Comportement thermomecanique de l’alliage 600 en flexion 4 points

Abstract FRE

Ce travail s’intéresse à l’endommagement de l’alliage base nickel 600 connu sous le nom commercial d’inconel 600 utilisé particulièrement au niveau des circuits primaires des réacteurs nucléaires à eau pressurisée.

Ainsi, des essais de flexion 4 points sont effectués à l’aide d’un montage spécifique sous vide secondaire, dans un domaine de température répondant aux conditions réelles de fonctionnement des générateurs de vapeur s’étalant de 350 à 550°C.

Le suivi de ces essais en conditions in situ par émission acoustique a permis de vérifier l’absence d’endommagement des échantillons utilisés.

Les courbes des contraintes en fonction de la flèche obtenues à partir des données expérimentales qui sont la force et le déplacement conduisent à la détermination du module de Young et de la limite d’élasticité du matériau.

D’autres essais, sous air et sous vapeur d’eau sont envisagés, afin de pouvoir remonter jusqu’au comportement viscoplastique de l’inconel 600 dans la gamme de température visée, par méthode inverse.