Les conduites primaires des centrales nucléaires REP (304L et 316L) sont protégées contre la corrosion par une couche d'oxyde. Ces conduites, qui forment une barrière entre le milieu primaire et l'extérieur, subissent des phénomènes liés à la corrosion sous contrainte (assisté ou non par irradiation) pouvant entrainer des dommages. L'objectif de cette étude est de comprendre les phénomènes régissant les stades initiaux de formation des couches d'oxydes sur ces alliages en tenant compte de l'orientation cristallographique des grains sous-jacents. En utilisant des techniques de caractérisation avancées comme GIXRD, spectroscopie Raman, XPS, MEB et MET (BF, HRTEM, Astar, EELS et HREELS), sur les toutes premières étapes de l'oxydation, une séquence d'oxydation a été proposée pour l'alliage 316L. / PWR primary pipes (304L & 316L) are protected against corrosion by an oxide layer. Pipes, which are forming a barrier between the PWR environment and outside, undergo stress corrosion cracking phenomena (assisted or not by irradiation) which can lead to damages. The purpose of this study is to understand the phenomena governing the first steps of the oxide layers formation on these alloys by taking acount the cristallographic orientation of the underlying grains. Using advanced caracterisations methods as GIXRD, Raman spectroscopy, XPS, SEM, TEM (BF, HRTEM, Astar, EELS and HREELS, on the very beginning of the oxidation, an oxidation process have been proposed for 316L alloy.

L’IASCC est un mécanisme de fissuration intergranulaire par corrosion sous contrainte (IGCSC) induite par l'irradiation. C’est un phénomène complexe qui peut avoir une influence significative sur le temps et le coût de maintenance des composants internes du coeur des réacteurs à eau pressurisée (REP) et est donc un sujet d'intérêt. Des études récentes ont proposé d'utiliser l'irradiation aux ions (protons) comme une alternative à l'irradiation neutronique afin d’améliorer la compréhension du mécanisme. L'objectif de cette thèse est d’étudier la sensibilité à la fissuration de l’acier austénitique SA 304L irradié aux ions ainsi que les facteurs contribuant à cette fissuration. Deux types d’irradiations aux ions ont été menées (fer et aux protons). Ces deux irradiations ont générées des défauts ponctuels dans la microstructure représentatifs de ceux crées par les neutrons provoquant ainsi le durcissement de l’acier austénitique 304L. Matériel (non irradié et le fer irradié) n'a montré aucune sensibilité à la fissuration intergranulaire sur la soumission à un essai de traction lente SSRT (Slow Strain Rate Test) commencer avec une vitesse de déformation de 5 × 10-8 s-1 jusqu'à 4% de déformation plastique dans un environnement inerte. Il est montré que les deux types d’irradiation aux ions (fer et protons) augmentent la sensibilité à la fissuration intergranulaire du matériau après un essai de SSRT dans un environnement simulé de REP à 340 ° C. La corrélation entre la sensibilité de fissuration et le degré de localisation de la déformation plastique a été étudiée. L’impact de l'irradiation aux ions fer sur l'oxydation du 304L a été aussi étudié grâce à des essais effectués pendant 360 h dans un milieu REP à 340 ° C. Les résultats de cette thèse indiquent que la fissuration intergranulaire de l'acier inoxydable 304L en milieu REP peut être étudiée en utilisant l'irradiation Fe malgré sa faible profondeur de pénétration dans le matériau. Par ailleurs, il est montré que le comportement vis-à-vis de la fissuration est similaire entre une irradiation aux protons et au fer, et ceux malgré une localisation de la déformation moins importante pour ces derniers. Par conséquent, l’irradiation au fer est utilisée pour étudier l'impact de la préparation de surface et des chemins de déformation sur la sensibilité de la fissuration intergranulaire de l’acier 304L. / IASCC is irradiation – assisted enhancement of intergranular stress corrosion cracking susceptibility of austenitic stainless steel. It is a complex degrading phenomenon which can have a significant influence on maintenance time and cost of PWRs’ core internals and hence, is an issue of concern. Recent studies have proposed using ion irradiation (to be specific, proton irradiation) as an alternative of neutron irradiation to improve the current understanding of the mechanism. The objective of this study was to investigate the cracking susceptibility of irradiated SA 304L and factors contributing to cracking, using two different ion irradiations; iron and proton irradiations. Both resulted in generation of point defects in the microstructure and thereby causing hardening of the SA 304L. Material (unirradiated and iron irradiated) showed no susceptibility to intergranular cracking on subjection to SSRT with a strain rate of 5 × 10-8 s-1 up to 4 % plastic strain in inert environment. But, irradiation (iron and proton) was found to increase intergranular cracking severity of material on subjection to SSRT in simulated PWR primary water environment at 340 °C. Correlation between the cracking susceptibility and degree of localization was studied. Impact of iron irradiation on bulk oxidation of SA 304L was studied as well by conducting an oxidation test for 360 h in simulated PWR environment at 340 °C. The findings of this study indicate that the intergranular cracking of 304L stainless steel in PWR environment can be studied using Fe irradiation despite its small penetration depth in material. Furthermore, it has been shown that the cracking was similar in both iron and proton irradiated samples despite different degrees of localization. Lastly, on establishing iron irradiation as a successful tool, it was used to study the impact of surface finish and strain paths on intergranular cracking susceptibility of the material.