Literatura académica sobre el tema "Alliages – Défauts"

L’objectif de cet article est d’étudier la résistance à la corrosion des fils orthodontiques constitués de différents alliages (acier inoxydable, alliage cobalt-chrome, nickel-titane et β-titane) et pour un même alliage, provenant de différents fournisseurs (GAC®, RMO®, 3M® et ORMCO®). Différentes techniques électrochimiques (suivi du potentiel de corrosion en fonction du temps d’immersion, courbes courant-potentiel, spectroscopie d’impédance électrochimique (SIE)) ont été utilisées. La résistance à la corrosion des fils a été estimée et a été confrontée à leur état de surface, évalué par microscopie électronique à balayage (MEB). En utilisant les données enregistrées, un classement suivant la résistance à la corrosion des fils orthodontiques a été élaboré. La confrontation de ces données avec les résultats MEB montre que la composition chimique de surface joue un rôle primordial dans le comportement électrochimique des fils orthodontiques et, contrairement à l’état de surface et aux défauts mécaniques d’usinage, elle est un paramètre déterminant pour la résistance à la corrosion de l’alliage.

Dans les dernières années de son règne, même après ses brillantes victoires de 1449-1453, acquises grâce à la création d’une véritable armée nouvelle, Charles VII était loin d’être dépourvu de sujets d’inquiétude. À l’intérieur, la soumission des grands n’avait rien d’évident et surtout, à l’extérieur, la puissance bourguignonne ne cessait de se renforcer tandis que la royauté anglaise n’était pas résignée à sa défaite. Il fallait donc au roi de France renforcer ses alliances ou en créer de nouvelles. En 1455, il se tourna vers le roi de Danemark Christian Ier et, à cette fin, envoya en mission un chevaucheur de l’écurie pour préparer un futur traité d’entraide et d’amitié. À son retour, ce chevaucheur, nommé Jaspar, fit son rapport et en profita pour évoquer son séjour à Lubeck puis à Liège. Ce rapport, jusque là inédit, offre un panorama succinct mais perspicace de la situation de la chrétienté. En particulier, il évoque le projet d’union entre Madeleine, l’une des filles de Charles VII, et Ladislas le Posthume (Lancelot), roi de Bohême et de Hongrie : une éventualité qui ne pouvait que déplaire au duc de Bourgogne Philippe le Bon en raison de la querelle qui les opposait au sujet du duché de Luxembourg. Autre avantage pour le roi Lancelot : si le mariage se faisait, la lutte contre le Turc s’en trouverait renforcée. Au cours de son périple, le chevaucheur Jaspar avait été en mesure de saisir sur place les amitiés et les inimitiés, voire les systèmes d’alliances qui divisaient alors l’Europe.

Dans le but de réduire le temps d’analyse des contrôles par ultrason de plaques laminées en alliage d’aluminium de grandes dimensions, TESTIA a proposé une solution de post-traitement de données sur-mesure pour Constellium. Les opérateurs CND travaillent à présent dans un environnement contrôlé et répétable qui les délestent de la gestion de la mise en forme des données d’entrées, de la gestion des coordonnées des défauts décelés ou du rapport final créé pour les laisser se concentrer sur leur métier : la détection d’indications. Le logiciel NDTkit UT offre la possibilité d’être personnalisé en y ajoutant des fonctionnalités spécifiques (plugins) pour ses clients et c’est au travers d’un nouveau plugin que Constellium a pu bénéficier d’une solution sur-mesure pour traiter ses acquisitions, de l’ouverture des cartographies jusqu’à l’archivage des résultats.

La théorie de la diffusion dans les alliages a pour but de prédire les propriétés de diffusion d'un alliage à partir de la description de sauts atomiques individuels. Ces propriétés sont fondamentales dans des matériaux maintenus hors d'équilibre, comme par exemple les aciers soumis à irradiation dans les centrales nucléaires. Nous proposons plusieurs développements d'un modèle existant, dit de champ moyen autocohérent (CMAC). Le principale difficulté théorique est le traitement des effets de couplage (ou de corrélations) entre les différents flux de matière. Pour les prendre en compte, le CMAC détermine la fonction de distribution d'un alliage hors d'équilibre, en suivant le déplacement simultané de plusieurs atomes ou défauts. Cette fonction de distribution est traduite formellement par un ensemble d'interactions de nature dynamique, appelé Hamiltonien effectif. Cette étude contient une extension du domaine de validité du CMAC à des systèmes fortement corrélés pour le mécanisme lacunaire, ainsi qu'au transport par mécanisme interstitiel. Nous nous appuyons pour cela sur des modèles atomiques dits de liaisons coupées capables de rendre compte des propriétés thermodynamiques d'un alliage telles que l'ordre à courte distance. Ces modèles sont appliqués pour estimer les propriétés de diffusion dans deux alliages modèles d'intérêt nucléaire, la solution solide concentrée Fe-Ni-Cr et l'alliage dilué Fe(P) : nous proposons un modèle atomique adapté et comparons nos résultats à des données expérimentales<br>Kinetic models in alloys aim at predicting the transport properties of a system starting from the microscopie jump frequencies of defects. Such properties are of prior importance in systems which stay out of equilibrium for a long time, as for example irradiated alloys in nuclear reactors. We hereby propose several developments of the recent self-consistent mean field (SCMF) kinetic theory, which deals particularly with the correlation effects due to the coupling of atomic and defect fluxes. They are taken into account through a non-equilibrium distribution function of the system, which is derived from the time evolution of small clusters (of two' or more atoms or defects). VVe therefore introduce a set of 'dynamic' interactions called effective Hamiltonian. The SCMF theory is extended to treat high jump frequency ratios for the vacancy mechanism, as weil as the transport through interstitial defects. We use in both cases an atomic model which accounts for the thermodynamic properties of the alloy, as e. G. The short-range order. Those models are eventually applied ta predict the diffusion properties in two model alloys of nuclear interest : the concentrated Fe-Ni-Cr solid solution and the dilue Fe(P) alloy. \Ve present adapted atomic models and compare our predictions to experimental data

L’amélioration de la qualité des matériaux II-VI est une étape essentielle pour maintenir de hautes performances à des températures de fonctionnement des détecteurs infrarouges refroidis plus élevées (technologies HOT). En effet, la qualité et la stabilité de l’image sont affectées par l’activité électrique parasite (bruits basse fréquence) induite par certains défauts cristallins. L’objectif de ces travaux de thèse est alors de caractériser plusieurs variantes de qualité matériau de l’épitaxie active de Hg1-xCdxTe et son substrat de Cd1-xZnxTe à partir de techniques spectroscopiques, et d’établir un bilan comparatif des signatures physico-chimiques des défauts ponctuels. Dans ce but, les populations de défauts ont été investiguées dans les deux composés par spectroscopie à annihilation de positons (PAS). L’antiparticule de l’électron est particulièrement sensible aux défauts lacunaires, intrinsèquement présents en concentration importante dans les alliages considérés. Des profils de concentration de lacunes en proche surface ont été obtenus avec un faisceau de positons lents. L’étude des substrats a été approfondie par des mesures de cathodoluminescence résolue spectralement (CL). Cette technique est particulièrement puissante à basse température où les défauts responsables des mécanismes radiatifs ont pu être identifiés. La CL permet également de cartographier les propriétés de luminescence à une échelle submicronique<br>Improving II-VI material quality is an essential step to maintain high electro-optical performances at higher operating temperature of cooled infrared detectors (HOT technologies). Indeed, image quality and stability are challenged by the electrical activity (low-frequency noises) induced by some crystal defects. The aim of this thesis work is to characterize several crystal qualities of the epitaxial Hg1-xCdxTe as well as its Cd1-xZnxTe substrate by spectroscopic techniques, and to establish a comparative review of the physico-chemical fingerprints of point defects. For this purpose, defect populations were investigated in both compounds by positron annihilation spectroscopy (PAS). The electron antiparticle is particularly sensitive to open-volume defects, intrinsically present in high concentrations in the considered alloys. Vacancy concentration profiles in the near-surface region can then be obtained with a slow positron beam. The substrate study was extended with spectrally resolved cathodoluminescence (CL) measurements. This technique is especially powerful at low temperature where defects involved in radiative mechanisms have been identified. CL also allows to map luminescence properties at the sub-micrometer scale

La prévision de l'évolution de la microstructure au cours du vieillissement par irradiation des matériaux de structure des réacteurs nucléaires est une question clé pour l'industrie du nucléaire. Dans ce travail, une approche par champ de phase est utilisée pour simuler l'évolution de la microstructure de matériaux dans des conditions d'irradiation à l'échelle mésoscopique. Nous nous intéressons tout d’abord aux calculs de la force de puits, c'est-à-dire la capacité des défauts de la microstructure (dislocations, cavités, etc) à absorber les défauts ponctuels (DPs). Ces calculs prennent en compte les interactions élastiques entre les défauts ponctuels et les puits et sont réalisés dans les métaux purs d' Al, Ni et Fe. Une précision supplémentaire dans ces calculs est fournie en incorporant dans le modèle le changement de l'énergie de migration des DPs en raison du champ de déformation dû au puits, encore appelé élastodiffusion. Les DPs sont modélisées élastiquement par leurs tenseurs dipolaires élastiques et le rôle de l'anisotropie de ces tenseurs dipolaires au point de col est étudié. Les résultats montrent que l’anisotropie du tenseur dipolaire au point col est un paramètre clé dans les calculs précis de la force de puits. Par la suite, notre intérêt est centré sur le développement d’un modèle champ de phase de montée de dislocation sous irradiation. Le modèle permet de simuler la croissance ou le retrait d'une boucle de dislocation par absorption des deux DPs (lacunes et atomes auto-interstitiels). L'analyse des tests de validation montre la limite du modèle et des ajustements sont effectués. Ce nouveau modèle est appliqué pour simuler la croissance d’une boucle interstitielle dans le Fer pur. Les effets de la température, de la densité de dislocations, de l’orientation de la boucle et de l’élastodifusion sur le taux de croissance de la boucle sont étudiés. Les résultats montrent notamment une augmentation du taux de croissance de la boucle avec les effets combinés de l’augmentation de la température et de la diminution de la densité de dislocations. Le nouveau modèle de montée de dislocation sous irradiation développé est également utilisé pour simuler le phénomène de ségrégation induite par irradiation (SII) près d’une boucle de dislocation interstitielle au cours de sa croissance, dans des alliages Fe-Cr. Nous montrons que la prédiction de la SII dépend de la mobilité du puits et de la microstructure environnante (effets multi-puits)<br>The prediction of the microstructure evolution during irradiation ageing of structural materials of nuclear reactors is a key issue for the nuclear industry. In this work, a phase field approach is used to simulate the microstructure evolution of materials under irradiation conditions at the mesoscopic scale. We are interested at first in the calculations of the sink strength which describes the ability of microstructural defects (dislocations, cavities, etc) to absorb point defects (PDs). These calculations take into account the elastic interactions between point defects and sinks and are performed in pure metals Al, Ni and Fe. Additional precision in the calculations is provided by incorporating in the model the change of the PD migration energy due to the sink strain field, also known as elastodiffusion. PDs are elastically modelled through their elastic dipole tensors and the role of the anisotropy of these dipole tensors at saddle state is investigated. The results show that the PD dipole tensor anisotropy at saddle state is a key parameter in the accurate sink strength calculations. Subsequently, our interest is focused on the development of a PF model of dislocation climb under irradiation. The model allows to simulate dislocation loop growth or shrinkage by absorption of both PDs (vacancies and self-interstitial atoms). The analysis of the validation tests shows the limit of the model, and adjustments are carried out. This new model is applied to simulate the growth of an interstitial loop in pure Fe. The temperature, dislocation density, loop orientation and elastodifusion effects on the loop growth rate are studied. The results show, in particular, an increase of the loop growth rate with the combined effects of the increase of the temperature and the decrease of the dislocation density. The new PF model of dislocation climb under irradiation is also used to simulate the radiation induced segregation (RIS) phenomenon in Fe-Cr alloy near an interstitial dislocation loop during its growth. We show that the RIS prediction depends on the sink mobility and on the surrounding microstructure (multi-sink effects)

La sensibilité à la corrosion intergranulaire est influencée par trois paramètres majeurs : l'état métallurgique du matériau, les paramètres physiques et chimiques caractéristiques de l'environnement extérieur et l'état de contrainte du matériau. La première partie des travaux est consacrée à la détermination de paramètres pertinents de description de la corrosion intergranulaire. Un nouveau protocole basé sur l'abattement des propriétés mécaniques du matériau corrodé a donc été mis en place. La deuxième partie des travaux porte sur l'influence des paramètres environnementaux et de l'état de contrainte sur la sensibilité à la corrosion intergranulaire de l'alliage (facteurs du 1er ordre sur les cinétiques de corrosion). L'ensemble des résultats obtenus permet d'écrire des lois de propagation de la corrosion intergranulaire de l'alliage 2024 T351 en prenant en compte au mieux l'environnement extérieur.

Parmi les matériaux à mémoire de forme les alliages riches en cuivre sont sujets à des effets de vieillissement à basse température, qui altèrent les points caractéristiques de la transformation martensitique, ainsi que la transformation elle-même. Nous montrons que lors du vieillissement isotherme en martensite à une températures où la mobilité atomique assistée des lacunes est suffisante, il y a un changement d'ordre atomique. Cette remise en ordre a pour effet d'augmenter la température caractéristique de la transformation martensitique inverse. Cet effet est réversible, car après la transformation la mise en ordre en phase β est rapide, et on retourne vers la température de transformation correspondant à l’ordre d'équilibre de la phase β. Lorsque la concentration de lacunes trempées directement en martensite est importante, on observe en plus des phénomènes liés à 'ordre, un blocage des interfaces martensite / β par des amas de lacunes.

Le but de cette etude est de caracteriser les defauts crees par irradiation electronique dans des couches epitaxiees d'alliage silicium-germanium de type n et p. Apres une analyse des donnees rapportees dans la litterature concernant les defauts profonds ponctuels et etendus dans le silicium (si), le germanium (ge) et l'alliage silicium-germanium (sige), les techniques de mesure sont presentees avec un examen particulier des effets parasites rencontres qui necessitent une modification des modeles classiques d'interpretation des mesures experimentales. Enfin, nous presentons les resultats obtenus pour des couches relaxees d'alliage si#0#. #7ge#0#. #3 de type n et pour des couches contraintes ou relaxees d'alliages de type p contenant de 2 a 30% de ge. A l'aide des techniques capacite-tension, c(v), et courant-tension, i(v), nous montrons que les degats d'irradiation (accroissement du courant des diodes en inverse et en direct, augmentation de la compensation du materiau) sont d'autant plus importants que le taux de ge est faible. Une determination systematique de la position des niveaux d'energie et de la section apparente de capture des defauts natifs et d'irradiation a l'aide de la spectroscopie de transitoires de capacite (deep level transient spectroscopy) d'une part, et une etude des taux d'introduction, des profils sous la surface des couches d'alliage et de la stabilite thermique des defauts d'irradiation d'autre part, nous a permis de proposer une identification pour chacun des centres observes par comparaison avec les resultats presentes dans la litterature pour les defauts dans si, ge et sige.

Le durcissement des aciers de cuves des reacteurs nucleaires (francais), qui est a l'origine de leur fragilisation, semble provenir essentiellement de la formation d'amas de defauts ponctuels. Comme ces amas sont trop petits pour etre etudies en microscopie electronique a transmission, le probleme a ete contourne en considerant d'abord la densite et la croissance des boucles de dislocation dans des conditions ou elles sont visibles dans des alliages ferritiques modeles (femn#1#,#5#%ni#0#,#8#%cu#0#,#1#3#%p#0#,#0#1#%, fecu#0#,#1#3#%, fep#0#,#0#1#5#%, fen#3#3#p#p#m et fe). Ces conditions sont celles obtenues avec des electrons de 1 mev d'un microscope a haute tension, avec des taux de creation de defauts eleves (quelques 10#-#4 dpa/s). Les observations et les analyses ont montre que dans l'alliage complexe, les boucles interstitielles sont plus petites et leur densite est beaucoup plus importante que dans les autres systemes. On a pu obtenir a l'aide d'un modele simplifie une premiere approximation des coefficients de diffusion des interstitiels et des lacunes. La densite et la vitesse de croissance des boucles obtenues experimentalement sont reproduites a l'aide d'un modele en dynamique d'amas que nous avons developpe. Pour cela nous utilisons comme point de depart les coefficients approches obtenus avec le modele simplifie. Les resultats du calcul ont montre que l'energie de liaison des di-interstitiels doit etre elevee dans les alliages binaires et seulement de 0,95 ev dans le fer : le cuivre, l'azote et le phosphore stabilisent les di-interstitiels dans le fer. Enfin la distribution de boucles interstitielles a 290c et a 2. 10#-#9 dpa/s est calculee avec les parametres ajustes sur fecu. Celle-ci donne une augmentation de durete de 10 hv au lieu des 33 hv experimentaux. Cette faible valeur peut etre corrigee en supposant, en accord avec des calculs en dynamique moleculaire, qu'une tres faible fraction de di-interstitiels est creee a 2,5 mev.

Cette étude porte sur l'influence des défauts de fonderie sur la tenue en fatigue du Ti 6-4 moulé. L'objectif est de produire des données expérimentales en fatigue afin de quantifier l'impact des défauts liés au procédé de moulage à la cire perdue et d'identifier les mécanismes d'endommagement. Après la détermination d'une éprouvette représentative des pièces réelles, la première partie de l'étude expérimentale est menée sur des défauts sphériques artificiels de surface. Dans une seconde partie, des piqûres, retassures et inclusions de céramique sont étudiées. On montre que le Ti 6-4 moulé est un matériau tolérant aux défauts de type piqûre. On montre aussi que pour des durées de vie de 105 cycles les parts d'amorçage et de propagation sont équivalentes quand la fissure s'amorce à partir d'un défaut. Les retassures induisent un abattement en contrainte de 50 % et les inclusions un abattement de 30 à 50% : la taille n'est pas le seul paramètre important. Le second objectif est de développer un outil numérique capable de prendre en compte explicitement le défaut. Un critère de fatigue multiaxial basé sur la distribution des contraintes autour du défaut est utilisé. Une discussion est menée sur les grandeurs pertinentes permettant de traduire l'influence d'un défaut selon son type et sa taille. L'application du critère implanté par voie analytique et en élasticité linéaire donne de bons résultats. Grâce aux défauts naturels, on montre qu'il est nécessaire de capter leur nature à l'aide d'un paramètre qui représente leur taille admissible. Le critère proposé permet de calculer des courbes S-N pour tout type de chargement et toute taille de défaut<br>This study deals with the influence of casting defects on fatigue strength of an investment cast Ti 6-4 alloy. The purpose is to produce experimental fatigue data in order to quantify the effect of casting defects and identify damage mechanisms. A fatigue test specimen representative of aircraft components is determined. Then, artificial surface defects are studied in the first part of the experimental study. In a second part, shrinkages and ceramic inclusions are studied. We show that cast Ti 6-4 alloy is a pinhole tolerant material. We also show that for fatigue lives about 105 cycles, when cracks initiate at defect, initiation and propagation parts are similar. Shrinkages reduce fatigue strength by 50 % reduction : defect size is not the only parameter to take into account. The second purpose is to develop a numerical tool able to explicitly consider the defect. A multiaxial fatigue criterion based on the stress distribution around defect is used. Relevant quantities able to estimate defect influence according to their nature and size are discussed. A linear elastic and analytical implementation of this criterion gives good results. We show that is necessary to capture nature of casting defects thanks to a parameter equal to their critical size. The proposed criterion allows simulating S-N curves for different loading cases and defect sizes

La fragilisation des aciers de cuve des réacteurs nucléaires sous irradiation aux neutrons est le facteur limitant la durée de vie des centrales nucléaires françaises. Ceci est dû au mouvement des dislocations qui se trouve être entravé par des amas de Cu, P, Si, Mn et Ni. Plus particulièrement, les amas induits de Mn et de Ni sont à l'origine d'un durcissement significatif à forte dose. Afin de prédire la dégradation des propriétés mécaniques, les expériences sont généralement réalisées à l'aide d'accélérateurs de particules. Cependant, les flux d'irradiation atteints sont compris entre 10⁻⁴ 10 ⁻ ⁶ dpa/s⁻ ¹, tandis qu'il est limité à 10⁻ ¹ ⁰ dpa/s⁻ ¹ dans les réacteurs de puissance actuels. Ce point est essentiel étant donné que le dommage d'irradiation dépend du flux de particules incidentes. La transférabilité ion/neutron constitue donc la problématique centrale. Celle-ci a été étudiée dans les alliages austénitiques seulement. Ce travail de thèse se propose donc d'étudier, dans des alliages ferritiques, l'effet du flux d'irradiation sur l'endommagement dans deux alliages différents : le Fe-Ni et le Fe-Mn, dans le but d'évaluer également l'effet de chaque soluté sur la microstructure obtenue après irradiation.Les alliages ont été analysés expérimentalement par Microscopie Electronique en Transmission (TEM), Microscopie Electronique à Balayage par Transmission (STEM) couplée à l'Analyse Dispersive en Energie des Rayons-X (EDS) et à la Spectroscopie de Perte d'énergie des Electrons (EELS), ainsi que par Sonde Atomique Tomographique (APT).Les irradiations ont été réalisées avec des ions Fe³⁺ de 2 MeV et des ions Fe⁹⁺ de 27 MeV, à 400°C, à des taux de dommage de 10⁻⁴ et 10⁻ ⁶ dpa/s⁻ ¹ respectivement, jusqu'à un même dommage de 1.2 dpa.Les résultats obtenus montrent que le Ni et le Mn ont des comportements sous irradiation très différents en termes de nature de nano-défauts créés.Des irradiations aux particules légères ont également été réalisées de manière à apprécier l'effet des cascades de déplacement.Enfin, une irradiation séquentielle, en deux étapes, a été effectuée à l'aide d'ions Fe⁹⁺ à température ambiante, puis de protons à 400°C, dans le but d'isoler la contribution au durcissement des amas de défauts ponctuels de celle des zones enrichies en soluté<br>Reactor pressure vessel (RPV) steel embrittlement under neutron irradiation is the main lifetime limiting factor of nuclear reactors. This is due to the impeding of dislocation glide by nanometric clusters composed of Cu, P, Si, Mn and Ni. More specifically, radiation induced Mn and Ni enriched clusters cause a significant hardening at high dose. To predict this change in mechanical properties, particle accelerator based experiments are conducted. However, the achieved flux ranges between 10⁻⁴ and 10 ⁻ ⁶ dpa/s⁻ ¹, whereas it is limited to 10⁻ ¹ ⁰ dpa/s⁻ ¹ in modern nuclear power technologies. This point is of high importance since radiation damage highly depends on irradiation flux. The reproducibility ion-neutron is thus the key point. It has been studied in austenitic steels but little is known regarding any dose rate dependence in ferritic alloys. Therefore, this thesis focuses on the effect of ion fluxes on radiation damage in two different alloys : Fe-Ni and Fe-Mn in order to investigate, additionally, the effects of each solute on the microstructure after irradiation.The alloys were experimentally investigated using conventional Transmission Electron Microscopy, Scanning Transmission Electron Microscopy coupled to Energy Dispersive X-ray Spectroscopy and Electron Energy Loss Spectroscopy and by Atom Probe Tomography.Irradiations were performed with 2 MeV Fe³⁺ ions and 27 MeV Fe⁹⁺ ions at 400°C at a nominal damage rate of 10⁻⁴ and 10⁻ ⁶ dpa/s respectively, up to a nominal displacement damage of 1.2 dpa. The detailed analysis shows that Ni and Mn behave in a very different way in terms of nano-defects formed under irradiation.Besides, light particle irradiations were also performed in order to ascertain the cascade effects.Finally, a two-series irradiation was carried out using Fe ions at room temperature and protons at 400°C, to isolate the contribution of point defect clusters to hardening from that of solute enriched zones

Les alliages métalliques sont omniprésents dans les réacteurs nucléaires : cuve, structures internes, gaines du combustible, etc. Dans ce chapitre, sont décrites les évolutions des propriétés de ces matériaux des défauts d’irradiation aux propriétés dimensionnelles et mécaniques. Une attention particulière est portée à la dynamique des amas et à la précipitation des impuretés.

Ce chapitre présente les éléments nécessaires à la simulation numérique des phénomènes physiques en fabrication additive. Les principales équations pour simuler le comportement thermo-hydrodynamique du bain liquide et le comportement thermo-métallurgique et mécanique de la pièce sont présentées. Divers exemples illustrent l’intérêt des outils de simulation, capables de prédire des défauts de surface, des porosités, des risques de fissuration.