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Fiche descriptive du sujet de thèse

(SUJET POURVU) Effet des différentes voies d'élaboration d'un acier inoxydable sur sa résistance à haute température et pour de très longues durées d'exploitation (SUJET POURVU) Effet des différentes voies d'élaboration d'un acier inoxydable sur sa résistance à haute température et pour de très longues durées d'exploitation

(SUJET POURVU) Effet des différentes voies d'élaboration d'un acier inoxydable sur sa résistance à haute température et pour de très longues durées d'exploitation

(SUBJECT PROVIDED ) Effect of processing route on long-term high temperature resistance of austenitic stainless steel

Spécialité

Sciences et génie des matériaux

Ecole doctorale

ISMME - Ingénierie des Systèmes, Matériaux, Mécanique, Énergétique

Directeur de thèse

ESIN Vladimir

Unité de recherche

Centre des Matériaux

Contact
Date de validité

26/09/2023

Site Webhttps://www.mat.minesparis.psl.eu/formation/doctorat/propositions-de-sujets-de-these/
Mots-clés

Acier 316L(N), fluage, carbonitrures, modélisation micro-mécanique

AISI 316L(N, creep, carbonitrides, micromechanical modelling

Résumé

Dans le cadre de la transition énergétique, les besoins en électricité vont croître dans les prochaines décennies et les réacteurs nucléaires sont un des moyens pour produire une part de cette électricité, tout en limitant l'émission de gaz à effet de serre et les effets du réchauffement climatique. Les réacteurs à neutrons rapides et caloporteur sodium sont dimensionnés pour fonctionner, dans leur partie la plus chaude, aux alentours de 500 °C pendant 60 ans. Un des principaux modes d'endommagement redoutés est alors le fluage du matériau envisagé pour ces composants : un acier inoxydable austénitique de type AISI 316L. Ce travail de thèse aura pour objectifs d'étudier les liens existants entre la microstructure et la résistance mécanique de plusieurs approvisionnements d'acier 316L(N), à la fois dans leur état initial et au cours de longs maintiens à haute température.

On s'attachera notamment à dégager les principaux éléments jugés responsables de la variabilité des propriétés mécaniques mesurées expérimentalement entre les différents alliages, ceci afin d'alimenter une modélisation micro-mécanique de la résistance au fluage prenant en compte ces spécificités métallurgiques. Ce type de modélisation permettra d'améliorer le niveau de confiance des estimations actuelles de durées de vie de ce type d'alliage dans des domaines difficilement accessibles expérimentalement.

As part of the energy transition, high demands of electric energy are expected for the next decades, a part of which can be fulfilled by Nuclear Power Plants which produce low CO2 emissions and thus contribute very few to global warning. The sodium cooled fast breeder reactors are designed to operate at 500 C in their hottest parts and during up to 60 years. Long term creep damage of the material constitutive of the non-replaceable components must therefore be studied carefully. The present study will thus focus on the creep behaviour of this material, an AISI 316L(N) steel, especially the effect of microstructure on mechanical properties in its initial state and for long-term high temperature exposure. Different steel compositions will be considered as well. The main objectives will be to elucidate the key microstructural parameters responsible for mechanical properties variation and to introduce them appropriately into a micro-mechanical modelling of creep. Such kind of modelling should improve the confidence in lifetime predictions of structures built in AISI 316L(N) steel and submitted to such harsh conditions which cannot be easily assessed experimentally.

Contexte

Dans le cadre de la transition énergétique, les besoins en électricité vont croître dans les prochaines décennies [1] et les réacteurs nucléaires sont un des moyens pour produire une part de cette électricité, tout en limitant l'émission de gaz à effet de serre et les effets du réchauffement climatique. Dans ce contexte, une meilleure utilisation des ressources en uranium ainsi qu'une diminution des déchets sont les principaux atouts de la filière des réacteurs à neutrons rapides, parmi lesquels, les réacteurs rapides à caloporteur sodium. Ces réacteurs sont dimensionnés pour fonctionner, dans leur partie la plus chaude, aux alentours de 500 °C pendant 60 ans, ce qui constitue un véritable défi pour les composants lourds non remplaçables comme la cuve du réacteur. Un des principaux modes d'endommagement redouté est alors le fluage [2-4]. Le matériau envisagé pour ces composants est un acier inoxydable austénitique de type AISI 316L [5], utilisé dans de nombreux secteurs industriels et connu pour bien résister aux sollicitations de fluage dans ce domaine de température et pour sa bonne capacité de soudage.


As part of the energy transition, high demands of electric energy are expected for the next decades [1], a part of which can be fulfilled by Nuclear Power Plants which produce low CO2 emissions and thus contribute very few to global warning. Sodium-cooled Nuclear Power Plants are known to better use uranium resources and produce less radioactive waste. These reactors are designed to operate at 500 °C during up to 60 years in their hottest parts, which is challenging for the heavy parts that cannot be replaced, like the main vessel. Creep damage might be expected for the constitutive material [2-4], an AISI 316L steel. Depending on the component and the route to manufacture it, different microstructure can be obtained which do not behave identically during long-term mechanical experiments. The effect of microstructure on mechanical properties has therefore still to be still investigated, especially, for long-term high temperature exposure.

Encadrement

Directeur de thèse : Vladimir ESIN - Centre des Matériaux
Co-directeur de thèse : Ludovic VINCENT - CEA
Co-encadrant : Thilo MORGENEYER - Centre des Matériaux

Profil candidat

Ingénieur et/ou Master recherche - Bon niveau de culture générale et scientifique. Bon niveau de pratique du français et de l'anglais (niveau B2 ou équivalent minimum). Bonnes capacités d'analyse, de synthèse, d'innovation et de communication. Qualités d'adaptabilité et de créativité. Capacités pédagogiques. Motivation pour l'activité de recherche. Projet professionnel cohérent.

Pré-requis (compétences spécifiques pour cette thèse) :

Le(la) candidat(e) recherché(e) aura suivi un enseignement de haut niveau en mécanique des matériaux et métallurgie. Il(elle) aura un goût développé pour à la fois le travail expérimental, la caractérisation métallurgique et la modélisation micromécanique.

Pour postuler : Envoyer votre dossier à recrutement_these@mat.mines-paristech.fr comportant
• un curriculum vitae détaillé
• une copie de la carte d'identité ou passeport
• une lettre de motivation/projet personnel
• des relevés de notes L3, M1, M2
• 2 lettres de recommandation
• les noms et les coordonnées d'au moins deux personnes pouvant être contactées pour recommandation
• une attestation de niveau d'anglais

Engineer and / or Master of Science - Good level of general and scientific culture. Good level of knowledge of French (B2 level in french is required) and English. (B2 level in english is required) Good analytical, synthesis, innovation and communication skills. Qualities of adaptability and creativity. Teaching skills. Motivation for research activity. Coherent professional project.

Prerequisite (specific skills for this thesis):

PhD candidate should have excellent skills in mechanics and physical metallurgy and ability for both experimental work and micro-mechanical modelling.


Applicants should supply the following :
• a detailed resume
• a copy of the identity card or passport
• a covering letter explaining the applicant's motivation for the position
• detailed exam results
• two references : the name and contact details of at least two people who could be contacted
• to provide an appreciation of the candidate
• Your notes of M1, M2
• level of English equivalent TOEIC

to be sent to recrutement_these@mat.mines-paristech.fr

Résultat attendu

Le(la) doctorant(e) s'attachera notamment à dégager les principaux éléments jugés responsables de la variabilité des propriétés mécaniques mesurées expérimentalement entre les différents alliages, ceci afin d'alimenter une modélisation micro-mécanique de la résistance au fluage prenant en compte ces spécificités métallurgiques. Ce type de modélisation permettra d'améliorer le niveau de confiance des estimations actuelles de durées de vie de ce type d'alliage dans des domaines difficilement accessibles expérimentalement.


The main objectives will be to elucidate the key microstructural parameters responsible for mechanical properties variation and to introduce them in a suitable way in a micro-mechanical modelling of creep behaviour. Such kind of modelling should improve the confidence in lifetime predictions of structures built in AISI 316L(N) steel and submitted to such harsh conditions which cannot be easily assessed experimentally.

Objectif

De nombreuses études ont été menées en France dans les années 70-80 lors des phases de construction des réacteurs français Phenix et SuperPhenix sur la résistance au fluage, à la fatigue-fluage, fatigue-relaxation, de ce type d'alliage [6-9]. D'autres études ont été menées depuis [10], mais les résultats obtenus dans le régime des très grandes durées de vie restent rares [11, 12] et il convient de se concentrer désormais sur ce domaine de durée de vie pour lequel des modes de déformation et d'endommagement spécifiques s'expriment [13-15]. Par ailleurs, selon les composants envisagés et notamment les dimensions de ceux-ci, les moyens d'élaboration et compositions diffèrent (forgeage de plaques épaisses, laminage classique ou circulaire de tôles, …) et des résultats récents obtenus sur de nouveaux approvisionnements indiquent un effet sensible des procédés sur les propriétés finales des matériaux.
Ce travail de thèse aura donc pour objectifs d'étudier les liens existants entre la microstructure et la résistance mécanique de plusieurs approvisionnements d'acier 316L(N), à la fois dans leur état initial et au cours de longs maintiens à haute température.


A number of studies on creep, fatigue-creep and fatigue-relaxation behaviour for this kind of steels was carried out in France during 1970-80s for the construction of Phenix and SuperPhenix reactors [6-9]. New investigations are now available as well [10] but often limited to short service durations [11,12]. Therefore, a particular attention has to be paid for long-term behaviour where specific damage modes could appear [13-15]. This study aims thus to investigate microstructure-mechanical resistance relationship for AISI 316L(N) steels processed by different routes. It will be investigated in both as-received and aged states.

Références

1. Perspective de la demande française d'électricité d'ici 2050. 2021, Académie des Technologies.
2. Frost, H.J. and M.F. Ashby, Deformation-mechanism maps. The plasticity and creep of metals and ceramics. 1982: Pergamon Press.
3. Murty, K.L. and I. Charit, Structural materials for Gen-IV nuclear reactors: Challenges and opportunities. Journal of Nuclear Materials, 2008. 383(1): p. 189-195.
4. Jayakumar, T., et al., Materials development for fast reactor applications. Nuclear Engineering and Design, 2013. 265: p. 1175-1180.
5. Dalle, F., et al., 17 - Conventional austenitic steels as out-of-core materials for Generation IV nuclear reactors, in Structural Materials for Generation IV Nuclear Reactors, P. Yvon, Editor. 2017, Woodhead Publishing. p. 595-633.
6. Cailletaud, G., et al., A review of creep-fatigue life prediction methods: identification and extrapolation to long term and low strain cyclic loading. Nuclear Engineering and Design, 1984. 83(3): p. 267-278.
7. Mottot, M., et al., Behavior in Fatigue-Relaxation of a High-Creep Resistant Type 316L Stainless Steel. American Society for Testing and Materials, 1916 Race Street, Philadeliphia, Pa. 19103, 1983(Special Technical Publication 770).
8. Piques, R., P. Bensussan, and A. Pineau, Crack initiation and growth under creep and fatigue loading of an austenitic stainless steel. Nuclear Engineering and Design, 1989. 116(3): p. 293-306.
9. Wareing, J., Creep-fatigue interaction in austenitic stainless steels. Metallurgical Transactions A, 1977. 8(5): p. 711-721.
10. Sauzay, M., et al., Creep-fatigue behaviour of an AISI stainless steel at 550°C. Nuclear Engineering and Design, 2004. 232(3): p. 219-236.
11. Padilha, A.F., et al., Precipitation in AISI 316L(N) during creep tests at 550 and 600°C up to 10 years. Journal of Nuclear Materials, 2007. 362(1): p. 132-138.
12. Abe, F. Long-term creep rupture strength of individual heat and restriction of Al concentration in 304HTB and 316HTB stainless steels for GEN 4 application. in Pressure Vessels and Piping. 2014. Anaheim, CA (USA).
13. Cui, Y., et al., Modeling and experimental study of long term creep damage in austenitic stainless steels. Engineering Failure Analysis, 2015. 58: p. 452-464.
14. Huang, L., Micromechanical simulation and experimental investigation of the creep damage of stainless austenitic steels, Thèse de doctorat, Université Pierre et Marie Curie - Paris VI, 2017
15. Kassner, M.E. and M.-T. Pérez-Prado, Fundamentals of creep in metals and alloys. 2004: Elsevier.

Type financement

Contrat de recherche

Document PDF

https://www.adum.fr/script/downloadfile.pl?type=78&ID=47741

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