Abstract FR:

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.