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Corrosion-érosion des aciers ferritiques dans les centrales nucléairesArticle de référence | Réf : BN3756 v1
Auteur(s) : Pierre COMBRADE, François VAILLANT
Date de publication : 10 janv. 2014
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Les aciers inoxydables austénitiques sont très résistants à la corrosion sous contrainte en milieu primaire de REP nominal dans lequel ils ne se fissurent que dans des conditions très particulières, soit lorsqu'ils sont très écrouis et soumis à des sollicitations mécaniques très sévères, soit lorsqu'ils ont subi une irradiation importante [BN 3 755].
En revanche, la présence d'oxygène et/ou d'impuretés, parmi lesquelles les chlorures sont les plus dangereuses, peut conduire à la fissuration des aciers inoxydables austénitiques : l'expérience des réacteurs à eau bouillante (REB) a montré que la présence d'oxygène dissous suffit à provoquer la fissuration sous contrainte des aciers inoxydables sensibilisés ou très écrouis. La présence additionnelle de chlorures (et peut-être de sulfates) peut conduire à des fissurations transgranulaires, même en l'absence de sensibilisation.
Les aciers inoxydables martensitiques peuvent également souffrir de phénomènes de fissuration, dus en général à une fragilisation par l'hydrogène.
Dans le circuit primaire, la fissuration des aciers inoxydables austénitiques est jusqu'ici très peu fréquente et, selon une enquête de l'EPRI , 85 % des cas sont liés à la présence de contaminations qui, lorsqu'elles sont identifiées, sont majoritairement des chlorures et des sulfates, les fissures étant alors généralement transgranulaires et affectant des matériaux non écrouis. L'évolution dans le temps des cas de fissuration transgranulaire [39] ...
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(1) - STAEHLE (R.W.) et GORMAN (J.A.) - Progress in understanding and mitigating corrosion on the secondary side in PWR steam generators. - Proceedings of the 10th International Symposium on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems. Water Reactors, Lake Tahoe, Nevada, USA (2001).
(2) - STAEHLE (R.W.) et GORMAN (J.A.) - Quantitative Assessment of Submodes of Stress Corrosion Cracking on the Secondary Side of Steam Generator Tubing in Pressurized Water Reactors : Part 1. - Corrosion, vol. 59(11), p. 931 (2003).
(3) - STAEHLE (R.W.), GORMAN (J.A.) - Quantitative Assessment of Submodes of Stress Corrosion Cracking on the Secondary Side of Steam Generator Tubing in Pressurized Water Reactors : Part 2. - Corrosion, vol. 60(1), p. 5 (2004).
(4) - STAEHLE (R.W.), GORMAN (J.A.) - Quantitative Assessment of Submodes of Stress Corrosion Cracking on the Secondary Side of Steam Generator Tubing in Pressurized Water Reactors : Part 3. - Corrosion, 60(2), p. 115 (2004).
(5) - ODAR (S.), NORDMANN (F.) - PWR and VVER Secondary System Water Chemistry. - Rapport,...
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