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RÉSUMÉ
Les composants du coeur des réacteurs nucléaires à eau sous pression (REP) sont soumis en permanence à diverses sollicitations (de nature mécanique, thermique ou chimique). La cuve, les équipements internes, les dispositifs de contrôle de la radioactivité et les crayons du combustible nucléaire sont concernés. Le vieillissement thermique, la corrosion sous contrainte, ou encore l’usure sont autant de mode de dégradation qui opèrent hors irradiation. Sous irradiation, les principaux endommagements sont les altérations dimensionnelles, l’évolution des caractéristiques mécaniques, la corrosion sous contrainte assistée, etc. Cet article propose une prévision de l’évolution des matériaux sous irradiation à l’aide de modèle à base physique. Pour terminer, les techniques de caractérisation de ces évolutions sont analysées.
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Lire l’articleAuteur(s)
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Alain BARBU : CEA DMN, service de recherche en métallurgie physique
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Jean-Paul MASSOUD : EDF R&D, département matériaux et mécanique des composants
INTRODUCTION
Comme dans toute installation industrielle, les matériaux des chaudières nucléaires à eau sous pression (REP) sont soumis en service à des sollicitations de nature mécanique, thermique ou chimique, pour des durées de fonctionnement particulièrement longues : 40 ans, voire 60 ans. De manière plus spécifique, les matériaux les plus proches du combustible nucléaire sont soumis à un intense bombardement de particules (principalement neutrons) provenant des réactions nucléaires du cœur.
Les endommagements qui sont susceptibles d'en résulter sont nombreux et variés : vieillissement par irradiation (sous l'effet du bombardement neutronique), vieillissement thermique (sous l'effet de la température de fonctionnement, autour de 300 °C), amincissement par usure (sous l'effet des frottements) ou par corrosion généralisée (sous l'effet du milieu chimique), ou encore corrosion sous contrainte, etc.
La compréhension du comportement des matériaux du cœur des réacteurs au cours du fonctionnement dans des conditions parfois agressives, en particulier à cause des phénomènes d'irradiation, est donc une préoccupation majeure de l'industrie nucléaire et leur prévision sur de très longues périodes une nécessité.
Les principaux modes de dégradation hors irradiation et sous irradiation de ces matériaux seront décrits dans la suite du texte ainsi que les moyens de prévision de leur comportement à l'aide de modèles à base physique.
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2. Principaux modes de dégradation hors irradiation
Les mécanismes de vieillissement des matériaux des réacteurs à eau sous pression sont identifiés et décrits dans l'article Gestion de la durée de vie des centrales nucléaires [BN 3 307]. Il ne sera fait état dans le présent paragraphe que des principaux modes de dégradation, hors irradiation, affectant les matériaux du cœur des REP : vieillissement thermique (§ 2.1), corrosion sous contrainte (§ 2.2) et usure (§ 2.3).
2.1 Vieillissement thermique
La dénomination de « vieillissement thermique » recouvre toute une série de mécanismes basés sur la diffusion des éléments chimiques et permettant aux « systèmes » métallurgiques de revenir à un état d'équilibre thermodynamique plus stable, sous l'effet de la température de fonctionnement (entre 290 et 350 °C dans le cœur des REP). Ce retour à l'équilibre se traduit par une évolution microstructurale et par une évolution des propriétés des matériaux. Les principaux mécanismes de vieillissement thermique susceptibles d'apparaître sont la précipitation, la mise en ordre, le vieillissement dynamique et la ségrégation de certaines espèces chimiques. Tous ces mécanismes conduisent plus ou moins à une fragilisation du matériau (avec ou sans durcissement).
Comme les vitesses de diffusion sont nettement plus élevées dans les structures cubiques centrées (aciers ferritiques) que dans les structures cubiques à faces centrées...
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BIBLIOGRAPHIE
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(1) - DESGRANGES (C.) - Compréhension et prédiction du comportement sous irradiation neutronique d'alliages absorbants à base d'argent - . Rapport CEA-R-5805 (1998).
-
(2) - AKAMATSU (M.), al - L'irradiation de la cuve : un phénomène sous surveillance - . Revue Générale Nucléaire No 6, Novembre-Décembre 1993, pp. 391-397.
-
(3) - FRELY (E.) - Étude des interactions entre effets d'irradiation et effets d'ordre chimique dans les alliages ternaires Ni-Cr-Fe - . Rapport CEA-R-5756 (1997).
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(4) - LEMAIGNAN (C.) - Science des Matériaux pour le nucléaire - . Collection Génie Atomique. EDP Sciences (2004).
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(5) - ZAOUI (A.), coll - Matériaux du nucléaire - . Rapport sur la Science et la Technologie no 5, juillet 2000. Académie des Sciences. Éditions TEC et DOC.
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