Les aciers faiblement alliés sont utilisés dans les réacteurs nucléaires pour la réalisation de différents équipements. Soumis à une irradiation neutronique induite par le fonctionnement du réacteur, ces matériaux présentent des évolutions notables de leur microstructure, avec en particulier l'apparition de défauts d'irradiation comme des boucles interstitielles, des amas lacunaires et des précipités, qui conduisent à un durcissement et une fragilisation en relation directe avec la dose reçue et le flux neutronique. Le comportement en plasticité hors irradiation des aciers bainitiques faiblement alliés a fait l'objet de plusieurs modélisations élaborées à partir d'observations expérimentales et de modélisations à l'échelle atomique. Plusieurs thèses ont été supportées par EDF et le CEA dans le passé. Ce travail se place dans leur prolongement, et adopte une démarche classique, en utilisant des éléments expérimentaux connus, mais il se place de façon déterminée à l'échelle de la microstructure, et cherche à intégrer un maximum d'informations de métallurgie physique. C'est dans cet esprit que sont introduites des microstructures réalistes en termes de morphologie et d'orientation cristalline, et qu'on adopte un modèle de plasticité cristalline en grandes déformations basé sur les densités de dislocations. Ce choix permet de prendre en compte dans les lois de plasticité les interactions entre dislocations et défauts d'irradiations pour des conditions de chargements sévères. Ces lois sont introduites dans le code de calcul par éléments finis ZéBuLoN afin de réaliser des calculs d'agrégats polycristallins aux propriétés représentatives d'un élément de volume macroscopique. Les résultats obtenus sur un tel agrégat sont donc considérés comme une donnée élémentaire dans la manipulation des modèles de rupture fragile sur des structures. La nouvelle approche développée a un statut d'approche locale micromécanique".

L’acier 316L(N) est le matériau de référence pour les structures du circuit primaire des réacteurs nucléaires de quatrième génération, en raison de leur résistance mécanique à la température de fonctionnement, de l’ordre de 550°C. La thèse a permis de développer un modèle polycristallin, capable de prédire le comportement de ces aciers, basé sur la description du glissement viscoplastique des dislocation à haute température, de mise en œuvre simple et avec l’identification d’un nombre de paramètres matériau limité. La démarche de modélisation a été progressive. Lors de la première étape, nous avons proposé et validé une loi d'homogénéisation élasto-viscoplastique à champs moyens, grâce à de nombreux calculs par éléments finis, en considérant des durcissements plastique et des viscosités cristallines. Ensuite, un modèle de viscoplasticité cristalline, reposant sur les lois d’évolution des densités de différents types de dislocations, a été implémenté et les prédictions ont été validés en considérant un très grand nombre de résultats expérimentaux à faible. Le modèle a ensuite été enrichi afin de prendre en compte les mécanismes physiques supplémentaires observés à température élevée, comme la montée des dislocations, le vieillissement dynamique et l’apparition d’une structure de dislocation très hétérogène. Le modèle proposé nécessite uniquement l’ajustement de trois paramètres par identification inverse, utilisant seulement des essais de traction monotone avec saut de vitesse. Les prédictions du comportement mécanique en chargement uniaxial et cyclique sont également en bon accord avec les mesures expérimentales aux températures élevées. / The 316L(N) stainless steels is the reference material for the primary circuit structures of fourth-generation nuclear reactors. This alloy present high mechanical resistance at the operation temperature range of these reactors, of the order of 550 °C. This PhD allowed to develop a polycrystalline model based on the description of the viscoplastic dislocation slip at high temperatures, with straightforward implementation and with identification of a limited number of material parameters. The modeling process was progressive. In a first step, we proposed and validated a mean-field elastic-viscoplastic homogenization law, in comparison to numerous finite element calculations, considering crystalline plastic hardening and crystalline viscosity. Then, a model of crystalline viscoplasticity, based on the evolution laws of the different dislocations densities was implemented and the predictions were validated considering a very large number of experimental results at low temperature. The model was then enhanced to take into account the additional physical mechanisms observed at high temperature, such as dislocation climb, dynamic strain aging and the appearance of a very heterogeneous dislocation structure. The proposed model requires the adjustment of only three parameters by inverse identification, using only monotonic tensile tests at different strain rates. The mechanical behavior predictions in uniaxial and cyclic loading are also in good agreement with experimental measurements at high temperature.