Les alliages de zirconium sont utilisés comme matériaux de gainage et de structure pour l’assemblage combustible des réacteurs nucléaires à eau pressurisée. En fonctionnement, ces matériaux subissent un fort endommagement par les neutrons rapides. Dès les faibles doses est créée une grande densité d’amas de défauts ponctuels sous la forme de boucles de dislocation dites de type < a >. A plus forte dose apparaissent de nouveaux défauts d’irradiation : les boucles de type .

1. Interactions dislocations-boucles de dislocations dans le Zircaloy-4, approche expérimentale et simulation numérique par dynamique des dislocations [1, 2] (J. Drouet, F. Onimus, L. Dupuy, F. Mompiou, S. Perusin, A. Ambard).

La grande densité de boucles < a > bloque le mouvement des dislocations expliquant le durcissement observé à l’échelle macroscopique. Néanmoins, pour une contrainte appliquée suffisante ces boucles peuvent être balayées par les dislocations conduisant à un phénomène de localisation de la déformation à l’échelle du grain qui se traduit par une striction précoce de l’éprouvette lors d’essais de traction. Il a de plus été démontré que dans les alliages de zirconium, le système de glissement facile était modifié par l’irradiation.
Afin de mieux comprendre et prédire l’évolution des propriétés mécaniques des alliages de zirconium avec l’irradiation, des expériences de traction in situ dans un microscope électronique en transmission ont été menées (entre 300 et 500°C) sur des échantillons de Zircaloy-4 recristallisé pré-irradiés aux ions Zr (0.6 MeV) à 350°C et 500°C sur l’accélérateur ARAMIS du CSNSM/IN2P3/CNRS-Univ. Paris XI. Les essais ont mis en évidence le balayage des boucles par les dislocations mais également, dans quelques cas, l’ancrage des dislocations sur les boucles. Ces observations ont été ensuite comparées à des simulations par dynamique des dislocations permettant ainsi une meilleure compréhension de l’influence de l’irradiation sur les mécanismes de déformation.

2. Vers une meilleure compréhension des mécanismes de déformation par croissance libre sous irradiation des alliages de zirconium [3, 4] (L. Tournadre, F. Onimus, J.-L. Béchade, D. Gilbon, J.-M. Cloué, J.-P. Mardon, X. Feaugas, O. Toader, C. Bachelet).

Par ailleurs, sous irradiation neutronique les tubes en alliage de zirconium s’allongent sans contrainte externe appliquée. C’est le phénomène de croissance libre. Cette croissance présente à forte dose une phase d’accélération, dans les alliages de zirconium recristallisés, qui est corrélée à l’apparition des boucles de type . Du point de vue industriel, une meilleure compréhension et prédiction de l’accélération de la croissance libre s’avère nécessaire. C’est pour cette raison que l’évolution des boucles de type dans le Zircaloy-4 recristallisé a été étudiée par irradiations aux ions Zr (0.6 MeV ou 0.3 MeV) à 300 et 350°C sur les accélérateurs ARAMIS et IRMA du CSNSM/IN2P3/CNRS-Univ Paris XI. Les expériences ont notamment montré que la morphologie du dommage primaire n’a que peu d’influence sur la microstructure de boucles tandis que le taux de création de dommage, tout comme la température, jouent un rôle majeur. De plus, dans le cadre de cette étude un dispositif spécifique a été développé pour étudier l’influence d’une contrainte appliquée sous irradiation sur la nucléation et la croissance des boucles . Un effet, conforme au mécanisme SIPA (Stress Induced Preferential Absorption) proposé dans la littérature, a été observé.

[1] F. Onimus, L. Dupuy, In situ TEM observation of interactions between gliding dislocations and irradiation induced loops in zirconium alloys and dislocation dynamic simulation, Nuclear Materials 2010, 4-7 October 2010, ZKM, Karlsruhe, Germany.
[2] J. Drouet, F. Onimus, L. Dupuy, F. Mompiou, S. Perusin, A. Ambard, Interactions between gliding dislocations and irradiation induced loops in recrystallized Zircaloy-4 in situ TEM tensile tests and dislocation dynamic simulations, TMS2013 The Minerals, Metals & Materials Society (TMS) 142nd Annual Meeting & Exhibition, March 3-7, 2013 in San Antonio, Texas, USA.
[3] L. Tournadre, F. Onimus, J.-L. Béchade, D. Gilbon, J.-M. Cloué, J.-P. Mardon, X. Feaugas, O. Toader, C. Bachelet, Experimental Study of Component Loops Nucleation and Growth under Charged Particles Irradiation in Recrystallized Zircaloy-4, TMS 2011 (The Minerals, Metals & Materials Society), February 27 - March 3, 2011, San Diego, California, USA.
[4] L. Tournadre, F. Onimus, J.-L. Béchade, D. Gilbon, J.-M. Cloué, J.-P. Mardon, X. Feaugas, Impact of hydrogen pick-up and applied stress on c-component loops : toward a better understanding of the radiation induced growth of recrystallized zirconium alloys, 17th International Symposium on Zirconium in the Nuclear Industry, February 03-07, 2013, Taj Krishna, Hyderabad, India.