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Modélisation du comportement en plasticité et à rupture des aciers bainitiques irradiés

Nguyen, Can Ngon (1981) ; Cailletaud, Georges (1955-....)

Paris : ENSMP, 2010

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  • Titre:
    Modélisation du comportement en plasticité et à rupture des aciers bainitiques irradiés
  • Auteur: Nguyen, Can Ngon (1981)
  • Autre(s) auteur(s): Cailletaud, Georges (1955-....)
  • Sujets: Acier bainitique;
    Agrégat polycristallin;
    Irradiation neutron;
    Défaut irradiation;
    Plasticité;
    Métallurgie physique;
    Densité dislocation;
    Micromécanique;
    Rupture fragile;
    Méthode élément fini
  • Description: Mines : Thèse en ligne sur Pastel
    Thèse de doctorat
    Les aciers faiblement alliés sont utilisés dans les réacteurs nucléaires pour la réalisation de différents équipements. Soumis à une irradiation neutronique induite par le fonctionnement du réacteur, ces matériaux présentent des évolutions notables de leur microstructure, avec en particulier l'apparition de défauts d'irradiation comme des boucles interstitielles, des amas lacunaires et des précipités. Ces défauts par interactions avec les dislocations conduisent à un durcissement et une fragilisation en relation directe avec la dose reçue par le matériau et éventuellement le flux neutronique. Le comportement en plasticité hors irradiation des aciers bainitiques faiblement alliés commence à être connu et a fait l'objet de plusieurs modélisations élaborées à partir d'observations expérimentales et de modélisations à l'échelle atomique. Plusieurs thèses ont été supportées par EDF et le CEA dans le passé, en particulier, au Centre des Matériaux, celle de Nikolay Osipov, dont la présente thèse est le prolongement. Le modèle à développer adopte une démarche classique, en utilisant des éléments expérimentaux déjà connus, mais il se place de façon déterminée à l'échelle de la microstructure, et cherche à intégrer un maximum d'information de métallurgie physique. C'est dans cet esprit que l'on cherchera à introduire des microstructures réalistes en termes de morphologie et d'orientation cristalline, et qu'on adoptera un modèle de plasticité cristalline basé sur les densités de dislocations. Ce choix doit permettre de faciliter la prise en compte de l'interaction entre dislocations et défauts d'irradiations dans l'écriture des lois de la plasticité. Le modèle de plasticité sera alors utilisé en Eléments Finis pour réaliser des calculs d'agrégats polycristallins. Un tel agrégat est un élément de volume présentatif du mécanicien. Les résultats obtenus sur celui-ci seront donc considérés comme une donnée élémentaire dans la manipulation des modèles de rupture fragile sur des structures. Il se posera alors la question du statut de l'approche développée. On proposera d'adopter le terme d'"approche locale micromécanique". Le principal objectif de la thèse est donc le développement de cette nouvelle approche locale. Pour cette occasion, il faudra passer par deux autres étapes: le développement des modèles cristallographiques basés sur les densités de dislocations en petites et en grandes déformations; la modification de ces modèles pour prendre en compte l'effet d'irradiation. Le manuscrit est organisé en trois grandes parties. Tout d'abord, la première partie décrit les modèles qui seront utilisés ensuite. Le lecteur trouvera successivement quelques rapides rappels sur les aciers de cuve; sur les dislocations comme source de plasticité, ainsi que sur les modèles qui résultent de cette analyse; sur l'influence de l'irradiation sur les mécanismes de déformation et de rupture; sur le phénomène de rupture fragile et sa modélisation classique. La deuxième partie décrit successivement l'implémentation dans le code de calcul par éléments finis, les détails sur les algorithmes étant toutefois reportés en annexe, et les modifications proposées pour prendre en compte l'effet d'irradiation. Dans la troisième partie, on applique l'ensemble des outils développés pour réaliser des simulations de la déformation d'agrégats bainitiques. On réalise donc avant tout l'identification des paramètres sur des essais préexistants, pour tout un lot de températures. On effectue ensuite les calculs de microstructures, qui sont analysés en détails en termes de champs de contraintes et de déformations. La partie se termine enfin par une proposition d'approche micromécanique locale de la rupture.
    Low alloy steels are used in various equipments of nuclear reactors. Subjected to neutron irradiation produced during the operation of reactors, these materials exhibit significant changes in their microstructure, especially with the formation of radiation defects as interstitial loops, void clusters and precipitates. These defects in interactions with dislocations lead to a hardening and embrittlement which are directly related to the received dose and possibly the neutron flux. The plastic behaviour of non-irradiated low alloy bainitic steels has been the object of several modellings based on observations from experiments and atomistic simulations. Some of them result from thesis supported by EDF and CEA, which describe different strategies for the micromechanical modelling of brittle failure. Improvements in this work come from the integration of new physical characteristics and the attention paid to the representativity of the microstructure: whereas realistic microstructures in terms of morphology and crystal orientations have been adopted, a dislocation density based constitutive model is used to describe crystal plasticity and computations are performed in the large deformation framework. This choice is justified by the need to take into account, in the constitutive modelling, the interactions between dislocations and irradiation defects under severe loading conditions. The plasticity laws have been implemented in the finite elements code ZéBuLoN in order to perform computations of polycrystalline aggregates. Such aggregates are representative volume elements of the mechanics of heterogeneous materials. They provide the database required for the application of brittle failure models to structures. This multiscale character confers to the modelling the status of micromechanical local approach of failure. The manuscript is organized in three main parts. The first one presents the models that will be used after. The different ingredients of the problem are described with details: steels for nuclear reactors; dislocations as the origin of plasticity and models resulting from the analysis of this mechanism; effect of irradiation on the mechanisms of deformation and failure; the phenomenon of brittle failure and its classical modelling. The second part describes successively the implementation in the finite elements code and the modifications proposed to take into account the effect of irradiation. The details about the algorithms are reported in the appendice. In the third part, the set of developed tools is used to simulate the deformation of bainitic aggregates subjected to particular triaxiality conditions. The first step has consisted in identifying the parameters according to pre-existing experimental tests at different temperatures. Computations have then been carried out and analyzed in details in terms of stresses and deformations fields. Finally, a new proposal for the micromechanical approach of brittle failure is presented.
  • Éditeur: Paris : ENSMP
  • Date de publication: 2010
  • Format: 2.vol. : Figures, graphiques, tableaux ; 29 cm
  • Langue: Français
  • Source: Mines ParisTech (catalogue)

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