Qu’est-ce que les dommages causés par les radiations aux métaux – Définition

Les réacteurs à eau sous pression utilisent une cuve sous pression (RPV) pour contenir le combustible nucléaire, le modérateur, les barres de commande et le caloporteur. Ils sont refroidis et modérés par de l’eau liquide à haute pression (ex. 16MPa). A cette pression, l’eau bout à environ 350 °C (662 °F). La température d’entrée de l’eau est d’environ 290 °C (554 °F). L’eau (liquide de refroidissement) est chauffée dans le cœur du réacteur à environ 325 °C (617  °F) lorsque l’eau s’écoule à travers le cœur. Comme on peut le voir, le réacteur a environ 25 °C de caloporteur sous-refroidi (distance à la saturation).

La cuve sous pression du réacteur est la cuve sous pression contenant le cœur du réacteur et d’autres éléments internes clés du réacteur. Il s’agit d’un récipient cylindrique avec un fond hémisphérique et un fond supérieur à bride et joint. La tête inférieure est soudée à l’enveloppe cylindrique tandis que la tête supérieure est boulonnée à l’enveloppe cylindrique via les brides. La tête supérieure est amovible pour permettre le ravitaillement du réacteur lors des arrêts programmés.

Le corps de la cuve du réacteur est construit en acier au carbone faiblement allié de haute qualité, et toutes les surfaces qui entrent en contact avec le liquide de refroidissement du réacteur sont revêtues d’un minimum d’environ 3 à 10 mm d’acier inoxydable austénitique (par exemple 304L) afin pour minimiser la corrosion.

L’ acier à faible teneur en carbone, également connu sous le nom d’acier doux, est désormais la forme d’ acier la plus courante car son prix est relativement bas alors qu’il offre des propriétés matérielles acceptables pour de nombreuses applications. L’acier à faible teneur en carbone contient environ 0,05 à 0,25 % de carbone, ce qui le rend malléable et ductile. L’acier doux a une résistance à la traction relativement faible, mais il a une ténacité élevée et il est facile à former. Les exigences spéciales pour les matériaux de la cuve du réacteur comprennent une faible capacité d’activation (en particulier en raison de la formation de Co-60). Exemples d’ aciers au carbone faiblement alliés de haute qualité:

• SA-508 Gr.3 Cl.2 (acier ferritique faiblement allié)
• 15Kh2NMFA (acier ferritique faiblement allié)

Agents d’alliage

Le fer pur est trop mou pour être utilisé à des fins de structure, mais l’ajout de petites quantités d’autres éléments (carbone, manganèse ou chrome par exemple) augmente fortement sa résistance mécanique. L’effet synergique des éléments d’alliage et du traitement thermique produit une grande variété de microstructures et de propriétés. Les quatre principaux éléments d’alliage sont:

• Chrome. Dans ces aciers, le chrome augmente la dureté et la résistance. De manière générale, la concentration spécifiée pour la plupart des grades est d’environ 2 %. Ce niveau semble donner le meilleur équilibre entre dureté et ténacité. Le chrome joue un rôle important dans le mécanisme de durcissement et est considéré comme irremplaçable. À des températures plus élevées, le chrome contribue à une résistance accrue.
• Nickel. Le nickel ne forme aucun composé de carbure dans l’acier, il reste en solution dans la ferrite, renforçant et durcissant ainsi la phase de ferrite.
• Molybdène. Le molybdène (environ 0,50 à 8,00 %) lorsqu’il est ajouté à un acier le rend plus résistant aux hautes températures. Le molybdène augmente la trempabilité et la résistance, en particulier à des températures élevées en raison du point de fusion élevé du molybdène. Le molybdène est unique dans la mesure où il augmente les résistances à la traction et au fluage à haute température de l’acier.

Les aciers inoxydables austénitiques, qui sont utilisés comme revêtement résistant à la corrosion, contiennent entre 16 et 25 % de chrome et peuvent également contenir de l’azote en solution, qui contribuent tous deux à leur résistance relativement élevée à la corrosion. La nuance la plus connue est l’acier inoxydable AISI 304, qui contient à la fois du chrome (entre 15 % et 20 %) et du nickel (entre 2 % et 10,5 %) comme principaux constituants non ferreux. L’acier inoxydable 304 a une excellente résistance à une large gamme d’environnements atmosphériques et à de nombreux milieux corrosifs. Ces alliages sont généralement caractérisés comme ductiles, soudables et durcissables par formage à froid.

L’acier inoxydable de type 304L, largement utilisé dans l’industrie nucléaire, est une version à très faible teneur en carbone de l’alliage d’acier 304. Cette nuance a des propriétés mécaniques légèrement inférieures à la nuance standard 304, mais reste largement utilisée grâce à sa polyvalence. La faible teneur en carbone du 304L minimise les précipitations de carbure délétères ou nocives résultant du soudage. Le 304L peut donc être utilisé « tel que soudé » dans des environnements à corrosion sévère, et il élimine le besoin de recuit. Le grade 304 a également une bonne résistance à l’oxydation en service intermittent jusqu’à 870 °C et en service continu jusqu’à 925 °C. Étant donné que la nuance 304L ne nécessite pas de recuit après soudage, elle est largement utilisée dans les composants de gros calibre. Exemples d’aciers inoxydables utilisés:

• Inox 304L
• Inox 08Kh18N10T

Les cuves sous pression des réacteurs sont les composants clés les plus prioritaires des centrales nucléaires. La cuve sous pression du réacteur abrite le cœur du réacteur et, en raison de sa fonction, elle a une importance directe pour la sûreté. Lors de l’exploitation d’une centrale nucléaire, le matériau de la cuve sous pression du réacteur est exposé à un rayonnement neutronique (en particulier aux neutrons rapides), ce qui entraîne une fragilisation localisée de l’acier et des soudures au niveau du cœur du réacteur. Afin de minimiser une telle dégradation du matériau, des réflecteurs radiaux de neutrons sont installés autour du cœur du réacteur. Il existe deux types de base de réflecteurs de neutrons, le déflecteur central et leréflecteur lourd . En raison de la densité de nombre atomique plus élevée, les réflecteurs lourds réduisent les fuites de neutrons (en particulier des neutrons rapides) du cœur plus efficacement que les déflecteurs du cœur. Étant donné que la cuve sous pression du réacteur est considérée comme irremplaçable, ces effets de vieillissement de la RPV peuvent constituer des conditions limitant la durée de vie d’une centrale nucléaire.

Dommages causés par les radiations aux métaux

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

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