La fusion thermonucléaire est envisagée comme nouvelle source énergétique pratiquement inépuisable. Le projet ITER « International Thermonuclear Experimental Reactor » doit démontrer la faisabilité scientifique et la maitrise de la fusion thermonucléaire. Le tungstène (W) a été choisi pour recouvrir le « divertor », un composant essentiel du réacteur ITER. Il sera soumis à des conditions extrêmes de fonctionnement : au bombardement neutronique, à d’intenses flux de chaleur et de particules (hélium, hydrogène). Ces conditions induiront dans le W des défauts et introduiront de l’hélium et de l’hydrogène, qui pourront conduire à des modifications de sa microstructure et de ses propriétés physiques, chimiques et mécaniques. L’objectif de ce travail est d’étudier, à l’échelle atomique, l’évolution de la microstructure du tungstène sous irradiation. Afin de simuler les atomes de recul générés par les irradiations aux neutrons, des échantillons de W ont été irradiés avec des ions lourds et/ou implantés avec de l’hélium. La nature des défauts a été étudiée à l’aide de la Spectroscopie d’Annihilation de Positons (PAS). Les résultats montrent que les irradiations aux ions lourds conduisent à la formation de monolacunes et de clusters lacunaires dont la taille et la concentration augmente avec la fluence. Des irradiations ou des recuits effectués à une température supérieure à 450 K conduisent à l’agglomération des défauts lacunaires essentiellement par migration des monolacunes. Pour des recuits à très hautes températures (1773 K), les observations MET montrent la présence de cavités nanométriques (∼10 nm). Les implantations avec les ions 4He 60 keV induisent dans le W une distribution de défauts complexes de type nHe-mv, ainsi qu’une faible concentration de monolacunes v. Une majorité de complexes He-v est formée pour la faible fluence et la fraction des défauts complexes (nHe-mv) augmente quand la fluence augmente. La nature et la distribution des défauts évolue en fonction de la température de recuit et dépend du ratio [He]/[v]. Le premier stade de recuit des défauts lacunaires (∼ 450 K) est masqué par la présence de l’hélium dans les défauts lacunaires. Pour un ratio [He]/[v] supérieur à 1, un stade d’agglomération des défauts est clairement observé à partir de 1623 K. Pour des conditions d’introduction de défauts et d’hélium proches de celles attendus dans les réacteurs de fusion (He/dpa allant de 0.03 à 8 appm He/dpa), la signature positon après irradiation est similaire à celle mesurée dans des échantillons seulement endommagés dans des conditions équivalentes mais sans introduire de l’hélium. Pour des rapports He/dpa allant de 0.3 à 8 appm He/dpa, les recuits révèlent des différences de distribution en taille et en concentration des défauts lacunaires. La présence d’hélium dans les amas lacunaires modifie les caractéristiques d’annihilation des positons et favorise la stabilisation des amas lacunaires. / Thermonuclear fusion is envisaged as a new energy source practically inexhaustible. The project ITER "International Thermonuclear Experimental Reactor" must demonstrate the scientific feasibility and the control of thermonuclear fusion. Tungsten (W) has been chosen to cover the "divertor", a critical component of the ITER reactor. It will be subjected to extreme operating conditions : to the neutron bombardment, to intense fluxes of heat and particles (helium, hydrogen). These conditions will induce defects in the W and will introduce helium and hydrogen which may lead to changes in microstructure and physical, chemical and mechanical properties. The aim of this work is to study, at the atomic scale, the evolution of tungsten microstructure under irradiation. In order to simulate the recoil atoms generated by the neutron irradiation, W samples were irradiated with heavy ions and/or implanted with helium ions. The nature of the defects has been studied by using Positron Annihilation Spectroscopy (PAS). The results show that irradiations with heavy ions lead to the formation of monovacancies and vacancy clusters whose size and concentration increase with the fluence. Irradiations or annealing carried out at a temperature above 450 K lead to agglomeration of vacancy defects essentially by monovacancies migration. For annealing at high temperatures (1773 K), the TEM observations indicate the presence of nanometric cavities (~ 10 nm). The implantations with 60 keV 4He ions induce in the W a distribution of complex defects like nHe-mv, as well as a low concentration of monovacancies v. A majority of complex He-v is formed for the low fluence and the fraction of complex defects (nHe-mv) increases as the flunce increases. The nature and distribution of defects evolve with annealing temperature and depend on the ratio [H]/[v]. The first stage annealing of vacancy defects (~ 450 K) is masked by the presence of helium in the vacancy defects. For a ratio [He]/[v] greater than 1, an agglomeration stage of defects is clearly observed from 1623 K. For conditions of introduction of defects and helium close to those expected in fusion reactors (He/dpa from 0.03-8 appm He/dpa), positron signature after irradiation is similar to that measured in samples damaged in equivalent conditions without introducing helium. For ratio He/dpa from 0.3 to 8 appm He/dpa, the annealing reveal differences in size distribution and concentration of vacancy defects. The presence of helium in the vacancy clusters changes the annihilation characteristics of positron and favors to stabilize the vacancy clusters.

Les conditions sévères de fonctionnement des réacteurs du futur, Génération-IV, -haute température et fortes irradiations-nécessitent le développement de matériaux adaptés. Les aciers ODS (Oxide Dispersion Strengthened) sont des candidats très compétitifs pour le gainage du combustible en raison de leurs excellentes propriétés de gonflement et de fluage. Ces atouts majeurs sont induits par la fine dispersion de nanoparticules d’oxydes (Y, O, Ti) obtenue par co-broyage de poudres de la matrice et d’oxyde dont les conditions sont à optimiser pour maitriser la distribution en taille et composition de ces nanoparticules. Dans l’objectif de mieux comprendre le mécanisme de formation de ces nanoparticules à l’échelle atomique, la présente thèse met à profit l’utilisation de la spectroscopie d’annihilation de positons (PAS) et de la spectrométrie de masse d’ions secondaires pour étudier l’interaction des défauts lacunaires avec des solutés Y, O et Ti et évaluer leur rôle dans la formation des nanoparticules. Les irradiations avec des ions He ont été effectuées pour révéler les propriétés des défauts lacunaires et les implantations d’Y, Ti, O ont été réalisées pour étudier les interactions de ces éléments Y, Ti, O avec les lacunes dans la matrice de fer. La distribution des défauts en profondeur indique la présence de défauts lacunaires avec une taille plus petite dans la région où la concentration d’Y, Ti, O est la plus élevée. Cet effet est plus prononcé pour O, Y et Ti respectivement. Il est expliqué par la formation de V-X (X=O, Y, Ti) complexes qui réduisent la probabilité de la mobilité et d’agglomération des défauts lacunaires. Les recuits des échantillons implantés Y et O révèlent que des complexes O-lacune sont mobiles à température ambiante, et que l’yttrium ne diffuse pas jusqu’à 550°C alors que des complexes Y-lacunes sont encore détectés comme cela est attendu par des résultats théoriques. Un modèle des premières étapes de la nucléation des nanoparticules est proposé en utilisant les résultats obtenus dans cette thèse. / The severe operating conditions of the future nuclear reactor, Generation-IV, -high temperature and high irradiation damage-, require the adapted materials development. Oxide-dispersion strengthened (ODS) alloy is one of the most potential candidates expected to be used for fuel cladding material because of their outstanding swelling and creep properties. Their excellent properties are induced by the fine dispersion of oxide nanoparticles (Y, O, Ti), obtained by mechanical alloying of steel and oxide powders and which has to be better mastered. But the atomic scale clustering mechanism of these nanoparticles is not yet cleared. In this context, the present thesis using positron annihilation spectroscopy (PAS) and secondary ion mass spectrometry (SIMS) sheds light on the interaction of vacancy defects with Y, O and Ti solutes to better understand their roles in the nanoparticles formation. The He irradiations have been performed to reveal the vacancy defects properties and Y, Ti, O implantations realized to study the Y, Ti, O-vacancy interactions in bcc Fe matrix. In all cases, the defects depth distribution shows a lower size of vacancy defects in the region where the concentration of the incident ions Y, Ti and O is the highest. This effect of the ions on the damage formation is more pronounced for respectively O, Y and Ti. It is explained by the formation of V-X (X=O, Y, Ti) complexes which reduce the mobility and agglomeration probability of the vacancy defects. The annealing of the Y and O implanted samples reveals that some O-vacancy complexes are mobile at room temperature and Y doesn’t diffuse up to 550°C whilst Y-vacancy complexes remain as it is expected from theory. A model of the first steps of the ODS nanoparticles nucleation is proposed by using the results obtained in this thesis.

Cette thèse est dédiée à l’étude des interactions entre les défauts lacunaires et les solutés (Y, Ti, O) pour mieux comprendre la formation des nanoparticules d’oxyde dans les aciers ODS (Oxide Dispersion Strengthened). Ces aciers sont envisagés comme matériau de structure dans la prochaine génération de réacteurs nucléaires fission et fusion. Leurs bonnes propriétés reposent essentiellement sur une répartition homogène de nanoparticules (YxTiyOz) de très faible taille. Cependant, l’obtention de cette répartition n’est pas encore maitrisée et le mécanisme de formation de ces nanoparticules n’est pas encore bien défini. Des modèles théoriques montrent que la présence de lacunes pendant l’étape de broyage pourrait impacter la formation de ces nanoparticules. Cette étude fait suite à la thèse de C. He et apporte de nouveaux résultats et de nouvelles interprétations et conclusions. Des implantations avec des ions Y, Ti, O ont été réalisées afin de simuler l’étape de broyage de ces aciers ODS. Elles ont permis d’introduire des défauts et les solutés désirés dans la matrice de fer α. Nous avons ensuite étudié les interactions entre les solutés et les défauts générés dans la matrice. La nature des défauts induits a été étudiée en fonction de l’ion implanté et de traitements thermiques après implantation par spectroscopie d’annihilation de positons (PAS) et corrélée avec les profils en profondeur des solutés obtenus par spectrométrie de masse des ions secondaires (SIMS). Les caractéristiques d’annihilation de certains défauts encore inconnues ont pu être déterminées. Les mesures SIMS ont montré que le titane ne migre pas entre 100 et 450°C et que l’oxygène présente un comportement complexe de migration et de piégeage dépendant de la température et de la microstructure des matériaux. Les résultats PAS montrent que les implantations ioniques conduisent à la formation de clusters lacunaires, de complexes lacunes-solutés et de dislocations dont la proportion change en fonction de la profondeur et de la nature de l’ion implanté. Les clusters de lacunes Vn et les dislocations sont détectés au-delà du pic d’implantation avec une fraction plus importante pour les dislocations indiquant que les défauts ont pu migrer pendant l’implantation. La proportion des complexes lacunes-solutés est maximale dans la zone d’arrêt des ions. Elle est en accord avec les énergies de liaison théoriques des complexes lacunes-soluté. La nature et la distribution des défauts formés évoluent en fonction de la température de recuit. Les clusters lacunaires Vn disparaissent entre RT et 300°C alors que les dislocations sont éliminées à partir de 400°C. Des phases oxydes sont détectées pour des recuits à 500 et 550°C en lien avec la contamination en oxygène. Des défauts dont la nature est non identifiée ont été mis en évidence pour des recuits réalisés entre 300 et 400°C dans les implantations O, Y et Y+O. / This PhD thesis is dedicated to the study of interaction between vacancies and Y, Ti,O solutes for a better understanding of formation of oxide nanoparticles in ODS steel (Oxide Dispersion Strengthened). These ODS steels are considered as structural material for the next generation of fission and fusion nuclear reactors. Their good properties are induced by the fine dispersion of low size oxide nanoparticles. However, obtaining this distribution is not mastered and atomic scale clustering is not yet defined. Furthermore, it was shown by theoretical models that the presence of vacancy during mechanical alloying could affect the formation of these nanoparticles. This study follows upon on a previous study made by C.He, and bring new results, new interpretation and conclusions. Some implantations with Y, Ti, O ions with several energy have been made in order to simulate the mechanical alloying step used for ODS steel fabrication. Theses irradiations have induced defects and solutes into the iron matrix. Then we characterized samples using positron annihilation spectroscopy (PAS) and secondary ion mass spectrometry (SIMS). The nature of defects was studied according to nature of the implanted ion and the annealing temperature by PAS and correlated to depth profiles of solutes obtained by SIMS. Annihilation characteristics of some defects still unknown were able to be determined thanks to positron lifetime measurements. SIMS analysis showed that titanium doesn’t migrate for annealing experiments between 100°C and 450°C and that oxygen show a complex behavior of migration and trapping dependent on the microstructure of the material. PAS results show that ionic implantations produce vacancy clusters, dislocations and solutes-vacancies complex. Their proportion changes as a function of depth and nature of these irradiations. Vacancy clusters and dislocations are detected deeper than the implantation peak with a higher fraction for the dislocations indicating that the defects were able to migrate during implantations. The fraction of vacancy-solutes complexes is the highest in the ion stopping zone and is in a good agreement with the theoretical binding energy of vacancies-solutes complex. The nature and the distribution of the defects evolve according to the annealing temperature. Vacancy clusters disappear between RT and 300°C while the dislocations are eliminated from 400°C. Oxide phases are detected for annealing at 500 and 550°C in relation with the oxygen contamination during these annealings. Some defects which the nature is not yet identified were highlighted for annealing between 300 and 400°C for Y, O and Y+O irradiations