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1 - APPLICATIONS POTENTIELLES POUR LES RÉACTEURS DE 4E GÉNÉRATION

2 - FABRICATION, MICROSTRUCTURES, CARACTÉRISTIQUES ET PROPRIÉTÉS

3 - COMPORTEMENT EN CONDITIONS OPÉRATIONNELLES

4 - GESTION DES DÉCHETS DES GRAPHITES ET C/C

5 - NORMES ET STANDARDS

6 - CONCLUSION

7 - GLOSSAIRE

8 - SIGLES, NOTATIONS ET SYMBOLES

Article de référence | Réf : BN3741 v1

Fabrication, microstructures, caractéristiques et propriétés
Graphites et composites C/C pour réacteurs nucléaires de 4e génération

Auteur(s) : Patrick DAVID, Lionel GOSMAIN

Relu et validé le 28 sept. 2021

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RÉSUMÉ

Les matériaux carbonés sont historiquement associés au développement de l’énergie nucléaire, depuis la « Chicago Pile-1 » d’Enrico Fermi, aux réacteurs de 1ère et 2nde génération, et enfin pour les réacteurs de 4e génération. Si, au vu de ses propriétés thermiques et mécaniques, le graphite a été utilisé comme matériau de structure et modérateur neutronique dès 1942, les matériaux C/C ont été identifiés plus récemment comme candidats pour différents composants des réacteurs de 4e génération (barres de contrôle, conduits chauds, échangeurs de chaleurs…). Ils possèdent en effet des propriétés mécaniques et thermiques exceptionnelles. La diminution de leurs évolutions dimensionnelles, sous irradiation, reste le point clé pour le développement des barres de contrôle, principale application étudiée.

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Auteur(s)

  • Patrick DAVID : Ingénieur, expert senior - Commissariat à l’énergie atomique et aux énergies alternatives, DAM, Le Ripault, Monts, France

  • Lionel GOSMAIN : Docteur en Sciences, Chef de service - Université Paris-Saclay, CEA, Service d’Études Analytiques et de Réactivités des Surfaces, Gif-sur-Yvette, France

INTRODUCTION

Les matériaux à base de carbone sont intimement liés au développement des technologies nucléaires. Enrico Fermi les utilisa, en effet, comme modérateurs de neutrons lors de la première réaction de fission qu’il réalisa en 1942 à l’université de Chicago. Depuis lors, plus de 250 000 tonnes de graphite (dont 23 000 tonnes en France) ont été employées pour contrôler la fission dans 125 réacteurs nucléaires dans le monde. Le graphite possède de nombreuses qualités qui font de lui un excellent candidat pour des applications nucléaires : c’est un bon modérateur neutronique ; il possède des propriétés mécaniques intéressantes à haute température ; et, à condition d’être suffisamment pur, il s’active relativement peu sous irradiation. Il présente de plus une très bonne usinabilité et un coût de production relativement modéré.

L’invention des composites C/C, matériaux aux performances améliorées grâce à des fibres de carbone renforçant la matrice en carbone, a aussi ouvert de nouveaux champs d’application pour le domaine nucléaire. Ces matériaux ont été développés dans les années 1970 pour les tuyères des moteurs de fusées et les protections thermiques de rentrée atmosphérique des missiles, puis, dans les années 1980, pour les freins d’avions et des pièces pour les fours haute température. Les études et le développement pour le nucléaire ont également débuté dans les années 1980, pour les réacteurs haute température (HTR), et, à partir des années 1990, pour la fusion. Ils ont aussi été identifiés, depuis le début des années 2000, de même que les composites SiC/SiC, comme candidats pour les réacteurs de 4e génération (GEN-IV), mais leur optimisation pour résister aux conditions extrêmes de température, d’irradiation et de sollicitations mécaniques représente un véritable défi scientifique et technologique.

Cet article présente les applications potentielles des graphites et C/C pour les réacteurs de 4e génération, leurs procédés de fabrication spécifiques, leurs caractéristiques et propriétés, ainsi que leurs comportements, souvent complexes, sous irradiation.

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DOI (Digital Object Identifier)

https://doi.org/10.51257/a-v1-bn3741


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2. Fabrication, microstructures, caractéristiques et propriétés

2.1 Graphites

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2.1.1 Matières premières et procédés de fabrication

Les graphites polycristallins sont obtenus par le mélange d’une poudre et d’un liant. Les poudres peuvent être des cokes de pétrole, des cokes de brai de houille (résidu de la distillation du goudron, lui-même issu de la pyrogénation de la houille), des cokes de schiste bitumineux, des graphites naturels ou artificiels, des noirs de carbone. Pour la fabrication des graphites de qualité nucléaire, les cokes de pétrole ou de brai de houille sont principalement utilisés.

Il existe plusieurs procédés de fabrication des graphites nucléaires, mais le schéma général demeure le même (figure 3).

Le coke sélectionné est broyé à la granulométrie souhaitée (inférieure à 1 mm pour les graphites pour les réacteurs de 4e génération) puis mélangé à un liant (le plus souvent du brai de houille). Ce liant permet d’obtenir une pâte qui pourra ensuite être formée soit par filage, soit par compression (unidirectionnelle ou isostatique). À la suite du formage, les blocs sont cuits afin de transformer le liant en coke ; cette opération débute aux alentours de 500 °C et s’achève entre 800 °C et 1 200 °C selon les fabricants et les matières premières. Lors de cette opération, de nombreuses matières volatiles s’échappent des blocs et conduit généralement à une perte de masse de 10 %.

Les blocs subissent ensuite une étape d’imprégnation qui a pour but d’augmenter leur densité (en partie diminuée lors de l’étape de cuisson) et de renforcer leurs propriétés mécaniques futures. Cette étape est généralement réalisée à l’aide de brai de pétrole à une pression de 10 bar. Les graphites nucléaires envisagés pour les réacteurs de 4e génération sont le plus souvent imprégnés 3 fois.

Les blocs sont ensuite portés à très haute température afin que les atomes de carbone présents dans les grains de cokes adoptent la structure cristalline du graphite (graphitation). Cette...

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BIBLIOGRAPHIE

  • (1) - WINDES (W.E.), LESSING (P.A.), KATOH (Y.), SNEAD (L.L.), LARA-CURZIO (E.), KLETT (J.), HENAGER (C.), SHINAVSKI (R.J.) -   Structural ceramic composites for nuclear applications.  -  Idaho National Laboratory, INL/EXT-05-006522005 (2005).

  • (2) - CARRÉ (F.), RENAULT (C.), ANZIEU (P.), BROSSARD (P.), YVON (P.) -   Outlook on Generation IV Nuclear Systems and related materials and challenge.  -  Materials issues for Generation IV Systems. Springer (2007).

  • (3) - HAYNER (G.O.), BURCHELL (T.D.), SNEAD (L.L.), KATOH (Y.) -   Next Generation Nuclear Plant Materials Research and Development Program Plan.  -  INL/EXT-05-00758 (2006).

  • (4) - AREVA -   NGNP Composites R&D Technical issues study.  -  TDR-3000807 (2008).

  • (5) - DAVID (P.) -   Carbon/carbon materials for generation IV nuclear reactors.  -  Structural materials for generation IV nuclear reactors. Woodhead publishing series in energy number 106. Elsevier (2017).

  • ...

1 Sites internet

CEA/Réacteurs de 4e génération :

http://www.cea.fr/comprendre/Pages/energies/nucleaire/essentiel-sur-reacteurs-nucleaires-du-futur.aspx

Société francophone d’étude des carbones (SFEC) :

http://sfec-asso.prod.lamp.cnrs.fr/

Groupe de recherches sur les composites à matrices céramiques :

https://gdr-cmc2.cnrs.fr/

HAUT DE PAGE

2 Annuaire

Constructeurs – Fournisseurs – Distributeurs (liste non exhaustive)

Matériaux graphites et composites C/C

MERSEN

https://www.mersen.com/fr/produits/specialites-graphite

Matériaux composites C/C

Safran Ceramics – Headquarter Rue de Touban BP 90053 33185 Le Haillan, France.

https://www.safran-group.com/

Graphites

Carbone Savoie

https://www.carbone-savoie.fr/

Organismes – Fédérations – Associations (liste non exhaustive)

Minos Centre d’excellence pour les matériaux du nucléaire

http://www.materials.cea.fr/fr/minos/

GENIV

https://www.gen-4.org/gif/

Documentation - Formation – Séminaires (liste non exhaustive)

Institut...

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