Qu’est-ce que les dommages causés par les radiations aux matériaux du réacteur – Définition

Les réacteurs nucléaires sont des sources importantes de rayonnement, en particulier de rayonnement neutronique. En fonctionnement électrique, la réaction de fission est responsable de la puissance générée dans un réacteur nucléaire et la vitesse de réaction de fission est proportionnelle au flux de neutrons. Lorsqu’un réacteur est arrêté, la fission cesse essentiellement, mais l’énergie de désintégration est toujours produite. L’énergie produite après l’arrêt est appelée chaleur résiduelle. Les réacteurs nucléaires sont donc des sources de divers types de rayonnement, les neutrons étant les plus importants. Chaque type de rayonnement interagit de manière différente, nous devons donc décrire l’interaction des particules (rayonnement en tant que flux de ces particules) séparément. Par exemple, des particules chargées à haute énergie peuvent ioniser directement les atomes. D’autre part, les particules électriquement neutres n’interagissent qu’indirectement, mais peuvent également transférer tout ou partie de leurs énergies à la matière.

C’est la principale caractéristique de la catégorisation des sources de rayonnement. Ils sont généralement classés en deux types généraux comme suit :

• Particules chargées (directement ionisantes)
  • Particules bêta. Les particules bêta sont des électrons rapides ou des positrons émis lors de la désintégration bêta nucléaire, ainsi que des électrons énergétiques produits par tout autre processus. Le rayonnement bêta ionise la matière plus faiblement que le rayonnement alpha. D’autre part, les portées des particules bêta sont plus longues et dépendent fortement de l’énergie cinétique initiale de la particule.
  • Particules chargées lourdes. Les particules chargées lourdes sont tous des ions énergétiques dont la masse est égale ou supérieure à une unité de masse atomique, comme les protons, les particules alpha (noyaux d’hélium) ou les fragments de fission. Le pouvoir d’arrêt de la plupart des matériaux est très élevé pour les particules alpha et pour les particules chargées lourdes. Par conséquent, les particules alpha ont des portées très courtes. En revanche, elles produisent une ionisation massive de la matière environnante.
• Particules neutres (indirectement ionisantes)
  • Rayonnement gamma (rayonnement électromagnétique). Les rayons gamma ionisent la matière principalement par ionisation indirecte . Les rayons gamma sont très pénétrants, par contre leur ionisation est moins intense que pour les particules chargées. Bien qu’un grand nombre d’interactions possibles soient connues, il existe trois principaux mécanismes d’interaction avec la matière.
    • Effet photoélectrique
    • Diffusion Compton
    • Production de paires
  • Neutrons. Les neutrons peuvent être émis par la fission nucléaire ou par la désintégration de certains atomes radioactifs. Les neutrons n’ont pas de charge électrique nette, ils ne peuvent donc pas être affectés ou arrêtés par des forces électriques. Les neutrons n’ionisent la matière qu’indirectement, ce qui rend les neutrons très pénétrants. Les neutrons se diffusent avec des noyaux lourds de façon très élastique. Les noyaux lourds très durs ralentissent un neutron et encore moins absorbent un neutron rapide. Une absorption de neutron (on dirait un blindage) provoque l’initiation de certaines réactions nucléaires (capture, réarrangement ou même fission), qui s’accompagnent d’un certain nombre d’autres types de rayonnement. En bref, seuls les neutrons rendent la matière radioactive, donc avec les neutrons, nous devons également protéger les autres types de rayonnement.

Défauts cristallographiques radio-induits

Les matières en service nucléaire sont soumises à différents types de rayonnements. Certains d’entre eux peuvent causer des dommages importants à la structure cristalline des matériaux. Le rayonnement nucléaire concentre de grandes quantités d’énergie dans des zones très localisées. Les dommages sont causés par l’interaction de cette énergie avec les noyaux et/ou les électrons en orbite.

Comme cela a été écrit, les particules chargées à haute énergie peuvent ioniser directement les atomes ou provoquer une excitation des électrons environnants. L’ ionisation et l’excitation dissipent une grande partie de l’énergie des particules chargées plus lourdes et causent très peu de dommages. En effet, les électrons sont relativement libres de se déplacer et sont rapidement remplacés. L’effet net des rayonnements bêta et gamma sur le métal est de générer une petite quantité de chaleur. Les particules plus lourdes, telles que les protons, les particules alpha, les neutrons rapides et les fragments de fission, transfèrent généralement suffisamment d’énergie par des collisions élastiques ou inélastiques pour retirer les noyaux de leurs positions de réseau (cristallin). Cette addition de lacunes et d’atomes interstitiels provoque des changements de propriétés dans les métaux.

En général, les effets les plus intéressants peuvent être décrits par les regroupements suivants:

• Postes vacants ou Knock-ons. Les défauts de vacance résultent d’un atome manquant dans une position du réseau. La stabilité de la structure cristalline environnante garantit que les atomes voisins ne s’effondreront pas simplement autour de la lacune. Cela peut être causé par l’interaction directe d’un neutron de haute énergie ou d’un fragment de fission. Si une cible ou un noyau frappé gagne environ 25 eV d’énergie cinétique (25 eV à 30 eV pour la plupart des métaux) lors d’une collision avec une particule de rayonnement (généralement un neutron rapide), le noyau sera déplacé de sa position d’équilibre dans le réseau cristallin . Lors d’une irradiation prolongée (pour des valeurs importantes de la fluence neutronique), de nombreux atomes déplacés reviendront sur des sites de réseau normaux (stables) (c’est-à-dire qu’un recuit partiel se produit spontanément).
• Interstitiels. Les défauts interstitiels résultent d’une impureté située au niveau d’un site interstitiel ou d’un des atomes du réseau se trouvant dans une position interstitielle au lieu d’être à sa position sur le réseau. Un interstitiel se forme lorsqu’un atome, qui est chassé de sa position, s’immobilise en un point éloigné.
• Ionisation. L’ionisation est causée par l’élimination des électrons de leurs enveloppes électroniques et a pour effet de modifier les liaisons chimiques des molécules. Dans le métal, l’ionisation ne provoque pas de changements dramatiques dans les propriétés du matériau. Cela est dû aux électrons libres, qui ne sont typiques que pour les liaisons métalliques.
• Pointes thermiques et de déplacement. Les pointes thermiques et de déplacement peuvent provoquer une distorsion qui est figée sous forme de contrainte dans la zone microscopique. Ces pointes peuvent entraîner une modification des propriétés du matériau. Ce terme identifie les domaines localisés à haute température causés par le dépôt d’énergie des neutrons et des fragments de fission. Un pic de déplacement se produit lorsque de nombreux atomes dans une petite zone sont déplacés par un effet d’entraînement (ou une cascade d’effets d’entraînement). Un neutron de 1 MeV peut affecter environ 5 000 atomes, constituant l’un de ces pics. La présence de nombreux pics de déplacement modifie les propriétés du métal irradié, telles que l’augmentation de la dureté et la diminution de la ductilité.
• Atomes d’impuretés. La capture de neutrons et les réactions nucléaires induites par divers rayonnements ont pour effet de transmuter un atome en un élément étranger à la matière.
• Fluage induit par rayonnement. Dans les réacteurs nucléaires, de nombreux composants métalliques sont soumis simultanément à des champs de rayonnement, à des températures élevées et à des contraintes. Le métal sous contrainte à température élevée présente le phénomène de fluage, c’est-à-dire. l’augmentation progressive de la tension avec le temps. Le fluage des composants métalliques aux températures de fonctionnement du réacteur devient plus rapide lorsqu’ils sont exposés à un champ de rayonnement.

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.

Recuit de la cuve sous pression du réacteur

Au cours de l’exploitation d’une centrale nucléaire, le matériau de la cuve sous pression du réacteur et le matériau des autres internes du réacteur sont exposés au rayonnement neutronique (en particulier aux neutrons rapides > 0,5 MeV), ce qui entraîne une fragilisation localisée de l’acier et des soudures dans le réacteur. zone du cœur du réacteur. Ce phénomène, appelé fragilisation par irradiation, se traduit par:

• Augmentation constante du DBTT. Il est peu probable que le DBTT s’approche de la température de fonctionnement normale de l’acier. Cependant, il est possible que lors de l’arrêt du réacteur ou lors d’un refroidissement anormal, la température tombe en dessous de la valeur DBTT alors que la pression interne est encore élevée.
• Baisse de l’énergie de fracture du plateau supérieur. Les effets du rayonnement se manifestent également par une baisse de l’énergie de rupture de l’étagère supérieure et une diminution de la ténacité à la rupture.

Tous ces effets doivent être surveillés par les opérateurs de la centrale. Par conséquent, les autorités de réglementation nucléaire exigent qu’un programme de surveillance des matériaux de la cuve du réacteur soit mené dans les réacteurs de puissance refroidis à l’eau.

Une fois qu’un matériau de RPV est dégradé par fragilisation par rayonnement (par exemple, augmentation significative de la température de transition ductile-fragile Charpy ou réduction de la ténacité à la rupture), le recuit thermique du RPV est le seul moyen de récupérer les propriétés de ténacité du matériau RPV.

Selon 10 CFR 50.66 – Exigences pour le recuit thermique de la cuve sous pression du réacteur:

« Pour les réacteurs nucléaires à eau légère où le rayonnement neutronique a réduit la ténacité à la rupture des matériaux de la cuve du réacteur, un recuit thermique peut être appliqué à la cuve du réacteur pour récupérer la ténacité à la rupture du matériau. »

Le recuit thermique (méthode « à sec ») de la cuve sous pression du réacteur est une méthode par laquelle la cuve sous pression (avec tous les composants internes du réacteur retirés) est chauffée jusqu’à une certaine température (généralement entre 420 et 460 °C) en utilisant une source de chaleur externe (radiateurs électriques, air chaud), maintenue pendant une période donnée (par exemple 100 à 200 heures) puis refroidie lentement. L’équipement de recuit est généralement un four annulaire avec des éléments chauffants sur sa surface externe. La puissance de sortie des appareils de chauffage installés peut atteindre jusqu’à 1 MWe. Il a été montré que pour les matériaux spécialement fabriqués, l’étagère supérieure récupérait 100 % après 24 heures de recuit et plus rapidement que la température de transition. Un recuit de 168 heures a permis de récupérer 90 % du décalage de température de transition.

Recuit humide

Il existe également une possibilité de la méthode de recuit dite « humide » qui a été appliquée aux États-Unis et en Belgique. Le recuit à cette température ~ 340 °C a été atteint sans chauffage externe, mais en augmentant la température du liquide de refroidissement obtenue par l’énergie des pompes de circulation du circuit primaire. Ce type de recuit ne fournit qu’une récupération partielle du matériau en raison de la limitation de la température maximale.

Référence spéciale: Recuit et re-fragilisation des matériaux de la cuve sous pression du réacteur. rapport AMES N°19 ; ISSN 1018-5593. Communautés européennes, 2008.

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