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Article

1 - DESCRIPTION ET PARAMÈTRES INFLUENTS DU MÉCANISME DE CORROSION-ÉROSION

2 - INFLUENCE DE LA CORROSION-ÉROSION SUR LE FONCTIONNEMENT DES CENTRALES ET COMPOSANTS POTENTIELLEMENT AFFECTÉS

3 - MÉTHODES ET OUTILS UTILISÉS POUR L'ÉTUDE DU PHÉNOMÈNE DE CORROSION-ÉROSION

4 - PARADES

  • 4.1 - Inspection, suivi et remplacement des composants affectés
  • 4.2 - Amélioration du conditionnement chimique

5 - AUTRES MODES DE DÉGRADATION GÉNÉRALISÉS

  • 5.1 - Corrosion généralisée
  • 5.2 - Corrosion par aération différentielle
  • 5.3 - Érosion par cavitation
  • 5.4 - Flashing ou vaporisation
  • 5.5 - Érosion par gouttelettes

6 - PARTAGE D'INFORMATION AU CŒUR DE LA PRÉVENTION

7 - CONCLUSION

Article de référence | Réf : BN3751 v1

Influence de la corrosion-érosion sur le fonctionnement des centrales et composants potentiellement affectés
Corrosion-érosion des aciers ferritiques dans les centrales nucléaires

Auteur(s) : Carine MANSOUR, Stéphane TREVIN

Date de publication : 10 juil. 2014

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RÉSUMÉ

Dans les centrales nucléaires, la corrosion-érosion est un mode de dégradation qui se caractérise par une perte d'épaisseur des composants métalliques en aciers non ou faiblement alliés. Cette dégradation s'installe au contact de l'eau ou de la vapeur humide circulant à grande vitesse. Elle est susceptible d'entraîner la rupture des composants affectés. De nombreux composants du circuit eau-vapeur des centrales nucléaires sont concernés. Le phénomène est influencé par la température et par des paramètres chimiques, hydrauliques et métallurgiques.

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ABSTRACT

Flow Accelerated Corrosion in Nuclear Power Plants

Flow accelerated corrosion is a degradation type that leads to thickness loss of none or low alloyed steel materials. This degradation occurs in the contact of water or of humid steam circulating at high velocity. It may result on the rupture of susceptible components. It affects several pipelines of nuclear power plants water-steam loop. Temperature, as well as some chemical, hydraulic and metallurgical parameters have an impact on flow accelerated corrosion.

Auteur(s)

  • Carine MANSOUR : Ingénieur chercheur - EDF Recherche et Développement, Département matériaux et mécanique des composants, Groupe chimie-corrosion

  • Stéphane TREVIN : Ingénieur spécialiste - EDF DTG, Département performances, Service contrôle matériaux et mécanique

INTRODUCTION

La corrosion-érosion est une dégradation de nature chimique qui correspond à un cas particulier de la corrosion généralisée. Dans les centrales nucléaires, elle affecte notamment les composants en acier, non ou faiblement allié, soumis à un écoulement d'eau monophasique liquide ou de vapeur diphasique humide. Elle se traduit par une perte d'épaisseur qui peut, à terme, entraîner la rupture du composant affecté. Ce phénomène survient sur de nombreux composants du circuit eau-vapeur des centrales nucléaires et thermiques. Il a déjà été à l'origine d'accidents mortels aux États-Unis et au Japon. En plus de la perte d'épaisseur des composants, ce phénomène génère des produits de corrosion qui sont entraînés vers les générateurs de vapeur (GV) où ils deviennent une source d'encrassement et de colmatage. Cela peut provoquer à terme une perte des performances thermiques des centrales et implique des opérations de maintenance très coûteuses. La corrosion-érosion est influencée par la température et par des paramètres chimiques, hydrauliques et liés à la nature du matériau. Pour les centrales nucléaires de production électrique, elle est suivie et contrôlée la plupart du temps et en particulier en France, par des codes de calcul qui permettent de prédire la perte d'épaisseur des composants de tuyauteries susceptibles d'être affectés. Les résultats de calcul tiennent également compte des examens non destructifs (END) réalisés en centrale pour optimiser les opérations de maintenance afin d'éviter des pertes d'épaisseur critiques. Ces codes sont développés en se basant sur des études de recherche et développement ainsi que sur le retour d'expérience (REX).

L'objectif de cet article est de présenter :

  • le mécanisme de corrosion-érosion ainsi que les paramètres influents ;

  • les composants potentiellement affectés ;

  • l'impact de la corrosion-érosion sur le fonctionnement des centrales ;

  • les enjeux de la surveillance pour les exploitants et la réglementation ;

  • les méthodes et outils utilisés pour l'étude du phénomène ;

  • les codes de calcul utilisés pour la prévision des dégradations liées au phénomène ;

  • les contrôles dimensionnels et de composition chimique des matériaux réalisés sur les centrales ;

  • les parades ;

  • les autres modes de dégradation généralisés ;

  • le partage d'information au cœur de la prévention.

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KEYWORDS

corrosion   |   Flow accelerated corrosion   |   Alloyed steel

DOI (Digital Object Identifier)

https://doi.org/10.51257/a-v1-bn3751


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2. Influence de la corrosion-érosion sur le fonctionnement des centrales et composants potentiellement affectés

2.1 Influence de la corrosion-érosion

La corrosion-érosion peut induire un amincissement notable des composants les plus sensibles dans les zones les plus affectées et cela peut conduire à ne plus maîtriser le risque lié à la pression du fluide si l'épaisseur résiduelle est inférieure à l'épaisseur minimale de tenue au chargement en pression, voire à des chargements supplémentaires.

Dans certaines situations cela a conduit à des accidents dramatiques  dont certains sont détaillés par la suite. Ce type d'accident n'est pas exclusif à l'industrie nucléaire (cas de la centrale thermique de Iatan- Kansas City Power & Light Company en 2007) mais a dans le cas de l'industrie nucléaire un impact médiatique important.

HAUT DE PAGE

2.1.1 Accident de Surry unité 2 (États-Unis – REP 900 MW)

Le 9 décembre 1986, un coude en aval d'un piquage sur une ligne de reprise des condensats en direction de la pompe de reprise vers le fluide alimentaire se rompt violemment (figure 8) et conduit à la mort de quatre exploitants et aux brûlures sérieuses de quatre autres. Le conditionnement chimique est imposé par l'ammoniaque à bas pH (proche de 9). Le fluide est réducteur par injection de fortes teneurs en hydrazine.

La température est de 185 oC, la vitesse du fluide est de 5 m/s et la pression de 30 bar. La tuyauterie a un diamètre de 450 mm et le coude une épaisseur nominale de 12,7 mm. Finalement, l'épaisseur lors de la rupture est de 3 mm après seulement 76 000 h de fonctionnement. La rupture s'est produite lors d'une phase transitoire d'exploitation du réacteur prévue à la conception mais en situation dégradée lors de ce dernier (fermeture des vannes d'admission vapeur à la sortie d'un GV). Les inspections menées sur la centrale, suite à cet accident dramatique ont entraîné le remplacement de 190 composants fortement dégradés...

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BIBLIOGRAPHIE

  • (1) - CHEXAL (B.) et al -   Flow-accelerated corrosion in power plants.  -  EPRI, EDF, Siemens AG Power Generation Report TR-106611-R1 (1998).

  • (2) - PAVAGEAU (E.M.) et al -   Update of water chemistry effect on flow-accelerated corrosion rate of carbon steel.  -  Environnemental degradation of Materials in Nuclear Power Systems-Water Reactors conference, Vancouver (2007).

  • (3) - CHIVOT (J.) -   Thermodynamique des produits de corrosion.  -  Coll. Sciences et techniques, ANDRA (2004).

  • (4) - HUSSEY (D.) et al -   MULTEQ : Equilibrium of an electrolytic solution with vapor-liquid partitioning and precipitation : the database version 7.0.  -  EPRI technical report, no 1025010 (2012).

  • (5) - BERGE (Ph.) et al -   Corrosion-erosion of steels in high temperature water and wet steam.  -  EDF specialists meeting, Les Renardières (1982).

  • (6) - DUCREUX (J.) -   Étude...

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