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Le 7 octobre 2022

Soutenance de thèse de Zacharie SHOKEIR

Modélisation de l'effet de l'irradiation sur la ténacité des alliages d'aluminium dans les réacteurs nucléaires expérimentaux

Résumé de la thèse en français

L'alliage d'aluminium 6061-T6 est choisi pour la fabrication de la cuve du réacteur français Jules Horowitz (JHR). Cette thèse se concentre sur la virole centrale de la cuve qui est est soumise à l'arrêté relatif Équipement Sous Pression Nucléaire. De telles cuves sont rigoureusement conçues pour répondre aux spécifications définies par l'Autorité de Sûreté Nucléaire (ASN). L'irradiation provoque des modifications microstructurales qui induisent un durcissement du matériau et diminuent sa ductilité. À titre d'exemple, une étude rapporte une augmentation de 45 et 60% de la limite d'élasticité et de la résistance mécanique respectivement et une diminution de 15 à 9% de l'allongement à rupture. Bien qu'il soit évident que l'irradiation augmente la résistance du matériau et diminue sa capacité d'écrouissage, il n'est pas prouvé dans la littérature que la ténacité de l'alliage d'aluminium 6061-T6 irradié diminue. Quelques rares résultats montrent que la ténacité n'est pas affectée par l'irradiation. Cependant, ces quelques résultats ne permettent pas de tirer des conclusions. En conséquence, l'objectif scientifique principal de cette thèse est de développer un modèle basé sur la physique qui prédit la ténacité de l'alliage d'aluminium 6061-T6 irradié. Tout d'abord, l'endommagement est étudié au niveau microscopique : les mécanismes de germination, de croissance et de coalescence de cavités dans l'alliage non irradié sont caractérisés et quantifiés. Le modèle d'endommagement est ainsi calibré sur l'alliage non irradié en supposant que l'irradiation n'affecte pas les particules de taille micronique qui endommagent le matériau. Deuxièmement, les effets du durcissement et de la perte d'écrouissage sur la ténacité globale sont décorrélés afin de mettre en valeur leurs influences respectives sur la ténacité du matériau irradié. Troisièmement, un modèle phénoménologique d'écoulement plastique irradié basé sur les résultats de traction (alliage irradié) disponibles dans la littérature est développé. Enfin, le modèle d'écoulement plastique irradié et le modèle d'endommagement sont combinés afin de simuler la ténacité de l'alliage irradié. Les résultats révèlent un large débat sur la ténacité de l'alliage d'aluminium 6061-T6 irradié.

Résumé de la thèse en anglais

The 6061-T6 aluminum alloy is chosen for fabricating the vessel of the French Jules Horowitz Reactor (JHR). This thesis focuses on the middle shaft of the vessel which is designed to be a nuclear pressure vessel. Such vessels are rigorously designed to fulfill the specifications defined by the French Nuclear Safety Authority (ASN, Autorité de Sûreté Nucléaire). Neutron radiation causes microstructural changes that induce material hardening and decrease the ductility of metals. To illustrate, a study reports an increase of 45 and 60% in the yield and ultimate tensile strength respectively and a decrease from 15 to 9% in the elongation % at failure. Although it is obvious that neutron radiation increases the material's strength and decreases its strain hardening capacity, it is not evidenced in the literature that the fracture toughness of the irradiated 6061-T6 aluminum alloy drops. A very few results show that the fracture toughness is not affected by the neutron radiation. However, these few results do not allow to draw conclusions. Therefore, the main scientific objective of this PhD thesis is to develop a physics-based model that predicts the fracture toughness of the irradiated 6061-T6 aluminum alloy. Firstly, damage is investigated at the microscopic level: void nucleation, growth and coalescence mechanisms in the unirradiated alloy. The damage model is to be calibrated over the unirradiated alloy while assuming that neutron radiation do not affect the micron-sized particles which damage the material. Secondly, the effect of strengthening and strain hardening drop on the overall fracture toughness is decorrelated to understand the trends regarding the irradiated material's toughness. Thirdly, a phenomenological irradiated plastic flow model that is based on the available tensile results (irradiated alloy) in the literature is developed. Finally, the irradiated plastic flow and the calibrated damage models are combined to simulate the fracture toughness of the irradiated alloy. The results disclose a wide discussion over the fracture toughness of the irradiated 6061-T6 aluminum alloy.

Date de soutenance : vendredi 7 octobre 2022 à 9h00
Adresse de soutenance : 270 rue Saint-Jacques 75005 Paris - Salle Biblio
Directeur de thèse : Jacques BESSON
Codirecteur : Yazid MADI
Co-encadrant : Jérôme GARNIER

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