• Langue : Anglais
• Discipline : Physique et sciences des matériaux
• Identifiant : 2020LILUR004
• Type de thèse : Doctorat
• Date de soutenance : 27/01/2020

Résumé en langue originale

La prévision de l'évolution de la microstructure au cours du vieillissement par irradiation des matériaux de structure des réacteurs nucléaires est une question clé pour l'industrie du nucléaire. Dans ce travail, une approche par champ de phase est utilisée pour simuler l'évolution de la microstructure de matériaux dans des conditions d'irradiation à l'échelle mésoscopique. Nous nous intéressons tout d’abord aux calculs de la force de puits, c'est-à-dire la capacité des défauts de la microstructure (dislocations, cavités, etc) à absorber les défauts ponctuels (DPs). Ces calculs prennent en compte les interactions élastiques entre les défauts ponctuels et les puits et sont réalisés dans les métaux purs d' Al, Ni et Fe. Une précision supplémentaire dans ces calculs est fournie en incorporant dans le modèle le changement de l'énergie de migration des DPs en raison du champ de déformation dû au puits, encore appelé élastodiffusion. Les DPs sont modélisées élastiquement par leurs tenseurs dipolaires élastiques et le rôle de l'anisotropie de ces tenseurs dipolaires au point de col est étudié. Les résultats montrent que l’anisotropie du tenseur dipolaire au point col est un paramètre clé dans les calculs précis de la force de puits. Par la suite, notre intérêt est centré sur le développement d’un modèle champ de phase de montée de dislocation sous irradiation. Le modèle permet de simuler la croissance ou le retrait d'une boucle de dislocation par absorption des deux DPs (lacunes et atomes auto-interstitiels). L'analyse des tests de validation montre la limite du modèle et des ajustements sont effectués. Ce nouveau modèle est appliqué pour simuler la croissance d’une boucle interstitielle dans le Fer pur. Les effets de la température, de la densité de dislocations, de l’orientation de la boucle et de l’élastodifusion sur le taux de croissance de la boucle sont étudiés. Les résultats montrent notamment une augmentation du taux de croissance de la boucle avec les effets combinés de l’augmentation de la température et de la diminution de la densité de dislocations. Le nouveau modèle de montée de dislocation sous irradiation développé est également utilisé pour simuler le phénomène de ségrégation induite par irradiation (SII) près d’une boucle de dislocation interstitielle au cours de sa croissance, dans des alliages Fe-Cr. Nous montrons que la prédiction de la SII dépend de la mobilité du puits et de la microstructure environnante (effets multi-puits).

Résumé traduit

The prediction of the microstructure evolution during irradiation ageing of structural materials of nuclear reactors is a key issue for the nuclear industry. In this work, a phase field approach is used to simulate the microstructure evolution of materials under irradiation conditions at the mesoscopic scale. We are interested at first in the calculations of the sink strength which describes the ability of microstructural defects (dislocations, cavities, etc) to absorb point defects (PDs). These calculations take into account the elastic interactions between point defects and sinks and are performed in pure metals Al, Ni and Fe. Additional precision in the calculations is provided by incorporating in the model the change of the PD migration energy due to the sink strain field, also known as elastodiffusion. PDs are elastically modelled through their elastic dipole tensors and the role of the anisotropy of these dipole tensors at saddle state is investigated. The results show that the PD dipole tensor anisotropy at saddle state is a key parameter in the accurate sink strength calculations. Subsequently, our interest is focused on the development of a PF model of dislocation climb under irradiation. The model allows to simulate dislocation loop growth or shrinkage by absorption of both PDs (vacancies and self-interstitial atoms). The analysis of the validation tests shows the limit of the model, and adjustments are carried out. This new model is applied to simulate the growth of an interstitial loop in pure Fe. The temperature, dislocation density, loop orientation and elastodifusion effects on the loop growth rate are studied. The results show, in particular, an increase of the loop growth rate with the combined effects of the increase of the temperature and the decrease of the dislocation density. The new PF model of dislocation climb under irradiation is also used to simulate the radiation induced segregation (RIS) phenomenon in Fe-Cr alloy near an interstitial dislocation loop during its growth. We show that the RIS prediction depends on the sink mobility and on the surrounding microstructure (multi-sink effects).