Understanding the Influence of Thermal Aging and PWR Primary Water Environment on the Low-Cycle Fatigue Behavior of Alloy 690TT / Kushal Gowda Jayaram ; sous la direction de Gilbert Hénaff et de Jonathan Quibel et de Joseph Huret

Résumé / Abstract : L’extension de la durée de vie des réacteurs nucléaires français au-delà de quarante ans représente un défi majeur pour garantir une exploitation sûre et fiable à long terme. Le maintien d’un haut niveau de sûreté nécessite une compréhension approfondie et une maîtrise des phénomènes de vieillissement des matériaux du circuit primaire. En service, les transitoires thermiques dans un milieu chimiquement actif peuvent induire de la fatigue assistée par l’environnement (EAF), tandis qu’une exposition prolongée à haute température favorise le vieillissement thermique. Si la majorité des composants du circuit primaire sont constitués d’aciers inoxydables, certaines pièces critiques telles que les tubes de générateurs de vapeur et les buses des mécanismes de commande de grappes sont fabriquées en alliage 690, un alliage à base de nickel. Comparé aux nombreuses études consacrées à l’EAF des aciers inoxydables, le comportement en fatigue de l’alliage 690 a fait l’objet de beaucoup moins de recherches. Cette thèse s’intéresse au comportement en fatigue de l’alliage 690TT à 300 °C sous vide, en air et en environnement d’eau primaire de réacteur à eau pressurisée (REP). Les essais ont été réalisés afin d’évaluer les effets de l’environnement et la survenue d’un vieillissement dynamique par déformation (DSA) à différentes vitesses de déformation, en lien avec des analyses microstructurales des structures de dislocations et des mécanismes de déformation. Les résultats montrent que, jusqu’à un facteur environnemental Fen = 2,5, la durée de vie en fatigue reste du même ordre de grandeur en air et en milieu REP. Une partie importante du travail porte sur les effets du vieillissement thermique accéléré (4000 h à 420 °C, équivalant à environ 60 ans en conditions REP) sur la microstructure et la réponse en fatigue de l’alliage 690TT. Le grossissement des carbures inter- et intragranulaires, l’évolution de la dureté et la formation d’un ordre à courte distance (SRO) ont été caractérisés par des techniques avancées telles que la microscopie électronique en transmission (MET) et la diffraction électronique (SAED). Des mesures locales de nanoindentation ont permis de corréler les évolutions microstructurales aux propriétés mécaniques. Les essais de fatigue réalisés sur les échantillons vieillis, en air et en milieu REP, ont révélé une réduction de la durée de vie par rapport à l’état initial. Les analyses MET-EDX ont mis en évidence l’oxydation des carbures situés aux joints de grains comme l’un des principaux mécanismes de dégradation, favorisant la fissuration intergranulaire et accélérant la rupture. Dans l’ensemble, cette étude apporte de nouveaux éléments de compréhension sur les effets couplés de l’environnement et du vieillissement thermique sur le comportement en fatigue oligocyclique de l’alliage 690TT, contribuant à une meilleure prédiction de la durée de vie et à l’évaluation de la sûreté des composants nucléaires en service prolongé.

Résumé / Abstract : Extending the operating life of French nuclear reactors beyond 40 years represents a major challenge for ensuring safe and reliable long-term operation. Maintaining a high level of safety requires a thorough understanding and control of material aging phenomena within the primary circuit. During service, thermal transients in a chemically active medium can induce Environmentally Assisted Fatigue (EAF), while prolonged exposure to elevated temperatures promotes thermal ageing. Although many primary-loop components are made of stainless steels, critical parts such as steam generator tubes and control rod drive mechanism nozzles are made from Alloy 690, a nickel-based alloy. Compared to the extensive research on EAF in stainless steels, the fatigue behavior of Alloy 690 has received considerably less attention. This thesis investigates the fatigue behavior of as-received Alloy 690TT at 300 °C under vacuum, air, and Pressurized Water Reactor (PWR) environments. Tests were performed to assess environmental effects and the occurrence of dynamic strain aging (DSA) at various strain rates, complemented by microstructural analyses of dislocation structures and deformation mechanisms. The results show that, up to an environmental correction factor of Fen = 2.5, the fatigue life remains of the same order of magnitude in air and PWR water. A major part of the work focuses on the effects of accelerated thermal ageing (4000 h at 420 °C, equivalent to ~60 years under PWR conditions) on the microstructure and fatigue response of Alloy 690TT. The coarsening of intergranular and intragranular carbides, hardness evolution, and formation of short-range ordering (SRO) were characterized using advanced techniques, including Transmission Electron Microscopy (TEM) and Selected Area Electron Diffraction (SAED). Local nanoindentation measurements were used to correlate microstructural changes with mechanical properties. Fatigue tests on aged samples, conducted in both air and PWR environments, revealed a reduction in fatigue life relative to the as-received condition. TEM-EDX analyses revealed oxidation of carbides at grain boundaries as one of the degradation mechanisms, which promotes intergranular cracking and accelerates failure. Overall, this study provides new insights into the coupled effects of environment and thermal ageing on the low-cycle fatigue behavior of Alloy 690TT, contributing to improved life prediction and safety assessment of nuclear components operating under extended service conditions.