• Langue : Français
• Discipline : Sciences des Matériaux
• Identifiant : 2010LIL10111
• Type de thèse : Doctorat
• Date de soutenance : 19/11/2010

Résumé en langue originale

Le Zirconium, sous forme d’alliage, est l’élément principal du gainage combustible des réacteurs nucléaires à eau pressurisée. Sous irradiation, les gaines s’allongent de manière significative, phénomène attribué à la croissance de boucles de dislocations lacunaires dans les plans de base de la structure hexagonale compacte. La compréhension des mécanismes à l’échelle atomique à l’origine de ce processus à motivé ce travail. Par le biais de la modélisation atomique ab initio nous avons étudié la structure et la mobilité des défauts ponctuels dans le Zirconium. Nous avons ainsi constaté que quatre défauts interstitiels possèdent des énergies de formation très proches, dans une fourchette de 0,11 eV. L’étude des chemins de migration nous a permis de dégager des énergies d’activation des sauts premiers voisins, utilisées comme paramètres d’entrée pour un code Monte Carlo cinétique. Ce code a été développé pour calculer le coefficient de diffusion du défaut interstitiel. Nos résultats conduisent à une migration deux fois plus rapide parallèlement aux plans de base que parallèlement à l’axe c, avec une énergie d’activation de 0,08 eV, indépendante de la direction. Le coefficient de diffusion de la lacune, estimé en utilisant un modèle à deux sauts, est également anisotrope, avec un processus plus rapide dans les plans de base que perpendiculairement à ceux-ci. L'influence de l'hydrogène sur la germination des boucles de dislocations lacunaires a été étudiée suite à l'observation expérimentale d'une accélération de la croissance des gaines en présence de cet élément.

Résumé traduit

Zirconium is the main element of the cladding found in pressurized water reactors, under an alloy form. Under irradiation, the cladding elongate significantly, phenomena attributed to the vacancy dislocation loops growth in the basal planes of the hexagonal compact structure. The understanding of the atomic scale mechanisms originating this process motivated this work. Using the ab initio atomic modeling technique we studied the structure and mobility of point defects in Zirconium. This led us to find four interstitial point defects with formation energies in an interval of 0.11 eV. The migration paths study allowed the discovery of activation energies, used as entry parameters for a kinetic Monte Carlo code. This code was developed for calculating the diffusion coefficient of the interstitial point defect. Our results suggest a migration parallel to the basal plane twice as fast as one parallel to the c direction, with an activation energy of 0.08 eV, independent of the direction. The vacancy diffusion coefficient, estimated with a two-jump model, is also anisotropic, with a faster process in the basal planes than perpendicular to them. Hydrogen influence on the vacancy dislocation loops nucleation was also studied, due to recent experimental observations of cladding growth acceleration in the presence of this element.