Qu’est-ce que le programme de surveillance des matériaux des cuves des réacteurs – Définition

Les neutrons avec une énergie suffisante peuvent perturber l’arrangement atomique ou la structure cristalline des matériaux. L’influence des dommages structuraux est plus importante pour les métaux en raison de leur relative immunité aux dommages causés par les rayonnements ionisants. Les réacteurs à eau sous pression fonctionnent avec un taux plus élevé d’impacts neutroniques et leurs cuves ont donc tendance à subir un degré de fragilisation plus élevé que les cuves des réacteurs à eau bouillante. De nombreux réacteurs à eau sous pression conçoivent leurs cœurs de manière à réduire le nombre de neutrons frappant la paroi de la cuve. Cela ralentit la fragilisation du navire. Les réglementations de la NRC traitent de la fragilisation dans 10 CFR Part 50, Appendice G, « Fracture Toughness Requirements » et Appendice H, « Reactor Vessel Material Surveillance Program Requirements ». Puisque la cuve sous pression du réacteur est considérée comme irremplaçable, la fragilisation par irradiation neutronique des aciers des cuves sous pression est un problème clé dans l’évaluation à long terme de l’intégrité structurelle pour les programmes d’atteinte et d’extension de la durée de vie.

Les dommages causés par les rayonnements se produisent lorsque des neutrons d’une énergie suffisante déplacent des atomes (en particulier dans les aciers à des températures de fonctionnement de 260 à 300 °C), ce qui entraîne des cascades de déplacement qui produisent un grand nombre de défauts, à la fois des lacunes et des interstitiels. Bien que la surface intérieure de la RPV soit exposée à des neutrons d’énergies variables, les neutrons d’énergie plus élevée, ceux au-dessus d’environ 0,5 MeV, produisent l’essentiel des dommages. Afin de minimiser une telle dégradation du matériau, le type et la structure de l’ acier doivent être sélectionnés de manière appropriée. On sait aujourd’hui que la susceptibilité des aciers des cuves sous pression des réacteurs est fortement affectée (négativement) par la présence de cuivre, de nickel et de phosphore.

Comme cela a été écrit, la distinction entre fragilité et ductilité n’est pas évidente, en particulier parce que la ductilité et le comportement fragile dépendent non seulement du matériau en question, mais également de la température (transition ductile-fragile) du matériau. L’effet de la température sur la nature de la fracture est d’une importance considérable. De nombreux aciers présentent une rupture ductile à des températures élevées et une rupture fragile à basse température. La température au-dessus de laquelle un matériau est ductile et en dessous de laquelle il est cassant est appelée température de transition ductile-fragile. (DBTT), température de ductilité nulle (NDT) ou température de transition de ductilité nulle. Cette température n’est pas précise mais varie en fonction des traitements mécaniques et thermiques préalables et de la nature et des quantités d’impuretés. Il peut être déterminé par une certaine forme de test de chute de poids (par exemple, les tests Charpy ou Izod).

Pour minimiser la fluence neutronique:

• Des réflecteurs de neutrons radiaux sont installés autour du cœur du réacteur. Les réflecteurs de neutrons réduisent les fuites de neutrons et, par conséquent, ils réduisent la fluence de neutrons sur une cuve sous pression de réacteur.
• Les concepteurs du cœur conçoivent les schémas de chargement à faible fuite, dans lesquels les assemblages combustibles neufs ne sont pas situés dans les positions périphériques du cœur du réacteur.

Si le métal est chauffé à des températures élevées après irradiation (une forme de recuit), on constate que la résistance et la ductilité reviennent aux mêmes valeurs qu’avant l’irradiation. Cela signifie que les dommages causés par les radiations peuvent être recuits d’un métal.

Voir aussi: Température de transition ductile-fragile

Voir aussi: Fragilisation par irradiation

Voir aussi: Recuit thermique

Programme de surveillance des matériaux de la cuve du réacteur

Programmes de surveillance de la cuve du réacteur fournir des informations sur l’effet du rayonnement sur les matériaux de la cuve dans les conditions d’exploitation. Le programme de surveillance de la cuve du réacteur utilise des capsules situées sur la paroi de la cuve directement en face du centre du cœur. Les capsules contiennent des spécimens d’acier de la cuve du réacteur obtenus pendant la fabrication de la cuve et sont retirés périodiquement de la cuve du réacteur. Les capsules de surveillance doivent être situées près de la paroi intérieure de la cuve dans la région de la ligne de ceinture afin que les échantillons de matériaux reproduisent, dans la plus grande mesure possible, le spectre neutronique, l’historique des températures et la fluence maximale des neutrons tels qu’ils sont observés à la surface intérieure de la cuve du réacteur. Une capsule d’échantillons contenant des échantillons destinés à être utilisés dans les essais Charpy d’entaille en V, de traction et de mécanique de rupture peut être retirée du réacteur pendant les périodes normales de ravitaillement.

La technique Charpy V-notch (CVN) est la plus couramment utilisée. Le test Charpy V-notch utilise un échantillon entaillé de section définie. Pour ces conditions de chargement dynamique et lorsqu’une entaille est présente, nous utilisons la ténacité à l’entaille. Les essais de choc Charpy et Izod permettent de mesurer ce paramètre important pour évaluer le comportement de transition ductile à fragile d’un matériau. De même que pour la ténacité à la traction, la ténacité à l’entaille est mesurée en unités de joule par mètre cube (J·m−3) dans le système SI, mais dans ce cas, nous mesurons la surface à la position de l’entaille.

Il peut également exister des dosimètres spéciaux, notamment en nickel pur, en cuivre, en fer, en aluminium-cobalt ou en uranium-238, qui peuvent être placés dans des entretoises spécialement percées pour contenir les dosimètres.

Conformément à l’annexe H du 10 CFR 50, aucun programme de surveillance des matériaux n’est requis pour les cuves de réacteur pour lesquelles il peut être démontré de manière prudente par des méthodes analytiques appliquées à des données expérimentales et à des essais effectués sur des cuves comparables, en tenant dûment compte de toutes les incertitudes dans les mesures, que le la fluence maximale des neutrons à la fin de la durée de vie de la cuve ne dépassera pas 10¹⁷ n/cm² (E > 1 MeV).

Référence spéciale: NUREG-1511, Reactor Pressure Vessel Status Report. Commission de réglementation nucléaire des États-Unis, Washington, DC, 1994.

La science des matériaux:

1. Département américain de l’énergie, science des matériaux. DOE Fundamentals Handbook, Volume 1 et 2. Janvier 1993.
2. Département américain de l’énergie, science des matériaux. DOE Fundamentals Handbook, Volume 2 et 2. Janvier 1993.
3. William D. Callister, David G. Rethwisch. Science et génie des matériaux : une introduction 9e édition, Wiley ; 9 édition (4 décembre 2013), ISBN-13 : 978-1118324578.
4. En ligneEberhart, Mark (2003). Pourquoi les choses se cassent : Comprendre le monde par la manière dont il se décompose. Harmonie. ISBN 978-1-4000-4760-4.
5. Gaskell, David R. (1995). Introduction à la thermodynamique des matériaux (4e éd.). Éditions Taylor et Francis. ISBN 978-1-56032-992-3.
6. González-Viñas, W. & Mancini, HL (2004). Une introduction à la science des matériaux. Presse universitaire de Princeton. ISBN 978-0-691-07097-1.
7. Ashby, Michael; Hugh Shercliff; David Cebon (2007). Matériaux: ingénierie, science, traitement et conception (1ère éd.). Butterworth-Heinemann. ISBN 978-0-7506-8391-3.
8. JR Lamarsh, AJ Baratta, Introduction au génie nucléaire, 3e éd., Prentice-Hall, 2001, ISBN : 0-201-82498-1.

Voir ci-dessus:
Matériaux de centrale électrique