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Qu’est-ce que la température de transition ductile-fragile – Définition

La température de transition ductile-fragile (DBTT) est la température à laquelle l’énergie de rupture passe en dessous d’une valeur prédéterminée. La température de transition ductile-fragile (DBTT), la température de ductilité nulle (NDT) ou la température de transition de ductilité nulle.

Liberty Ship - Échec de la coque
Fracture fragile du Liberty Ship américain Esso Manhattan

Comme cela a été écrit, la distinction entre fragilité et ductilité n’est pas évidente, en particulier parce que la ductilité et le comportement fragile dépendent non seulement du matériau en question, mais également de la température (transition ductile-fragile) du matériau. L’effet de la température sur la nature de la fracture est d’une importance considérable. De nombreux aciers présentent une rupture ductile à des températures élevées et une rupture fragile à basse température. La température au-dessus de laquelle un matériau est ductile et en dessous de laquelle il est cassant est appelée température de transition ductile-fragile. (DBTT), température de ductilité nulle (NDT) ou température de transition de ductilité nulle. Cette température n’est pas précise mais varie en fonction des traitements mécaniques et thermiques préalables et de la nature et des quantités d’impuretés. Il peut être déterminé par une certaine forme de test de chute de poids (par exemple, les tests Charpy ou Izod).

température de transition ductile-fragileLa température de transition ductile-fragile (DBT) est la température à laquelle l’énergie de rupture passe en dessous d’une valeur prédéterminée (par exemple 40 J pour un essai de choc Charpy standard). La ductilité est une exigence essentielle pour les aciers utilisés dans la construction des composants du réacteur, tels que la cuve du réacteur. Par conséquent, le DBTT est important dans l’exploitation de ces navires. Dans ce cas, la taille du grain détermine les propriétés du métal. Par exemple, une taille de grain plus petite augmente la résistance à la traction, tend à augmenter la ductilité et entraîne une diminution du DBTT. Taille d’un grain est maîtrisée par le traitement thermique dans le cahier des charges et la fabrication des cuves des réacteurs. Le DBTT peut également être abaissé par de petites additions d’éléments d’alliage sélectionnés tels que le nickel et le manganèse aux aciers à faible teneur en carbone.

Typiquement, les aciers faiblement alliés de la cuve sous pression du réacteur sont des aciers ferritiques qui présentent le comportement classique de transition ductile à fragile avec une température décroissante. Cette température de transition est de la plus haute importance lors du réchauffement de l’installation.

Modes de défaillance:

  • Région de faible ténacité: le principal mode de rupture est la rupture fragile (clivage transgranulaire). Dans la rupture fragile, aucune déformation plastique apparente n’a lieu avant la rupture. Les fissures se propagent rapidement.
  • Région à haute ténacité: le principal mode de rupture est la rupture ductile (rupture par cisaillement). Dans la rupture ductile, une déformation plastique importante (rétrécissement) a lieu avant la rupture. La rupture ductile est meilleure que la rupture fragile, car il y a une propagation lente et une absorption d’une grande quantité d’énergie avant la rupture.

Dans certains matériaux, la transition est plus nette que d’autres et nécessite généralement un mécanisme de déformation sensible à la température. Par exemple, dans les matériaux avec un réseau cubique centré sur le corps (bcc), le DBTT est facilement apparent, car le mouvement des dislocations de vis est très sensible à la température car le réarrangement du noyau de dislocation avant le glissement nécessite une activation thermique. Cela peut être problématique pour les aciers à forte teneur en ferrite. Cela a entraîné de graves fissures dans la coque des navires Liberty dans les eaux plus froides pendant la Seconde Guerre mondiale, provoquant de nombreux naufrages. Les récipients étaient construits en un alliage d’acier qui possédait une ténacité adéquate selon les essais de traction à température ambiante. Les ruptures fragiles se sont produites à des températures ambiantes relativement basses, à environ 4 °C (40 °F), au voisinage de la température de transition de l’alliage. Il convient de noter que les métaux FCC à faible résistance (par exemple, les alliages de cuivre) et la plupart des HCP les métaux ne subissent pas de transition ductile à fragile et restent résistants même à des températures plus basses. D’autre part, de nombreux métaux à haute résistance (par exemple les aciers à très haute résistance) ne connaissent pas non plus de transition ductile à fragile, mais, dans ce cas, ils restent très fragiles.

Le DBTT peut également être influencé par des facteurs externes tels que le rayonnement neutronique, ce qui entraîne une augmentation des défauts du réseau interne et une diminution correspondante de la ductilité et une augmentation du DBTT.

Fragilisation par irradiation

Au cours de l’exploitation d’une centrale nucléaire, le matériau de la cuve sous pression du réacteur et le matériau des autres internes du réacteur sont exposés au rayonnement neutronique (en particulier aux neutrons rapides > 0,5 MeV), ce qui entraîne une fragilisation localisée de l’acier et des soudures dans le réacteur. zone du cœur du réacteur. Ce phénomène, connu sous le nom de fragilisation par irradiation, entraîne une augmentation constante du DBTT. Il est peu probable que le DBTT s’approche de la température de fonctionnement normale de l’acier. Cependant, il est possible que lors de l’arrêt du réacteur ou lors d’un refroidissement anormal, la température tombe en dessous de la valeur DBTT alors que la pression interne est encore élevée. Par conséquent, les autorités de réglementation nucléaire exigent qu’un programme de surveillance des matériaux de la cuve du réacteur soit mené dans les réacteurs de puissance refroidis à l’eau.

Voir aussi: Réflecteur de neutrons

La fragilisation par irradiation peut entraîner une perte de résistance à la rupture. Typiquement, les aciers faiblement alliés de la cuve sous pression du réacteur sont des aciers ferritiques qui présentent le comportement classique de transition ductile à fragile avec une température décroissante. Cette température de transition est de la plus haute importance lors du réchauffement de l’installation.

Modes de défaillance:

  • Région de faible ténacité: le principal mode de rupture est la rupture fragile (clivage transgranulaire). Dans la rupture fragile, aucune déformation plastique apparente n’a lieu avant la rupture. Les fissures se propagent rapidement.
  • Région à haute ténacité: le principal mode de rupture est la rupture ductile (rupture par cisaillement). Dans la rupture ductile, une déformation plastique importante (rétrécissement) a lieu avant la rupture. La rupture ductile est meilleure que la rupture fragile, car il y a une propagation lente et une absorption d’une grande quantité d’énergie avant la rupture.

L’irradiation neutronique tend à augmenter la température (température de transition ductile-fragile) à laquelle cette transition se produit et tend à diminuer la ténacité ductile.

References :
 
Science des matériaux:

  1. Département américain de l’énergie, science des matériaux. DOE Fundamentals Handbook, Volume 1 et 2. Janvier 1993.
  2. Département américain de l’énergie, science des matériaux. DOE Fundamentals Handbook, Volume 2 et 2. Janvier 1993.
  3. William D. Callister, David G. Rethwisch. Science et génie des matériaux : une introduction 9e édition, Wiley ; 9 édition (4 décembre 2013), ISBN-13 : 978-1118324578.
  4. En ligneEberhart, Mark (2003). Pourquoi les choses se cassent : Comprendre le monde par la manière dont il se décompose. Harmonie. ISBN 978-1-4000-4760-4.
  5. Gaskell, David R. (1995). Introduction à la thermodynamique des matériaux (4e éd.). Éditions Taylor et Francis. ISBN 978-1-56032-992-3.
  6. Gonzalez-Viñas, W. & Mancini, HL (2004). Une introduction à la science des matériaux. Presse universitaire de Princeton. ISBN 978-0-691-07097-1
  7. Ashby, Michael; Hugh Shercliff; David Cebon (2007). Matériaux: ingénierie, science, traitement et conception (1ère éd.). Butterworth-Heinemann. ISBN 978-0-7506-8391-3.
  8. JR Lamarsh, AJ Baratta, Introduction au génie nucléaire, 3e éd., Prentice-Hall, 2001, ISBN : 0-201-82498-1.

Voir au dessus:

Ductilité

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