Download or read book ETUDE DES EFFETS D IRRADIATION SUR LA MICROSTRUCTURE DU ZIRCALOY 4 written by FLORENCE.. LEFEBVRE and published by . This book was released on 1989 with total page 149 pages. Available in PDF, EPUB and Kindle. Book excerpt: LE FLUX DE NEUTRONS RAPIDES CONSTITUE DANS LES REACTEURS PWR UN FACTEUR IMPORTANT DE VIEILLISSEMENT DE LA GAINE EN INDUISANT UNE EVOLUTION SIGNIFICATIVE DE LA MICROSTRUCTURE DU ZIRCALOY 4: L'AMORPHISATION ET LA DISSOLUTION DES PRECIPITES INTERMETALLIQUES. CES DEUX PHENOMENES SONT ANALYSES ET LEUR IMPACT SUR LA SUSCEPTIBILITE DE L'ALLIAGE A L'INTERACTION PASTILLE-GAINE (I.P.G.) EST DISCUTE. TROIS IRRADIATIONS DE NATURES DIFFERENTES SONT UTILISEES AFIN DE COMPARER LES ENDOMMAGEMENTS INDUITS SUR LE MEME MATERIAU SOUMIS A DES CINETIQUES DE CREATION DE DEFAUTS TRES DIFFERENTES

Download or read book tude des m canismes de d formation des alliages de zirconium apr s et sous irradiation written by Marine Gaumé and published by . This book was released on 2018 with total page 206 pages. Available in PDF, EPUB and Kindle. Book excerpt:

Download or read book Nuclear Materials under Irradiation written by Serge Bouffard and published by John Wiley & Sons. This book was released on 2024-01-11 with total page 324 pages. Available in PDF, EPUB and Kindle. Book excerpt: At every stage of the fuel cycle, the materials used are at the heart of nuclear energy safety issues. These materials, which range from steel to polymers, including ceramics, glass, concrete and graphite, are submitted to extreme stresses combining mechanical, thermal and irradiation constraints. The objective of this book is to provide a basis for the research of nuclear materials subjected to irradiation, with the desire to contextualize them in the industrial environment. Therefore, most of the chapters are co-authored and contain a mix of basic and applied research. The reader will find chapters on nuclear reactor materials (structural materials, neutron absorbers, moderators and nuclear fuel) and on materials in waste management (glass, concrete and organic materials). These material chapters are complemented by more general information on defects and their creation, radiolysis and irradiation and characterization tools.

Download or read book Contribution la compr hension de la d formation sous irradiation des alliages de zirconium forte dose written by Nesrine Gharbi and published by . This book was released on 2015 with total page 0 pages. Available in PDF, EPUB and Kindle. Book excerpt: Le grandissement sous flux des tubes d'assemblages REP en alliages de zirconium est dû au fluage axial et au phénomène de croissance libre qui est associé à l'apparition des boucles c à forte dose d'irradiation. Ce travail de thèse vise à étudier le couplage entre ces deux phénomènes à travers l'analyse par Microscopie Electronique en Transmission de l'effet d'application d'une contrainte macroscopique sur la microstructure des boucles c. Des campagnes d'irradiation aux ions Zr+ (600 keV) ont été menées sur deux alliages de zirconium recristallisés : Zircaloy-4 et M5®. Grâce à un dispositif de mise en contrainte sous flux d'ions, différents niveaux de contrainte de traction ou de compression ont été appliqués. Les examens microscopiques ont montré que, conformément au mécanisme SIPA, la densité des boucles c diminue dans les grains d'axe c proche de la direction de traction ou éloigné de la direction de compression. Toutefois, l'analyse d'un grand nombre de grains a révélé une dispersion grain à grain. Cette dispersion, qui trouverait son origine dans les hétérogénéités intergranulaires, amoindrit l'amplitude de l'effet de la contrainte. Parallèlement à cette étude expérimentale, un modèle basé sur la méthode de dynamique d'amas a permis de décrire l'évolution de la microstructure sous irradiation du zirconium et du Zircaloy-4 et de rendre compte de l'effet de la contrainte. A l'échelle macroscopique, un modèle physique a été développé en vue de prédire le comportement en croissance et en fluage sous irradiation des tubes en alliages de zirconium.

Download or read book Corrosion sous contrainte par l iode du Zircaloy 4 written by Aurélie Serres and published by . This book was released on 2008 with total page 203 pages. Available in PDF, EPUB and Kindle. Book excerpt: Pendant les transitoires de puissance des REP, la corrosion sous contrainte par l'iode (CSC-I) est l'un des modes de rupture potentiels des crayons combustibles en Zircaloy-4 en situation d'Interaction Pastille Gaine. Le premier objectif de notre étude est de discriminer les paramètres influents sur la CSC-I, en mesurant les cinétiques de propagation par suivi électrique, en milieu méthanol iodé à température ambiante sur des éprouvettes plates entaillées. Nous montrons que pour un KI inférieur à 20 MPa.m1/2, la vitesse de propagation IG et mixte IG/TG dépend linéairement du KI, quel que soit le mode de propagation. Entre 20 et 25 MPa.m1/2, la vitesse de propagation purement TG est une fonction affine du KI, mais augmente plus rapidement avec le KI que pendant la propagation IG et mixte IG/TG. La direction et le plan de propagation des fissures (LT ou TL) influent sur les modes de propagation, mais pas sur les cinétiques de propagation. L'augmentation de la concentration en iode conduit à une augmentation des vitesses de propagation pour un KI donné, et à une diminution du KI,seuil déclenchant la propagation d'une fissure. Ce travail permet donc de quantifier l'influence de la concentration en iode et du KI sur la phase de propagation des fissures, de proposer une loi de propagation prenant en compte ces paramètres, et d'améliorer la description de la CSC-I pour les modèles. Les gaines en alliages de zirconium sont irradiées aux neutrons au cours de leur utilisation, ce qui modifie leur microstructure et leurs modes de déformation. Le second objectif de notre étude est donc d'étudier l'influence de ces modifications sur la CSC-I. Pour cela, des éprouvettes lisses de Zircaloy-4 recristallisé sont irradiées aux protons à 2 dpa et 305°C, la microstructure et les modes de déformation du Zircaloy-4 non irradié et irradié sont caractérisés en MET et en MEB, et l'influence des modifications induites par l'irradiation sur la sensibilité à la CSC-I est étudiée. Les précipités de phase de Laves sont faiblement modifiés par l'irradiation. La formation de boucles de dislocations Pa, concomitante à un durcissement induit par l'irradiation, est observée. Le Zircaloy-4 irradié aux protons se déforme dans la direction transverse par canalisation basale, et la déformation se localise dans des bandes de déformation macroscopique. Les cissions critiques des systèmes de glissement basal et prismatique sont inversées par l'irradiation aux protons. La microstructure de boucles de dislocations, le durcissement, et les modes de déformation du Zircaloy-4 irradié aux neutrons sont raisonnablement bien simulés par l'irradiation aux protons. L'irradiation aux protons conduit à une augmentation significative de la sensibilité à l'amorçage des fissures de CSC-I après traction lente dans la direction transverse. Pour de faibles concentrations, les fissures s'amorcent sur les bandes de déformation macroscopiques, et lorsque la concentration en iode augmente, le niveau de déformation locale nécessaire à l'amorçage des fissures diminue.

Download or read book Caract risation des microstructures tremp es et s lection des variants dans le Zircaloy 4 written by My-Thu Tran and published by . This book was released on 2015 with total page 0 pages. Available in PDF, EPUB and Kindle. Book excerpt: Les alliages de zirconium sont utilisés notamment dans les assemblages de combustible nucléaire pour leur transparence aux neutrons ainsi que pour leur tenue mécanique et leur résistance à la corrosion. La connaissance de leur microstructure et de son évolution est nécessaire pour maîtriser les différents traitements thermomécaniques de la gamme de transformation qui comporte plusieurs trempes depuis le domaine bêta. Cette microstructure présente, à l'issue d'une trempe, des lamelles dites de Widmanstätten. Ces dernières soit se disposent parallèlement entre elles (platelets parallèles), soit se croisent en vannerie. Ces morphologies jouent sur l'étape suivante de filage ; en effet, les platelets parallèles défavorisent la fragmentation des lamelles. Une méthode a été mise en place pour quantifier ces morphologies.Lors de la transformation bêta vers alpha, un grain peut générer 12 orientations alpha (variants). Les paramètres qui influencent leur sélection sont encore peu connus. Le modèle proposé minimise la déformation moyenne lors de la transformation. D'abord analytique, il a été ensuite implémenté numériquement afin d'aborder des effets tels que la relaxation d'Eshelby, l'anisotropie élastique, une contrainte extérieure ou le voisinage. En parallèle, la sélection expérimentale a été quantifiée au moyen original de l'EBSD et des fractions des variants locales dans un ex-grain bêta. La confrontation des résultats expérimentaux avec le modèle a permis de le valider en partie et de déterminer la contrainte de trempe à la surface des éprouvettes ainsi que son effet sur la sélection de variants.

Download or read book MECANISMES DE CORROSION DU ZIRCALOY 4 ET DE L ALLIAGE ZR 1NB EN EAU PRESSURISEE HORS ET SOUS IRRADIATION written by PHILIPPE.. BOSSIS and published by . This book was released on 1999 with total page 165 pages. Available in PDF, EPUB and Kindle. Book excerpt: LA RESISTANCE A LA CORROSION DES GAINES DE ZIRCALOY-4 CONSTITUE AUJOURD'HUI UN FACTEUR LIMITANT LE TEMPS DE SEJOUR DES CRAYONS COMBUSTIBLES DANS LES REACTEURS A EAU PRESSURISEE. DANS CET ENVIRONNEMENT, L'ALLIAGE ZR-1NB PRESENTE UNE MEILLEURE RESISTANCE A LA CORROSION. L'OBJECTIF DE CE TRAVAIL EST DE DETERMINER LES MECANISMES CONTROLANT LA CINETIQUE D'OXYDATION DE CES ALLIAGES HORS ET SOUS IRRADIATION AFIN DE DETERMINER CEUX QUI SONT A L'ORIGINE DE CETTE DIFFERENCE DE CINETIQUE D'OXYDATION. A L'INTERFACE OXYDE/MILIEU OXYDANT, LA COMPOSITION CHIMIQUE ET L'ETAT D'OXYDATION DES ELEMENTS SONT ANALYSES PAR SPECTROSCOPIE DE PHOTOELECTRONS (ESCA). LES CARACTERISTIQUES MORPHOLOGIQUES DES COUCHES D'OXYDE (FISSURATION, RUGOSITE DE L'INTERFACE METAL/OXYDE) SONT QUANTIFIEES PAR ANALYSE D'IMAGES MEB. LA MICROSTRUCTURE DES COUCHES D'OXYDE ET DE L'INTERFACE METAL/OXYDE EST OBSERVEE PAR MET, SUR DES LAMES MINCES TRANSVERSES. CES CARACTERISATIONS METTENT EN EVIDENCE DES COMPORTEMENTS DIFFERENTS, SELON L'ALLIAGE, DES DEUX INTERFACES. A L'INTERFACE ZIRCONE/MILIEU OXYDANT, AUCUNE SEGREGATION N'A ETE OBSERVEE POUR LE ZIRCALOY-4, ALORS QU'UNE SEGREGATION DE NIOBIUM A L'ETAT NB 5 + A ETE IDENTIFIEE POUR L'ALLIAGE ZR-1NB. LA STABILITE DE L'INTERFACE METAL/OXYDE EST DEGRADEE SOUS IRRADIATION POUR LE ZIRCALOY-4 ET N'EST PAS MODIFIEE POUR L'ALLIAGE ZR-1NB. L'ETAT D'OXYDATION DE L'ETAIN SUR ZIRCALOY-4, ET LE PROCESSUS D'OXYDATION DES PRECIPITES BETA-NB SUR L'ALLIAGE ZR-1NB ONT EGALEMENT ETE ETUDIES. L'ANALYSE DE CES RESULTATS CONDUIT A PROPOSER DES MECANISMES DIFFERENTS CONTROLANT LA CINETIQUE D'OXYDATION. POUR LE ZIRCALOY-4, LA DIFFUSION DE L'OXYDANT DANS LA COUCHE DENSE PROCHE DE L'INTERFACE METAL/OXYDE CONTROLERAIT LA STABILITE DE CETTE INTERFACE ET PAR SUITE L'APPARITION DE FISSURES SUR LES RETARDS DU FRONT D'OXYDATION ET L'ACCELERATION CONSECUTIVE DE LA CINETIQUE. LA REACTION DE REDUCTION DE L'EAU A L'INTERFACE OXYDE/MILIEU OXYDANT PREDOMINERAIT POUR L'ALLIAGE ZR-1NB.

Download or read book Influence de la microstructure sur le comportement en fluage thermique d alliages de zirconium written by Renald Brenner and published by . This book was released on 2001 with total page 237 pages. Available in PDF, EPUB and Kindle. Book excerpt: Les alliages de zirconium, largement utilises dans l'industrie nucléaire, peuvent présenter des variabilités de comportement thermomécanique (notamment en fluage thermique) en fonction de leur état microstructural. Pour mieux maitriser le comportement de ces alliages et pouvoir prendre en compte l'influence d'éventuelles évolutions de leur processus d'élaboration (composition chimique, traitements thermiques etc) sur leur comportement mécanique, il est important de disposer d'un outil permettant de décrire le lien entre la microstructure et le comportement macroscopique. Cette étude contribue à l'établissement d'une modélisation prédictive, fondée sur une analyse expérimentale couplée à une démarche d'homogénéisation, du comportement effectif en fluage thermique de ces alliages. L'analyse expérimentale de l'influence de la texture cristallographique dans l'alliage zircaloy-4 met en évidence une forte anistropie de la résistance au glissement et du coefficient de sensibilité a la contrainte des différents systèmes de glissement. L'analyse en microscopie électronique en transmission réalisée nous a permis de préciser le lien entre la texture et les systèmes actifs pour différents trajets de chargement. L'analyse expérimentale menée sur l'alliage zr-nb1%-o met en évidence le rôle du niobium en solution solide sur le durcissement de cet alliage et le peu d'effet de la répartition de la précipitation sur son comportement en fluage. Une modélisation micromécanique élastoviscoplastique est développée pour rendre compte de l'influence de la microstructure sur le comportement effectif des alliages de zirconium. Nous proposons l'approximation quasi-élastique du schéma auto cohérent affine et la confrontons à diverses approches antérieures. Nous montrons son adéquation pour notre étude tant au niveau de la description de la transition d'échelle que de l'efficacité de la résolution numérique. Son utilisation sur la base expérimentale obtenue nous permet d'identifier des paramètres cohérents pour décrire le comportement local des alliages zircaloy-4 et zr-nb1%-o. Un bon accord sur le comportement effectif en fluage thermique est obtenu et le caractère prédictif de cette approche est illustré. L'analyse détaillée des prévisions à l'échelle locale de ce modèle (notamment des activités de glissement secondaire) met en évidence certaines limites actuelles dans la description de la transition d'échelle. Des voies d'amélioration, prenant en compte l'hétérogénéité intra phase des champs mécaniques pour l'obtention du comportement effectif, sont proposées.

Download or read book Handbook of Nuclear Engineering written by Dan Gabriel Cacuci and published by Springer Science & Business Media. This book was released on 2010-09-14 with total page 3701 pages. Available in PDF, EPUB and Kindle. Book excerpt: This is an authoritative compilation of information regarding methods and data used in all phases of nuclear engineering. Addressing nuclear engineers and scientists at all levels, this book provides a condensed reference on nuclear engineering since 1958.

Download or read book Government reports annual index written by and published by . This book was released on 199? with total page 1182 pages. Available in PDF, EPUB and Kindle. Book excerpt:

Download or read book Influence de la microstructure sur la cin tique de corrosion des alliages de zirconium written by Amadou Ly and published by . This book was released on 2009 with total page 180 pages. Available in PDF, EPUB and Kindle. Book excerpt: L’objectif de cette thèse était de mettre en évidence l’influence de la microstructure des alliages de zirconium sur leur cinétique de corrosion. Pour cela, nous avons effectué des essais de corrosion (en eau sous pression et sous air à 360°C) sur un alliage type Zircaloy-4 avec différentes microstructures. Les oxydes ainsi formés ont été caractérisés par la microscopie électronique et par la diffraction des rayons X au synchrotron. La microscopie électronique couplée à une sonde ionique focalisée (FIB) a permis de confirmer la localisation des fissures au-dessus des retards d’oxydation ainsi que l’existence de pores dans la couche d’oxyde. Les mesures de contraintes réalisées au synchrotron ont permis de montrer que l’effet de la microstructure sur la cinétique de corrosion dépend essentiellement des propriétés mécaniques. Une méthode originale de caractérisation d’interfaces ondulées est également exposée et appliquée à quelques échantillons

Download or read book Government Reports Announcements Index written by and published by . This book was released on 1991 with total page 1270 pages. Available in PDF, EPUB and Kindle. Book excerpt:

Download or read book L Oxydation du zirconium et de l alliage Zircaloy 4 par la vapeur d eau written by Muchlis Badruzzaman and published by . This book was released on 1982 with total page 61 pages. Available in PDF, EPUB and Kindle. Book excerpt:

Download or read book M canismes de d formation et effets d irradiation dans les alliages de zirconium written by Fabien Onimus and published by . This book was released on 2016 with total page 176 pages. Available in PDF, EPUB and Kindle. Book excerpt:

Download or read book Oxidation of Intermetallic Precipitates in Zircaloy 4 written by D. Pêcheur and published by . This book was released on 1994 with total page 19 pages. Available in PDF, EPUB and Kindle. Book excerpt: Intermetallic precipitates are known to play a critical role in the oxidation process of Zircaloys. Since under irradiation they undergo structural changes, a specific study was conducted to analyze whether these transformations modify the oxidation behavior of the Zircaloy-4. Oxidation kinetics in autoclave were measured on reference, ion irradiated, and neutron irradiated materials. In the case of ion-irradiated samples, the oxidation kinetics are changed, while in the case of neutron-irradiated cladding, no significant change is observed after 60 days of oxidation. The behavior of reference and irradiated precipitates during the growth of these oxide layers was analyzed using analytical scanning transmission electron microscopy. Close to the metal-oxide interface, precipitates are incorporated unoxidized in the oxide layer. Then, when oxidized, at a few hundreds of nanometers from this interface, they undergo two major evolutions: their structure becomes either nanocrystalline or occasionally amorphous and an iron redistribution and depletion is observed. In the case of precipitates previously made amorphous by irradiation, a similar behavior is observed. The role of precipitates on the oxidation of the Zircaloy-4 is discussed in terms of interaction of the precipitates with the zirconia layer (stability of the dense oxide layer) and oxidation kinetics.

Download or read book Evolution of microstructure in zirconium alloys during irradiation written by M. Griffiths and published by . This book was released on 1997 with total page 0 pages. Available in PDF, EPUB and Kindle. Book excerpt:

Download or read book INFLUENCE DE LA RADIOLYSE SUR LA CINETIQUE D OXYDATION DES ALLIAGES DE ZIRCONIUM EN MILIEU R E P written by RAPHAEL.. SALOT and published by . This book was released on 1996 with total page 138 pages. Available in PDF, EPUB and Kindle. Book excerpt: LE ZIRCALOY-4 CONSTITUE LE MATERIAU DE GAINAGE DU COMBUSTIBLE NUCLEAIRE ET PRESENTE EN REACTEUR A EAU PRESSURISEE UNE VITESSE D'OXYDATION DEUX A TROIS FOIS PLUS IMPORTANTE QU'HORS IRRADIATION. DANS CE TRAVAIL, L'INFLUENCE DU DEPOT D'ENERGIE SUR LA CINETIQUE D'OXYDATION DU ZIRCALOY-4 EST QUANTIFIEE LORS D'OXYDATIONS REALISEES EN REACTEUR EXPERIMENTAL ET EN AUTOCLAVE BLINDE AVEC PRESENCE MATERIAUX EMETTEURS BETA AFIN DE DISPOSER DE VARIATIONS LOCALES DU DEPOT D'ENERGIE. POUR ANALYSER L'EFFET DU DEPOT D'ENERGIE DANS L'EAU ET LA ZIRCONE, CES EXPERIENCES SONT COMPLETEES PAR UNE ETUDE DU COMPORTEMENT ELECTROCHIMIQUE DU ZIRCALOY-4 DANS UNE SOLUTION IRRADIEE PAR DES SOURCES BETA AVEC TROIS ACTIVITES DIFFERENTES. SOUS FLUX NEUTRONIQUE, LE FACTEUR D'ACCELERATION REPRESENTATIF DE L'OXYDATION DU ZIRCALOY-4 EN R.E.P. EST RETROUVE. L'EFFET DU RAYONNEMENT BETA EST MASQUE OU INEXISTANT. EN AUTOCLAVE, UNE AUGMENTATION DE 30% DE LA CINETIQUE D'OXYDATION EST OBSERVEE APRES 250 JOURS. LE COMPORTEMENT ELECTROCHIMIQUE DU ZIRCALOY-4 LORS DE BALAYAGES POTENTIODYNAMIQUES APPARAIT ETRE MODIFIE EN PRESENCE D'UN FORT RAYONNEMENT BETA: UN COURANT SUPPLEMENTAIRE, INDEPENDANT DE LA VITESSE DE BALAYAGE ET NON LINEAIRE EN FONCTION DU DEPOT D'ENERGIE, EST MESURE. L'ANALYSE DE CES RESULTATS EST BASEE SUR UNE QUANTIFICATION DES EFFETS DU FLUX BETA SUR L'OXYDE ET SUR UNE COMPARAISON AVEC DES MESURES EN PRESENCE D'EAU OXYGENEE. L'ADSORPTION D'UNE ESPECE RADIOLYTIQUE A LA SURFACE DE LA ZIRCONE EST JUGEE RESPONSABLE DES RESULTATS OBTENUS. FINALEMENT, UNE COMPARAISON DE CES RESULTATS AVEC LE COMPORTEMENT DU ZIRCALOY-4 DANS PLUSIEURS TYPES DE REACTEUR DE PUISSANCE EST EFFECTUEE