Dans les réacteurs nucléaires à eau pressurisée (REP) encore en service dans le parc nucléaire civil français, certaines pièces en contact avec le milieu du circuit primaire, comme les éléments constitutifs des tubes de générateurs de vapeur (en alliage base nickel A600) ou les internes de cuve (en acier inoxydable 316L), sont sujettes à des phénomènes de corrosion sous contrainte (CSC). La mise en évidence expérimentale de la fissuration par CSC de l'alliage A600, réputé résistant, a conduit à de nombreuses études consacrées à la description et à la compréhension de ce phénomène de CSC en milieu primaire des REP. Dans l'optique d'un allongement de la durée de vie des réacteurs en service, il est rapidement devenu critique et stratégique de pouvoir modéliser ces phénomènes de CSC, afin d'optimiser les matériaux, conditions de fonctionnement etc. et d'appréhender les paramètres critiques pour limiter la CSC des composants. Cette étude s'intéresse au rôle de l'hydrogène dans le phénomène de CSC et plus particulièrement aux interactions H-matériau. En effet, l'hydrogène, venant du milieu primaire (H dissous ou H de l'eau), peut être absorbé par l'alliage pendant le processus d'oxydation au cours du fonctionnement du réacteur. Une fois absorbé, H peut être transporté à travers le matériau, interagissant à la fois avec les sites interstitiels du réseau cristallin et des défauts locaux, comme les dislocations, les précipités, les lacunes, etc. La présence de ces sites peut ralentir le transport de l'hydrogène et provoquer une accumulation locale d'hydrogène dans l'alliage. Cette accumulation pouvant modifier les propriétés mécaniques locales du matériau et favoriser sa rupture prématurée, il est essentiel d'identifier la nature de ces interactions H-matériau, et plus particulièrement la vitesse de diffusion et les cinétiques de piégeage de l'hydrogène sur ces défauts. Concernant ces interactions H-piège, la littérature propose très peu de données cinétiques complètes ; il est donc nécessaire d'étudier et caractériser ces interactions finement. Ce travail est composée de deux parties interdépendantes : (i) le développement d'un code de calcul capable de gérer les interactions H-matériau et (ii) l'extraction les données cinétiques de piégeage et de dépiégeage à partir de résultats expérimentaux afin d'alimenter le code de calcul et créer une base de données fiable. Du fait de la complexité des matériaux industriels (A600 et 316L), des \enquote{matériaux modèles} ont été élaborés en utilisant une série de traitements thermomécaniques permettent d'étudier des systèmes simples et de décorréler les différentes contributions possibles entre hydrogène interstitiel et piégé. Ces échantillons ont été chargés en deutérium (traceur isotopique de l'hydrogène) par polarisation cathodique. Après chargement, les échantillons ont été soumis à un essai de spectroscopie de désorption thermique (TDS) où le flux de désorption de deutérium est enregistré pendant une rampe de température et/ou un isotherme. L'extraction des données de diffusion interstitielle et des constantes cinétiques de piégeage se fait par une démarche d'ajustement des spectres expérimentaux obtenus par TDS acquis sur les \enquote{matériaux modèles} en utilisant un code de calcul basé sur la résolution numérique des équations de McNabb et Foster. Grâce à cette étude, les coefficients de diffusion de l'hydrogène ont pu être déterminés dans deux alliages (A600 et 316L) sur une grande gamme de températures. Les constantes cinétiques relatives au piégeage et au dépiégeage sur deux types de pièges (défauts), les carbures de chrome et les dislocations, ont été déterminées. Ces constantes constituent une base de données qui sera intégrée dans un modèle numérique plus large visant à simuler les phénomènes de CSC dans les REP. / In France all of the nuclear power plant facilities in service today are pressurized water reactors (PWR). Some parts of the PWR in contact with the primary circuit medium, such as the steam generator tubes (fabricated in nickel base alloy A600) and some reactor core internal components (fabricated in stainless steel 316L), can fall victim to environmental degradation phenomena such as stress corrosion cracking (SCC). In the late 1950's, H. Coriou observed experimentally and predicted this type of cracking in alloys traditionally renowned for their SCC resistance (A600). Just some 20 to 30 years later his predictions became a reality. Since then, numerous studies have focused on the description and comprehension of the SCC phenomenon in primary water under reactor operating conditions. In view of reactor lifetime extension, it has become both critical and strategic to be capable of simulating SCC phenomenon in order to optimize construction materials, operating conditions, etc. and to understand the critical parameters in order to limit the damage done by SCC. This study focuses on the role hydrogen plays in SCC phenomenon and in particular H-material interactions. Hydrogen, from primary medium in the form of dissolved H gas or H from the water, can be absorbed by the alloy during the oxidation process taking place under reactor operating conditions. Once absorbed, hydrogen may be transported across the material, diffusing in the interstitial sites of the crystallographic structure and interacting with local defects, such as dislocations, precipitates, vacancies, etc. The presence of these [local defect] sites can slow the hydrogen transport and may provoke local H accumulation in the alloy. This accumulation could modify the local mechanical properties of the material and favor premature rupture. It is therefore essential to identify the nature of these H-material interactions, specifically the rate of H diffusion and hydrogen trapping kinetics at these defects. Concerning these H-trap site interactions, literature presents very few complete sets of kinetic data; it is therefore necessary to study and characterize these interactions in-depth. This work is composed of two interdependent parts: (i) the development of a calculation code capable to manage these H-material interactions and (ii) to extract the kinetic constants for trapping and detrapping from experimental results in order to fuel the simulation code and create a solid database. Due to the complexity of industrial materials (A600 and SS316L), \enquote{model materials} were elaborated using a series of thermomechanical treatments allowing for the study of simplified systems and the deconvolution of the different possible trapped and interstitial hydrogen contributions. These \enquote{model} specimens were charged with deuterium (an isotopic hydrogen tracer) by cathodic polarization. After charging, specimens were subjected to thermal desorption mass spectroscopy (TDS) analysis where the deuterium desorption flux is monitored during a temperature ramp or at an isotherm. Interstitial diffusion and kinetic trapping and detrapping constants were extracted from experimental TDS spectra using a numerical fitting routine based upon the numerical resolution of the McNabb and Foster equations. This study allowed for the determination of the hydrogen diffusion coefficient in two alloys, Ni base alloy 600 and stainless steel 316L, and the kinetic trapping and detrapping constants at two trap site types, chromium carbides and dislocations. These constants will be used to construct a kinetic database which will serve as input parameters for a numerical model for the prediction and simulation of SCC in PWRs
| Identifer | oai:union.ndltd.org:theses.fr/2015INPT0120 |
| Date | 03 September 2015 |
| Creators | Hurley, Caitlin Mae |
| Contributors | Toulouse, INPT, Andrieu, Eric, Blanc, Christine |
| Source Sets | Dépôt national des thèses électroniques françaises |
| Language | English |
| Detected Language | French |
| Type | Electronic Thesis or Dissertation, Text |
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