La fragilisation des aciers de cuve des réacteurs nucléaires sous irradiation aux neutrons est le facteur limitant la durée de vie des centrales nucléaires françaises. Ceci est dû au mouvement des dislocations qui se trouve être entravé par des amas de Cu, P, Si, Mn et Ni. Plus particulièrement, les amas induits de Mn et de Ni sont à l'origine d'un durcissement significatif à forte dose. Afin de prédire la dégradation des propriétés mécaniques, les expériences sont généralement réalisées à l'aide d'accélérateurs de particules. Cependant, les flux d'irradiation atteints sont compris entre 10⁻⁴ 10 ⁻ ⁶ dpa/s⁻ ¹, tandis qu'il est limité à 10⁻ ¹ ⁰ dpa/s⁻ ¹ dans les réacteurs de puissance actuels. Ce point est essentiel étant donné que le dommage d'irradiation dépend du flux de particules incidentes. La transférabilité ion/neutron constitue donc la problématique centrale. Celle-ci a été étudiée dans les alliages austénitiques seulement. Ce travail de thèse se propose donc d'étudier, dans des alliages ferritiques, l'effet du flux d'irradiation sur l'endommagement dans deux alliages différents : le Fe-Ni et le Fe-Mn, dans le but d'évaluer également l'effet de chaque soluté sur la microstructure obtenue après irradiation.Les alliages ont été analysés expérimentalement par Microscopie Electronique en Transmission (TEM), Microscopie Electronique à Balayage par Transmission (STEM) couplée à l'Analyse Dispersive en Energie des Rayons-X (EDS) et à la Spectroscopie de Perte d'énergie des Electrons (EELS), ainsi que par Sonde Atomique Tomographique (APT).Les irradiations ont été réalisées avec des ions Fe³⁺ de 2 MeV et des ions Fe⁹⁺ de 27 MeV, à 400°C, à des taux de dommage de 10⁻⁴ et 10⁻ ⁶ dpa/s⁻ ¹ respectivement, jusqu'à un même dommage de 1.2 dpa.Les résultats obtenus montrent que le Ni et le Mn ont des comportements sous irradiation très différents en termes de nature de nano-défauts créés.Des irradiations aux particules légères ont également été réalisées de manière à apprécier l'effet des cascades de déplacement.Enfin, une irradiation séquentielle, en deux étapes, a été effectuée à l'aide d'ions Fe⁹⁺ à température ambiante, puis de protons à 400°C, dans le but d'isoler la contribution au durcissement des amas de défauts ponctuels de celle des zones enrichies en soluté. / Reactor pressure vessel (RPV) steel embrittlement under neutron irradiation is the main lifetime limiting factor of nuclear reactors. This is due to the impeding of dislocation glide by nanometric clusters composed of Cu, P, Si, Mn and Ni. More specifically, radiation induced Mn and Ni enriched clusters cause a significant hardening at high dose. To predict this change in mechanical properties, particle accelerator based experiments are conducted. However, the achieved flux ranges between 10⁻⁴ and 10 ⁻ ⁶ dpa/s⁻ ¹, whereas it is limited to 10⁻ ¹ ⁰ dpa/s⁻ ¹ in modern nuclear power technologies. This point is of high importance since radiation damage highly depends on irradiation flux. The reproducibility ion-neutron is thus the key point. It has been studied in austenitic steels but little is known regarding any dose rate dependence in ferritic alloys. Therefore, this thesis focuses on the effect of ion fluxes on radiation damage in two different alloys : Fe-Ni and Fe-Mn in order to investigate, additionally, the effects of each solute on the microstructure after irradiation.The alloys were experimentally investigated using conventional Transmission Electron Microscopy, Scanning Transmission Electron Microscopy coupled to Energy Dispersive X-ray Spectroscopy and Electron Energy Loss Spectroscopy and by Atom Probe Tomography.Irradiations were performed with 2 MeV Fe³⁺ ions and 27 MeV Fe⁹⁺ ions at 400°C at a nominal damage rate of 10⁻⁴ and 10⁻ ⁶ dpa/s respectively, up to a nominal displacement damage of 1.2 dpa. The detailed analysis shows that Ni and Mn behave in a very different way in terms of nano-defects formed under irradiation.Besides, light particle irradiations were also performed in order to ascertain the cascade effects.Finally, a two-series irradiation was carried out using Fe ions at room temperature and protons at 400°C, to isolate the contribution of point defect clusters to hardening from that of solute enriched zones.

Le développement à grande échelle des projets de véhicules électriques à pile àcombustible nécessite le déploiement d’infrastructures de transport et de stockaged’Hydrogène gazeux. La conception de ces structures et la sélection des matériaux nécessitede s’affranchir des risques liés à la fragilisation par l’Hydrogène des alliages métalliques. Cephénomène est bien décrit depuis plusieurs décennies, mais les mécanismes élémentaires àl’origine de ce mode d’endommagement restent controversés, notamment par manque demodèles quantitatifs. Plus précisément, le rôle de la déformation (micro-)plastique en pointede défaut sur le piégeage et l’endommagement par l’hydrogène, s’il est bien démontréexpérimentalement dans de nombreux systèmes, reste mal pris en compte dans les modèlesmicro-mécaniques. Le centre SMS de l’ENSM.SE a proposé des approches originales demodélisation des interactions hydrogène – dislocations, qui ont pu être validéesexpérimentalement dans des matériaux modèles de structure cubique à faces centrées. Cette thèsese propose d’appliquer une démarche semblable dans des alliages de structure cubiquecentrée. On mettra en oeuvre des essais de déformation sur des matériaux modèles pré-chargésen hydrogène, des modèles semi-analytiques et des observations des structures de déformationen microscopie électronique à transmission. / The development of electrical vehicles powered by hydrogen fuel cells requires the large scaledeployment of hydrogen storage and transport infrastructures. This in turn requires theassessment of the sensitivity of structural materials to hydrogen embrittlement phenomena.These damage modes, while being well described experimentally for since several decades,are still highly debated when it comes to elementary physical processes, mainly because of thelack of quantitative models for these elementary processes. More precisely, the role of the(micro-)plasticity developing at the tip of structural defects, while being well establishedexperimentally, is still poorly accounted for in the available micro-mechanical models. TheScience of Materials and Structures division of ENSM.SE already proposed originalmodelling approaches for hydrogen – dislocation interactions, that have been experimentallyvalidated in face-centred cubic materials. This project aims at applying the same type ofapproach to body-centred cubic metals. This will be achieved by means ofdeformation tests on hydrogen-charged model body centred cubic alloys, investigations of thedislocation microstructures by transmission electron microscopy and the development ofsemi-analytical models of hydrogen-dislocation interactions.