Mécanique

ISMME - Ingénierie des Systèmes, Matériaux, Mécanique, Énergétique

BESSON Jacques

MADI Yazid

Centre des Matériaux

18/10/2024

Rupture ductile , Modélisation , Soudure, Modeling, weld

Ductile rupture , Modeling , Weld

L'intégrité des équipements nucléaires doit être garantie dans toutes les conditions de fonctionnement nominales ou accidentelles envisagées au cours de la vie du réacteur, en considérant l'éventuelle dégradation du matériau due à l'effet du vieillissement, et en présence de défauts potentiels tels que des fissures afin de démontrer une tolérance aux grands défauts des différentes structures. Parmi les composants critiques pour l'intégrité des centrales, les soudures entre les gros composants du circuit primaire, à savoir la cuve, le générateur de vapeur (GV) et le pressuriseur d'un côté, et la tuyauterie du circuit primaire de l'autre, appelées « liaisons bimétalliques » (LBM), constituent des zones à fortes hétérogénéités métallurgiques et mécaniques. Ces liaisons permettent en effet de connecter les gros composants en acier ferritique faiblement allié à la tuyauterie du circuit primaire en acier inoxydable austénitique, et ce par l'intermédiaire d'un métal d'apport à la composition différente des deux métaux de base. Pour les réacteurs pressurisés européens (EPRTM), les LBM des gros composants primaires sont réalisées avec un métal d'apport en alliage base nickel de type 52 (30 % Cr) et avec un soudage TIG fil froid en chanfrein étroit (TCE). Cet alliage présente de bonnes propriétés mécaniques et de résistance à la corrosion en milieu REP et permet d'optimiser la transition métallurgique et mécanique entre les deux matériaux de base de la tubulure ferritique et de l'embout de sécurité de la tuyauterie en acier inoxydable austénitique. L'objectif de la thèse est de caractériser la résistance à la rupture de ces liaisons et d'en proposer une modélisation afin de proposer des critères de dimensionnement.

The integrity of nuclear equipment must be guaranteed under all envisaged operating conditions, both nominal and accidental, throughout the reactor's lifespan. This includes considering potential material degradation due to aging effects, as well as the presence of potential defects such as cracks, in order to demonstrate tolerance to major defects in various structures. Among the components critical to the integrity of nuclear plants, welds between large components of the primary circuit—namely the reactor vessel, the steam generator (SG), and the pressurizer on one side, and the piping of the primary circuit on the other, known as 'bimetallic joints' (BMJ)—constitute areas with significant metallurgical and mechanical heterogeneities. These joints allow for the connection of large components made of low-alloy ferritic steel to the piping of the primary circuit made of austenitic stainless steel, using a filler metal with a composition different from the two base metals.
For European Pressurized Reactors (EPRâ„¢), the BMJs of the primary large components are made with a filler metal of nickel-based alloy type 52 (30% Cr) and with a TIG cold wire welding in a narrow bevel (TCE). This alloy exhibits good mechanical properties and corrosion resistance in Pressurized Water Reactor (PWR) environments, optimizing the metallurgical and mechanical transition between the two base materials of the ferritic tubing and the safety end fitting of the austenitic stainless steel piping. The objective of the thesis is to characterize the rupture resistance of these joints and propose a modeling approach to establish design criteria.
Scientific objectives: The objective is to characterize bimetallic joints created within the scope of the study. This characterization is an objective in itself due to the highly heterogeneous nature of the welded zones. Subsequently, the aim is to model ductile tearing using the most recent models. A particular challenge will be to replicate complex crack paths (deviation from the initial crack plane).
Methodology: Mechanical testing, microstructural observation, finite element simulation, non-local models of ductile rupture.
Expected results: Characterization of joints - Development of a rupture model - Rupture simulation - Design criteria.

Il s'agit de caractériser des liaisons bimétalliques réalisées dans le cadre de l'étude. Cette caractérisation est en soi un objectif du fait du caractère très hétérogène des zones soudées. On cherchera ensuite à réaliser une modélisation de la déchirure ductile en utilisant les modèles les plus récents. Une difficulté particulière consistera à reproduire les chemins de fissuration complexes (déviation du plan de fissure initial).

Directeur thèse Besson Jacques Centre des Matériaux Mines Paris PLS
Co-directeur thèse Madi Yazid Centre des Matériaux Mines Paris PLS
Co-encadrant Joly Pierre Framatome PHD

Profil type pour une thèse à MINES ParisTech: 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) :

Bonnes connaissance en mécanique des matériaux. Langage Python, C++, niveau d'anglais sont des plus.

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
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• 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

Typical profile for a thesis at MINES ParisTech: 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):

Knowledge of Mechanics of Materials. Python/C++ programming languages - Good level of knowledge of English


Applicants should supply the following:
• a detailed resume
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• a cover 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

Caractérisation des liaisons – Développement d'un modèle de rupture – Simulation de la rupture – Critères de dimensionnement

[1] M. Bourgeois, O. Ancelet, S. Marie, S. Chapuliot. « Mechanical characterization for a large test design of a Dissimilar Metal Welding with a narrow gap nickel alloy weld: experimental and numerical analysis on specimen », PVP2012-78139, Toronto 2012
[2] A. Blouin, S. Marie, S. Chapuliot, « A Method to Characterize the Fracture Resistance of Dissimilar Metal Welds », PVP2012-78697, Toronto 2012, pp. 243-251
[3] P. JOLY, M. YESCAS, E. KEIM, « Fracture toughness in the ductile-brittle transition and thermal ageing behavior of decarburized heat affected zone of alloy 52 dissimilar metal welds of nuclear components », PVP 2014-29044
[4] M. YESCAS, P. JOLY, F. ROCH, « Thermal Aging Assessment and Microstructural Investigations of Alloy 52 Dissimilar Metal Welds for Nuclear Components », PVP 2019-93120
[5] FANY MAS, rapport de stage (AREVA), Etude de l'évolution microstructurale d'une liaison bi-métallique acier 16MND5-Inconel 52, Ecole Polytechnique ParisTech - SIMAP laboratory, 01 April 2011
[6] A. Akhatova et al., Microstructural and mechanical investigation of the near fusion boundary region in thermally aged 18MND5 / alloy 52 narrow-gap dissimilar metal weld
[7] P. Scott, R. Francini, S. Rahman, A. Rosenfield, G. Wilkowski, « Fracture evaluation of fusion line cracks in nuclear pipe bimetallic welds », US Nuclear Regulatory Commission, 1995
[8] T. Ogawa, M. Itatani, T. Saito, T. Hayashi, C. Narazaki, K. Tsuchihashi, « Fracture assessment for a dissimilar metal weld of low alloy steel and Ni-base alloy », International Journal of Pressure Vessels and Piping 90-91, 2012
[9] S. Lindqvist, T. Sarikka, M. Ahonen, H. Hänninen, « The effect of crack path on tearing resistance of a narrow-gap Alloy 52 dissimilar metal weld », Engineering Fracture Mechanics 201, 2018.
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[12] M. Kocak, S. Webster, J.J. Janosch, R.A. Ainsworth, R. Koers, editors. FITNET – fitness for service – fracture, fatigue, creep, corrosion. 1st ed. Germany : 2008.
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[15] RCC-M - 'Règles de Conception et de Construction pour les composants Mécaniques des îlots nucléaires des réacteurs à eau sous pression'. Édition 2018, AFCEN, France.
[16] Ancelet, O., Matheron, P., 2010. Development of a new measurement system for tensile testing. PVP2010-25667, Bellevue ; 2010.
[17] G. Ben Salem, Rupture fragile des liaisons bimétalliques en acier inoxydable dans le haut de la transition fragile-ductile, Thèse de doctorat de l'Université Paris-Saclay, 2019.
[18] A. L.Gurson, 'Continuum theory of ductile rupture by void nucleation and growth : Part I - Yield criteria and flow rules for porous ductile media', Journal of Engineering Materials and Technology, Vol.99 (1977), pp. 2-15.
[19] G. Rousselier, 'Détermination de la ténacité d'un acier faiblement allié à partir de l'essai Charpy instrumenté', Thèse de Doctorat, Ecole Centrale de Paris (1987).

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