Les alliages de zirconium sont utilisés pour fabriquer des gaines de combustible ainsi que des assemblages combustibles des réacteurs nucléaires à eau sous pression. Sous irradiation, ils montrent un changement dimensionnel communément appelé croissance. Des observations expérimentales ont montré qu'au-dessus d'une dose seuil, ces alliages sont sujets à une croissance accélérée appelée "breakaway". Il a été bien établi que la formation sous irradiation de boucles de dislocation ‹a› et ‹c› est directement responsables de la croissance des alliages de zirconium sous irradiation et que l’apparition des boucles ‹c› est corrélée avec cette accélération de croissance. Cependant, les mécanismes de germination des boucles qui semblent influencés par la présence d’éléments d’alliage sont encore mal compris. Afin d'améliorer notre compréhension des mécanismes élémentaires, une approche multi-échelle a été utilisée pour simuler l'évolution de la microstructure du zirconium sous irradiation. Des calculs à l’échelle atomique basés sur la théorie de la fonctionnelle de la densité (DFT) et sur des potentiels empiriques sont utilisés dans un premier temps pour déterminer les propriétés des amas de défauts ponctuels (boucles de dislocation, cavités, pyramides de fautes d’empilement). Les résultats obtenus sont ensuite insérés en tant que paramètres d'entrée dans un code Monte Carlo cinétique d'objet (OKMC) qui nous permet de simuler l’évolution de la microstructure du matériau sous irradiation, et donc de prédire la croissance. Nos résultats montrent qu’il est nécessaire de considérer une migration anisotrope de la lacune pour prédire l’accélération de croissance. / Zirconium alloys are used to manufacture fuel cladding as well as fuel assemblies of pressurized water nuclear reactors. Under irradiation, they show a dimensional change commonly called growth. Experimental observations have shown that above a threshold dose, these alloys are subject to accelerated growth called "breakaway". It has been well established that the irradiation formation of <a> and <c> dislocation loops is directly responsible for the growth of irradiated zirconium alloys and that the appearance of <c> loops is correlated with this growth acceleration. However, the nucleation mechanisms of the loops that seem to be influenced by the presence of alloying elements are still poorly understood. In order to improve our understanding, a multi-scale modelling approach has been used to simulate the evolution of zirconium microstructure under irradiation. Atomic-scale calculations based on the density functional theory (DFT) and empirical potentials are used to determine the properties of clusters of point defects (dislocation loops, cavities, pyramids of stacking faults). The results obtained are then used as input parameters of an object kinetic Monte Carlo (OKMC) code which allows us to simulate the microstructure evolution of the material under irradiation. Our results show that it is necessary to consider an anisotropic migration of the vacancies to predict the growth acceleration.

Ce travail de thèse consistait en premier lieu à accélérer un modèle de Monte Carlo Cinétique Atomique visant à simuler l’évolution de la microstructure d’alliages modèles du type FeCuMnNiSiP représentatifs de l’acier de cuve sous irradiation neutronique. Cette accélération était nécessaire pour atteindre des doses ainsi que des flux comparables à l’expérience en des temps raisonnables. Pour cela, une accélération algorithmique du code de calcul LAKIMOCA a d’abord été réalisée. Les diverses optimisations apportées ont permis d’accélérer le code d’un facteur 7. Cette accélération ne s’avérant pas suffisante, l’approche retenue a été le développement d’une approche hybride entre une approche Monte Carlo atomique et Monte Carlo d’objets. La paramétrisation du modèle objet a permis de mieux comprendre les macro évènements en jeux dans les simulations, mais s’est révélée être d’une grande difficulté lorsque la complexité chimique des objets devient trop importante. Néanmoins, l’approche hybride a apporté une accélération des temps de calcul d’environ deux ordres de grandeur permettant de simuler des doses correspondant à 40 ans d’irradiation en production. De ces résultats, différentes limitations du modèle ainsi que de sa paramétrisation ont été mises en évidence. La difficulté du modèle à reproduire des effets de flux a été comblée par l’ajout d’un absorbeur visant à réduire la force de puits des joints de grains ainsi que par l’ajout de pièges pour rendre compte de la présence d’impureté dans le fer pur. Les simulations à hautes doses dans les alliages du type FeCuMnNiSiP ont aussi mis en évidence des différences entre les microstructures simulées et celles observées expérimentalement. Ainsi, dans un second temps, un nouveau modèle de cohésion basée sur des interactions de paires dépendantes de la concentration locale a été développé et paramétré. Bien que le nouveau modèle de cohésion soit numériquement plus lourd, il a été possible d’atteindre la dose ciblée en le couplant à l’approche hybride. Les résultats obtenus sont en meilleur en accord avec les calculs DFT récents ainsi qu’avec les microstructures expérimentales. / This PhD thesis work consisted, in the first place, in accelerating an atomic kinetic Monte Carlo model aiming at simulating the microstructure evolution of the FeCuMnNiP model alloys, representative of the reactor pressure vessel steels, under irradiation. This acceleration was required to reach, in a reasonable amount of time, doses and flux conditions comparable to the experimental ones. To do so, an algorithmic optimization has first been performed. The different optimizations introduced lead to an acceleration of the code of a 7 factor. Since this acceleration was not sufficient, the retained approach was to develop an hybrid between an AKMC and an OKMC. The parameterization of the object model provided a better understanding of the macro events involved in the simulations. It turns out that parameterize the model became too complex when increasing the chemical complexity of the objects. However, the hybrid approach brings an acceleration of two orders of magnitude allowing reaching doses corresponding to 40 years of irradiation in service condition. From these results, different limitations of the model as well as the parameterization were highlighted. The difficulty of the model to reproduce flux effect has been solved by adding an absorber that reduced the grain boundary sink strength. Traps have also been introduced to simulate the presence of impurities in pure iron. The high doses simulations in FeCuMnNiSiP model alloys also highlighted differences between the microstructures simulated and those observed experimentally. Thus, in a second time, a new cohesive model based on concentration dependent pair interactions has been developed and parameterized. While the new cohesive model is numerically heavier than the previous one, it has been possible to reach the target dose by coupling it with the hybrid model. The results obtained are in better agreement with recent DFT calculations and experimental microstructures.

Dans ce travail nous avons développé des modèles de Monte Carlo cinétique d’objets (OKMC) qui ont permis de prédire l'évolution nano-structurelle des amas de lacunes et des auto-interstitiels sous irradiation neutronique, à la température de fonctionnement des réacteurs de génération II dans les alliages Fe-C-MnNi (alliages modèles pour les aciers de cuve) et Fe-Cr-C (matériaux envisagés pour les réacteurs de génération IV). Un véritable acier de cuve venant du programme de surveillance de la centrale nucléaire suédoise de Ringhals a aussi été modélisé. Pour ce faire nous avons développé deux modèles OKMC fondés sur les données les plus actuelles concernant la mobilité et la stabilité des amas de défauts. Les effets des solutés d'intérêt ont été introduits dans nos modèles dans l’hypothèse simplifiée ‘‘d’alliage gris’’, c'est-à-dire que les solutés ne sont pas explicitement introduits dans le modèle, qui ne peut donc pas décrire leur redistribution, mais leur effet est introduit dans les paramètres liés à la mobilité des amas de défauts. A l’aide de cette approche nous avons modélisé diverses conditions de température et de débit de dose ainsi que des études de recuits isochrones d’alliages Fe-C-MnNi. L'origine du durcissement par irradiation neutronique à basse température a également été étudiée et les modèles ont fortement soutenu l'hypothèse selon laquelle les solutés ségrégent sur des boucles interstitielles immobiles, qui agissent donc comme des sites de nucléation hétérogène pour la formation d’amas enrichis en NiSiPCr et MnNi. A chaque fois nos modèles ont été validés par comparaison des résultats obtenus avec les observations expérimentales disponibles dans la littérature. / We developed object kinetic Monte Carlo (OKMC) models that proved able to predict the nanostructure evolution under neutron irradiation in both RPV and F/M steels. These were modelled, respectively, in terms of Fe-C-MnNi and Fe-C-Cr alloys, but the model was also validated against data obtained on a real RPV steel coming from the surveillance programme of the Ringhals Swedish nuclear power plant. The effects of the substitutional solutes of interest were introduced in our OKMC model under the simplifying assumptions of ‘‘grey alloy’’ scheme, i.e. they were not explicitly introduced in the model, which therefore cannot describe their redistribution under irradiation, but their effect was translated into modified parameters for the mobility of defect clusters. The possible origin of low temperature radiation hardening (and subsequent embrittlement) was also investigated and the models strongly supported the hypothesis that solute clusters segregate on immobile interstitial loops, which act therefore as heterogeneous nucleation sites for the formation of the NiSiPCr- and MnNi-enriched cluster populations experimentally, as observed with atom probe tomography in, respectively, F/M and RPV steels. In other words, the so-called matrix damage would be intimately associated with solute atom clusters and precipitates which increase their stability and reduce their mobility: their ultimate effect is reflected in an alteration of the macroscopic mechanical properties of the investigated alloys. Throughout all our work the obtained results have been systematically validated on existing experimental data, in a process of continuous improvement of the physical hypotheses adopted.