors.