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Etude des mécanismes de déformation des alliages de zirconium après et sous irradiation

Etude des mécanismes de déformation des alliages de zirconium après et sous irradiation

Transmission; Boucles de dislocation <a>; Glissement des dislocations ; Montée des dislocations Résumé : Au sein des Réacteurs à Eau Pressurisée, le flux de neutrons entraîne une modification des propriétés mécaniques des gaines à combustible en alliage de zirconium. Bien que leur comportement macroscopique soit bien connu, les mécanismes microscopiques de la déformation des alliages de zirconium restent à caractériser. Afin de simuler l’irradiation aux neutrons, des irradiations aux particules chargées (ions et électrons) ont été réalisées à 400 et 450°C sur un alliage de zirconium: le Zircaloy-4 RXA. L’analyse expérimentale de la microstructure obtenue après irradiation, effectuée au Microscope Electronique en Transmission (MET), a montré la présence de défauts cristallins: les boucles de dislocation de vecteur de Burgers <a>. Leur évolution au cours de l’irradiation (taille et densité), ainsi que leurs caractéristiques (nature et plan d’habitat) ont été déterminées et discutées sur la base de la diffusion des défauts ponctuels. Les résultats obtenus suggèrent une diffusion des auto-interstitiels très faiblement anisotrope. Des expériences de traction in-situ ont été réalisées au MET, après irradiation aux ions, afin d’activer le glissement des dislocations et d’observer leurs interactions avec ces boucles <a>. Certains cas d’interactions observés expérimentalement ont été modélisés par Dynamique des Dislocations pour une meilleure compréhension des mécanismes. L’effet simultané de la contrainte et de l’irradiation sur les mécanismes de déformation a ensuite été étudié. Des irradiations in-situ aux électrons et aux ions ont été effectuées, sans et avec application d’une contrainte. Des mécanismes de déformation impliquant la montée des dislocations ont ainsi été mis en évidence. Grâce à l’ensemble de cette étude, des modèles basés sur les mécanismes identifiés pourront être, à terme, proposés afin de prédire le comportement des alliages de zirconium en réacteur.
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Etude des mécanismes de déformation des alliages de zirconium après et sous irradiation

Etude des mécanismes de déformation des alliages de zirconium après et sous irradiation

Transmission; Boucles de dislocation <a>; Glissement des dislocations ; Montée des dislocations Résumé : Au sein des Réacteurs à Eau Pressurisée, le flux de neutrons entraîne une modification des propriétés mécaniques des gaines à combustible en alliage de zirconium. Bien que leur comportement macroscopique soit bien connu, les mécanismes microscopiques de la déformation des alliages de zirconium restent à caractériser. Afin de simuler l’irradiation aux neutrons, des irradiations aux particules chargées (ions et électrons) ont été réalisées à 400 et 450°C sur un alliage de zirconium: le Zircaloy-4 RXA. L’analyse expérimentale de la microstructure obtenue après irradiation, effectuée au Microscope Electronique en Transmission (MET), a montré la présence de défauts cristallins: les boucles de dislocation de vecteur de Burgers <a>. Leur évolution au cours de l’irradiation (taille et densité), ainsi que leurs caractéristiques (nature et plan d’habitat) ont été déterminées et discutées sur la base de la diffusion des défauts ponctuels. Les résultats obtenus suggèrent une diffusion des auto-interstitiels très faiblement anisotrope. Des expériences de traction in-situ ont été réalisées au MET, après irradiation aux ions, afin d’activer le glissement des dislocations et d’observer leurs interactions avec ces boucles <a>. Certains cas d’interactions observés expérimentalement ont été modélisés par Dynamique des Dislocations pour une meilleure compréhension des mécanismes. L’effet simultané de la contrainte et de l’irradiation sur les mécanismes de déformation a ensuite été étudié. Des irradiations in-situ aux électrons et aux ions ont été effectuées, sans et avec application d’une contrainte. Des mécanismes de déformation impliquant la montée des dislocations ont ainsi été mis en évidence. Grâce à l’ensemble de cette étude, des modèles basés sur les mécanismes identifiés pourront être, à terme, proposés afin de prédire le comportement des alliages de zirconium en réacteur.
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Etude expérimentale de l'oxydation des alliages de zirconium à haute pression de vapeur d'eau et modélisation des mécanismes

Etude expérimentale de l'oxydation des alliages de zirconium à haute pression de vapeur d'eau et modélisation des mécanismes

Frank [Fra-02], après avoir réalisé des oxydations sous eau à 360°C et sous vapeur d’eau à 500°C sur les alliages Zircaloy-4 et Zr- 1%Nb montre que la couche d’oxyde est formée d’une co[r]

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Compréhension des mécanismes de prise d’hydrogène des alliages de zirconium : effet de l’irradiation aux ions sur la fraction d’hydrogène absorbé du M5Framatome

Compréhension des mécanismes de prise d’hydrogène des alliages de zirconium : effet de l’irradiation aux ions sur la fraction d’hydrogène absorbé du M5Framatome

deutérium Yilmazbayhan, A., Breval, E., Motta, A. T., and Comstock, R. J., “Transmission Electron Microscopy Examination of Oxide Layers Formed on Zr Alloys,” J. Nucl. Mater., Vol. 349, No. 3, 2006, pp. 265–281. Jublot, M., Zumpicchiat, G., Tupin, M., Pascal, S., Berdin, C., Bisor, C., and Blat-Yrieix, M., “Influence of Hydride Precipitation on the Corrosion Kinetics of Zircaloy-4: Effect of the Nanostructure and Grain Boundary Properties of the Zirconium Oxide Layer on Oxygen Diffusion Flux,” Zirconium in the Nuclear Industry: 18th International Symposium, ASTM STP1597, R. J. Comstock and A. T. Motta, Eds., ASTM International, West Conshohocken, PA
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Influence de l’irradiation et de la radiolyse sur la vitesse et les mécanismes de corrosion des alliages de zirconium

Influence de l’irradiation et de la radiolyse sur la vitesse et les mécanismes de corrosion des alliages de zirconium

5.5 Conclusion Le principal objectif de cette partie était d’étudier l’influence de la radiolyse sur la vitesse de corrosion des alliages Zy4 et M5 ® . Trois types de mesures ont été réalisées, des mesures électrochimiques pour estimer l’effet de la radiolyse sur les spectres d’impédance des couches d’oxyde, des analyses ICP-optique pour évaluer la dissolution de la couche d’oxyde et des analyses SIMS après 24h d’exposition isotopique sous radiolyse pour déterminer l’effet de la radiolyse sur le flux de diffusion de l’oxygène et de l’hydrogène dans la couche et donc, respectivement, la vitesse d’oxydation et d’hydruration des alliages sous radiolyse. Les mesures électrochimiques in-situ révèlent que, quel que soit le matériau, le potentiel de corrosion des échantillons sous faisceau est toujours plus élevé que celui des échantillons hors faisceau. D’autre part, notamment à haute fréquence, l’impédance réelle de l’échantillon sous faisceau est inférieure à celle de l’échantillon hors faisceau. Elle tend à basse fréquence vers celle de ce dernier. La radiolyse au niveau de la surface affecterait principalement l’impédance électrochimique à haute fréquence. Deuxièmement, les analyses d’ICP optique montrent une légère dissolution de la couche d’oxyde formée sur l’alliage Zircaloy-4 sous radiolyse. Ensuite, quel que soit l’alliage, les profils SIMS de diffusion de l’oxygène 18 sont similaires et de facto indépendants des conditions d’oxydation ce qui montre l’absence d’effet significatif de la radiolyse sur la vitesse d’oxydation des alliages de zirconium pendant 24 heures d’exposition isotopique dans nos conditions de radiolyse.
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Etude expérimentale et modélisation numérique du comportement plastique des alliages de zirconium sous et après irradiation

Etude expérimentale et modélisation numérique du comportement plastique des alliages de zirconium sous et après irradiation

En effet, la Figure 210 montre que le contraste d’une boucle de dislocation dépend de sa nature, mais également de son plan d’appartenance, les deux boucles de natures différentes mais d[r]

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Etude et compréhension des mécanismes de vieillissement des alliages de plomb-calcium

Etude et compréhension des mécanismes de vieillissement des alliages de plomb-calcium

I II I .1 . 1. . I I NT N TR RO OD DU UC CT TI IO ON N SU S UR R L LE E P PL LO OM MB B Le plomb, matériau connu depuis les romains, est encore de nos jours utilisé dans un grand nombre d’applications malgré sa toxicité. Il est employé dans des secteurs tels que la mécanique, le nucléaire, les télécommunications, le stockage et le transport de l’énergie électrique. Les atouts de ce matériau sont sa température de fusion peu élevée (environ 327°C), sa stabilité sous irradiation, sa plasticité ainsi que son excellente résistance à la corrosion. Par contre ses faibles caractéristiques mécaniques (σ e très faible) peuvent être un obstacle à son utilisation. Il devient alors nécessaire de lui ajouter certains éléments pour produire un durcissement structural. Le plomb, comme la plupart de ses alliages, possède une température de fusion approximativement égale au double de la température ambiante (en Kelvin). Cette propriété rend possible, dès 20°C, la diffusion des défauts cristallins, des éléments en solution solide ainsi que l’autodiffusion du plomb. Les différents processus de transformation (restauration, recristallisation, précipitation…) peuvent avoir lieu à cette température et conduisent à des évolutions rapides de ses propriétés mécaniques. On peut donc considérer que les alliages de plomb subissent un traitement thermique continu à température ambiante. Cette propriété peut être un avantage car elle autorise une mise en forme par déformation plastique illimitée sans recuit intermédiaire. Mais, elle est aussi un inconvénient, car il est difficile d’obtenir des structures et des propriétés mécaniques stables du fait de la compétition entre les mécanismes durcissants et adoucissants.
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Pépite | Modélisation multi-échelle de la déformation d’alliage de zirconium sous irradiation

Pépite | Modélisation multi-échelle de la déformation d’alliage de zirconium sous irradiation

3.1. Les défauts ponctuels dans le zirconium Recuit isochrone La mesure de résistivité lors des recuits isochrones permet d’obtenir des informations pertinentes sur la mobilité des défauts ponctuels. Le principe consiste à créer dans un premier temps des défauts dans le matériau en l’irradiant à basse température (de l’ordre de quelques K, typiquement 4 K pour les cryostats à hélium liquide) aux électrons, neutrons ou encore aux ions. Une fois les défauts créés, l’étape suivante est d’effectuer un recuit, en augmentant progressivement et par paliers isochrones la température de sorte à activer progressivement les mécanismes de mobilité des défauts dans le matériau. La diffusion des défauts conduit à des recombinaisons lacunes – interstitiels par exemple, se traduisant par une variation de la résistivité de l’échantillon. La variation de la résistivité en fonction de la température permet donc de déterminer les températures successives correspondant à l’activation de chaque type de défauts présent dans le matériau. La difficulté consiste à associer les variations de paramètres physiques (ici la résistivité) à la mise en mouvement d’un défaut donné (e.g. auto-interstitiel, di-interstitiel, lacune, bilacune). Les simulations Monte-Carlo reproduisent très bien l’expérience des recuits isochrones. Neely [6] , a réalisé cette expérience sur du zirconium relativement pur après une irradiation aux électrons de 1.5 MeV à 4.2 K (cf. Figure 3.1.3 ).
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Etude des mécanismes de déformation du titane T40 en formage incrémental

Etude des mécanismes de déformation du titane T40 en formage incrémental

Les procédés traditionnels de mise en forme des tôles de titane décrits dans la suite sont distingués par leur température de mise en œuvre. On distinguera donc les procédés de mise en forme à chaud et à froid. Le procédé de formage à chaud le plus connu est le SPF (Super Plastic Forming, Formage Superplastique). Les hautes propriétés mécaniques à l’ambiante des titanes alliés et leur propriétés de superplasticité à haute température en font des candidats pour cette technique. Brewer présente un panorama d’alliages de titane susceptibles d’être utilisés sur des structures aéronautiques de haute performance, et nous indique les températures typiques de mise en œuvre du SPF pour ces quelques alliages. Par exemple, d’après les données de McDonnell-Douglas, le Ti-6Al 4V peut se déformer jusqu’à 1578% à la température de 900°C, et le Ti-62222 de plus de 2000% à 885°C. Cela donne une bonne idée des possibilités offertes par ce procédé [66]. Cette technique peut être couplée à du soudage par diffusion (Diffusion Bonding, DB) pour obtenir directement des structures complexes à partir de plusieurs tôles, en une même phase de fabrication. Un aperçu de ces techniques et de leur capacités est proposé, entre autres, dans les études de Han [67], Queheillalt [68] ou encore Xun [69].
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Etude du comportement hors et sous irradiation aux ions d'un gainage combustible REP innovant base zirconium revêtu de chrome

Etude du comportement hors et sous irradiation aux ions d'un gainage combustible REP innovant base zirconium revêtu de chrome

Dans un premier temps, la dépressurisation et l’augmentation de la température provoquent une déformation des gaines due à l’augmentation de la pression interne, pouvant aller jusqu’à l’éclatement. De plus, cet échauffement est à l’origine de transformations métallurgiques modifiant les propriétés microscopiques et macroscopiques des gaines (notamment en raison de la transformation de phases allotropiques α Zr (hexagonale compacte hcp) en phase β Zr (cubique centré cc ou bcc) qui s’opère entre 800 et 1000°C, selon la nature de l’alliage de zirconium et de la vitesse de chauffe). La vapeur d’eau quant à elle est à l’origine d’une oxydation accélérée de la gaine du fait de la température élevée. Cette réaction d’oxydation conduit à la production de dihydrogène gazeux pouvant induire, dans les cas les plus extrêmes (c’est-à-dire en cas de perte des systèmes de refroidissement d’urgence), un risque d’explosion. Lorsque l’eau de secours est injectée via les systèmes de sûreté d’urgence dédiés, la gaine subit une trempe relativement brutale. Cette trempe doit survenir avant que la ductilité résiduelle de la gaine ne soit trop faible. En effet, cette dernière doit rester intègre et garder autant que possible son rôle de première barrière de confinement mais surtout maintenir une géométrie refroidissable du cœur du réacteur accidenté.
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Caractérisation et modélisation des phénomènes de vieillissement dans les alliages de zirconium

Caractérisation et modélisation des phénomènes de vieillissement dans les alliages de zirconium

MOTS-CLES : vieillissement statique et dynamique, alliages de zirconium, modélisation. Introduction Un comportement souvent qualifié d’« anormal », observé dans les alliages de zirconium, dans le domaine de température 20°C-600°C a été rapporté dans la littérature [1]. Deux principaux effets macroscopiques peuvent être directement observés : le vieillissement statique (SSA, Static Strain Ageing) et le vieillissement dynamique (DSA, Dynamic Strain Ageing). Le premier correspond à l’existence d’un pic de contrainte et/ou d’un plateau de Lüders, observé sur la courbe de traction contrainte-déformation. Le second est associé à la diminution du coefficient de sensibilité de la contrainte à la vitesse de déformation, SRS (Strain Rate Sensitivity) qui peut tendre vers zéro et/ou atteindre des valeurs négatives en association avec le phénomène de Portevin-Le Chatelier. La plupart de ces manifestations macroscopiques sont la conséquence des phénomènes physiques de vieillissement, qui se manifestent à l’échelle microscopique par des interactions dislocations-atomes de soluté. Bien que de nombreux mécanismes microscopiques aient été proposés, l’influence systématique des éléments d’addition et la caractérisation précise du domaine de vieillissement restent mal appréhendées à ce jour. Cette étude a pour objectif une telle caractérisation et sa modélisation par des lois de comportement adaptées. Dans le cadre du « Contrat de Programme de Recherche CEA-CNRS-EDF » sur la « Simulation des Métaux des Installations et Réacteurs Nucléaires » (CPR SMIRN), de nouveaux alliages de zirconium ont été spécialement élaborés à partir d’une barre en zirconium 2.2% hafnium à faible teneur en oxygène (80 ppm) et comparés à un alliage de référence, nommé Zr702 à forte teneur en oxygène (1300 ppm). Des alliages enrichis en oxygène d’une part et en niobium d’autre part ont été caractérisés sur une large gamme de sollicitations mécaniques (traction simple, sauts de vitesse, relaxation et mesures de champs de déformation) entre 20°C et 400°C afin d’explorer les modes de déformation présents dans les différents alliages de zirconium testés. Le modèle de comportement identifié pour l’alliage Zr702 (sens travers) est issu du modèle phénoménologique de vieillissement dynamique d’alliages métalliques, proposé par MacCormick [2] , [3]. Il comporte une variable interne caractérisant le temps de vieillissement global du matériau, ce qui le rend facile à programmer dans un code de calcul en éléments finis. Auparavant ce modèle a été testé sur des alliages en aluminium et sur un acier doux [4], [5], [7].
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ETUDE DE L’INFLUENCE DE L’HYDROGENE  SUR LA STRUCTURE ET LES PROPRIETES   MECANIQUES DES ALLIAGES DE  ZIRCONIUM

ETUDE DE L’INFLUENCE DE L’HYDROGENE SUR LA STRUCTURE ET LES PROPRIETES MECANIQUES DES ALLIAGES DE ZIRCONIUM

La fragilisation par l’hydrogène des alliages de Zirconium, associée à la précipitation d’hydrure, est essentiellement le résultat de propriétés élasto-plastiques différentes de celle de la matrice et des relations d’épitaxies entre phases parfois peu favorables au transfert de la déformation. Cet effet fragilisant est couramment caractérisé par une perte de ductilité, une diminution notable de la charge à rupture et de la ténacité [Chan K .S, 1995]. Le processus de fragilisation est fortement dépendant de la température. Ainsi il est possible de définir une transition ductile-fragile lorsque le plan d’habitat apparent des hydrures est proche d’un plan perpendiculaire à l’axe de sollicitation [Bai J., Ji N., Gilbon D., Prioul C. and François D, 1994]. La température de transition est plus élevée lorsque la teneur en hydrogène augmente [Bai J., Ji N., Gilbon D., Prioul C. and François D, 1966]. Ces résultats ne peuvent être interprétés qu’en examinant les différentes étapes qui conduisent à la rupture.
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Etude des mécanismes de déformation et de transformations métallurgiques en sous-couche et sur la surface usinée lors du tournage du Ti-6Al-4V avec un outil en carbure cémenté WC-Co non revêtu. Corrélation de l’intégrité matière par la surveillance de l’o

Etude des mécanismes de déformation et de transformations métallurgiques en sous-couche et sur la surface usinée lors du tournage du Ti-6Al-4V avec un outil en carbure cémenté WC-Co non revêtu. Corrélation de l’intégrité matière par la surveillance de l’opération et la compréhension des mécanismes d’endommagement de l’outil.

motoristes à s’intéresser à l’intégrité matière. Une description du projet européen ACCENT et de ses principaux objectifs seront également décrites. Le second chapitre est consacré à la description des alliages de titane et plus particulièrement le Ti-6Al-4V. L’objectif est de décrire ses transformations métallurgiques induites par des contraintes thermiques, mécaniques ou combinées car il s’agit pour chacun de ces trois cas de conditions rencontrées lors de la coupe. Cette partie bibliographique servira à expliquer la formation des anomalies en extrême surface et en sous-couche du matériau lors de l’usinage. Mis à part l’effet de traitements thermiques et/ou mécaniques dans le domaine  ou dans le haut du domaine  , les bandes de cisaillement adiabatique et la superplasticité du Ti-6Al-4V seront abordées lesquelles font appel à plusieurs notions qui seront précisées, à savoir : l’écrouissage, l’adoucissement thermique, le maclage, les cellules de dislocations, la restauration, la recristallisation dynamique et la croissance des grains. Ces termes issus de la métallurgie physique sont autant de phénomènes susceptibles d’intervenir dans la formation de l’anomalie. Enfin, ce chapitre traitera des propriétés mécaniques du Ti-6Al-4V en lien avec la microstructure (phases et taille de grains) et avec l’oxygène pouvant provenir de l’environnement de l’usinage.
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Morphologie et déformation à chaud de microstructures lamellaires dans les alliages de zirconium et de titane

Morphologie et déformation à chaud de microstructures lamellaires dans les alliages de zirconium et de titane

1.4. Globulisation des microstructures lamellaires 1.4.3 Recristallisation dynamique La recristallisation dynamique des microstructures lamellaires a été étudiée par Semiatin et ses collaborateurs dans le TA6V. Leurs travaux portent sur toute une gamme de traitements thermomécaniques avec différentes microstructures initiales, et les conclusions qu’ils en tirent ap- paraissent dans de nombreux articles. Les articles [SSG99] et [BS02], en particulier, synthétisent les idées principales. Les deux mécanismes de fragmentation proposés ont déjà été mentionnés plus haut [WFEW86] : le premier procède du flambage des colonies convenablement orientées, au regard de l’activation des glissements prismatique et basal, par rapport à la direction de charge- ment. Des sous-joints sont alors formés, qui constituent de nouvelles interfaces alpha-alpha. Sous l’effet des tensions interfaciales, la phase bêta pénètre alors le long de ces sous-joints, et entraîne la fragmentation de la lamelle. Il s’agit d’un cas de recristallisation dynamique géométrique, au sens de McQueen et al. [MKRS85], assistée par la diffusion de la phase bêta. Le deuxième mé- canisme opère par le développement de bandes de cisaillement intense qui traversent les colonies moins bien orientées. Ces bandes fournissent la force motrice nécessaire à la fragmentation des lamelles, là encore par pénétration de la phase bêta. En compagnie des anciens joints de grain bêta, ces zones de déformation localisée sont les sites préférentiels de formation de nouvelles cristallites 9 .
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Comportement sous irradiation des verres d'aluminosilicate

Comportement sous irradiation des verres d'aluminosilicate

1.3 C OMPORTEMENT DES VERRES SOUS IRRADIATION : ÉTAT DE L ’ ART Figure 12. Profils de concentration des ions sodium en fonction de la profondeur dans un verre de silicates (Battaglin et al., 1984) pour différentes fluences 9 d’irradiation d’ions Ar + La composition chimique du verre est un paramètre important qui influe sur la migration des alcalins. Tout d’abord, l’effet d’alcalins mixtes est à considérer. En effet, plusieurs études (Gedeon et al., 2001; Ollier et al., 2004) montrent que le mélange de différents alcalins provoque une diminution des coefficients de diffusion de chacun des alcalins présents et peut même empêcher les évolutions structurales provoquées par la migration des alcalins (absence de formation d’oxygène moléculaire et de changement de polymérisation). À noter que la nature des alcalins et le rapport de concentration entre ces derniers influent directement sur l’amplitude de cette diminution. Ollier et al. (Ollier et al., 2004) montrent, par exemple, que le mélange Na-Li provoque une plus grande baisse du taux de migration que le mélange Na-K. Chah et al. (Chah et al., 2002) montrent que l’absence de changement structural d’un verre d’aluminosilicates sous irradiation aux électrons peut être dû notamment à l’effet d’alcalins mixtes induit par la présence de Na, Rb et Cs ainsi qu’à la forte proportion de Ca (33% mol ). La présence de certains éléments dans le verre, autres que les alcalins et alcalino-terreux, peut aussi impacter la migration des alcalins et les changements structuraux qui y sont liés. Ainsi, la présence d’aluminium semble provoquer une diminution de cette migration (Boizot et al., 2000; Chah et al., 2002), les tétraèdres d’AlO 4 - gardant les alcalins dans leur environnement pour des raisons de compensations de charge. De même, la présence d’éléments de transition, comme le Cr (Boizot et al., 2008
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Etude des mécanismes d'altération des verres nucléaires sous radiolyse alpha et en conditions environnementales

Etude des mécanismes d'altération des verres nucléaires sous radiolyse alpha et en conditions environnementales

de lixiviation, le pH de la solution de l’assemblage Verre – Fer pré-corrodé est de 8,1 alors que celui de l’assemblage Verre – Fer pur est de 7,1. Dans la littérature l’effet du pH dépend du régime de vitesse. En vitesse initiale, la dissolution du verre augmente avec le pH (Godon et al., 2012) tandis que l’effet contraire est observé quand le gel devient protecteur (chute de vitesse et vitesse résiduelle) (Gin and Mestre, 2001). Il est donc possible que le pH autour de 8 soit plus favorable à une diminution de la vitesse d’altération du verre dans le milieu où le fer est pré-corrodé, sous réserve de vérifier le régime cinétique impliqué. D’autre part, une seconde hypothèse peut être avancée : le relâchement de fer en solution pourrait aussi être à l’origine de cette différence. En effet, d’après les analyses de solution (Tableau 4.4) la concentration de fer en solution est plus importante lors de l’altération de l’assemblage Verre – Fer pur. L’apport de fer dans la solution de la lame de fer pré-corrodée pourrait donc être moins important que celui de la lame de fer pur, induisant ainsi une altération du verre moins élevée dans le milieu dilué.
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Etude du comportement sous irradiation γ et électronique de matrices cimentaires et de leurs hydrates constitutifs

Etude du comportement sous irradiation γ et électronique de matrices cimentaires et de leurs hydrates constitutifs

réalisées en tenant compte de (i) la quantité de matériaux à synthétiser et (ii) la limite de détection des moyens de mesure à notre disposition. Les premières expériences exploratoires ont été réalisées avec un débit de dose de 0,17 Gy.s -1 (600 Gy.h -1 ) et une dose de 1000 kGy sur l’irradiateur industriel Ionisos (Dagneux, France). A noter que ce débit de dose a été conservé pour l’ensemble des irradiations γ postérieures. Les résultats obtenus suite à cette première campagne sont reportés dans le Tableau 22. Ils permettent d’obtenir un ordre de grandeur des rendements radiolytiques mais ne doivent pas être pris comme valeurs de référence. En effet, s’agissant d’une campagne exploratoire, la quantité de matière irradiée peut avoir été insuffisante ou trop importante et donc fausser la mesure de gaz (signal faiblement détectable ou au contraire saturé). De plus, la valeur élevée de la dose utilisée peut conduire à sous- estimer la valeur de G(H2), comme discuté au § 2.3.2.
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Étude des mécanismes contrôlant la déformation du magnésium à chaud

Étude des mécanismes contrôlant la déformation du magnésium à chaud

Mais nous avons fait le choix d’observer systématiquement tous les monocristaux déformés par EBSD. Les cartes EBSD ont été effectuées sur une partie d’une des deux face normale à TD, donc sur une face RD-ND. En quelques mots, l’EBSD (Electron Back Scattered Diffraction) est une technique d’observation des matériaux cristallins utilisant les électrons secondaires rétrodiffusés qui diffractent sur le réseau cristallins. Ces électrons sont émis par le canon à électrons d’un microscope électronique, diffractent sur le réseau du matériau, et sont captés sur un écran au phosphore, où un détecteur retransmet l’image au système d’analyse. Les électrons diffractés forment un cône de diffraction dont seulement une partie apparaît sur l’écran, sous forme de bandes appelées lignes de Kikuchi. Le logiciel Channel 5, édité par HKL technology®, permet d’analyser ces bandes et, selon leur position et la structure cristalline (hexagonale compacte dans notre cas), de calculer l’orientation du cristal. L’EBSD est couplé à un MEB FEG, ainsi l’analyse se fait point par point sur une grande surface observée, et on obtient un fichier appelé carte EBSD qui donne pour chaque point sa position et l’orientation du cristal qui s’y trouve.
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Comportement des gaines en alliages de zirconium en conditions thermo-mécaniques représentatives d’un accident RIA

Comportement des gaines en alliages de zirconium en conditions thermo-mécaniques représentatives d’un accident RIA

76 (a) (b) Figure 4.15 : Rupture d’une éprouvette EDC lors des essai EDC avec traction, (a) fissure axiale au centre de l’échantillon, (b) rupture en guillotine à cause d’une localisation axiale. Afin d’augmenter davantage la biaxialité, un essai avec des tirants de diamètre 5 mm a été réalisé. Durant cet essai, la gaine a rompu en « guillotine » en dehors de la zone d’intérêt à cause d’une forte localisation de la déformation axiale (Figure 4.15 (b)). Le champ de déformation calculé par corrélation d’images présenté dans la Figure 4.16, montre clairement la localisation de la déformation axiale en dehors de la zone d’intérêt en contact avec le média. Lorsque le diamètre des tirants a été augmenté dans le but d'obtenir une biaxialité de déformation encore plus grande, la force de traction axiale est devenue trop importante et l'échantillon a rompu en traction près de l’embout soudé supérieur. La raison de cette rupture est liée aux rapports de biaxialité dans les différentes zones de l'échantillon. Les extrémités de l'échantillon sont chargées en traction pure, de sorte que la contrainte est purement en traction dans l'espace entre les embouts soudés et le média. En revanche, le centre de l'échantillon subit une charge biaxiale dans le sens circonférentiel et axial. Si la contrainte axiale dépasse la résistance à la traction ultime du matériau, une striction localisée et une rupture en traction se produiront près des embouts. Cette limite sur la contrainte axiale limite le niveau de biaxialité de déformation réalisable au centre de l'échantillon. La biaxialité de déformation réalisable peut être examinée, en termes phénoménologiques simplifiés, en examinant le lieu d'écoulement d'un matériau « théorique ».
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Pépite | Contribution à la modélisation par champs de phase des dommages par irradiation dans les alliages métalliques

Pépite | Contribution à la modélisation par champs de phase des dommages par irradiation dans les alliages métalliques

Finally, this new PF model of dislocation climb under irradiation was coupled to atom diffusion in chapter 4 to predict RIS near a growing interstitial dislocation loop and investigate t[r]

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