Plusieurs composants présents dans les réacteurs à eau sous pression (REP) ont été fabriqués en alliage 600, un alliage base nickel contenant environ 16% de chrome. Le retour d’expérience, comme les études de laboratoire, montrent une sensibilité à la corrosion sous contrainte (CSC) de cet alliage en milieu primaire.Des études antérieures ont permis de développer un modèle d’amorçage basé sur une approche macroscopique et dépendant de différents paramètres tels que : la température, la contrainte et la microstructure du matériau. Cependant, ce modèle manque de robustesse car l’effet de la teneur en hydrogène dissous et l’effet de l’histoire de chargement mécanique ne sont pas considérés et les effets microstructuraux ne le sont que partiellement.Ces travaux de thèse ont comme objectif principal de développer un modèle local prévoyant le temps d’amorçage des fissures de CSC en fonction de paramètres locaux liés à la microstructure du matériau (précipitation intergranulaire), à l'environnement (température, et teneur en hydrogène dissous) et aux contraintes locales aux joints des grains. Cette étude comprend donc la caractérisation des matériaux (analyse chimique, microstructure et comportement mécanique) et la réalisation des essais d’oxydation et de corrosion sous contrainte, ainsi que leur interprétation.Le modèle local développé est basé sur des grandeurs physiques et enchaine les différentes étapes de CSC à savoir l’incubation, l’amorçage et la propagation des fissures. Pour construire ce modèle, nous avons considéré la formation de pénétrations d’oxyde aux joints de grains comme une étape-clé dans l’amorçage des fissures de CSC. Pour cela, une cinétique d’oxydation intergranulaire pour l’alliage 600 a été identifiée. De plus, un critère d’amorçage des fissures de CSC a été déterminé en couplant contrainte locale et profondeur d’oxydation intergranulaire critique. Enfin, l’étape de propagation des fissures a été modélisée à partir d’une base de données rassemblant les profondeurs de fissure atteintes en fonction du temps d’essai pour différentes conditions expérimentales. / Several components present in the primary circuit of Pressurized Water Reactors (PWR) of nuclear power plants were manufactured with Alloy 600, a nickel base alloy containing 16 wt.% chromium. Operating experience of PWRs and laboratory tests showed that Alloy 600 is susceptible to stress corrosion cracking (SCC).Previous studies have allowed developing an initiation model based on a macroscopic approach and depending on several parameters such as temperature, applied stress and material microstructure. However, this model suffers from a lack of accuracy: dissolved hydrogen content and mechanical loading history effects are not considered and the microstructure effects (such as intergranular precipitation) are only partially taken into account.The aim of this study is to develop a ‘local’ model predicting stress corrosion cracking initiation time, based on physical mechanisms and local parameters related to the material microstructure (intergranular precipitation), the environment chemistry (temperature and dissolved hydrogen content) and stress concentration at grain boundaries. The local model relies on a cracking scenario with three main steps: incubation, initiation and crack extension.The formation of intergranular oxide penetration was assumed to be a key step in SCC initiation. For this purpose, oxidation tests were performed in simulated primary water. The intergranular oxidation kinetics of Alloy 600 was studied and the effects of intergranular carbide precipitation, dissolved hydrogen content and temperature were investigated. In addition, a cracking criterion coupling a critical local stress and a critical intergranular oxide depth was estimated. Finally, a sigmoid crack growth law was used to simulate both the slow and fast propagation steps. The local model was validated using a database built from the results of SCC tests performed on Alloy 600 and gathering the crack depths reached as a function of test duration for different experimental conditions (material microstructure, loading conditions).

De nombreuses études ont prouvé l'affaiblissement de la résistance de l'alliage 600 lors de l'oxydation en milieu primaire des réacteurs à eau pressurisée. Celle-ci induit la rupture localisée du matériau notamment par fissure intergranulaire. La nature ainsi que la structure de l'oxyde se développant à la surface de l'alliage sont parfaitement connues. Cependant, l'influence mécanique de l'oxyde sur l'alliage n'a pas été explorée. L'objectif de cette étude est d'apporter des connaissances nouvelles sur l'impact de l'oxydation sur la réponse mécanique de l'alliage. Un système d'analyse, basé sur l'utilisation de nanoplots comme marqueurs de position, a été développé et mis en œuvre afin de mesurer des déformations engendrées par l'oxydation puis par une traction. Le traitement statistique de ces données a permis de déterminer des évènements rares de haute déformation. Les échantillons utilisés ont été caractérisés par MEB, TEM, XPS et ellipsométrie spectroscopique afin d'en déduire l'épaisseur de la couche d'oxyde interne contraignant l'alliage. De plus, le couplage de l'EBSD avec les nanoplots a permis de déterminer un ensemble de paramètres pouvant servir de critère d'alerte à l'initiation de la fissuration intergranulaire.

Les tubes GV des centrales nucléaires REP (alliages 600, 690 et 800) sont protégés contre la corrosion par une couche d'oxyde. Le relâchement, dans le milieu primaire, de produits de corrosion qui, activés, augmentent la radioactivité, est limité par cette couche. La rupture localisée de la couche peut conduire à la corrosion sous contrainte de l'alliage. L'objectif de cette étude est de comprendre les phénomènes régissant les stades initiaux de la formation des couches d'oxydes sur ces alliages. Un système d'oxydation (micro-autoclave) a été développé, permettant de réaliser des essais d'oxydation dans l'eau à 325°C de quelques secondes à ~10 min. Les surfaces ont été caractérisées par XPS, NRA, STM et MEB, et un modèle de croissance a été proposé pour l'alliage 600. Des essais plus longs ont été effectués (400 h). Les cinétiques à temps longs ont pu être reliées à celles des temps courts, confirmant le rôle crucial des stades initiaux dans la croissance des couches d'oxyde.

L'Alliage 600 (Ni-15%Cr-10%Fe) est réputé sensible à la Corrosion Sous Contrainte (CSC) en milieu primaire des Réacteurs à Eau Pressurisée (REP). Des études récentes ont montré que la diffusion du chrome était une étape limitante dans la compréhension des mécanismes de CSC. En particulier, le mécanisme d'oxydation interne contrôlé par le taux de défauts local. Dans ce contexte, l'objectif de cette thèse a été de produire des données expérimentales concernant la cinétique de diffusion du chrome en fonction de différents états métallurgiques. Les coefficients de diffusion du chrome ont été mesurés par Spectrométrie de Masse des Ions Secondaires (SIMS) et Spectrométrie à Décharge Luminescente (SDL) en volume et aux joints de grains dans la gamme de température 678 K-1060 K sur des échantillons en nickel pur et d'Alliage 600 monocristallin ou polycristallin. Une partie de cette thèse s'est focalisée sur l'effet de la déformation plastique sur la cinétique de diffusion du chrome pour des échantillons en nickel monocristallin (orienté <101>). Les expériences de diffusion ont été réalisées sur des échantillons non déformés, pré-écrouis à 4% et 20% de déformation plastique et sur des essais in-situ de diffusion en fluage. Les résultats ont montré que les coefficients de diffusion mesurés sur les éprouvettes déformées plastiquement sous charge constante sont supérieurs de six ordres de grandeur à ceux obtenus à l'état non déformé ou pré-écroui. L'accélération de la cinétique de diffusion peut être attribuée à un couplage entre la mobilité des dislocations et la vitesse de déformation plastique. / Alloy 600 (Ni-15%Cr-10%Fe) is known to be susceptible to Stress Corrosion Cracking (SCC) in primary water of Pressurized Water Reactors (PWR). Recent studies have shown that chromium diffusion is a controlling rate step in the comprehension of SCC mechanism. In order to improve the understanding and the modelling of SCC of Alloy 600 in PWR primary medium the aim of this study was to collect data on kinetics diffusion of chromium. Volume and grain boundary diffusion of chromium in pure nickel and Alloy 600 (mono and poly-crystals) has been measured in the temperature range 678 K to 1060 K by using Secondary Ions Mass Spectroscopy (SIMS) and Glow Discharge-Optical Spectrometry (GD-OES) techniques. A particular emphasis has been dedicated to the influence of plastic deformation on chromium diffusion in nickel single crystals (orientated <101>) for different metallurgical states. The experimental tests were carried out in order to compare the chromium diffusion coefficients in free lattice (not deformed), in pre-hardening specimens (4% and 20%) and in dynamic deformed tensile specimens at 773 K. It has been found that chromium diffusivity measured in dynamic plastic deformed creep specimens were six orders of magnitude greater than those obtained in not deformed or pre-hardening specimens. The enhancement of chromium diffusivity can be attributed to the presence of moving dislocations generated during plastic deformation.

De nombreuses études ont prouvé l’affaiblissement de la résistance de l’alliage 600 lors de l’oxydation en milieu primaire des réacteurs à eau pressurisée. Celle-ci induit la rupture localisée du matériau notamment par fissure intergranulaire. La nature ainsi que la structure de l’oxyde se développant à la surface de l’alliage sont parfaitement connues. Cependant, l’influence mécanique de l’oxyde sur l’alliage n’a pas été explorée. L’objectif de cette étude est d’apporter des connaissances nouvelles sur l’impact de l’oxydation sur la réponse mécanique de l’alliage. Un système d’analyse, basé sur l’utilisation de nanoplots comme marqueurs de position, a été développé et mis en œuvre afin de mesurer des déformations engendrées par l’oxydation puis par une traction. Le traitement statistique de ces données a permis de déterminer des évènements rares de haute déformation. Les échantillons utilisés ont été caractérisés par MEB, TEM, XPS et ellipsométrie spectroscopique afin d’en déduire l’épaisseur de la couche d’oxyde interne contraignant l’alliage. De plus, le couplage de l’EBSD avec les nanoplots a permis de déterminer un ensemble de paramètres pouvant servir de critère d’alerte à l’initiation de la fissuration intergranulaire. / The loss of the corrosion resistance of the alloy 600, a nickel base alloy, during the oxidation in pressurized water reactor (PWR) has been demonstrated by many studies. It induces the intergranular stress corrosion cracking (IGSCC). If the chemical composition and the structure of the growing oxide are well-known, the mechanical influence of the oxide on the alloy has not been fully studied, yet. This study aims at bringing new knowledge of the oxidation impact on the mechanical response of the alloy. A new methodology is introduced for determining the local nanodeformation of the alloy 600 induced either by an oxidation or by a tensile loading. This method is based on nanodots disposed at the alloy surface as local markers of position. The statistical analysis of these data allowed to determine rare events of high deformation The samples were characterized locally by SEM, TEM, XPS and spectroscopic ellipsometry to characterize the internal oxide which constrains the alloy. The coupling of the EBSD with the nanodots had enabled to determine a set of parameters, which was used as an alarm criterion for the IGSCC initiation.