Caractérisation microstructurale et modélisation du durcissement des aciers austénitiques irradiés des structures internes des réacteurs à eau pressurisée

La structure internes de Réacteurs à Eau Pressurisée (REP) sont fabriquées en acier austénitique 304 hypertrempé pour le cloisonnement et 316 écroui pour la visserie. Ces structures internes sont soumises à un flux neutronique à une température comprise entre 280ʿC et 380ʿC, qui modifie leurs propriétés d'usage. Ces modifications des propriétés mécaniques sont la conséquence des modifications de la microstructure des matériaux sous irradiation, modification qui dépendent du flux, de la fluence et de la température d'irradiation. Nous avons observé en Microscopie Electronique en Transmission des aciers austénitiques 304H, 316E et 316TiE irradiés dans un réacteur à flux mixte (OSIRIS à 330ʿC à des doses comprises entre 0,8 dpa et 3,4dpa) et des échantillons irradiés dans un Réacteur à Neutrons Rapides (BOR-60) à la même température jusqu'à des doses de 40 dpa. De plus, nous disposons d'échantillons irradiés à 375ʿC dans un Réacteur à Neutrons Rapides (EBR-II) jusqu'à des doses de 10 dpa. On constate que les défauts d'irradiation sont essentiellement des boucles de dislocations de Frank fautées situées dans les plans {111} de l'austénite dont le vecteur de Burgers est de type [111]. La présence de cavités a été mise en évidence dans les aciers hypertrempés irradiés à 375ʿC. Nous avons modélisé l'évolution de la population de boucles d'irradiation et de cavités par une simulation de type "dynamique d'amas". L'ajustement des paramètres du modèle nous a permis de décrire quantitativement nos résultats expérimentaux. Cette description de la microstructure d'irradiation a été couplée à un modèle de durcissement par des boucles de Frank, qui nous a permis de décrire quantitativement le durcissement observé, pour une dose, un flux et une température donnée, sur les aciers 304 Hypertrempé, 316 Ecoui et 316 Ti Ecroui. La gamme de doses explorée va jusqu'à 90 dpa, représentative de la fin de vie de conception des réacteurs.GRENOBLE1-BU Sciences (384212103) / SudocSudocFranceF

Correlation of radiation-induced changes in microstructure/microchemistry, density and thermo-electric power of type 304L and 316 stainless steels irradiated in the Phénix reactor

International audienc

Microstructural Evolution of Neutron Irradiated Stainless Steels

Materials of the core internals of Pressurized Water Reactors (austenitic stainless steels) are submitted to neutron irradiation. Some baffle/former bolt cracking were detected by non-destructive examinations and removed for metallurgical examination. The most likely cause to cracking was deduced to be Irradiation Assisted Stress Corrosion Cracking. To understand the ageing mechanisms associated to irradiation and propose life predictions of the component, irradiation damage is investigated experimentally by Transmission Electron Microscopy for two representative austenitic stainless steels, SA 304L and CW 316. The microstructure of these austenitic stainless steels constitutive of internals structures of PWR is characterized by TEM and compared to the microstructure obtained after irradiation for high doses up to 40 dpa at 320°C in experimental OSIRIS (mixed flux spectrum) and BOR-60 (fast breeders) reactors and at 300°C in experimental SM-2 (mixed flux spectrum) reactor. Only minor differences were detected