Influence du milieu sur l'amorçage en fatigue oligocyclique du 690 (Th RES 26-09)

La fatigue assistée par l’environnement dans le milieu primaire des réacteurs à eau sous pression (REP) est l’un des principaux mécanismes de dégradation des composants métalliques. Les transitoires thermiques liés aux phases de fonctionnement (démarrage, arrêt, suivi de charge, etc.) provoquent des déformations cycliques qui comprend trois stades : l’amorçage, la propagation stable (fissuration) et la rupture. Si la propagation peut être étudiée par corrélation d’images ou DCPD, l’amorçage reste difficile à caractériser en raison de sa localisation et de sa complexité.
Certains composants tels que les traversées d’instrumentations et les tubes de générateurs de vapeur sont réalisés en alliage de nickel 690, choisi pour sa résistance à la corrosion sous contrainte. Cependant, peu de données existent sur son comportement en fatigue, en particulier sur l’amorçage. De plus, afin d’anticiper le prolongement de la durée de vie des centrales au-delà de 40 ans, il est nécessaire d’évaluer l’influence d’un vieillissement thermique accéléré dans différents environnements.
L’objectif de cette thèse, proposée par l’ASNR en partenariat avec EDF R&D, est d’étudier les interactions entre la plasticité induite par la fatigue et l’environnement d’essai lors de l’amorçage des fissures dans l’alliage 690, en intégrant l’effet du vieillissement thermique comme paramètre clé.

Cette thèse, principalement expérimentale, visera à comprendre l’amorçage de fissures de fatigue dans l’alliage 690, en intégrant l’influence de l’environnement et du vieillissement thermique. Elle se décline en deux volets complémentaires.  Le premier porte sur la réalisation d’essais de fatigue oligocyclique interrompus dans différents milieux : vide, air et milieu primaire REP modèle grâce à des machines différentes. Ces essais, centrés sur l’amorçage, ne mèneront pas à la  rupture de l’éprouvette et simuleront les transitoires thermiques des REP par des tests isothermes à déformation imposée.
Une procédure de polissage adaptée aux éprouvettes de l’étude sera mise au point en amont. En parallèle, des vieillissements thermiques accélérés seront réalisés pour reproduire l’effet de l’exploitation à long terme en réacteur, modifiant la microstructure et la surface de l’alliage via des phénomènes tels que la corrosion ou la mise en ordre. Les essais de fatigue post-vieillissement permettront d’évaluer l’impact de ces transformations sur l’amorçage en fatigue.  Le second volet se concentre sur la caractérisation microstructurale : microscopie optique, électronique (MEB), diffraction des électrons rétrodiffusés (EBSD), et analyses fines par FIB/MET permettront d’identifier les mécanismes aux échelles microscopique et nanoscopique influençant l’amorçage de fatigue. En combinant étude bibliographique, essais ciblés et analyses microstructurales avancées, cette thèse offrira une compréhension fine des phénomènes gouvernant l’amorçage de fatigue dans l’alliage 690, en conditions proches de l’exploitation nucléaire, ouvrant la voie à une meilleure prédiction de la durée de vie des composants.

L'Autorité de sûreté nucléaire et de radioprotection est une autorité administrative indépendante créée par la loi du 21 mai 2024 relative à l'organisation de la gouvernance de la sûreté nucléaire et de la radioprotection pour répondre au défi de la relance de la filière nucléaire. Elle assure, au nom de l’État, le contrôle des activités nucléaires civiles en France et remplit des missions d'expertise, de recherche, de formation et d’information des publics.

La thèse se déroulera au Laboratoire d'expérimentation en mécanique et matériaux (LE2M) situé sur le centre de recherche de Cadarache, dans les Bouches du Rhône. Le cœur de la recherche au LE2M concerne le comportement des assemblages combustibles en thermohydraulique et en comportement du matériau du gainage, du fonctionnement nominal (transport, entreposage en piscine de refroidissement…), en passant par l’accident de dimensionnement jusqu’à l’accident majeur. L
Ce laboratoire appartient au groupe thématique de recherche « Combustible en situations accidentelle », « Altération et vieillissement des matériaux du nucléaire » et « Thermohydraulique des systèmes nucléaires », a été agréé par l’HCERES en 2021. Il apporte également un soutien technique dans le cadre des expertises de sûreté.

BAC+5 – École d'ingénieur ou Master, Matériaux, Mécanique, Compétences en caractérisations microscopiques (MEB, EBSD, FIB, MET)