• Langue : Français
• Discipline : Sciences des matériaux
• Identifiant : Inconnu
• Type de thèse : Doctorat
• Date de soutenance : 01/01/1999

Résumé en langue originale

Les réacteurs nucléaires VVER 440 à eau pressurisée, comptent à ce jour 27 unités en fonctionnement en Europe de l Est et en ex-URSS. Les cuves de ces réacteurs, en aciers faiblement alliés au Cr-Mo-V, se caractérisent par la présence d un joint soudé circonférentiel en regard de la zone de cœur du réacteur. Le joint subit un flux neutronique important et contient des teneurs élevées en cuivre et phosphore, éléments réputés fragilisants sous irradiation. La cinétique de fragilisation des cuves s en trouve accélérée, abrégeant l espérance de vie des réacteurs. Afin d acquérir des connaissances sur la microstructure et les propriétés mécaniques de ces aciers de cuve, des métaux de base, des ZAT et des zones fondues ont été étudiés. Les teneurs élevées en phosphore dans les zones fondues provoquent une fragilisation de revenu réversible pendant les revenus de post-soudage. La nature du dommage d irradiation des zones fondues a été déterminée par des examens en diffusion des neutrons aux petits angles, en sonde atomique et en microscopie électronique en transmission. Des atmosphères de soluté d un rayon proche du nanomètre, riches en cuivre et présentant des caractéristiques en partie identiques à celles présentes dans les aciers de cuve occidentaux sont mises en évidence. Une évolution de la distribution en taille de fins carbures de vanadium décorant la sous-structure de dislocations de ces aciers est également observée. Ces défauts disparaissent au cours des revenus de post-irradiation. Comme dans les aciers de cuve occidentaux, la fragilisation des aciers de cuve résulte de mécanismes de durcissement et de réduction de la cohésion des interfaces. La spécificité du dommage d irradiation des aciers de cuve VVER 440 est principalement liée aux teneurs élevées en phosphore et à la présence d une distribution dense de fins carbures de vanadium.