Bibliographie & annexes
Présentation
NOTE DE L'ÉDITEUR
La norme NF EN 13445 et tous ses corrigenda, cités dans cet article ont été remplacé par la norme NF EN 13445, Récipients sous pression non soumis à la flamme (version de mai 2021)
Pour en savoir plus, consultez le bulletin de veille normative VN2112 (Décembre 2021).
La partie 3 de la norme NF EN 13445-3 V4 de mars 2019 citée dans cet article a été remplacée par la norme NF EN 13445-3/A6, /A7 et /A8 (E86-200-3/A6, /A7, /A8) : Récipients sous pression non soumis à la flamme - Partie 3 : Conception - Amendements 6, 7 et 8. (Révision 2019)
Pour en savoir plus, consultez le bulletin de veille normative VN1904 (avril 2019).
Les normes NF EN 13445-1 à -5 et -8 citées dans cet article ont été remplacées par les normes NF EN 13445-1 à -5 et -8 V4 (E86-200-1 à -5 et -8) "Récipients sous pression non soumis à la flamme :
- Partie 1 : généralités
- Partie 2 : matériaux
- Partie 3 : conception
- Partie 4 : fabrication
- Partie 5 : inspection et contrôles
- Partie 8 : exigences complémentaires pour les récipients sous pression en aluminium et alliages d'aluminium" (Révision 2019)
Pour en savoir plus, consultez le bulletin de veille normative VN1903 (mars 2019).
Les normes NF EN 13445-2 V3 de décembre 2014 et NF EN 13445-6 V2 de décembre 2014 citées dans cet article ont été modifiées par NF EN 13445-2/A3 et -6/A2 (E86-200-2/A3 et -6/A2) "Récipients sous pression non soumis à la flamme - Partie 2 : matériaux - Amendement 3 - Partie 6 : Exigences pour la conception et la fabrication des récipients sous pression et des parties sous pression moulés en fonte à graphite sphéroïdal - Amendement 2" (Révision 2018)
Pour en savoir plus, consultez le bulletin de veille normative VN1812 (décembre 2018).
Les normes NF EN 13445-2 V3 et -3 V3 de décembre 2014 (3èmes tirages de décembre 2016) citées dans cet article ont été modifiées par les normes NF EN 13445-2/A2 et -3/A5 (E86-200-2/A2 et -3/A5) : Récipients sous pression non soumis à la flamme - Partie 2 : matériaux (amendement 2) - Partie 3 : Conception (amendement 5).
Pour en savoir plus, consultez le bulletin de veille normative VN1811 (novembre 2018).
Les parties 2 et 5 de la norme NF EN 13445 de décembre 2014 citée dans cet article ont été remplacées par NF EN 13445-2/A4 et -5/A1 (E86-200-2/A4 et -5/A1) " Récipients sous pression non soumis à la flamme" et "Partie 2 : matériaux (Amendement 4) - Partie 5 : Inspection et contrôles (Amendement 1)" révision 2018.
Pour en savoir plus, consultez le bulletin de veille normative VN1807 (septembre 2018).
RÉSUMÉ
L’objet de cet article est de développer la démarche générale retenue pour la conception des enceintes sous pressions des circuits fluides. Les réacteurs nucléaires à eau sous pression (REP) comportent de nombreuses spécificités quant à la garantie d’intégrité du matériel. En effet, la prévention des risques de dégradation en service n’est pas à négliger. Les différents risques sont répertoriés dans cet article de la façon la plus exhaustive possible. La prévention du dommage de déformation excessive, du dommage d’instabilité plastique, du flambage, du dommage de déformation progressive, du dommage de fatigue, du dommage de rupture brutale, et autres dommages potentiels sont ainsi repris en détail.
Lire cet article issu d'une ressource documentaire complète, actualisée et validée par des comités scientifiques.
Lire l’articleABSTRACT
The aim of this article is to develop the general approach adopted for the design of pressurized enclosures for fluid circuits. Pressurized nuclear water reactors (PWR) carry many specificities as to the material’s integrity guarantee. Indeed, prevention of deterioration risks should not be disregarded. This article lists, as exhaustively as possible, these various risks. Prevention of damage due to excessive deformation, plastic instability, buckling, progressive deformation, fatigue, sudden failure, and other potential damage are examined in detail.
Auteur(s)
-
Jean-Marie GRANDEMANGE : AREVA-NP, Secrétaire de la Sous-Commission RCC-M de l'Association Française pour les règles de conception, de construction et de surveillance en exploitation des Chaudières Électro-Nucléaires (AFCEN)
INTRODUCTION
Les équipements et circuits des réacteurs nucléaires à eau sous pression (REP) sont avant tout des enceintes sous pression. Leurs spécificités concernent en premier lieu les garanties d'intégrité qui doivent être apportées compte tenu de leur importance pour la sûreté des réacteurs nucléaires. L'accent est donc mis sur l'exhaustivité de la prévention des risques de dégradation en service, et sur les scénarios de sûreté considérés, sans remise en cause fondamentale des bases de calcul des enceintes sous pression, également applicables aux équipements non nucléaires.
La deuxième spécificité d'une utilisation de ces enceintes dans les circuits des réacteurs nucléaires est constituée par les possibilités d'activation des produits résultant de l'usure ou de la corrosion lors de leur passage dans le cœur. Ce deuxième aspect se traduit par certaines restrictions dans le choix des matériaux mis en œuvre et la mise en place d'un revêtement sur la paroi interne des gros équipements du circuit primaire, qui peut lui-même être générateur de précautions particulières de construction et d'analyse.
L'objet du présent dossier est de développer la démarche générale retenue pour la conception des enceintes sous pression des circuits fluides des REP, en se focalisant plus particulièrement sur les particularités nucléaires de ces équipements, les démarches qu'ils partagent avec les matériels non nucléaires étant traitées par référence au dossier [A 843]. Quelques prolongements sur les règles applicables aux matériels soumis à température élevée (réacteurs à neutrons rapides RNR) sont évoqués en complément.
Le dossier [BN 3 282] complète le présent dossier en abordant les notions de classification des contraintes, la démarche générale de conception et d'analyse, les épreuves réglementaires et les modalités d'équivalence entre codes de construction industriels.
Dans le Pour en Savoir Plus Conception des enceintes sous pression- Partie 1[Doc. BN 3 280], le lecteur trouvera tous les textes réglementaires et les codes cités dans ce dossier.
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Présentation
Prévention du dommage de rupture brutale6. Prévention du dommage de fatigue
6.1 Définition
À la différence des dommages précédents, qui sont globaux et intéressent le comportement d'ensemble de la structure, la fatigue est un endommagement local résultant des variations de déformation imposées dans les zones de concentration de déformation ou au niveau de la surface des parois soumises à des gradients thermiques importants, notamment dans les zones de mélange de fluides à des températures différentes.
Cet endommagement local peut conduire, après une certaine période d'utilisation, à l'initiation de fissures, puis à leur propagation. L'objectif des règles du code est de limiter le risque d'initiation au travers de règles de tracé et de procurer par l'analyse la garantie de l'absence d'initiation de fissures macroscopiques susceptibles de remettre en cause la prévention des autres modes d'endommagement.
Il n'y a pas à proprement parler de coefficients de sécurité appliqués dans les analyses de fatigue, les facteurs intégrés dans les courbes de conception ayant essentiellement pour objet de couvrir les effets non explicitement considérés dans l'analyse. Il ne serait donc pas choquant qu'un équipement conçu selon les règles du code et soumis en exploitation à des sollicitations semblables à celles prises en compte à la conception puisse être le siège en fin de vie d'amorçages de fissures de l'ordre du millimètre. Par contre, il est vérifié dans le cadre des études de rupture brutale que de telles fissures ne sont pas susceptibles de remettre en cause les marges vis-à-vis de la ruine de l'équipement.
HAUT DE PAGE6.2 Démarche générale de prévention
La prévention du risque de fatigue est obtenue par l'articulation de différentes exigences techniques mises en œuvre lors de la conception (telle qu'une optimisation de la géométrie des appareils) et de la construction (telle qu'une amélioration de l'état de surface des zones les plus sollicitées), puis par l'analyse mettant en œuvre des courbes de fatigue comportant elles-mêmes des facteurs couvrant les paramètres non explicitement analysés. En outre, les garanties apportées à la conception sont vérifiées en service, le retour d'expérience étant, le cas échéant, pris en compte pour l'amélioration...
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Prévention du dommage de fatigue
BIBLIOGRAPHIE
-
(1) - D'ESCATHA (Y.) - Prevention of plasticity-related damages and simplified methodology using purely elastic calculations. - SMIRT-Post conf. Sem. on Inelast. Anal. and Life Prediction in High Temperature Environment (1977).
-
(2) - LANGER (B.F.) - Design-stress basis for pressure vessels. - Exp. mech., janv. 1971.
-
(3) - HENG (C.), GRANDEMANGE (J.M.) - Framatome view on the comparison between class 1 and 2 RCC-M piping design rules. - WRC Bulletin 361, fév. 1991.
-
(4) - HENG (C.), GRANDEMANGE (J.M.), MOREL (A.) - RCC-M (Rules for design and construction of nuclear components). - Nuclear Eng. and Design, p. 265-277 (1987).
-
(5) - PONTER (A.R.S.), KARADENIZ (S.), CARTER (K.F.) - The computation of shakedown limits for structural components subjected to variable thermal loading. - Brussels diagrams, Contract RAP-054-UK, Commission of the European Communities, WGCS-AG2, EUR 12686 EN (1990).
-
(6)...
ANNEXES
ASME American Society of Mechanical Engineers http:/;/;www.asme.org
AFCEN Association Française pour les règles de conception et de construction des Chaudières Électro-Nucléaires http:/;/;www.afcen.com
ASN Autorité de Sûreté Nucléaire http:/;/;www.asn.gouv.fr
AFIAP Association Française des Ingénieurs en Appareils à Pression http:/;/;www.afiap.org
CENORM Comité Européen de Normalisation http:/;/;www.cenorm.be
UNM Union de Normalisation de la Mécanique http:/;/;www.unm.fr
HAUT DE PAGE
Arrêté du 12 décembre 2005 applicable aux Équipements Sous Pression Nucléaires (ESPN) ; JO du 22 janvier 2006 de la République Française.
Arrêté du 26 février 1974 portant application de la réglementation des appareils à pression aux chaudières nucléaires à eau. Recueil de textes publié dans « Sûreté Nucléaire en France ». Les éditions des Journaux Officiels.
Directive 97/;23/;CE du Parlement Européen et du Conseil du 29 mai 1997 (DESP) relative...
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