Energy landscape of defects in body-centered cubic metals.
Exploration du paysage énergétique de défauts dans les métaux cubiques centrés.
Résumé
The structural materials in nuclear reactors are subjected to severe irradiation conditions,leading to changes in their mechanical properties. The aging of these materials raises important issuessuch as those related to the safety of existing plants and future reactors. In many cases, materials withbody-centered cubic bcc crystal structure are used with iron, tungsten, vanadium and tantalum as basemetal. Collisions between irradiating particles and atoms constituting materials generate point defectswhose migration leads to the formation of clusters responsible for aging. In this thesis, we studied theenergetic properties of point defects in the bcc metals mentioned above at the atomic scale. Modelingpoint defects at the atomic scale can be achieved with different methods that differ only in the quality ofthe description of the interaction between atoms. Studies using accurate atomic interactions such ab initiocalculations are computationally costly making it impossible to directly study clusters of large sizes. Themodeling of atomic interactions using semi-empirical potentials reduces the reliability of predictivecalculations but allow calculations for large-sized clusters. In this thesis we have developed a uniqueenergy model for dislocation loops as well as for three-dimensional interstitial cluster of type C15. Theresulting model has no size limit and can be set entirely by ab initio calculations. To test its robustness forlarge sizes of clusters we also set this model with semi-empirical potentials calculations and comparedthe predictions of the model to atomic simulations. With our development we have determined: (i) Therelative stability of interstitial dislocation loops according to their Burgers vectors. (ii) The stability of theclusters C15 compared to the type of cluster loop. We showed that the C15 type clusters are more stablewhen they involve less than 41 interstitials in iron. (iii) In Ta we were able to show the same stability till20 interstitials. The experiments involving iron show that depending on the irradiation temperature,highly mobile dislocation loops of Burgers vector ½ <111> or loops with Burgers vector <100> areformed. Considering formation mechanisms under irradiation as a function of temperature, formation ofthe <100>-type clusters lacked an acceptable theoretical explanation for about 50 years. In this thesis, theaccuracy of our energy model enabled validation of several theories proposed in the last 50 years. Inparticular we have shown that the formation of loops <100> at high temperatures can be formed fromC15 clusters which may be created directly in the irradiation process. These clusters are immobile andcan grow. Beyond a certain size, the C15 clusters dissociate into loops ½ <111> or <100>. We haveextended our model to free energy calculation of defect formation allowing for finite temperaturepredictions which is further compared to atomic simulations. The laws established in this thesis using ourmodel to calculate the free energy of formation of the cluster size functions were then used in a clusterdynamics simulation. On comparison with experiments involving post-irradiation Oswald ripening in asample of iron exposed to an atmosphere of helium, our energy model showed significant improvementsover older energy laws, such as the capillary law widely-used in multiscale computation cluster dynamicsor Monte Carlo kinetics. We conclude that the new laws established from our calculations are essential topredict the concentration of dislocation loop under irradiation, depending on their sizes. The success ofsuch an approach encourages extension of a similar study in more complex materials.
Les matériaux composants les réacteurs nucléaires subissent des conditions d’irradiationsévères, donnant lieu à des modifications de leurs propriétés mécaniques. Le vieillissement de cesmatériaux soulève des questions aussi importantes que celles liées à la sécurité des centrales existantes etaux futurs réacteurs à fission et à fusion. Dans plusieurs situations les matériaux de structure cristallinecubique centrée CC sont utilisés ayant pour base le fer, le tungstène, le vanadium et le tantale. Lescollisions entre les particules irradiantes et les atomes constituants les matériaux engendrent des défautsponctuels dont la migration mène à la formation d’amas responsables du vieillissement. Dans cette thèsenous avons étudié les propriétés énergétiques des défauts ponctuels dans les métaux CC citésprécédemment à l’échelle atomique. La modélisation des défauts ponctuels à l’échelle atomique peut êtreréalisée avec différentes méthodes se différenciant uniquement par la qualité de la description del’interaction entre atomes. Les études utilisant des interactions atomiques exactes, type ab initio,nécessitent des calculs lourds rendant impossible l’étude directe des amas de grandes tailles. Avec lamodélisation des interactions atomiques via les potentiels semi-empiriques on réduit la fiabilité et lecaractère prédictif du calcul. Ceux-ci permettent toutefois de réaliser une étude des amas en fonction deleur taille. Dans cette thèse nous avons développé un modèle énergétique original pour les boucles dedislocation ainsi que pour les amas interstitiels tridimensionnels de type C15. Le modèle obtenu est sanslimite de taille et peut être paramétré entièrement par les calculs ab initio. Afin de tester sa robustessepour les grandes tailles d’amas nous avons également paramétré ce modèle par rapport à des calculs enpotentiels semi-empiriques et comparé les prédictions du modèle aux simulations atomiques. Grâce ànotre développement nous avons pu déterminer : (i) la stabilité relative des boucles de dislocationd’interstitiels d’après leur vecteur de Burgers. (ii) La stabilité des amas C15 par rapport aux amas de typeboucle. Nous avons montré que les amas de type C15 étaient plus stables lorsqu’ils impliquent moins de41 interstitiels dans le fer. (iii) Dans le Ta nous avons pu mettre en évidence la même stabilité jusqu’à 20interstitiels. Les expériences dans le fer irradié montrent qu’en fonction de la température d’irradiation, ilse forme des boucles de dislocation très mobiles de vecteur de Burgers ½<111> ou immobiles ayant unvecteur de Burgers <100>. Les mécanismes de formation sous irradiation en fonction de la température,des amas de type <100> étaient une question restée sans explication théorique depuis 50 ans. Dans cettethèse, grâce à la précision de notre modèle énergétique, nous avons pu tester plusieurs théories.Notamment nous avons montré que les amas C15 constituent un catalyseur dans la formation des boucles<100>. Les clusters C15 peuvent se former, par germination, directement dans le processus d’irradiation.Ces clusters sont immobiles et peuvent croitre. A partir d’une certaine taille les amas C15 se dissocienten boucles ½ <111> ou <100>. Nous avons étendu notre modèle au calcul d’énergie libre de formationdes défauts permettant ainsi des prédictions à température finie que nous avons comparées auxsimulations atomiques. Les lois établies dans cette thèse en utilisant notre modéle pour calculer l’énergielibre de formation en fonctions de la taille des amas, ont été ensuite utilisées dans une simulation dedynamique d’amas. Nous avons ainsi pu prédire avec un très bon accord expérience-théorie laconcentration des amas d’interstitiels en fonction de leurs tailles au cours du murissement d’Oswald postirradiationdans un échantillon de Fer sous atmosphère d’Hélium. Le succès d’une telle approche nouspermet d’espérer étendre ce type d’étude à des matériaux plus complexes.
| Origine | Version validée par le jury (STAR) |
|---|