Atomistic simulation of structural defects in austenitic high entropy alloy (HEA)

Simulation atomistique des défauts structuraux dans un alliage à haute entropie (AHE) austénitique Nous avons étudié la plasticité et le comportement des dislocations, à l’échelle atomique et au moyen de simulations de statique moléculaire (MS) et de dynamique moléculaire (MD), dans deux alliages modèles : un acier inoxydable austénitique (ASS) de composition Cr20Fe70Ni10 at. % et un alliage à haute entropie (HEA, high entropy alloy) de structure austénitique, dénommé Y3-HEA, de composition de Cr15Fe46Mn17Ni22 at. %.Afin d’étudier ce système, nous avons développé un nouveau potentiel interatomique basé sur la méthode EAM (embedded atom method), spécifiquement adapté au système CrFeMnNi. Son originalité vient de la présence de Manganèse.Nous avons montré une différence significative dans le comportement mécanique des deux alliages. Y3-HEA présente des fluctuations plus élevées de l'énergie locale de défaut d'empilement (SFE) par rapport à l'ASS, ce qui entraîne une contrainte critique de mouvement de dislocation plus élevée. A partir d’une évaluation quantitative de la mobilité des dislocations, nous constatons leur mobilité plus faible dans Y3-HEA par rapport à ASS. Plusieurs études disponibles dans la bibliographie suggèrent une résistance accrue aux dommages de l’irradiation dans des alliages de type HEA, ce qui en fait des candidats potentiels pour des applications dans l’industrie nucléaire. Afin d’approcher cette problématique, nous avons exploré les interactions entre une dislocation mobile et deux défauts distincts induits par l'irradiation : boucles de Frank et cavités. Dans le cas de la boucle de Frank, nous avons montré que Y3-HEA nécessite une contrainte critique plus élevée pour que la boucle se détache de la dislocation mobile. Nous introduisons également le concept de résistance moyenne aux obstacles dans un modèle de durcissement par irradiation, prédisant un durcissement par boucles de dislocation moins important dans Y3-HEA que dans l'ASS, en particulier à des températures proches des conditions opérationnelles du réacteur nucléaire (600 K). De plus, la résistance au cisaillement de cavités par une dislocation mobile, apparait plus élevée dans le cas de Y3-HEA que celle calculée pour l’ASS.