Comportement mécanique et caractérisations de la microstructure des céramiques irradiées pour la nouvelle génération de réacteurs nucléaires

Mechanical behavior and microstructure characterizations of irradiated ceramics for the new generation of nuclear reactors

• Auteur / Autrice : Morgane Josse
• Direction : Antoine Guitton, Olivier Bouaziz
• Type : Projet de thèse
• Discipline(s) : Sciences des Matériaux
• Date : Inscription en doctorat le 25/09/2024
• Etablissement(s) : Université de Lorraine
• Ecole(s) doctorale(s) : C2MP - CHIMIE MECANIQUE MATERIAUX PHYSIQUE
• Partenaire(s) de recherche : Laboratoire : LEM3 - Laboratoire d Etude des Microstructures et de Mécanique des Matériaux
• Partenaire(s) de recherche : Equipe de recherche : DEPARTEMENT 2 : Ingénierie des Microstructures, Procédés, Anisotropie, ComportemenT (IMPACT)

Mots clés

Mots clés libres

Matériaux

Déformation

Microstructures

Essais micro-mécaniques

Microscopie électronique à balayage

Céramiques

Materials

Deformation

Microstructures

Micro-mechanical testing

Scanning electron microscope

Ceramics

Résumé

L'énergie nucléaire est un composant crucial du mélange énergétique européen, assurant l'indépendance et réduisant les émissions de gaz à effet de serre. Alimentée par l'interaction nucléaire puissante et la fission d'atomes lourds, elle offre une densité énergétique inégalée, avec un gramme d'uranium générant deux millions de fois plus d'énergie que la combustion d'un gramme d'essence. Cette densité énergétique élevée se traduit par une empreinte matérielle considérablement plus petite par rapport à d'autres sources d'énergie. De plus, la fission nucléaire ne produit pas de gaz à effet de serre, et la réaction en chaîne peut être contrôlée pour ajuster la production d'énergie. Pour améliorer la sécurité des réacteurs et soutenir le développement de nouvelles générations, des matériaux innovants sont essentiels. Dans ce contexte, les réacteurs à sels fondus, fonctionnant à une pression proche de l'atmosphère avec du sel comme agent de refroidissement, représentent une voie prometteuse. La recherche académique et industrielle en Europe poursuit activement des percées en matière de matériaux dans ce cadre. Notre projet se concentre sur deux céramiques spécifiques : les phases MAX et le carbure de silicium (SiC), tous deux présentant un potentiel significatif en raison de leurs attributs distincts. Les phases MAX sont des composés caractérisés par la stœchiométrie M(n+1)AXn (n = 1, 2 ou 3), où M représente un métal de transition, A est un élément des groupes 12 à 16, et X est soit du carbone, soit de l'azote. Ces composés ont suscité une attention importante en raison de leur combinaison distinctive de caractéristiques métalliques et de propriétés céramiques. De plus, certaines phases MAX montrent une résistance notable aux dommages par irradiation. Les phases MAX à haute entropie, qui intègrent de 3 à 5 éléments dans les constituants M ou A, ont attiré l'attention. En ajustant la composition des phases MAX vers une plus grande complexité, il est possible de développer des phases MAX à haute entropie avec une stabilité améliorée sous irradiation, associant les propriétés souhaitées pour les applications nucléaires à une résistance mécanique et une résistance à la radiation accrues. L'intégration du SiC offre des améliorations notables en termes de sécurité, d'efficacité et de durabilité dans les réacteurs nucléaires. Le SiC présente une résistance exceptionnelle à l'irradiation, en faisant un choix optimal pour des environnements exigeants. Sa capacité à supporter des températures et des pressions élevées est cruciale pour réduire la susceptibilité aux défaillances dans des conditions extrêmes. L'objectif du projet doctoral sera d'évaluer les propriétés mécaniques initiales des phases MAX conventionnelles et à haute entropie, ainsi que du SiC. Leur évolution sous irradiation sera étudiée au moyen de tests micromécaniques, nécessaires compte tenu de la taille de l'échantillon et de la profondeur d'irradiation de quelques micromètres. La dureté et le comportement en plasticité seront déterminés par nano-indentation et micro-compression, respectivement. La ténacité sera évaluée à l'aide de tests de flexion de microcantilever in-situ au microscope électronique à balayage (MEB). Les résultats permettront de déterminer le potentiel d'amélioration des propriétés mécaniques après irradiation des phases MAX à haute entropie par rapport aux phases MAX conventionnelles et au SiC.

Nuclear energy is a crucial component of the European energy mix, ensuring independence and reducing greenhouse gas emissions. Fueled by the powerful nuclear interaction and the fission of heavy atoms, it offers unparalleled energy density, with one gram of uranium generating two million times more energy than burning a gram of gasoline. This high energy density results in a significantly smaller material footprint compared to other energy sources. Moreover, nuclear fission produces no greenhouse gases, and the chain reaction can be controlled to adjust power generation. To enhance reactor safety and support the development of new generations, innovative materials are essential. In this context, molten salt reactors, operating at close-to-atmospheric pressure with salt as a cooling agent, represent a promising avenue. Academic and industrial research in Europe is actively pursuing breakthrough materials within this framework. Our project centers on two specific ceramics: MAX phases and silicon carbide (SiC), both boasting significant potential owing to their distinct attributes. The MAX phases are compounds characterized by the stoichiometry Mn+1AXn (n = 1, 2, or 3), where M represents an early transition metal, A is an element from groups 12 to 16, and X is either carbon or nitrogen. These compounds have garnered significant attention due to their distinctive combination of metallic traits and ceramic properties. Furthermore, select MAX phases exhibit notable resistance to irradiation damage. High-entropy MAX phases, which incorporate 3 to 5 elements in M or A constituents, have gained attention. By tuning the composition of MAX phases towards higher complexity, it is possible to develop high-entropy MAX phases with improved stability under irradiation, combining desired nuclear application properties with enhanced mechanical strength and radiation resistance. The integration of SiC offers notable enhancements to safety, efficiency, and sustainability within nuclear reactors. SiC displays exceptional radiation resistance, making it an optimal choice for demanding environments. Its capacity to endure high temperatures and pressure is pivotal in reducing susceptibility to failure under extreme conditions. The objective of the doctoral project will be to assess the initial mechanical properties of conventional and high-entropy MAX phases, as well as SiC. Their evolution under irradiation will be investigated by means of micro-mechanical tests, required considering the size of sample and the irradiation depth of few μm. Hardness and plasticity behavior will be determined by nano-indentation and micro-compression, respectively. The toughness will be evaluated using Scanning Electron Microscope (SEM) in-situ microcantilever bending tests. The results will allow determining the potential of improvement in mechanical properties after irradiation of high-entropy MAX phase in comparison to conventional MAX phases and SiC.