Comportement viscoplastique d’un polycristal : modélisation micromécanique et application au durcissement d’un acier irradié

International audienceLe contexte de ce travail est relatif au vieillissement de la cuve dans les réacteurs nucléaires à eau pressurisée. Durant sa vie en réacteur, la cuve reçoit une dose d'irradiation neutronique qui induit des défauts à l'échelle atomique. Ces défauts cristallins ont tendance à modifier le comportement mécanique de l'acier de cuve, avec un durcissement et une fragilisation. L'objectif de ce travail est de proposer un nouveau modèle de comportement viscoplastique à l'échelle du polycristal, capable d'utiliser une loi de comportement cristalline adaptée à un acier de cuve irradié. Tout d'abord, une loi de plasticité cristalline, à base physique et dédiée au comportement élasto-viscoplastique des aciers de cuve irradiés (basée sur [1]), a été implémentée dans un code de calcul à base de FFT appelé CraFT (présenté dans [2]). Ensuite, une campagne de simulations numériques en champs complets a été menée, avec le code CraFT, sur des microstructure polycristallines. Les résultats numériques obtenus ont été comparés avec des résultats expérimentaux existants. Enfin, la partie relative à l'homogénéisation a été abordée, sur la base de l'approche "Fully Optimized Second-Order" [3].[1] Monnet G., Vincent L., Gélébart L., "Multiscale modeling of crystal plasticity in Reactor Pressure Vessel steels: Prediction of irradiation hardening", Journal of Nuclear Materials 514 (2019) 128-138.[2] Suquet P., Moulinec H., Castelnau O., Montagnat M., Lahellec N., Grennerat F., Duval P. et Brenner R., "Multi-scale modeling of the mechanical behavior of polycrystalline ice under transient creep". Procedia IUTAM (2012) 76-90.[3] Ponte Castañeda P., "Fully optimized second-order variational estimates for the macroscopic response and field statistics in viscoplastic crystalline composites", Proc. R. Soc. A 471: 20150665 (2015)