Download or read book M canismes de fragilisation sous irradiation aux neutrons d alliages mod les ferritiques et d un acier de cuve written by Estelle Meslin and published by . This book was released on 2007 with total page 205 pages. Available in PDF, EPUB and Kindle. Book excerpt: Une partie de la fragilisation des aciers de cuve sous irradiation résulte de la formation d’amas de défauts de types : des amas de solutés et des amas de défauts ponctuels (DP). Ce travail a contribué à la compréhension des mécanismes de formation des amas de soluté dans des alliages modèles ferritiques faiblement sursaturés en cuivre ([Cu] = 0.1 %pds) (FeCu et FeCuMnNi) ou exempt de cuivre (FeMnNi) et dans un acier de cuve de type 16MND5. Ces matériaux ont été irradiés avec des neutrons en réacteur expérimental autour de 300°C. La confrontation entre les amas de soluté, caractérisés par sonde atomique tomographique, et les amas de DP, modélisés avec un code de dynamique d’amas paramétré à partir d’analyses de microscopie électronique en transmission, a montré que le mécanisme le plus probable de formation des amas de soluté était la précipitation/ségrégation induite à caractère hétérogène, sur les amas de DP.

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 Understanding and Mitigating Ageing in Nuclear Power Plants written by Philip G Tipping and published by Elsevier. This book was released on 2010-10-26 with total page 953 pages. Available in PDF, EPUB and Kindle. Book excerpt: Plant life management (PLiM) is a methodology focussed on the safety-first management of nuclear power plants over their entire lifetime. It incorporates and builds upon the usual periodic safety reviews and licence renewals as part of an overall framework designed to assist plant operators and regulators in assessing the operating conditions of a nuclear power plant, and establishing the technical and economic requirements for safe, long-term operation. Understanding and mitigating ageing in nuclear power plants critically reviews the fundamental ageing-degradation mechanisms of materials used in nuclear power plant structures, systems and components (SSC), along with their relevant analysis and mitigation paths, as well as reactor-type specific PLiM practices. Obsolescence and other less obvious ageing-related aspects in nuclear power plant operation are also examined in depth. Part one introduces the reader to the role of nuclear power in the global energy mix, and the importance and relevance of plant life management for the safety regulation and economics of nuclear power plants. Key ageing degradation mechanisms and their effects in nuclear power plant systems, structures and components are reviewed in part two, along with routes taken to characterise and analyse the ageing of materials and to mitigate or eliminate ageing degradation effects. Part three reviews analysis, monitoring and modelling techniques applicable to the study of nuclear power plant materials, as well as the application of advanced systems, structures and components in nuclear power plants. Finally, Part IV reviews the particular ageing degradation issues, plant designs, and application of plant life management (PLiM) practices in a range of commercial nuclear reactor types. With its distinguished international team of contributors, Understanding and mitigating ageing in nuclear power plants is a standard reference for all nuclear plant designers, operators, and nuclear safety and materials professionals and researchers. Introduces the reader to the role of nuclear power in the global energy mix Reviews the fundamental ageing-degradation mechanisms of materials used in nuclear power plant structures, systems and components (SSC) Examines topics including elimination of ageing effects, plant design, and the application of plant life management (PLiM) practices in a range of commercial nuclear reactor types

Download or read book tude bibliographique des m canismes de fragilisation par irradiation aux neutrons des aciers de cuves REP r acteurs eau pressuris e written by J. C. Van Duysen and published by . This book was released on 1992 with total page 86 pages. Available in PDF, EPUB and Kindle. Book excerpt:

Download or read book tude bibliographique des m canismes de fragilisation par irradiation aux neutrons des aciers de cuves REP written by J. C. Van Duysen and published by . This book was released on 1990 with total page pages. Available in PDF, EPUB and Kindle. Book excerpt:

Download or read book ETUDE DE LA PRECIPITATION ET DES MECANISMES MICROSCOPIQUES DE DURCISSEMENT SOUS IRRADIATION DANS DES ALLIAGES FERRITIQUES DILUES written by Marie-Hélène Mathon and published by . This book was released on 1995 with total page 209 pages. Available in PDF, EPUB and Kindle. Book excerpt: LA PRECIPITATION DU CUIVRE EST RESPONSABLE EN PARTIE DU DURCISSEMENT DES ACIERS DE CUVE SOUS IRRADIATION NEUTRONIQUE A 300C. AFIN DE PRECISER LES MECANISMES DE PRECIPITATION DU CUIVRE, NOUS AVONS ETUDIE DES ALLIAGES MODELES FERRITIQUES BINAIRES FECU ET TERNAIRES. CES MATERIAUX ONT ETE SOIT IRRADIES AVEC DES ELECTRONS DE 2,5MEV D'ENERGIE A DIFFERENTES TEMPERATURES COMPRISES ENTRE 175 ET 360C, SOIT VIEILLIS THERMIQUEMENT A 500C. LES TECHNIQUES EXPERIMENTALES UTILISEES SONT DES MESURES DE RESISTIVITE ELECTRIQUE IN SITU, LA DIFFUSION DE NEUTRONS AUX PETITS ANGLES ET DES MESURES DE MICRODURETE VICKERS. NOUS AVONS MONTRE LA SIMILITUDE DE LA PRECIPITATION DU CUIVRE SOUS VIEILLISSEMENT THERMIQUE A 500C ET SOUS IRRADIATION A 300C DANS FECU1,34%. PAR CONTRE, NOUS AVONS CONSTATE QUE L'IRRADIATION INDUIT UN DURCISSEMENT SUPPLEMENTAIRE CERTAINEMENT DU A DES AMAS DE DEFAUTS PONCTUELS. QUANT AUX ALLIAGES TERNAIRES, NOUS OBSERVONS QUE LA PRESENCE D'UN TROISIEME ELEMENT (MN, NI, CR, P) N'A PAS D'EFFET SIGNIFICATIF SUR LA PRECIPITATION DU CUIVRE SOUS IRRADIATION A 300C. POUR INTERPRETER LES RESULTATS OBTENUS SUR L'ALLIAGE BINAIRE FECU1,34%, NOUS AVONS EMPLOYE UN MODELE DE DYNAMIQUE D'AMAS. POUR REPRODUIRE L'ENSEMBLE DES DONNEES, IL FAUT SUPPOSER QUE LA PRECIPITATION EST HETEROGENE ET QU'ELLE EST CONTROLEE PAR LA VITESSE DE REACTION A L'INTERFACE POUR LES PETITES TAILLES D'AMAS. PAR AILLEURS UNE ETUDE DE DIFFUSION DE NEUTRONS AUX PETITS ANGLES SUR DES ACIERS INDUSTRIELS IRRADIES AUX NEUTRONS OU AUX ELECTRONS A MONTRE L'EXISTENCE, DANS CES MATERIAUX, D'AMAS DE TAILLE NANOMETRIQUE NE CONTENANT PAS NECESSAIREMENT DU CUIVRE

Download or read book tude bibliographique des m canismes de fragilisation par irradiation aux neutrons des aciers de cuves REP r acteurs eau pressuris e written by J.-C.. VAN DUYSEN and published by . This book was released on 1992 with total page 86 pages. Available in PDF, EPUB and Kindle. Book excerpt:

Download or read book ETUDE DE LA FORMATION DES AMAS DE DEFAUTS PONCTUELS DANS LES ALLIAGES FERRITIQUES FAIBLEMENT ALLIES SOUS IRRADIATION written by THI HOANG ANH.. DUONG and published by . This book was released on 1997 with total page 120 pages. Available in PDF, EPUB and Kindle. Book excerpt: LE DURCISSEMENT DES ACIERS DE CUVES DES REACTEURS NUCLEAIRES (FRANCAIS), QUI EST A L'ORIGINE DE LEUR FRAGILISATION, SEMBLE PROVENIR ESSENTIELLEMENT DE LA FORMATION D'AMAS DE DEFAUTS PONCTUELS. COMME CES AMAS SONT TROP PETITS POUR ETRE ETUDIES EN MICROSCOPIE ELECTRONIQUE A TRANSMISSION, LE PROBLEME A ETE CONTOURNE EN CONSIDERANT D'ABORD LA DENSITE ET LA CROISSANCE DES BOUCLES DE DISLOCATION DANS DES CONDITIONS OU ELLES SONT VISIBLES DANS DES ALLIAGES FERRITIQUES MODELES (FEMN#1#,#5#%NI#0#,#8#%CU#0#,#1#3#%P#0#,#0#1#%, FECU#0#,#1#3#%, FEP#0#,#0#1#5#%, FEN#3#3#P#P#M ET FE). CES CONDITIONS SONT CELLES OBTENUES AVEC DES ELECTRONS DE 1 MEV D'UN MICROSCOPE A HAUTE TENSION, AVEC DES TAUX DE CREATION DE DEFAUTS ELEVES (QUELQUES 10#-#4 DPA/S). LES OBSERVATIONS ET LES ANALYSES ONT MONTRE QUE DANS L'ALLIAGE COMPLEXE, LES BOUCLES INTERSTITIELLES SONT PLUS PETITES ET LEUR DENSITE EST BEAUCOUP PLUS IMPORTANTE QUE DANS LES AUTRES SYSTEMES. ON A PU OBTENIR A L'AIDE D'UN MODELE SIMPLIFIE UNE PREMIERE APPROXIMATION DES COEFFICIENTS DE DIFFUSION DES INTERSTITIELS ET DES LACUNES. LA DENSITE ET LA VITESSE DE CROISSANCE DES BOUCLES OBTENUES EXPERIMENTALEMENT SONT REPRODUITES A L'AIDE D'UN MODELE EN DYNAMIQUE D'AMAS QUE NOUS AVONS DEVELOPPE. POUR CELA NOUS UTILISONS COMME POINT DE DEPART LES COEFFICIENTS APPROCHES OBTENUS AVEC LE MODELE SIMPLIFIE. LES RESULTATS DU CALCUL ONT MONTRE QUE L'ENERGIE DE LIAISON DES DI-INTERSTITIELS DOIT ETRE ELEVEE DANS LES ALLIAGES BINAIRES ET SEULEMENT DE 0,95 EV DANS LE FER : LE CUIVRE, L'AZOTE ET LE PHOSPHORE STABILISENT LES DI-INTERSTITIELS DANS LE FER. ENFIN LA DISTRIBUTION DE BOUCLES INTERSTITIELLES A 290C ET A 2.10#-#9 DPA/S EST CALCULEE AVEC LES PARAMETRES AJUSTES SUR FECU. CELLE-CI DONNE UNE AUGMENTATION DE DURETE DE 10 HV AU LIEU DES 33 HV EXPERIMENTAUX. CETTE FAIBLE VALEUR PEUT ETRE CORRIGEE EN SUPPOSANT, EN ACCORD AVEC DES CALCULS EN DYNAMIQUE MOLECULAIRE, QU'UNE TRES FAIBLE FRACTION DE DI-INTERSTITIELS EST CREEE A 2,5 MEV.

Download or read book tude de la formation sous irradiation des amas de d fauts ponctuels dans les alliages ferritiques faiblement alli s written by Thi-Hoàng-Anh Duong and published by . This book was released on 1997 with total page pages. Available in PDF, EPUB and Kindle. Book excerpt: LE DURCISSEMENT DES ACIERS DE CUVES DES REACTEURS NUCLEAIRES (FRANCAIS), QUI EST A L'ORIGINE DE LEUR FRAGILISATION, SEMBLE PROVENIR ESSENTIELLEMENT DE LA FORMATION D'AMAS DE DEFAUTS PONCTUELS. COMME CES AMAS SONT TROP PETITS POUR ETRE ETUDIES EN MICROSCOPIE ELECTRONIQUE A TRANSMISSION, LE PROBLEME A ETE CONTOURNE EN CONSIDERANT D'ABORD LA DENSITE ET LA CROISSANCE DES BOUCLES DE DISLOCATION DANS DES CONDITIONS OU ELLES SONT VISIBLES DANS DES ALLIAGES FERRITIQUES MODELES (FEMN#1#,#5#%NI#0#,#8#%CU#0#,#1#3#%P#0#,#0#1#%, FECU#0#,#1#3#%, FEP#0#,#0#1#5#%, FEN#3#3#P#P#M ET FE). CES CONDITIONS SONT CELLES OBTENUES AVEC DES ELECTRONS DE 1 MEV D'UN MICROSCOPE A HAUTE TENSION, AVEC DES TAUX DE CREATION DE DEFAUTS ELEVES (QUELQUES 10#-#4 DPA/S). LES OBSERVATIONS ET LES ANALYSES ONT MONTRE QUE DANS L'ALLIAGE COMPLEXE, LES BOUCLES INTERSTITIELLES SONT PLUS PETITES ET LEUR DENSITE EST BEAUCOUP PLUS IMPORTANTE QUE DANS LES AUTRES SYSTEMES. ON A PU OBTENIR A L'AIDE D'UN MODELE SIMPLIFIE UNE PREMIERE APPROXIMATION DES COEFFICIENTS DE DIFFUSION DES INTERSTITIELS ET DES LACUNES. LA DENSITE ET LA VITESSE DE CROISSANCE DES BOUCLES OBTENUES EXPERIMENTALEMENT SONT REPRODUITES A L'AIDE D'UN MODELE EN DYNAMIQUE D'AMAS QUE NOUS AVONS DEVELOPPE. POUR CELA NOUS UTILISONS COMME POINT DE DEPART LES COEFFICIENTS APPROCHES OBTENUS AVEC LE MODELE SIMPLIFIE. LES RESULTATS DU CALCUL ONT MONTRE QUE L'ENERGIE DE LIAISON DES DI-INTERSTITIELS DOIT ETRE ELEVEE DANS LES ALLIAGES BINAIRES ET SEULEMENT DE 0,95 EV DANS LE FER : LE CUIVRE, L'AZOTE ET LE PHOSPHORE STABILISENT LES DI-INTERSTITIELS DANS LE FER. ENFIN LA DISTRIBUTION DE BOUCLES INTERSTITIELLES A 290C ET A 2.10#-#9 DPA/S EST CALCULEE AVEC LES PARAMETRES AJUSTES SUR FECU. CELLE-CI DONNE UNE AUGMENTATION DE DURETE DE 10 HV AU LIEU DES 33 HV EXPERIMENTAUX. CETTE FAIBLE VALEUR PEUT ETRE CORRIGEE EN SUPPOSANT, EN ACCORD AVEC DES CALCULS EN DYNAMIQUE MOLECULAIRE, QU'UNE TRES FAIBLE FRACTION DE DI-INTERSTITIELS EST CREEE A 2,5 MEV

Download or read book tude par simulation num rique du dommage d irradiation dans les alliages fer cuivre written by Jean-Christophe Turbatte and published by . This book was released on 1997 with total page 232 pages. Available in PDF, EPUB and Kindle. Book excerpt: Les aciers de cuve des reacteurs nucleaires se fragilisent sous l'effet de l'irradiation neutronique. Afin de comprendre l'origine du phenomene de nombreuses etudes experimentales ont ete menees pour caracteriser le dommage d'irradiation dans ces aciers. Quatre defauts ont ainsi ete identifies : des amas de defauts ponctuels, des complexes cuivre-lacunes, des atmospheres d'atomes de cuivre et des precipites tres riches en cuivre. Les travaux experimentaux n'ont cependant pas permis de caracteriser la structure de ces defauts et de comprendre les mecanismes a l'origine de leur formation. Afin d'apporter des elements de reponses sur ces points, nous avons entrepris un travail de simulation numerique (dynamique moleculaire et monte carlo). Les simulations ont ete effectuees dans du fer pur et des alliages binaires de type fer-cuivre. A cette fin, nous avons notamment adapte un potentiel interatomique utilise pour decrire le fer pur et construit un potentiel capable de reproduire les interactions entre les atomes de cuivre et fer. Le travail effectue a notamment permis de confirmer l'existence des quatre types de defauts pris en compte, de caracteriser leur structure et de cerner les conditions favorisant leur formation : - les amas d'atomes de solute contiennent une quantite importante de lacunes et se forment dans le cur des cascades de deplacements produites par des pka ayant une energie superieure a 15kev. - les precipites riches en cuivre n'apparaissent que dans des alliages ayant une teneur en cuivre superieure a environ 0,1%. Leur formation resulte d'un phenomene de precipitation acceleree par l'irradiation. - les complexes cuivre-lacunes peuvent etre decrits comme etant un amas de quatre lacunes accroche a un atome de cuivre. - une partie des amas de defauts ponctuels se forment dans le cur des cascades de deplacements. Les autres resultent de l'agglomeration par diffusion des defauts libres.

Download or read book Etude des m canismes d crouissage sous irradiation de la ferrite par simulations de dynamique de dislocations written by Sylvain Queyreau and published by . This book was released on 2008 with total page 215 pages. Available in PDF, EPUB and Kindle. Book excerpt: Afin de contribuer à une meilleure compréhension et prévision du comportement sous irradiation des aciers des cuves des réacteurs nucléaires à eau sous pression, un programme européen (FP7-IP PERFECT) a été mis en oeuvre associant caractérisations expérimentales et modélisations multi-échelles. Dans ce cadre, la modélisation de la déformation plastique des lattes ferritiques, principal constituant de ces aciers, a été entreprise. A l’état non-irradié, la contrainte d’écoulement -dans les lattes dépend de plusieurs éléments microstructuraux : densité de dislocations, distribution des carbures et friction d’alliage. La technique de simulation par Dynamique des Dislocations (DD) apparaît comme le seul outil quantitatif permettant de prendre en compte explicitement la microstructure du matériau et d’évaluer l’effet de chaque composante. Après une étude bibliographique approfondie, nous avons établi la contrainte associée à la friction d’alliage dans les lattes ferritiques. La modélisation d’un essai de traction par DD montre que le durcissement de la forêt est le mécanisme dominant l’écoulement plastique. Des simulations de l’écrouissage latent permettent aussi d’évaluer quantitativement les interactions entre systèmes de glissement. De plus, les simulations incluant la présence de carbures intragranulaires montrent que ces derniers influencent surtout la densité de dislocations stockées en cours de déformation. Finalement, il a été vérifié qu’une loi de superposition quadratique reproduisait précisément l’influence des différents mécanismes de durcissement. L’effet du glissement dévié a également été étudié. Au vu des observations expérimentales, ce mécanisme est supposé facile dans la ferrite et fonction uniquement de l’état de contrainte locale. Les simulations de DD révèlent un rôle complexe de ce mécanisme. D’une part, la présence de nombreux évènements de déviation conduit à l’ancrage systématique des dislocations mobiles, ce qui constitue un facteur d’écrouissage. D’autre part, aux déformations plus fortes, la déviation de segments vis permet de relaxer certaines concentrations de contraintes dans les microstructures, ce qui représente un mécanisme d’adoucissement. A l’état irradié, par souci de simplification, les seuls éléments durcissants supplémentaires pris en compte ont été les cavités. Leur densité et leur distribution en taille sont issues de simulations de cinétique chimique. D’après des résultats de dynamique moléculaire, une loi de transition d’échelle permet de déterminer, les énergies d’activation pour le cisaillement des cavités. Au final, une méthodologie simple a été implantée dans la simulation de DD. Celle-ci permet de rendre compte de l’effet de la température et de la vitesse de déformation sur le cisaillement. Les dernières simulations montrent que la prise en compte d’une microstructure de cavités réaliste conduit à un durcissement relatif comparable à l’expérience. Les cavités sont alors probablement la source principale de durcissement induit lors de l’irradiation de ces aciers.

Download or read book Etude bibliographique des m canismes de fragilisation par irradiaton aux neutrons des aciers de cuves REP written by Electricité de France. Direction des études et recherches and published by . This book was released on 1992 with total page 86 pages. Available in PDF, EPUB and Kindle. Book excerpt:

Download or read book Fragilisation par irradiation d acier pour cuves de r acteurs sous pression written by Pierre Petrequin and published by . This book was released on 1976 with total page 42 pages. Available in PDF, EPUB and Kindle. Book excerpt:

Download or read book Fragilisation des aciers inoxydables aust nitiques sous irradiation written by Morgane Le Millier and published by . This book was released on 2014 with total page 0 pages. Available in PDF, EPUB and Kindle. Book excerpt: Cette étude porte sur l'évolution de la microstructure des aciers inoxydables austénitiques sous irradiation et les conséquences de cette évolution sur leur comportement en milieu REP. Un acier 304L a été irradié aux protons à 360°C à 5 et 10 dpa. Suite à ces irradiations, la sensibilité du matériau à l'IASCC a été étudiée en milieu primaire simulé à 350°C, avec suivi par microextensométrie des champs locaux de déformation. Parallèlement à ce travail, des lames minces ont été irradiées in situ aux ions Ni++ à 500°C jusqu'à 2 dpa avec implantation simultanée d'hélium. Ces expérimentations nous ont permis (i) grâce au couplage microstructure /champs mécaniques /fissuration de mieux comprendre les paramètres responsables de l'amorçage de l'IASCC en milieu réducteur (ii) de définir le rôle joué par l'hélium sur l'évolution des défauts d'irradiation. Il s'avère que, dans les conditions d'étude, l'implantation d'hélium n'a qu'un effet limité sur les populations de boucles de dislocation et de cavités pour des rapports inférieurs à 800 appm He/dpa. Des cavités ont été observées avec et sans implantation d'hélium, y compris dans les joints de grains ce qui pourrait être un facteur de fragilisation. L'ensemble des essais de corrosion sous contrainte ont validé que la densité de fissures augmente avec l'augmentation du taux de déformation et qu'un chargement séquentiel conduit à une plus grande ouverture et propagation en surface des fissures. Ces fissures se propagent en profondeur dans la couche irradiée notamment du fait de la surcontrainte générée par le fort gradient de propriétés entre la zone irradiée et non irradiée du matériau. Les mécanismes de déformation activés sont complexes et du maclage a été observé après 2 et 10% de déformation macroscopique. La déformation après irradiation est fortement localisée sous forme de bandes intragranulaires et autour de certains joints de grains, mais la déformation de ces joints ne semble pas constituer un critère d'amorçage. L'absence de transmission de la déformation de part et d'autre des joints fissurés est par contre systématiquement observée et la connaissance de l'état de contrainte local s'avère indispensable pour décrire l'amorçage de l'IASCC en milieu réducteur. Une méthodologie basée sur l'exploitation des résultats expérimentaux (champs d'orientation cristallographique, champs cinématique) appliquée à une simulation aux éléments finis permet d'estimer l'état local de contrainte, seul à même de discriminer un critère d'ouverture de fissure.

Download or read book Stabilit sous irradiation de particules d oxydes finement dispers es dans des alliages ferritiques written by Isabelle Monnet and published by . This book was released on 1999 with total page 244 pages. Available in PDF, EPUB and Kindle. Book excerpt: Les aciers ferrito-martensitiques renforcés par dispersion d'oxydes sont envisagés dans le cadre d'applications nucléaires à forte fluence et haute température, comme le gainage du combustible des réacteurs à Neutrons Rapides. La matrice cubique centrée assure une bonne résistance au gonflement et la dispersion d'oxydes améliore les propriétés mécaniques hors pile à haute température. Une gaine en DY (Fe-13Cr-1,5Mo+TiO 2+Y2 O3) a été irradié dans le réacteur expérimental Phénix. Les oxydes se sont dissout sous irradiation. Les observations microstructurales indiquent que l'évolution des oxydes dépend de la dose et consiste en quatre phénomènes : - les interfaces oxydes/matrice deviennent irrégulières, - les petits oxydes (

Download or read book M canismes de vieillissement tr s longue ch ance des aciers inoxydables aust noferritiques written by Stéphane Novy and published by . This book was released on 2009 with total page 174 pages. Available in PDF, EPUB and Kindle. Book excerpt: Comprendre l'origine de la fragilisation des aciers austéno-ferritiques utilisés dans les coudes moulés des circuits primaires des centrales nucléaires est une étape clé pour l'anticipation de leur vieillissement. Cette prédiction nécessite une caractérisation et une compréhension du mécanisme de transformation de phase à l'origine de ce constat : la décomposition de la ferrite. Ainsi, de façon duale, des ferrites d'aciers vieillis plus de 20 ans, sur site ou en laboratoire ainsi qu'à différentes températures, ont été analysées par sonde atomique tomographique et un travail de simulation de la décomposition de la ferrite d'alliages modèles Fe-Cr a été initié. Afin de valider les paramètres utilisés en simulation Monte Carlo, une étude expérimentale de la démixtion d'un alliage Fe–20 % at. Cr vieilli à 500°C a été réalisée. Cette étude expérimentale a montré qu'un régime de germination non classique (GNC) intervient dans cet alliage. La simulation de la décomposition de la ferrite dans le même alliage, vieilli à la même température, n'a pas révélé l'enrichissement progressif des précipités de phase α' caractéristique de la GNC. L'étude d'aciers vieillis plus de 20 ans a permis de confirmer que les aciers vieillis en laboratoire sont représentatifs de ceux vieillis sur site (pour T

Download or read book Fragilisation par l hydrog ne et corrosion sous contrainte d alliages de nickel et d un acier inoxydable utilis s dans les g n rateurs de vapeur written by Iva Lenartova and published by . This book was released on 1996 with total page 133 pages. Available in PDF, EPUB and Kindle. Book excerpt: Ce travail est basé sur une étude de l'influence de la composition chimique et de la microstructure sur la corrosion sous contrainte du coté secondaire dans les générateurs de vapeur horizontaux, et la fragilisation par l'hydrogène de structures austénitiques utilisées pour cet usage. Les matériaux étudiés sont des alliages a base de nickel (inconel 600, 690, incoloy 800) et l'acier inoxydable austénitique aisi 321, a des teneurs comprises entre 10 et 75% pour le nickel et entre 17 et 29% pour le chrome, à l'état soit hypertrempé et revenu avec précipitation inter granulaire de carbures m#2#3c#6, soit hypertrempe avec des précipités intragranulaires. La corrosion sous contrainte a été étudiée par traction lente dans un autoclave a 300°C, avec une vitesse de déformation =1,3.10#-#7s#-#1. La fragilisation par l'hydrogène a été effectuée par traction lente (=1,5.10#-#6s#-#1) à la température ambiante après chargement cathodique a 300°C dans un bain de sels fondus, pendant des durées comprises entre 5 et 48 heures. les résultats obtenus ont permis d'établir les conclusions suivantes: 1) l'inconel 600 et l'acier aisi 321 a l'état de livraison (conditions d'usage habituelles) sont très sensibles à la corrosion sous contrainte (i#c#s#c>90%). la rupture observée est de type intergranulaire pour l'inconel 600 et transgranulaire pour l'acier aisi 321. par contre, l'inconel 690 et l'incoloy 800 a l'état de livraison sont insensibles a la corrosion sous contrainte dans les conditions expérimentales utilisées. 2) la fragilisation par l'hydrogène a été mise en évidence dans le cas des alliages inconel 600, 690 (65 a 71%) et l'acier aisi 321 (8 a 30%), a l'état hypertrempe et revenu. pour tous ces matériaux, la rupture était de type intergranulaire fragile. l'alliage 600 conserve une sensibilité a la fragilisation par l'hydrogène aussi a l'état sans précipités aux joints de grains (23-25%), en revanche l'alliage 690 et l'acier aisi 321 a l'état hypertrempe sont insensible a la fragilisation par l'hydrogène. l'incoloy 800 n'est pas fragilise par l'hydrogène, ni a l'état hypertrempe ni a l'état hypertrempe et revenu. 3) la fragilisation par l'hydrogène des alliages 600 et 690 possède un caractère pseudo-réversible avec possibilité de récupérer la ductilité en absence d'hydrogène, mais pas les valeurs initiales de la limite d'élasticité et de la résistance a la rupture