{"id":115755,"date":"2022-05-01T07:46:38","date_gmt":"2022-05-01T06:46:38","guid":{"rendered":"https:\/\/material-properties.org\/que-sont-les-materiaux-des-reacteurs-et-des-centrales-electriques-definition\/"},"modified":"2022-05-05T11:48:48","modified_gmt":"2022-05-05T10:48:48","slug":"que-sont-les-materiaux-des-reacteurs-et-des-centrales-electriques-definition","status":"publish","type":"post","link":"https:\/\/material-properties.org\/fr\/que-sont-les-materiaux-des-reacteurs-et-des-centrales-electriques-definition\/","title":{"rendered":"Que sont les mat\u00e9riaux des r\u00e9acteurs et des centrales \u00e9lectriques &#8211; D\u00e9finition"},"content":{"rendered":"<p><span><div class=\"su-quote su-quote-style-default\"><div class=\"su-quote-inner su-u-clearfix su-u-trim\">Cet article r\u00e9sume les principaux probl\u00e8mes et d\u00e9fis mat\u00e9riels qui doivent \u00eatre pris en compte dans la conception des centrales nucl\u00e9aires et des r\u00e9acteurs.\u00a0Mat\u00e9riaux pour r\u00e9acteurs et centrales<\/div><\/div><\/span><\/p>\n<p><span><div class=\"su-divider su-divider-style-dotted\" style=\"margin:15px 0;border-width:2px;border-color:#999999\"><\/div><\/span><\/p>\n<p><span><div  class=\"lgc-column lgc-grid-parent lgc-grid-100 lgc-tablet-grid-100 lgc-mobile-grid-100 lgc-equal-heights \"><div  class=\"inside-grid-column\">\n<p><span>Une compr\u00e9hension de\u00a0<\/span><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-engineering\/materials-science\/\"><span>la science des mat\u00e9riaux<\/span><\/a><span>\u00a0\u00a0est essentielle pour que le personnel de la centrale \u00e9lectrique comprenne pourquoi un mat\u00e9riau a \u00e9t\u00e9 s\u00e9lectionn\u00e9 pour certaines applications au sein de son installation.\u00a0Presque tous les processus qui ont lieu dans les installations nucl\u00e9aires impliquent l&rsquo;utilisation de m\u00e9taux sp\u00e9cialis\u00e9s.\u00a0Une compr\u00e9hension de base de la science des mat\u00e9riaux est n\u00e9cessaire pour les exploitants d&rsquo;installations nucl\u00e9aires, le personnel de maintenance et le personnel technique pour exploiter et entretenir en toute s\u00e9curit\u00e9 l&rsquo;installation et les syst\u00e8mes de soutien de l&rsquo;installation.\u00a0Notre objectif ici sera de d\u00e9crire bri\u00e8vement les\u00a0<\/span><strong><span>consid\u00e9rations relatives aux mat\u00e9riaux<\/span><\/strong><span> de base des <\/span><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power-plant\/nuclear-reactor\/\"><span>r\u00e9acteurs nucl\u00e9aires<\/span><\/a><span>.\u00a0La connaissance des propri\u00e9t\u00e9s thermophysiques et nucl\u00e9aires des mat\u00e9riaux est essentielle pour la conception des centrales nucl\u00e9aires.<\/span><\/p>\n<h2><span>Mat\u00e9riaux pour r\u00e9acteurs nucl\u00e9aires<\/span><\/h2>\n<figure id=\"attachment_30652\" aria-describedby=\"caption-attachment-30652\" style=\"width: 317px\" class=\"wp-caption alignright\"><a href=\"https:\/\/material-properties.org\/wp-content\/uploads\/2020\/07\/reactor-materials-min.png\"><img decoding=\"async\" loading=\"lazy\" class=\"wp-image-30652\" src=\"https:\/\/material-properties.org\/wp-content\/uploads\/2020\/07\/reactor-materials-min.png\" alt=\"mat\u00e9riaux du r\u00e9acteur\" width=\"327\" height=\"393\" \/><\/a><figcaption id=\"caption-attachment-30652\" class=\"wp-caption-text\"><span>Le corps de la cuve du r\u00e9acteur est construit en acier au carbone faiblement alli\u00e9 de haute qualit\u00e9, et toutes les surfaces qui entrent en contact avec le fluide de refroidissement du r\u00e9acteur sont rev\u00eatues d&rsquo;un minimum d&rsquo;environ 3 \u00e0 10 mm d&rsquo;acier inoxydable aust\u00e9nitique (par exemple 304L) afin pour minimiser la corrosion.<\/span><\/figcaption><\/figure>\n<p><strong><span>Les r\u00e9acteurs \u00e0 eau sous pression<\/span><\/strong><span> utilisent une\u00a0<\/span><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power-plant\/nuclear-reactor\/reactor-pressure-vessel\/\"><span>cuve sous pression<\/span><\/a><span>\u00a0(RPV) pour contenir le combustible nucl\u00e9aire, le\u00a0<\/span><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/neutron-moderator\/\"><span>mod\u00e9rateur<\/span><\/a><span>,\u00a0<\/span><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power-plant\/control-rods\/\"><span>les barres de commande<\/span><\/a><span>\u00a0et le caloporteur.\u00a0Ils sont refroidis et mod\u00e9r\u00e9s par de l&rsquo;eau liquide \u00e0 haute pression (ex. 16MPa).\u00a0A cette pression, l&rsquo;eau bout \u00e0 environ 350 \u00b0C (662 \u00b0F). La temp\u00e9rature d&rsquo;entr\u00e9e de l&rsquo;eau est d&rsquo;environ 290 \u00b0C (554 \u00b0F). L&rsquo;eau (liquide de refroidissement) est chauff\u00e9e dans le c\u0153ur du r\u00e9acteur \u00e0 environ 325 \u00b0C (617 \u00b0F) lorsque l&rsquo;eau s&rsquo;\u00e9coule \u00e0 travers le c\u0153ur.\u00a0Comme on peut le voir, le r\u00e9acteur a environ 25 \u00b0C de caloporteur sous-refroidi (distance \u00e0 la saturation).<\/span><\/p>\n<p><strong><span>La cuve sous pression du r\u00e9acteur<\/span><\/strong><span>\u00a0est la cuve sous pression contenant le\u00a0<\/span><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power-plant\/nuclear-reactor-core\/\"><strong><span>c\u0153ur du r\u00e9acteur<\/span><\/strong><\/a><strong><span>\u00a0et d&rsquo;autres \u00e9l\u00e9ments internes<\/span><\/strong><span> cl\u00e9s du r\u00e9acteur.\u00a0Il s&rsquo;agit d&rsquo;un\u00a0<\/span><strong><span>r\u00e9cipient cylindrique<\/span><\/strong><span>\u00a0avec un fond h\u00e9misph\u00e9rique et un fond sup\u00e9rieur \u00e0 bride et joint.\u00a0La t\u00eate inf\u00e9rieure est soud\u00e9e \u00e0 l&rsquo;enveloppe cylindrique tandis que la t\u00eate sup\u00e9rieure est boulonn\u00e9e \u00e0 l&rsquo;enveloppe cylindrique via les brides.\u00a0La\u00a0<\/span><strong><span>t\u00eate sup\u00e9rieure est amovible<\/span><\/strong><span>\u00a0pour permettre le\u00a0<\/span><strong><span>ravitaillement<\/span><\/strong><span>\u00a0du r\u00e9acteur lors des arr\u00eats programm\u00e9s.<\/span><\/p>\n<p><span>Le corps de la cuve du r\u00e9acteur est construit\u00a0<\/span><strong><span>en acier au carbone faiblement alli\u00e9 de haute qualit\u00e9<\/span><\/strong><span>, et toutes les surfaces qui entrent en contact avec le liquide de refroidissement du r\u00e9acteur\u00a0<\/span><strong><span>sont rev\u00eatues<\/span><\/strong><span>\u00a0d&rsquo;un minimum d&rsquo;environ 3 \u00e0 10 mm d&rsquo;\u00a0<\/span><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-engineering\/metals-what-are-metals\/stainless-steel\/austenitic-stainless-steel\/\"><strong><span>acier inoxydable aust\u00e9nitique<\/span><\/strong><\/a><span> (par exemple 304L) afin pour minimiser\u00a0<\/span><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-engineering\/metals-what-are-metals\/failure-modes-of-materials\/corrosion\/\"><span>la corrosion<\/span><\/a><span>.<\/span><\/p>\n<p><strong><img decoding=\"async\" loading=\"lazy\" class=\"alignright size-full wp-image-30644\" src=\"https:\/\/material-properties.org\/wp-content\/uploads\/2020\/07\/reactor-pressure-vessel-materials.png\" alt=\"mat\u00e9riaux de la cuve sous pression du r\u00e9acteur\" width=\"349\" height=\"220\" \/><span>L&rsquo; acier \u00e0 faible teneur en carbone<\/span><\/strong><span>, \u00e9galement connu sous le nom\u00a0<\/span><strong><span>d&rsquo;acier doux,<\/span><\/strong><span>\u00a0est d\u00e9sormais la forme d&rsquo;\u00a0<\/span><a href=\"https:\/\/material-properties.org\/what-are-steels-properties-of-steels-definition\/\"><span>acier<\/span><\/a><span>\u00a0la plus courante car son prix est relativement bas alors qu&rsquo;il offre des propri\u00e9t\u00e9s mat\u00e9rielles acceptables pour de nombreuses applications.\u00a0<\/span><strong><span>L&rsquo;acier \u00e0 faible teneur en carbone<\/span><\/strong><span>\u00a0contient environ\u00a0<\/span><strong><span>0,05 \u00e0 0,25 % de carbone<\/span><\/strong><span>, ce qui le rend\u00a0<\/span><strong><span>mall\u00e9able et ductile<\/span><\/strong><span>.\u00a0L&rsquo;acier doux a une\u00a0<\/span><strong><span>r\u00e9sistance \u00e0 la traction relativement faible<\/span><\/strong><span>, mais il a une t\u00e9nacit\u00e9 \u00e9lev\u00e9e et il est facile \u00e0 former.\u00a0Les exigences sp\u00e9ciales pour les mat\u00e9riaux de la cuve du r\u00e9acteur comprennent une faible capacit\u00e9 d&rsquo;activation (en particulier en raison de la formation de Co-60).\u00a0Exemples d&rsquo;\u00a0<\/span><strong><span>aciers au carbone faiblement alli\u00e9s de haute qualit\u00e9:<\/span><\/strong><\/p>\n<ul>\n<li><span>SA-508 Gr.3 Cl.2 (acier ferritique faiblement alli\u00e9)<\/span><\/li>\n<li><span>15Kh2NMFA (acier ferritique faiblement alli\u00e9)<\/span><\/li>\n<\/ul>\n<p><strong><span>Agents d&rsquo;alliage<\/span><\/strong><\/p>\n<p><span>Le fer pur est trop mou pour \u00eatre utilis\u00e9 \u00e0 des fins de structure, mais l&rsquo;ajout de petites quantit\u00e9s d&rsquo;autres \u00e9l\u00e9ments (carbone, mangan\u00e8se ou chrome par exemple) augmente fortement sa r\u00e9sistance m\u00e9canique.\u00a0L&rsquo;effet synergique des \u00e9l\u00e9ments d&rsquo;alliage et du traitement thermique produit une grande vari\u00e9t\u00e9 de microstructures et de propri\u00e9t\u00e9s.\u00a0Les quatre principaux \u00e9l\u00e9ments d&rsquo;alliage sont:<\/span><\/p>\n<ul>\n<li><span>Chrome.\u00a0Dans ces aciers, le chrome augmente la <\/span><strong><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-engineering\/metals-what-are-metals\/steels-properties-of-steels\/hardness-of-steels\/\"><span>duret\u00e9<\/span><\/a><\/strong><span> et <\/span><strong><span>la r\u00e9sistance. <\/span><\/strong><span>De mani\u00e8re g\u00e9n\u00e9rale, la concentration sp\u00e9cifi\u00e9e pour la plupart des grades est d&rsquo;environ 2 %.\u00a0Ce niveau semble donner le meilleur \u00e9quilibre entre duret\u00e9 et t\u00e9nacit\u00e9.\u00a0Le chrome joue un r\u00f4le important dans le m\u00e9canisme de durcissement et est consid\u00e9r\u00e9 comme irrempla\u00e7able.\u00a0\u00c0 des temp\u00e9ratures plus \u00e9lev\u00e9es, le chrome contribue \u00e0 une r\u00e9sistance accrue.<\/span><\/li>\n<li><span>Nickel.\u00a0Le nickel ne forme aucun compos\u00e9 de carbure dans l&rsquo;acier, il reste en solution dans la ferrite, renfor\u00e7ant et durcissant ainsi la phase de ferrite.<\/span><\/li>\n<li><span>Molybd\u00e8ne.\u00a0Le molybd\u00e8ne (environ 0,50 \u00e0 8,00 %) lorsqu&rsquo;il est ajout\u00e9 \u00e0 un acier le rend plus r\u00e9sistant aux hautes temp\u00e9ratures.\u00a0Le molybd\u00e8ne augmente la trempabilit\u00e9 et la r\u00e9sistance, en particulier \u00e0 des temp\u00e9ratures \u00e9lev\u00e9es en raison du point de fusion \u00e9lev\u00e9 du molybd\u00e8ne.\u00a0Le molybd\u00e8ne est unique dans la mesure o\u00f9 il augmente les r\u00e9sistances \u00e0 la traction et au fluage \u00e0 haute temp\u00e9rature de l&rsquo;acier.<\/span><\/li>\n<\/ul>\n<p><strong><span>Les aciers inoxydables aust\u00e9nitiques, <\/span><\/strong><span>qui sont utilis\u00e9s comme rev\u00eatement r\u00e9sistant \u00e0 la corrosion, contiennent entre 16 et 25 % de chrome et peuvent \u00e9galement contenir de l&rsquo;azote en solution, qui contribuent tous deux \u00e0 leur r\u00e9sistance relativement\u00a0<\/span><strong><span>\u00e9lev\u00e9e \u00e0 la corrosion<\/span><\/strong><span>.\u00a0La nuance la plus connue est l&rsquo;acier inoxydable AISI 304, qui contient \u00e0 la fois du chrome (entre 15 % et 20 %) et du nickel (entre 2 % et 10,5 %) comme principaux constituants non ferreux.\u00a0L&rsquo;acier inoxydable 304 a une excellente r\u00e9sistance \u00e0 une large gamme d&rsquo;environnements atmosph\u00e9riques et \u00e0 de nombreux milieux corrosifs.\u00a0Ces alliages sont g\u00e9n\u00e9ralement caract\u00e9ris\u00e9s comme ductiles, soudables et durcissables par formage \u00e0 froid.<\/span><\/p>\n<p><strong><span>L&rsquo;acier inoxydable de type 304L<\/span><\/strong><span>, largement utilis\u00e9 dans l&rsquo;industrie nucl\u00e9aire, est une version \u00e0 tr\u00e8s faible teneur en carbone de l&rsquo;alliage d&rsquo;acier 304.\u00a0Cette nuance a des propri\u00e9t\u00e9s m\u00e9caniques l\u00e9g\u00e8rement inf\u00e9rieures \u00e0 la nuance standard 304, mais reste largement utilis\u00e9e gr\u00e2ce \u00e0 sa polyvalence.\u00a0La faible teneur en carbone du 304L minimise les pr\u00e9cipitations de carbure d\u00e9l\u00e9t\u00e8res ou nocives r\u00e9sultant du soudage.\u00a0Le 304L peut donc \u00eatre utilis\u00e9 \u00ab tel que soud\u00e9 \u00bb dans des environnements \u00e0 corrosion s\u00e9v\u00e8re, et il \u00e9limine le besoin de recuit.\u00a0Le grade 304 a \u00e9galement une bonne r\u00e9sistance \u00e0 l&rsquo;oxydation en service intermittent jusqu&rsquo;\u00e0 870 \u00b0C et en service continu jusqu&rsquo;\u00e0 925 \u00b0C.\u00a0\u00c9tant donn\u00e9 que la nuance 304L ne n\u00e9cessite pas de recuit apr\u00e8s soudage, elle est largement utilis\u00e9e dans les composants de gros calibre.\u00a0Exemples d&rsquo;\u00a0<\/span><strong><span>aciers inoxydables utilis\u00e9s:<\/span><\/strong><\/p>\n<ul>\n<li><span>Inox 304L<\/span><\/li>\n<li><span>Inox 08Kh18N10T<\/span><\/li>\n<\/ul>\n<p><span>Les cuves sous pression des r\u00e9acteurs sont\u00a0<\/span><strong><span>les composants cl\u00e9s les plus prioritaires des<\/span><\/strong><span>\u00a0centrales\u00a0<\/span><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power-plant\/\"><span>nucl\u00e9aires<\/span><\/a><span>.\u00a0La cuve sous pression du r\u00e9acteur abrite le\u00a0<\/span><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power-plant\/nuclear-reactor-core\/\"><strong><span>c\u0153ur<\/span><\/strong><\/a><span>\u00a0du r\u00e9acteur et, en raison de sa fonction, elle a une importance directe pour la s\u00fbret\u00e9.\u00a0Lors de l&rsquo;exploitation d&rsquo;une centrale nucl\u00e9aire, le mat\u00e9riau de la cuve sous pression du r\u00e9acteur est expos\u00e9 \u00e0\u00a0<\/span><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power\/reactor-physics\/atomic-nuclear-physics\/fundamental-particles\/neutron\/\"><span>un rayonnement neutronique<\/span><\/a><span>\u00a0(en particulier aux neutrons rapides), ce qui entra\u00eene\u00a0<\/span><strong><span>une fragilisation localis\u00e9e<\/span><\/strong><span>\u00a0de l&rsquo;acier et des soudures au niveau du c\u0153ur du r\u00e9acteur.\u00a0Afin de minimiser une telle d\u00e9gradation du mat\u00e9riau,\u00a0<\/span><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power-plant\/nuclear-reactor\/neutron-reflector\/\"><strong><span>des r\u00e9flecteurs radiaux de neutrons<\/span><\/strong><\/a><span>\u00a0sont install\u00e9s autour du c\u0153ur du r\u00e9acteur.\u00a0Il existe deux types de base de r\u00e9flecteurs de neutrons, le\u00a0<\/span><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power-plant\/nuclear-reactor\/neutron-reflector\/core-baffle\/\"><strong><span>d\u00e9flecteur central<\/span><\/strong><\/a><span>\u00a0et le<\/span><strong><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power-plant\/nuclear-reactor\/neutron-reflector\/heavy-reflector\/\"><span>r\u00e9flecteur lourd<\/span><\/a><\/strong><span>.\u00a0En raison de<a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power\/reactor-physics\/nuclear-engineering-fundamentals\/neutron-nuclear-reactions\/atomic-number-density\/\"><strong>\u00a0la densit\u00e9 de nombre atomique<\/strong><\/a><\/span><strong><span>\u00a0plus<\/span><\/strong><span> \u00e9lev\u00e9e, les r\u00e9flecteurs lourds r\u00e9duisent les fuites de neutrons (en particulier des neutrons rapides) du c\u0153ur<strong>\u00a0plus efficacement<\/strong>\u00a0que les d\u00e9flecteurs du c\u0153ur.\u00a0\u00c9tant donn\u00e9 que la<strong>\u00a0cuve sous pression du r\u00e9acteur<\/strong>\u00a0est consid\u00e9r\u00e9e comme<strong> irrempla\u00e7able<\/strong>, ces effets de vieillissement de la RPV peuvent constituer des conditions limitant la dur\u00e9e de vie d&rsquo;une centrale nucl\u00e9aire.<\/span><\/p>\n<h3><span>Probl\u00e8mes mat\u00e9riels et d\u00e9fis des r\u00e9acteurs nucl\u00e9aires<\/span><\/h3>\n<p><span>Les principaux probl\u00e8mes ou plut\u00f4t d\u00e9fis, qui doivent \u00eatre pris en compte lors de la conception des r\u00e9acteurs, sont:<\/span><\/p>\n<ul>\n<li><strong><span>Contraintes de pression et de temp\u00e9rature avec limites associ\u00e9es<\/span><\/strong>\n<ul>\n<li><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power-plant\/reactor-and-power-plant-materials\/pressure-and-temperature-p-t-limits\/\"><strong><span>Limites de pression et de temp\u00e9rature (P\/T)<\/span><\/strong><\/a><\/li>\n<li><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power-plant\/reactor-and-power-plant-materials\/heatup-and-cooldown-rate-limits\/\"><strong><span>Taux de chauffe et de refroidissement<\/span><\/strong><\/a><\/li>\n<li><strong><span>Limites de protection contre les surpressions \u00e0 basse temp\u00e9rature<\/span><\/strong><\/li>\n<li><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power-plant\/reactor-and-power-plant-materials\/pressurized-thermal-shock-pts\/\"><strong><span>Choc thermique sous pression<\/span><\/strong><\/a><\/li>\n<\/ul>\n<\/li>\n<li><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power-plant\/reactor-and-power-plant-materials\/radiation-damage-to-reactor-materials\/\"><strong><span>Dommages caus\u00e9s par les radiations aux mat\u00e9riaux du r\u00e9acteur<\/span><\/strong><\/a>\n<ul>\n<li><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-engineering\/materials-science\/material-properties\/ductility\/ductile-brittle-transition-temperature\/\"><strong><span>Temp\u00e9rature de transition ductile-fragile<\/span><\/strong><\/a><\/li>\n<li><a href=\"https:\/\/material-properties.org\/what-is-toughness-definition\/\"><strong><span>Robustesse de l&rsquo;\u00e9tag\u00e8re sup\u00e9rieure<\/span><\/strong><\/a><\/li>\n<\/ul>\n<\/li>\n<li><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-engineering\/metals-what-are-metals\/failure-modes-of-materials\/corrosion\/\"><strong><span>Corrosion<\/span><\/strong><\/a><\/li>\n<\/ul>\n<p><span>R\u00e9f\u00e9rence sp\u00e9ciale: Reactor Pressure Vessel Status Report, US NRC. NUREG-1511.\u00a0Bureau de r\u00e9glementation des r\u00e9acteurs nucl\u00e9aires US Nuclear Regulatory Commission, Washington, 1994.<\/span><\/p>\n<h2><span>Contrainte de pression et de temp\u00e9rature<\/span><\/h2>\n<p><strong><span>Les contraintes de pression<\/span><\/strong><span>\u00a0sont des contraintes induites dans des r\u00e9cipients contenant des mat\u00e9riaux sous pression.\u00a0Le chargement est fourni par la m\u00eame force produisant la\u00a0<\/span><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-engineering\/<a href=\"https:\/\/modern-physics.org\/thermodynamics\/\">thermodynamics<\/a>\/thermodynamic-properties\/what-is-pressure-physics\/\u00a0\u00bb><span>pression<\/span><span>.\u00a0<strong>Les contraintes\u00a0<\/strong><\/span><strong><span>thermiques<\/span><\/strong><span>\u00a0existent chaque fois que des gradients de temp\u00e9rature sont pr\u00e9sents dans un mat\u00e9riau.\u00a0Des\u00a0<a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-engineering\/<a href=\"https:\/\/modern-physics.org\/thermodynamics\/\">thermodynamics<\/a>\/thermodynamic-properties\/what-is-temperature-physics\/\u00a0\u00bb>temp\u00e9ratures\u00a0diff\u00e9rentes produisent des dilatations diff\u00e9rentes et soumettent les mat\u00e9riaux \u00e0 des contraintes internes.\u00a0Ce type de contrainte est particuli\u00e8rement sensible dans les m\u00e9canismes fonctionnant \u00e0 haute temp\u00e9rature et refroidis par un fluide froid.\u00a0Ces contraintes peuvent \u00eatre constitu\u00e9es d&rsquo;\u00a0<em>une contrainte de traction<\/em>, qui est une contrainte r\u00e9sultant de forces agissant dans des directions oppos\u00e9es tendant \u00e0 s\u00e9parer un mat\u00e9riau, et\u00a0<em>d&rsquo;une contrainte de compression.<\/em><\/span><span>, qui est une contrainte r\u00e9sultant de forces agissant dans des directions oppos\u00e9es tendant \u00e0 rapprocher un mat\u00e9riau.\u00a0Ces contraintes, de nature cyclique, peuvent conduire \u00e0 une rupture par fatigue des mat\u00e9riaux.<\/span><\/p>\n<p><span>La cuve et les tuyauteries du r\u00e9acteur sont en revanche soumises \u00e0 de fortes variations de charge, mais la fr\u00e9quence des cycles est faible ;\u00a0par cons\u00e9quent, une ductilit\u00e9 \u00e9lev\u00e9e est la principale exigence pour l&rsquo;acier.\u00a0Les manchons thermiques sont utilis\u00e9s dans certains cas, tels que les buses de pulv\u00e9risation et les lignes de surtension, pour minimiser les contraintes thermiques.\u00a0Les limites de taux de chauffage et de refroidissement sont bas\u00e9es sur l&rsquo;impact sur la dur\u00e9e de vie future de la centrale en fatigue.\u00a0Les limites d&rsquo;\u00e9chauffement et de refroidissement garantissent que la dur\u00e9e de vie en fatigue de la centrale est \u00e9gale ou sup\u00e9rieure \u00e0 la dur\u00e9e de vie op\u00e9rationnelle de la centrale.\u00a0De plus, les modifications de conception de l&rsquo;usine incluent par exemple le chauffage des r\u00e9servoirs d&rsquo;eau ou des puisards du syst\u00e8me de refroidissement d&rsquo;urgence du c\u0153ur (ECCS) afin de r\u00e9duire la diff\u00e9rence de temp\u00e9rature entre l&rsquo;eau inject\u00e9e et le mat\u00e9riau de la RPV.<\/span><\/p>\n<p><span>Un probl\u00e8me de s\u00fbret\u00e9 qui est un probl\u00e8me \u00e0 long terme provoqu\u00e9 par le vieillissement des installations nucl\u00e9aires est\u00a0<\/span><strong><span>le choc thermique sous pression (PTS)<\/span><\/strong><span>.\u00a0Le PTS est le choc subi par un r\u00e9cipient \u00e0 paroi \u00e9paisse en raison des contraintes combin\u00e9es d&rsquo;un changement rapide de temp\u00e9rature et\/ou de pression.<\/span><\/p>\n<p><span>R\u00e9f\u00e9rence sp\u00e9ciale: Reactor Pressure Vessel Status Report, US NRC. NUREG-1511.\u00a0Bureau de r\u00e9glementation des r\u00e9acteurs nucl\u00e9aires US Nuclear Regulatory Commission, Washington, 1994.<\/span><\/p>\n<h3><span>Limites de pression et de temp\u00e9rature (P\/T)<\/span><\/h3>\n<figure id=\"attachment_30647\" aria-describedby=\"caption-attachment-30647\" style=\"width: 326px\" class=\"wp-caption alignright\"><img decoding=\"async\" loading=\"lazy\" class=\" wp-image-30647\" src=\"https:\/\/material-properties.org\/wp-content\/uploads\/2020\/07\/pressure-temperature-limits-P-T-reactor.png\" alt=\"Limites de pression et de temp\u00e9rature (P\/T)\" width=\"336\" height=\"526\" \/><figcaption id=\"caption-attachment-30647\" class=\"wp-caption-text\"><span>Temp\u00e9rature du liquide de refroidissement par rapport \u00e0 la pression pour un fonctionnement normal.\u00a0Source : DOE-HDBK-1017\/2-93<\/span><\/figcaption><\/figure>\n<p><strong><span>Les limites de pression et de temp\u00e9rature (P\/T)<\/span><\/strong><span>\u00a0sont des courbes limites d\u00e9finies dans les sp\u00e9cifications techniques de l&rsquo;usine.\u00a0Chaque courbe limite P\/T d\u00e9finit une r\u00e9gion acceptable pour un fonctionnement normal.\u00a010 CFR 50, Appendice G, exige l&rsquo;\u00e9tablissement de limites P\/T pour les exigences sp\u00e9cifiques de t\u00e9nacit\u00e9 \u00e0 la rupture des mat\u00e9riaux des enveloppes sous pression.\u00a0Les limites PT sont d\u00e9riv\u00e9es sur la base d&rsquo;analyses de la m\u00e9canique de la rupture \u00e9lastique lin\u00e9aire (LEFM).\u00a0Dans ces analyses, la temp\u00e9rature minimale n\u00e9cessaire pour assurer des marges ad\u00e9quates contre la d\u00e9faillance de la RPV est d\u00e9termin\u00e9e en fonction de la pression.<\/span><\/p>\n<p><span>Les P\/T sont bas\u00e9s sur les limites de contrainte de la cuve du r\u00e9acteur et de la t\u00eate et sur la n\u00e9cessit\u00e9 d&#8217;emp\u00eacher la rupture fragile de la cuve du r\u00e9acteur et de la t\u00eate.\u00a0L&rsquo;utilisation habituelle des courbes est le guidage op\u00e9rationnel pendant les man\u0153uvres de chauffage ou de refroidissement, lorsque les indications de pression et de temp\u00e9rature sont surveill\u00e9es et compar\u00e9es \u00e0 la courbe applicable pour d\u00e9terminer que le fonctionnement se situe dans la plage autoris\u00e9e.\u00a0Les courbes utilis\u00e9es par les op\u00e9rations int\u00e8grent \u00e9galement l&rsquo;erreur instrumentale pour assurer une marge de s\u00e9curit\u00e9 ad\u00e9quate.\u00a0En raison des effets de fragilisation de l&rsquo;irradiation neutronique, la courbe MPT se d\u00e9placera vers la droite au cours de la dur\u00e9e de vie du c\u0153ur pour tenir compte de l&rsquo;augmentation de la fragilit\u00e9 ou de la diminution de la ductilit\u00e9.<\/span><\/p>\n<h3><span>Choc thermique sous pression &#8211; PTS<\/span><\/h3>\n<p><span>En g\u00e9n\u00e9ral,\u00a0<\/span><strong><span>le choc thermique<\/span><\/strong><span>\u00a0est une charge m\u00e9canique caus\u00e9e par un changement rapide de temp\u00e9rature d&rsquo;un certain point.\u00a0Le changement de temp\u00e9rature provoque des contraintes sur la surface qui sont en tension, ce qui peut favoriser la formation et la propagation de fissures.\u00a0Habituellement, les mat\u00e9riaux c\u00e9ramiques sont g\u00e9n\u00e9ralement sensibles aux chocs thermiques, mais dans certaines circonstances, les r\u00e9cipients sous pression souffrent \u00e9galement de chocs thermiques.\u00a0Avec le chauffage (ou le refroidissement) rapide d&rsquo;une cuve \u00e0 paroi \u00e9paisse telle que la cuve sous pression du r\u00e9acteur, une partie de la paroi peut essayer de se dilater (ou de se contracter) tandis que la section adjacente, qui n&rsquo;a pas encore \u00e9t\u00e9 expos\u00e9e au changement de temp\u00e9rature, essaie pour le retenir.<\/span><\/p>\n<p><strong><span>Choc thermique sous pression, PTS<\/span><\/strong><span>, d\u00e9signe un \u00e9v\u00e9nement ou un transitoire dans les r\u00e9acteurs \u00e0 eau sous pression (REP) provoquant un surrefroidissement important (choc thermique) simultan\u00e9 ou suivi d&rsquo;une pression importante dans la cuve du r\u00e9acteur.\u00a0Dans ce sc\u00e9nario d&rsquo;accident, de l&rsquo;eau froide p\u00e9n\u00e8tre dans un r\u00e9acteur alors que la cuve est sous pression.\u00a0Cela refroidit rapidement la cuve et exerce d&rsquo;importantes contraintes thermiques sur l&rsquo;acier.\u00a0De graves \u00e9v\u00e9nements de surrefroidissement du syst\u00e8me de r\u00e9acteur qui pourraient s&rsquo;accompagner d&rsquo;une pressurisation ou d&rsquo;une repressurisation de la cuve du r\u00e9acteur peuvent r\u00e9sulter de diverses causes.\u00a0La pression dans le syst\u00e8me de r\u00e9acteur augmente la s\u00e9v\u00e9rit\u00e9 du choc thermique en raison de l&rsquo;ajout de contrainte due \u00e0 la pression.\u00a0Les transitoires, qui combinent une pression \u00e9lev\u00e9e du syst\u00e8me et un choc thermique s\u00e9v\u00e8re, sont potentiellement plus dangereux en raison de l&rsquo;effet suppl\u00e9mentaire des contraintes de traction \u00e0 l&rsquo;int\u00e9rieur de la paroi de la cuve du r\u00e9acteur.\u00a0Les transitoires li\u00e9s au PTS incluent\u00a0:<\/span><\/p>\n<ul>\n<li><strong><span>vannes bloqu\u00e9es dans le circuit primaire,<\/span><\/strong><\/li>\n<li><strong><span>vannes bloqu\u00e9es dans le circuit secondaire,<\/span><\/strong><\/li>\n<li><strong><span>les petits accidents de perte de fluide caloporteur avec injection cons\u00e9cutive d&rsquo;eau du syst\u00e8me de refroidissement de secours du c\u0153ur (ECCS),<\/span><\/strong><\/li>\n<li><strong><span>ruptures de conduites de vapeur principales,<\/span><\/strong><\/li>\n<li><strong><span>ruptures de conduite d&rsquo;eau d&rsquo;alimentation.<\/span><\/strong><\/li>\n<\/ul>\n<p><span>Le NRC a cr\u00e9\u00e9 10 CFR Part 50.61 et 50.61a &#8211; la \u00ab\u00a0r\u00e8gle PTS\u00a0\u00bb et la \u00ab\u00a0r\u00e8gle PTS alternative\u00a0\u00bb &#8211; \u200b\u200bpour garantir que l&rsquo;acier du navire reste suffisamment solide pour prot\u00e9ger l&rsquo;int\u00e9grit\u00e9 du navire.\u00a0Ces r\u00e8gles n\u00e9cessitent des \u00e9valuations suppl\u00e9mentaires ou d&rsquo;autres actions si la fragilisation atteint certaines limites.<\/span><\/p>\n<p style=\"text-align: center;\"><strong><span>RT\u00a0<\/span><sub><span>END<\/span><\/sub><span>\u00a0= RT\u00a0<\/span><sub><span>END(U)<\/span><\/sub><span>\u00a0+ M + \u0394RT\u00a0<\/span><sub><span>END<\/span><\/sub><\/strong><\/p>\n<p><sub>\u00a0<\/sub><span>o\u00f9:<\/span><\/p>\n<ul>\n<li><span>RT<\/span><sub><span>NDT<\/span><\/sub><span>\u00a0d\u00e9signe la temp\u00e9rature de r\u00e9f\u00e9rence pour un mat\u00e9riau de la cuve du r\u00e9acteur, dans toutes les conditions.\u00a0Pour les mat\u00e9riaux du fond de cuve du r\u00e9acteur, la RTNDT doit tenir compte des effets du rayonnement neutronique.<\/span><\/li>\n<li><span>RT<\/span><sub><span>NDT(U)<\/span><\/sub><span>\u00a0d\u00e9signe la temp\u00e9rature de r\u00e9f\u00e9rence pour un mat\u00e9riau de la cuve du r\u00e9acteur \u00e0 l&rsquo;\u00e9tat avant service ou non irradi\u00e9.<\/span><\/li>\n<li><span>\u0394RT<\/span><sub><span>NDT<\/span><\/sub><span> est l&rsquo;augmentation de RT<\/span><sub><span>NDT<\/span><\/sub><span>\u00a0caus\u00e9e par l&rsquo;irradiation<\/span><\/li>\n<li><span>M est une marge ajout\u00e9e pour couvrir les incertitudes sur les propri\u00e9t\u00e9s initiales, les teneurs en cuivre et nickel, la fluence et les proc\u00e9dures de calcul.\u00a0Plus les quantit\u00e9s de cuivre, de nickel et de fluence neutronique sont \u00e9lev\u00e9es, plus l&rsquo;augmentation est importante.<\/span><\/li>\n<\/ul>\n<p><span>Tant que la t\u00e9nacit\u00e9 \u00e0 la rupture du mat\u00e9riau de la cuve du r\u00e9acteur est relativement \u00e9lev\u00e9e, de tels \u00e9v\u00e9nements ne menaceront pas l&rsquo;int\u00e9grit\u00e9 de la RPV.\u00a0Cependant, la t\u00e9nacit\u00e9 \u00e0 la fracture des mat\u00e9riaux de la cuve du r\u00e9acteur diminue avec l&rsquo;exposition aux neutrons rapides pendant la dur\u00e9e de vie d&rsquo;une centrale nucl\u00e9aire.\u00a0Si la t\u00e9nacit\u00e9 \u00e0 la rupture du mat\u00e9riau de la cuve a \u00e9t\u00e9 suffisamment r\u00e9duite, des \u00e9v\u00e9nements PTS graves pourraient provoquer la propagation de petits d\u00e9fauts qui pourraient exister pr\u00e8s de la surface int\u00e9rieure de la cuve.\u00a0Le d\u00e9faut initial suppos\u00e9 pourrait se propager dans une fissure \u00e0 travers la paroi de la cuve d&rsquo;une \u00e9tendue suffisante pour menacer l&rsquo;int\u00e9grit\u00e9 de la cuve et, par cons\u00e9quent, la capacit\u00e9 de refroidissement du c\u0153ur.<\/span><\/p>\n<p><span>Bien que le PTS n&rsquo;affecte pas les r\u00e9acteurs \u00e0 eau bouillante, il existe des conditions tr\u00e8s limit\u00e9es dans lesquelles ces r\u00e9cipients pourraient surpressuriser \u00e0 basse temp\u00e9rature.<\/span><\/p>\n<p><span>R\u00e9f\u00e9rence sp\u00e9ciale: NUREG-1511, Reactor Pressure Vessel Status Report. Commission de r\u00e9glementation nucl\u00e9aire des \u00c9tats-Unis, Washington, DC, 1994.<\/span><\/p>\n<p><span>R\u00e9f\u00e9rence sp\u00e9ciale : DOE FUNDAMENTALS HANDBOOK MATERIAL SCIENCE Volume 2 of 2, DOE-HDBK-1017\/2-93, Washington, DC, 1993.<\/span><\/p>\n<h3><span>Limites de taux de chauffage et de refroidissement<\/span><\/h3>\n<p><span>Le r\u00e9chauffement du NSSS de Cold Shutdown (MODE 5) \u00e0 Hot Standby (MODE 3) est effectu\u00e9\u00a0<\/span><strong><span>par\u00a0<\/span><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/reactor-coolant-pump\/\"><span>des pompes de refroidissement de r\u00e9acteur<\/span><\/a><\/strong><span>\u00a0qui sont tr\u00e8s puissantes (elles peuvent consommer jusqu&rsquo;\u00e0 6 MW chacune) et donc son travail avec une chaleur de d\u00e9croissance peut \u00eatre utilis\u00e9 pour chauffer le fluide primaire avant le d\u00e9marrage d&rsquo;un r\u00e9acteur.\u00a0Pour faire fonctionner les pompes de refroidissement du r\u00e9acteur, la pression du syst\u00e8me de refroidissement du r\u00e9acteur doit \u00eatre augment\u00e9e pour satisfaire aux exigences\u00a0<\/span><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-engineering\/fluid-dynamics\/centrifugal-pumps\/net-positive-suction-head\/\"><span>de hauteur d&rsquo;aspiration positive nette<\/span><\/a><span>.\u00a0Les pompes primaires du r\u00e9acteur sont d\u00e9marr\u00e9es s\u00e9quentiellement.\u00a0Le taux de chauffage de l&rsquo;installation primaire est limit\u00e9 \u00e0 environ\u00a0<\/span><strong><span>30\u00a0\u00b0C par heure<\/span><\/strong><span>\u00a0afin de minimiser les contraintes internes dans le mat\u00e9riau de la\u00a0<\/span><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power-plant\/nuclear-reactor\/reactor-pressure-vessel\/\"><span>cuve sous pression<\/span><\/a><span>, de la tuyauterie primaire et des autres composants.<\/span><\/p>\n<p><strong><span>Les limites de taux de chauffage et de refroidissement<\/span><\/strong><span>\u00a0sont bas\u00e9es sur l&rsquo;impact sur la dur\u00e9e de vie future\u00a0de la centrale en\u00a0<\/span><strong><span>fatigue. <\/span><\/strong><span>Les limites d&rsquo;\u00e9chauffement et de refroidissement garantissent que la dur\u00e9e de vie en fatigue de la centrale est \u00e9gale ou sup\u00e9rieure \u00e0 la dur\u00e9e de vie op\u00e9rationnelle de la centrale.\u00a0Les gros composants tels que les brides, le couvercle de la cuve du r\u00e9acteur et m\u00eame la cuve du r\u00e9acteur lui-m\u00eame sont les composants limitants.\u00a0Habituellement, le composant le plus limitant d\u00e9finira les taux de chauffage et de refroidissement.<\/span><\/p>\n<h2><span>Dommages caus\u00e9s par les radiations aux mat\u00e9riaux du r\u00e9acteur<\/span><\/h2>\n<p><strong><span>Les r\u00e9acteurs nucl\u00e9aires<\/span><\/strong><span>\u00a0sont des sources importantes de rayonnement, en particulier de rayonnement neutronique.\u00a0En fonctionnement \u00e9lectrique, la\u00a0<\/span><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power\/fission\/\"><span>r\u00e9action de fission<\/span><\/a><span>\u00a0est responsable de la puissance g\u00e9n\u00e9r\u00e9e dans un r\u00e9acteur nucl\u00e9aire et la vitesse de r\u00e9action de fission est proportionnelle au\u00a0<\/span><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power\/reactor-physics\/reactor-operation\/fuel-burnup\/units-of-fuel-burnup\/neutron-fluence-what-is-fluence\/\"><span>flux de neutrons<\/span><\/a><span>.\u00a0Lorsqu&rsquo;un r\u00e9acteur est arr\u00eat\u00e9, la fission cesse essentiellement, mais\u00a0<\/span><strong><span>l&rsquo;\u00e9nergie de d\u00e9sint\u00e9gration<\/span><\/strong><span>\u00a0est toujours produite.\u00a0L&rsquo;\u00e9nergie produite apr\u00e8s l&rsquo;arr\u00eat est appel\u00e9e\u00a0<\/span><strong><span>chaleur r\u00e9siduelle<\/span><\/strong><span>.\u00a0Les r\u00e9acteurs nucl\u00e9aires sont donc des sources de divers types de rayonnement, les neutrons \u00e9tant les plus importants.\u00a0Chaque type de rayonnement\u00a0<\/span><strong><span>interagit de mani\u00e8re diff\u00e9rente<\/span><\/strong><span>, nous devons donc d\u00e9crire l&rsquo;interaction des particules (rayonnement en tant que flux de ces particules) s\u00e9par\u00e9ment.\u00a0Par exemple, des particules charg\u00e9es \u00e0 haute \u00e9nergie peuvent ioniser directement les atomes.\u00a0D&rsquo;autre part, les particules \u00e9lectriquement neutres n&rsquo;interagissent qu&rsquo;indirectement, mais peuvent \u00e9galement transf\u00e9rer tout ou partie de leurs \u00e9nergies \u00e0 la mati\u00e8re.<\/span><\/p>\n<p><span>C&rsquo;est la principale caract\u00e9ristique de la cat\u00e9gorisation des sources de rayonnement.\u00a0Ils sont g\u00e9n\u00e9ralement class\u00e9s en deux types g\u00e9n\u00e9raux comme suit :<\/span><\/p>\n<ul>\n<li><strong><span>Particules charg\u00e9es<\/span><\/strong><span>\u00a0(directement ionisantes)<\/span>\n<ul>\n<li><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power\/reactor-physics\/atomic-nuclear-physics\/fundamental-particles\/beta-particle\/\"><strong><span>Particules b\u00eata<\/span><\/strong><\/a><span>.\u00a0Les particules b\u00eata sont des \u00e9lectrons rapides ou des positrons \u00e9mis lors de la d\u00e9sint\u00e9gration b\u00eata nucl\u00e9aire, ainsi que des \u00e9lectrons \u00e9nerg\u00e9tiques produits par tout autre processus.\u00a0Le rayonnement b\u00eata ionise la mati\u00e8re plus faiblement que<\/span> <a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power\/reactor-physics\/atomic-nuclear-physics\/fundamental-particles\/alpha-particle\/\"><span>le rayonnement alpha<\/span><\/a><span>.\u00a0D&rsquo;autre part, les<\/span><strong><span>\u00a0port\u00e9es des particules b\u00eata sont plus longues<\/span><\/strong><span>\u00a0et d\u00e9pendent fortement de l&rsquo;\u00e9nergie cin\u00e9tique initiale de la particule.<\/span><\/li>\n<li><strong><span>Particules charg\u00e9es lourdes<\/span><\/strong><span>\u00a0.\u00a0Les particules charg\u00e9es lourdes sont tous des ions \u00e9nerg\u00e9tiques dont la masse est \u00e9gale ou sup\u00e9rieure \u00e0 une unit\u00e9 de masse atomique, comme les protons,\u00a0<\/span><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power\/reactor-physics\/atomic-nuclear-physics\/fundamental-particles\/alpha-particle\/\"><span>les particules alpha<\/span><\/a><span>\u00a0(noyaux d&rsquo;h\u00e9lium) ou\u00a0<\/span><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power\/fission\/fission-fragments\/\"><span>les fragments de fission<\/span><\/a><span>.\u00a0Le pouvoir d&rsquo;arr\u00eat de la plupart des mat\u00e9riaux est tr\u00e8s \u00e9lev\u00e9 pour les particules alpha et pour les particules charg\u00e9es lourdes.\u00a0Par cons\u00e9quent, les particules alpha ont\u00a0<\/span><strong><span>des port\u00e9es tr\u00e8s courtes.<\/span><\/strong><span>\u00a0En revanche, elles produisent une ionisation massive de la mati\u00e8re environnante.<\/span><\/li>\n<\/ul>\n<\/li>\n<li><strong><span>Particules neutres<\/span><\/strong><span>\u00a0(indirectement ionisantes)<\/span>\n<ul>\n<li><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power\/reactor-physics\/atomic-nuclear-physics\/fundamental-particles\/photon\/\"><strong><span>Rayonnement gamma<\/span><\/strong><\/a><span>\u00a0(rayonnement \u00e9lectromagn\u00e9tique).\u00a0Les rayons gamma ionisent la mati\u00e8re principalement par<\/span><strong><span> ionisation indirecte<\/span><\/strong><span>.\u00a0Les rayons gamma sont tr\u00e8s p\u00e9n\u00e9trants, par contre leur ionisation est moins intense que pour les particules charg\u00e9es.\u00a0Bien qu&rsquo;un grand nombre d&rsquo;interactions possibles soient connues, il existe trois principaux m\u00e9canismes d&rsquo;interaction avec la mati\u00e8re.<\/span>\n<ul>\n<li><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power\/reactor-physics\/interaction-radiation-matter\/interaction-gamma-radiation-matter\/photoelectric-effect\/\"><strong><span>Effet photo\u00e9lectrique<\/span><\/strong><\/a><\/li>\n<li><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power\/reactor-physics\/interaction-radiation-matter\/interaction-gamma-radiation-matter\/compton-scattering\/\"><strong><span>Diffusion Compton<\/span><\/strong><\/a><\/li>\n<li><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power\/reactor-physics\/interaction-radiation-matter\/interaction-gamma-radiation-matter\/pair-production\/\"><strong><span>Production de paires<\/span><\/strong><\/a><\/li>\n<\/ul>\n<\/li>\n<li><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power\/reactor-physics\/atomic-nuclear-physics\/fundamental-particles\/neutron\/\"><strong><span>Neutrons<\/span><\/strong><\/a><span>\u00a0.\u00a0Les neutrons peuvent \u00eatre \u00e9mis par<\/span><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power\/fission\/\"><span>\u00a0la fission nucl\u00e9aire<\/span><\/a><span>\u00a0ou par la<\/span><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/radioactive-decay\/\"><span>\u00a0d\u00e9sint\u00e9gration<\/span><\/a><span>\u00a0de certains atomes radioactifs.\u00a0Les neutrons n&rsquo;ont<\/span><strong><span> pas de charge \u00e9lectrique nette<\/span><\/strong><span>, ils ne peuvent donc pas \u00eatre affect\u00e9s ou arr\u00eat\u00e9s par des forces \u00e9lectriques.\u00a0Les neutrons n&rsquo;ionisent la mati\u00e8re qu&rsquo;indirectement, ce qui rend les neutrons tr\u00e8s p\u00e9n\u00e9trants.\u00a0Les neutrons se diffusent avec des noyaux lourds de fa\u00e7on<\/span><strong><span> tr\u00e8s \u00e9lastique<\/span><\/strong><span>.\u00a0Les noyaux lourds tr\u00e8s durs ralentissent un neutron et encore moins absorbent un neutron rapide.\u00a0Une absorption de neutron (on dirait un blindage) provoque l&rsquo;initiation de certaines<\/span><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power\/reactor-physics\/atomic-nuclear-physics\/fundamental-particles\/neutron\/interactions-neutrons-matter\/\"><span>\u00a0r\u00e9actions nucl\u00e9aires<\/span><\/a><span>\u00a0(capture, r\u00e9arrangement ou m\u00eame<\/span><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power\/fission\/\"><span> fission<\/span><\/a><span>), qui s&rsquo;accompagnent d&rsquo;un certain nombre d&rsquo;autres<\/span><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power\/reactor-physics\/atomic-nuclear-physics\/radiation\/forms-ionizing-radiation\/\"><span>\u00a0types de rayonnement<\/span><\/a><span>.\u00a0En bref, seuls les neutrons rendent la mati\u00e8re radioactive, donc avec les neutrons, nous devons \u00e9galement prot\u00e9ger les autres types de rayonnement.<\/span><\/li>\n<\/ul>\n<\/li>\n<\/ul>\n<h3><span>D\u00e9fauts cristallographiques radio-induits<\/span><\/h3>\n<p><span>Les mati\u00e8res en service nucl\u00e9aire sont soumises \u00e0 diff\u00e9rents types de rayonnements.\u00a0Certains d&rsquo;entre eux peuvent causer des dommages importants \u00e0 la structure cristalline des mat\u00e9riaux.\u00a0Le rayonnement nucl\u00e9aire concentre de grandes quantit\u00e9s d&rsquo;\u00e9nergie dans des zones tr\u00e8s localis\u00e9es.\u00a0Les dommages sont caus\u00e9s par l&rsquo;interaction de cette \u00e9nergie avec les noyaux et\/ou les \u00e9lectrons en orbite.<\/span><\/p>\n<p><span>Comme cela a \u00e9t\u00e9 \u00e9crit, les particules charg\u00e9es \u00e0 haute \u00e9nergie peuvent ioniser directement les atomes ou provoquer une excitation des \u00e9lectrons environnants.\u00a0L&rsquo;\u00a0<\/span><strong><span>ionisation et l&rsquo;excitation<\/span><\/strong><span>\u00a0dissipent une grande partie de l&rsquo;\u00e9nergie des particules charg\u00e9es plus lourdes et\u00a0<\/span><strong><span>causent tr\u00e8s peu de dommages<\/span><\/strong><span>.\u00a0En effet, les \u00e9lectrons sont relativement libres de se d\u00e9placer et sont rapidement remplac\u00e9s.\u00a0L&rsquo;effet net des rayonnements b\u00eata et gamma sur le m\u00e9tal est de g\u00e9n\u00e9rer une petite quantit\u00e9 de chaleur.\u00a0Les particules plus lourdes, telles que les protons, les particules alpha,\u00a0<\/span><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power\/reactor-physics\/atomic-nuclear-physics\/fundamental-particles\/neutron\/fast-neutrons-high-energy-neutrons\/\"><strong><span>les neutrons rapides<\/span><\/strong><\/a><span>\u00a0et les fragments de fission, transf\u00e8rent g\u00e9n\u00e9ralement suffisamment d&rsquo;\u00e9nergie par des collisions \u00e9lastiques ou in\u00e9lastiques pour retirer les noyaux de leurs positions de r\u00e9seau (cristallin).\u00a0Cette addition de lacunes et d&rsquo;atomes interstitiels provoque des changements de propri\u00e9t\u00e9s dans les m\u00e9taux.<\/span><\/p>\n<p><span>En g\u00e9n\u00e9ral, les effets les plus int\u00e9ressants peuvent \u00eatre d\u00e9crits par les regroupements suivants\u00a0:<\/span><\/p>\n<ul>\n<li><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-engineering\/materials-science\/crystallographic-defects\/vacancy-crystallographic-defects\/\"><strong><span>Postes vacants ou Knock-ons<\/span><\/strong><\/a><span>.\u00a0Les d\u00e9fauts de vacance r\u00e9sultent d&rsquo;un atome manquant dans une position du r\u00e9seau.\u00a0La stabilit\u00e9 de la<\/span><a href=\"https:\/\/material-properties.org\/crystal-structure-of-chemical-elements\/\"><span>\u00a0structure cristalline<\/span><\/a><span>\u00a0environnante garantit que les atomes voisins ne s&rsquo;effondreront pas simplement autour de la lacune.\u00a0Cela peut \u00eatre caus\u00e9 par l&rsquo;interaction directe d&rsquo;un<\/span><strong><span>\u00a0neutron de haute \u00e9nergie<\/span><\/strong><span>\u00a0ou d&rsquo;un fragment de fission.\u00a0Si une cible ou un noyau frapp\u00e9 gagne environ 25 eV d&rsquo;\u00e9nergie cin\u00e9tique (25 eV \u00e0 30 eV pour la plupart des m\u00e9taux) lors d&rsquo;une collision avec une particule de rayonnement (g\u00e9n\u00e9ralement un neutron rapide), le noyau sera d\u00e9plac\u00e9 de sa position d&rsquo;\u00e9quilibre dans le r\u00e9seau cristallin .\u00a0Lors d&rsquo;une irradiation prolong\u00e9e (pour des valeurs importantes de la<\/span><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power\/reactor-physics\/reactor-operation\/fuel-burnup\/units-of-fuel-burnup\/neutron-fluence-what-is-fluence\/\"><span>\u00a0fluence neutronique<\/span><\/a><span>), de nombreux atomes d\u00e9plac\u00e9s reviendront sur des sites de r\u00e9seau normaux (stables) (c&rsquo;est-\u00e0-dire qu&rsquo;un recuit partiel se produit spontan\u00e9ment).<\/span><\/li>\n<li><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-engineering\/materials-science\/crystallographic-defects\/interstitial-defect-crystallographic-defects\/\"><strong><span>Interstitiels<\/span><\/strong><\/a><span>.\u00a0Les d\u00e9fauts interstitiels r\u00e9sultent d&rsquo;une impuret\u00e9 situ\u00e9e au niveau d&rsquo;un site interstitiel ou d&rsquo;un des atomes du r\u00e9seau se trouvant dans une position interstitielle au lieu d&rsquo;\u00eatre \u00e0 sa position sur le r\u00e9seau.\u00a0Un interstitiel se forme lorsqu&rsquo;un atome, qui est chass\u00e9 de sa position, s&rsquo;immobilise en un point \u00e9loign\u00e9.<\/span><\/li>\n<li><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-engineering\/radiation-detection\/measurement-of-radiation\/what-is-ionization\/\"><strong><span>Ionisation<\/span><\/strong><\/a><span>.\u00a0L&rsquo;ionisation est caus\u00e9e par l&rsquo;\u00e9limination des \u00e9lectrons de leurs enveloppes \u00e9lectroniques et a pour effet de modifier les liaisons chimiques des mol\u00e9cules.\u00a0Dans le m\u00e9tal, l&rsquo;ionisation ne provoque pas de changements dramatiques dans les propri\u00e9t\u00e9s du mat\u00e9riau.\u00a0Cela est d\u00fb aux \u00e9lectrons libres, qui ne sont typiques que pour les liaisons m\u00e9talliques.<\/span><\/li>\n<li><strong><span>Pointes thermiques et de d\u00e9placement<\/span><\/strong><span>.\u00a0Les pointes thermiques et de d\u00e9placement peuvent provoquer une distorsion qui est fig\u00e9e sous forme de contrainte dans la zone microscopique.\u00a0Ces pointes peuvent entra\u00eener une modification des propri\u00e9t\u00e9s du mat\u00e9riau.\u00a0Ce terme identifie les domaines localis\u00e9s \u00e0 haute temp\u00e9rature caus\u00e9s par le d\u00e9p\u00f4t d&rsquo;\u00e9nergie des neutrons et des fragments de fission.\u00a0Un pic de d\u00e9placement se produit lorsque de nombreux atomes dans une petite zone sont d\u00e9plac\u00e9s par un effet d&rsquo;entra\u00eenement (ou une cascade d&rsquo;effets d&rsquo;entra\u00eenement).\u00a0Un neutron de 1 MeV peut affecter environ 5 000 atomes, constituant l&rsquo;un de ces pics.\u00a0La pr\u00e9sence de nombreux pics de d\u00e9placement modifie les propri\u00e9t\u00e9s du m\u00e9tal irradi\u00e9, telles que l&rsquo;augmentation de la duret\u00e9 et la diminution de la ductilit\u00e9.<\/span><\/li>\n<li><strong><span>Atomes d&rsquo;impuret\u00e9s<\/span><\/strong><span>.\u00a0La capture de neutrons et les r\u00e9actions nucl\u00e9aires induites par divers rayonnements ont pour effet de transmuter un atome en un \u00e9l\u00e9ment \u00e9tranger \u00e0 la mati\u00e8re.<\/span><\/li>\n<li><strong><span>Fluage induit par rayonnement<\/span><\/strong><span>.\u00a0Dans les r\u00e9acteurs nucl\u00e9aires, de nombreux composants m\u00e9talliques sont soumis simultan\u00e9ment \u00e0 des champs de rayonnement, \u00e0 des temp\u00e9ratures \u00e9lev\u00e9es et \u00e0 des contraintes.\u00a0Le m\u00e9tal sous contrainte \u00e0 temp\u00e9rature \u00e9lev\u00e9e pr\u00e9sente le ph\u00e9nom\u00e8ne de fluage, c&rsquo;est-\u00e0-dire.\u00a0l&rsquo;augmentation progressive de la tension avec le temps.\u00a0Le fluage des composants m\u00e9talliques aux temp\u00e9ratures de fonctionnement du r\u00e9acteur devient plus rapide lorsqu&rsquo;ils sont expos\u00e9s \u00e0 un champ de rayonnement.<\/span><\/li>\n<\/ul>\n<p><strong><span>Les neutrons avec une \u00e9nergie suffisante<\/span><\/strong><span>\u00a0peuvent perturber l&rsquo;arrangement atomique ou la structure cristalline des mat\u00e9riaux.\u00a0L&rsquo;influence des dommages structuraux est plus importante pour les m\u00e9taux en raison de leur relative immunit\u00e9 aux dommages caus\u00e9s par les rayonnements ionisants.\u00a0Les r\u00e9acteurs \u00e0 eau sous pression fonctionnent avec un taux plus \u00e9lev\u00e9 d&rsquo;impacts neutroniques et leurs cuves ont donc tendance \u00e0 subir un degr\u00e9 de fragilisation plus \u00e9lev\u00e9 que les cuves des r\u00e9acteurs \u00e0 eau bouillante.\u00a0De nombreux r\u00e9acteurs \u00e0 eau sous pression con\u00e7oivent leurs c\u0153urs de mani\u00e8re \u00e0 r\u00e9duire le nombre de neutrons frappant la paroi de la cuve.\u00a0Cela ralentit la fragilisation du navire.\u00a0Les r\u00e9glementations de la NRC traitent de la fragilisation dans 10 CFR Part 50, Appendice G, \u00ab\u00a0Fracture Toughness Requirements\u00a0\u00bb et Appendice H, \u00ab\u00a0Reactor Vessel Material Surveillance Program Requirements\u00a0\u00bb.\u00a0Puisque la\u00a0<\/span><strong><span>cuve sous pression du r\u00e9acteur <\/span><\/strong><span>est consid\u00e9r\u00e9e comme\u00a0<\/span><strong><span>irrempla\u00e7able<\/span><\/strong><span>, la fragilisation par irradiation neutronique des aciers des cuves sous pression est un probl\u00e8me cl\u00e9 dans l&rsquo;\u00e9valuation \u00e0 long terme de l&rsquo;int\u00e9grit\u00e9 structurelle pour les programmes d&rsquo;atteinte et d&rsquo;extension de la dur\u00e9e de vie.<\/span><\/p>\n<p><span>Les dommages caus\u00e9s par les rayonnements se produisent lorsque des neutrons d&rsquo;une \u00e9nergie suffisante d\u00e9placent des atomes (en particulier dans les aciers \u00e0 des temp\u00e9ratures de fonctionnement de 260 \u00e0 300 \u00b0C), ce qui entra\u00eene\u00a0<\/span><strong><span>des cascades de d\u00e9placement<\/span><\/strong><span>\u00a0qui produisent un grand nombre de d\u00e9fauts, \u00e0 la fois des lacunes et des interstitiels.\u00a0Bien que la surface int\u00e9rieure de la RPV soit expos\u00e9e \u00e0 des neutrons d&rsquo;\u00e9nergies variables, les neutrons d&rsquo;\u00e9nergie plus \u00e9lev\u00e9e, ceux\u00a0<\/span><strong><span>au-dessus d&rsquo;environ 0,5 MeV<\/span><\/strong><span>, produisent l&rsquo;essentiel des dommages.\u00a0Afin de minimiser une telle d\u00e9gradation du mat\u00e9riau, le type et la structure de l&rsquo;\u00a0<\/span><strong><span>acier doivent \u00eatre s\u00e9lectionn\u00e9s de mani\u00e8re appropri\u00e9e<\/span><\/strong><span>.\u00a0On sait aujourd&rsquo;hui que la susceptibilit\u00e9 des aciers des cuves sous pression des r\u00e9acteurs est fortement affect\u00e9e (n\u00e9gativement) par la pr\u00e9sence de cuivre, de nickel et de phosphore.<\/span><\/p>\n<p><img decoding=\"async\" loading=\"lazy\" class=\"alignright wp-image-27932\" src=\"https:\/\/material-properties.org\/wp-content\/uploads\/2020\/07\/ductile-brittle-transition-temperature-ductility-brittleness.png\" alt=\"temp\u00e9rature de transition ductile-fragile\" width=\"431\" height=\"519\" \/><span>Comme cela a \u00e9t\u00e9 \u00e9crit, la distinction entre fragilit\u00e9 et\u00a0<\/span><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-engineering\/materials-science\/material-properties\/ductility\/\"><span>ductilit\u00e9<\/span><\/a><span>\u00a0n&rsquo;est pas \u00e9vidente, en particulier parce que la ductilit\u00e9 et le comportement fragile d\u00e9pendent non seulement du mat\u00e9riau en question, mais \u00e9galement\u00a0<\/span><strong><span>de la temp\u00e9rature<\/span><\/strong><span>\u00a0(transition ductile-fragile) du mat\u00e9riau.\u00a0L&rsquo;effet de la temp\u00e9rature sur la nature de la fracture est d&rsquo;une importance consid\u00e9rable.\u00a0De nombreux aciers pr\u00e9sentent une rupture ductile \u00e0 des temp\u00e9ratures \u00e9lev\u00e9es et\u00a0<\/span><strong><span>une rupture fragile \u00e0 basse temp\u00e9rature<\/span><\/strong><span>.\u00a0La temp\u00e9rature au-dessus de laquelle un mat\u00e9riau est ductile et en dessous de laquelle il est cassant est appel\u00e9e\u00a0<\/span><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-engineering\/materials-science\/material-properties\/ductility\/ductile-brittle-transition-temperature\/\"><strong><span>temp\u00e9rature de transition ductile-fragile.<\/span><\/strong><\/a> <span>(DBTT), temp\u00e9rature de ductilit\u00e9 nulle (NDT) ou temp\u00e9rature de transition de ductilit\u00e9 nulle.\u00a0Cette temp\u00e9rature n&rsquo;est pas pr\u00e9cise mais varie en fonction des traitements m\u00e9caniques et thermiques pr\u00e9alables et de la nature et des quantit\u00e9s d&rsquo;impuret\u00e9s.\u00a0Il peut \u00eatre d\u00e9termin\u00e9 par une certaine forme de test de chute de poids (par exemple, les\u00a0<\/span><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-engineering\/materials-science\/material-properties\/toughness\/charpy-impact-test\/\"><strong><span>tests Charpy ou Izod<\/span><\/strong><\/a><span>).<\/span><\/p>\n<p><span>Pour minimiser la fluence neutronique:<\/span><\/p>\n<ul>\n<li><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power-plant\/nuclear-reactor\/neutron-reflector\/\"><strong><span>Des r\u00e9flecteurs de neutrons radiaux<\/span><\/strong><\/a><span>\u00a0sont install\u00e9s autour du c\u0153ur du r\u00e9acteur.\u00a0Les r\u00e9flecteurs de neutrons r\u00e9duisent les fuites de neutrons et, par cons\u00e9quent, ils r\u00e9duisent la fluence de neutrons sur une cuve sous pression de r\u00e9acteur.<\/span><\/li>\n<li><span>Les concepteurs du c\u0153ur con\u00e7oivent les\u00a0<\/span><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power-plant\/nuclear-fuel\/fuel-loading-pattern\/\"><strong><span>sch\u00e9mas de chargement \u00e0 faible fuite<\/span><\/strong><\/a><span>, dans lesquels\u00a0<\/span><strong><span>les assemblages combustibles neufs ne sont pas situ\u00e9s dans les positions p\u00e9riph\u00e9riques<\/span><\/strong><span>\u00a0du\u00a0<\/span><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power-plant\/nuclear-reactor-core\/\"><span>c\u0153ur du r\u00e9acteur<\/span><\/a><span>.<\/span><\/li>\n<\/ul>\n<p><span>Si le m\u00e9tal est chauff\u00e9 \u00e0 des temp\u00e9ratures \u00e9lev\u00e9es apr\u00e8s irradiation (une forme de recuit), on constate que la r\u00e9sistance et la ductilit\u00e9 reviennent aux m\u00eames valeurs qu&rsquo;avant l&rsquo;irradiation.\u00a0Cela signifie que les dommages caus\u00e9s par les radiations peuvent \u00eatre recuits d&rsquo;un m\u00e9tal.<\/span><\/p>\n<p><span>Voir aussi: <\/span><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-engineering\/materials-science\/material-properties\/ductility\/ductile-brittle-transition-temperature\/\"><strong><span>Temp\u00e9rature de transition ductile-fragile<\/span><\/strong><\/a><\/p>\n<p><span>Voir aussi:\u00a0<\/span><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power-plant\/nuclear-reactor\/neutron-fluence-and-irradiation-embrittlement\/\"><strong><span>Fragilisation par irradiation<\/span><\/strong><\/a><\/p>\n<p><span>Voir aussi:\u00a0<\/span><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-engineering\/metals-what-are-metals\/heat-treatment-of-metals\/thermal-annealing\/\"><strong><span>Recuit thermique<\/span><\/strong><\/a><\/p>\n<h3><span>Programme de surveillance des mat\u00e9riaux de la cuve du r\u00e9acteur<\/span><\/h3>\n<p><strong><span>Programmes de surveillance de la cuve du r\u00e9acteur <\/span><\/strong><span>fournir des informations sur l&rsquo;effet du rayonnement sur les mat\u00e9riaux de la cuve dans les conditions d&rsquo;exploitation.\u00a0Le programme de surveillance de la cuve du r\u00e9acteur utilise des capsules situ\u00e9es sur la paroi de la cuve directement en face du centre du c\u0153ur.\u00a0Les capsules contiennent des sp\u00e9cimens d&rsquo;acier de la cuve du r\u00e9acteur obtenus pendant la fabrication de la cuve et sont retir\u00e9s p\u00e9riodiquement de la cuve du r\u00e9acteur.\u00a0Les capsules de surveillance doivent \u00eatre situ\u00e9es pr\u00e8s de la paroi int\u00e9rieure de la cuve dans la r\u00e9gion de la ligne de ceinture afin que les \u00e9chantillons de mat\u00e9riaux reproduisent, dans la plus grande mesure possible, le spectre neutronique, l&rsquo;historique des temp\u00e9ratures et la fluence maximale des neutrons tels qu&rsquo;ils sont observ\u00e9s \u00e0 la surface int\u00e9rieure de la cuve du r\u00e9acteur.\u00a0Une capsule d&rsquo;\u00e9chantillons contenant des \u00e9chantillons destin\u00e9s \u00e0 \u00eatre utilis\u00e9s dans les essais Charpy d&rsquo;entaille en V, de traction et de m\u00e9canique de rupture peut \u00eatre retir\u00e9e du r\u00e9acteur pendant les p\u00e9riodes normales de ravitaillement.<\/span><\/p>\n<p><span>La technique Charpy V-notch (CVN) est la plus couramment utilis\u00e9e.\u00a0Le test Charpy V-notch utilise un \u00e9chantillon entaill\u00e9 de section d\u00e9finie.\u00a0Pour ces conditions de chargement dynamique et lorsqu&rsquo;une entaille est pr\u00e9sente, nous utilisons la <\/span><strong><span>t\u00e9nacit\u00e9 \u00e0 l&rsquo;entaille<\/span><\/strong><span>.\u00a0Les essais de choc Charpy et Izod permettent de mesurer ce param\u00e8tre important pour \u00e9valuer le comportement de transition ductile \u00e0 fragile d&rsquo;un mat\u00e9riau.\u00a0De m\u00eame que pour la t\u00e9nacit\u00e9 \u00e0 la traction, la t\u00e9nacit\u00e9 \u00e0 l&rsquo;entaille est mesur\u00e9e en unit\u00e9s de <\/span><strong><span>joule par m\u00e8tre cube<\/span><\/strong><span> (J\u00b7m\u22123) dans le syst\u00e8me SI, mais dans ce cas, nous mesurons la surface \u00e0 la position de l&rsquo;entaille.<\/span><\/p>\n<p><span>Il peut \u00e9galement exister des dosim\u00e8tres sp\u00e9ciaux, notamment en nickel pur, en cuivre, en fer, en aluminium-cobalt ou en uranium-238, qui peuvent \u00eatre plac\u00e9s dans des entretoises sp\u00e9cialement perc\u00e9es pour contenir les dosim\u00e8tres.<\/span><\/p>\n<p><span>Conform\u00e9ment \u00e0 l&rsquo;annexe H du 10 CFR 50, aucun programme de surveillance des mat\u00e9riaux n&rsquo;est requis pour les cuves de r\u00e9acteur pour lesquelles il peut \u00eatre d\u00e9montr\u00e9 de mani\u00e8re prudente par des m\u00e9thodes analytiques appliqu\u00e9es \u00e0 des donn\u00e9es exp\u00e9rimentales et \u00e0 des essais effectu\u00e9s sur des cuves comparables, en tenant d\u00fbment compte de toutes les incertitudes dans les mesures, que le la fluence maximale des neutrons \u00e0 la fin de la dur\u00e9e de vie de la cuve ne d\u00e9passera pas\u00a0<\/span><strong><span>10<\/span><sup><span>17<\/span><\/sup><span> n\/cm<\/span><sup><span>2<\/span><\/sup><span> (E &gt; 1 MeV)<\/span><\/strong><span>\u00a0.<\/span><\/p>\n<p><span>R\u00e9f\u00e9rence sp\u00e9ciale: NUREG-1511, Reactor Pressure Vessel Status Report. Commission de r\u00e9glementation nucl\u00e9aire des \u00c9tats-Unis, Washington, DC, 1994.<\/span><\/p>\n<h3><span>Recuit de la cuve sous pression du r\u00e9acteur<\/span><\/h3>\n<p><span>Au cours de l&rsquo;exploitation d&rsquo;une <\/span><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power-plant\/\"><span>centrale nucl\u00e9aire<\/span><\/a><span>, le mat\u00e9riau de la <\/span><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power-plant\/nuclear-reactor\/reactor-pressure-vessel\/\"><span>cuve sous pression du r\u00e9acteur<\/span><\/a><span>\u00a0et le mat\u00e9riau des autres internes du r\u00e9acteur sont expos\u00e9s au\u00a0\u00a0<\/span><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power\/reactor-physics\/atomic-nuclear-physics\/fundamental-particles\/neutron\/\"><span>rayonnement neutronique<\/span><\/a><span> (en particulier aux neutrons rapides &gt; 0,5 MeV), ce qui entra\u00eene <\/span><strong><span>une fragilisation localis\u00e9e<\/span><\/strong><span> de l&rsquo;acier et des soudures dans le r\u00e9acteur.\u00a0zone du c\u0153ur du r\u00e9acteur.\u00a0Ce ph\u00e9nom\u00e8ne, appel\u00e9<\/span><strong><span> fragilisation par irradiation<\/span><\/strong><span>, se traduit par:<\/span><\/p>\n<ul>\n<li><strong><span>Augmentation constante du DBTT<\/span><\/strong><span>.\u00a0Il est peu probable que le DBTT s&rsquo;approche de la temp\u00e9rature de fonctionnement normale de l&rsquo;acier.\u00a0Cependant, il est possible que lors de l&rsquo;arr\u00eat du r\u00e9acteur ou lors d&rsquo;un refroidissement anormal, la temp\u00e9rature tombe en dessous de la valeur DBTT alors que la pression interne est encore \u00e9lev\u00e9e.<\/span><\/li>\n<li><strong><span>Baisse de l&rsquo;\u00e9nergie de fracture du plateau sup\u00e9rieur<\/span><\/strong><span>.\u00a0Les effets du rayonnement se manifestent \u00e9galement par une baisse de l&rsquo;\u00e9nergie de rupture de l&rsquo;\u00e9tag\u00e8re sup\u00e9rieure et une diminution de la t\u00e9nacit\u00e9 \u00e0 la rupture.<\/span><\/li>\n<\/ul>\n<p><span>Tous ces effets doivent \u00eatre surveill\u00e9s par les op\u00e9rateurs de la centrale.\u00a0Par cons\u00e9quent, les autorit\u00e9s de r\u00e9glementation nucl\u00e9aire exigent qu&rsquo;un programme de surveillance des mat\u00e9riaux de la cuve du r\u00e9acteur soit men\u00e9 dans les r\u00e9acteurs de puissance refroidis \u00e0 l&rsquo;eau.<\/span><\/p>\n<p><span>Une fois qu&rsquo;un mat\u00e9riau de RPV est d\u00e9grad\u00e9 par <\/span><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power-plant\/nuclear-reactor\/neutron-fluence-and-irradiation-embrittlement\/\"><span>fragilisation par rayonnement<\/span><\/a><span> (par exemple, augmentation significative de la temp\u00e9rature de transition ductile-fragile Charpy ou r\u00e9duction de la t\u00e9nacit\u00e9 \u00e0 la rupture), <\/span><strong><span>le recuit thermique<\/span><\/strong><span> du RPV est le seul moyen de r\u00e9cup\u00e9rer les propri\u00e9t\u00e9s de t\u00e9nacit\u00e9 du mat\u00e9riau RPV.<\/span><\/p>\n<p><span>Selon 10 CFR 50.66 &#8211; Exigences pour le recuit thermique de la cuve sous pression du r\u00e9acteur\u00a0:<\/span><\/p>\n<p><em><span>\u00ab\u00a0Pour les r\u00e9acteurs nucl\u00e9aires \u00e0 eau l\u00e9g\u00e8re o\u00f9 le rayonnement neutronique a r\u00e9duit la t\u00e9nacit\u00e9 \u00e0 la rupture des mat\u00e9riaux de la cuve du r\u00e9acteur, un recuit thermique peut \u00eatre appliqu\u00e9 \u00e0 la cuve du r\u00e9acteur pour r\u00e9cup\u00e9rer la t\u00e9nacit\u00e9 \u00e0 la rupture du mat\u00e9riau.\u00a0\u00bb<\/span><\/em><\/p>\n<p><strong><span>Le recuit thermique<\/span><\/strong><span> (<\/span><strong><span>m\u00e9thode \u00ab\u00a0\u00e0 sec\u00a0\u00bb<\/span><\/strong><span>) de la cuve sous pression du r\u00e9acteur est une m\u00e9thode par laquelle la cuve sous pression (avec tous les composants internes du r\u00e9acteur retir\u00e9s) est chauff\u00e9e jusqu&rsquo;\u00e0 une certaine temp\u00e9rature (g\u00e9n\u00e9ralement entre <\/span><strong><span>420 et 460 \u00b0C<\/span><\/strong><span>) en utilisant une source de chaleur externe ( radiateurs \u00e9lectriques, air chaud), maintenue pendant une p\u00e9riode donn\u00e9e (<\/span><strong><span>par exemple 100 \u00e0 200 heures<\/span><\/strong><span>) puis refroidie lentement.\u00a0L&rsquo;\u00e9quipement de recuit est g\u00e9n\u00e9ralement un four annulaire avec des \u00e9l\u00e9ments chauffants sur sa surface externe.\u00a0La puissance de sortie des appareils de chauffage install\u00e9s peut atteindre jusqu&rsquo;\u00e0 1 MWe.\u00a0Il a \u00e9t\u00e9 montr\u00e9 que pour les mat\u00e9riaux sp\u00e9cialement fabriqu\u00e9s, l&rsquo;\u00e9tag\u00e8re sup\u00e9rieure r\u00e9cup\u00e9rait 100 % apr\u00e8s 24 heures de recuit et plus rapidement que la temp\u00e9rature de transition.\u00a0Un recuit de 168 heures a permis de r\u00e9cup\u00e9rer 90 % du d\u00e9calage de temp\u00e9rature de transition.<\/span><\/p>\n<p><strong><span>Recuit humide<\/span><\/strong><\/p>\n<p><span>Il existe \u00e9galement une possibilit\u00e9 de la m\u00e9thode de recuit dite <\/span><strong><span>\u00ab\u00a0humide\u00a0\u00bb<\/span><\/strong><span> qui a \u00e9t\u00e9 appliqu\u00e9e aux \u00c9tats-Unis et en Belgique.\u00a0Le recuit \u00e0 cette temp\u00e9rature ~ 340 \u00b0C a \u00e9t\u00e9 atteint sans chauffage externe, mais en augmentant la temp\u00e9rature du liquide de refroidissement obtenue par l&rsquo;\u00e9nergie des pompes de circulation du circuit primaire. Ce type de recuit ne fournit qu&rsquo;une r\u00e9cup\u00e9ration partielle du mat\u00e9riau en raison de la limitation de la temp\u00e9rature maximale.<\/span><\/p>\n<p><span>R\u00e9f\u00e9rence sp\u00e9ciale: Recuit et re-fragilisation des mat\u00e9riaux de la cuve sous pression du r\u00e9acteur. rapport AMES N\u00b019 ;\u00a0ISSN 1018-5593.\u00a0Communaut\u00e9s europ\u00e9ennes, 2008.<\/span><\/p>\n<h2><span>Corrosion<\/span><\/h2>\n<p><strong><span>La corrosion<\/span><\/strong><span>\u00a0est la d\u00e9t\u00e9rioration d&rsquo;un mat\u00e9riau due \u00e0 une interaction chimique avec son environnement.\u00a0C&rsquo;est <\/span><strong><span>un processus naturel<\/span><\/strong><span> dans lequel les m\u00e9taux convertissent sa structure en une forme plus stable chimiquement, telle que des oxydes, des hydroxydes ou des sulfures.\u00a0La corrosion est une pr\u00e9occupation majeure dans les centrales nucl\u00e9aires.\u00a0La corrosion se produit en permanence dans toute la centrale du r\u00e9acteur et chaque m\u00e9tal y est soumis.\u00a0M\u00eame si cette corrosion ne peut pas \u00eatre \u00e9limin\u00e9e, elle peut \u00eatre contr\u00f4l\u00e9e.<\/span><\/p>\n<p><span>En mars 2002, alors que le r\u00e9acteur nucl\u00e9aire de Davis-Besse dans l&rsquo;Ohio r\u00e9pondait au Bulletin de 2001, la centrale a identifi\u00e9 une cavit\u00e9 de la taille d&rsquo;un ballon de football dans le couvercle de la cuve du r\u00e9acteur.\u00a0La cavit\u00e9 \u00e9tait \u00e0 c\u00f4t\u00e9 d&rsquo;une buse fissur\u00e9e et qui fuyait, dans une zone du couvercle de la cuve couverte de d\u00e9p\u00f4ts provenant d&rsquo;ann\u00e9es de fuites.\u00a0Quelques jours apr\u00e8s la d\u00e9couverte, la NRC a envoy\u00e9 une lettre d&rsquo;action de confirmation au propri\u00e9taire de la centrale, First Energy Nuclear Corporation.\u00a0La lettre garantissait que l&rsquo;usine resterait ferm\u00e9e jusqu&rsquo;\u00e0 ce que l&rsquo;entreprise \u00e9value et r\u00e9solve les dommages au couvercle du navire.\u00a0Une analyse ult\u00e9rieure a conclu que la buse fissur\u00e9e fuyait de l&rsquo;eau bor\u00e9e, ce qui a cr\u00e9\u00e9 de l&rsquo;acide borique qui a corrod\u00e9 l&rsquo;acier du couvercle de la cuve et cr\u00e9\u00e9 la cavit\u00e9.<\/span><\/p>\n<p><span>Voir aussi: <\/span><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-engineering\/metals-what-are-metals\/failure-modes-of-materials\/corrosion\/\"><span>Corrosion<\/span><\/a><\/p>\n<h2><span>Mat\u00e9riaux pour combustible nucl\u00e9aire<\/span><\/h2>\n<p><img decoding=\"async\" loading=\"lazy\" class=\"alignright size-large wp-image-30656\" src=\"https:\/\/material-properties.org\/wp-content\/uploads\/2020\/07\/Fuel-assembly-and-materials-min-140x1024.png\" alt=\"\" width=\"140\" height=\"1024\" \/><span>Dans les REP, le c\u0153ur du r\u00e9acteur est constitu\u00e9 d&rsquo;\u00a0<\/span><strong><span>assemblages de crayons combustibles<\/span><\/strong><span>, dot\u00e9s d&rsquo;une gaine en alliage de zirconium, contenant des pastilles d&rsquo;oxyde d&rsquo;uranium (avec de l&rsquo;uranium enrichi \u00e0 ~ 4 % en 235U) ou des pastilles de MOX (oxydes mixtes d&rsquo;uranium et de plutonium [(U,Pu )O2], avec une teneur en Pu de 5 \u00e0 10\u00a0%).\u00a0<\/span><strong><span>La fabrication du combustible<\/span><\/strong><span>\u00a0est la derni\u00e8re \u00e9tape de l&rsquo;amont du cycle du combustible nucl\u00e9aire.\u00a0Dans cette \u00e9tape, un assemblage combustible complet est fabriqu\u00e9.\u00a0Etant donn\u00e9 qu&rsquo;un\u00a0<\/span><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power-plant\/nuclear-fuel\/fuel-assembly\/\"><strong><span>assemblage combustible<\/span><\/strong><\/a><span>\u00a0est constitu\u00e9 de plusieurs pi\u00e8ces structurelles, cette \u00e9tape peut \u00eatre trait\u00e9e \u00e0 diff\u00e9rents endroits et ces pi\u00e8ces peuvent \u00e9galement \u00eatre pr\u00e9fabriqu\u00e9es.<\/span><\/p>\n<ul>\n<li><strong><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power-plant\/nuclear-fuel\/fuel-assembly\/fuel-pellets\/\"><span>Granul\u00e9s de carburant<\/span><\/a><span>.\u00a0<\/span><\/strong><span>La plupart des<\/span><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/pwr-pressurized-water-reactor\/\"><span>\u00a0REP<\/span><\/a><span>\u00a0utilisent du<\/span><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power-plant\/nuclear-fuel\/uranium\/\"><strong><span> combustible \u00e0 l&rsquo;uranium<\/span><\/strong><\/a><span>, qui se pr\u00e9sente sous la forme de<\/span><strong><span> dioxyde d&rsquo;uranium<\/span><\/strong><span>.\u00a0Le dioxyde d&rsquo;uranium est un solide semi-conducteur noir \u00e0<\/span><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-engineering\/heat-transfer\/thermal-conduction\/thermal-conductivity\/thermal-conductivity-of-uranium-dioxide\/\"><strong><span> tr\u00e8s faible conductivit\u00e9 thermique<\/span><\/strong><\/a><span>.\u00a0D&rsquo;autre part, le dioxyde d&rsquo;uranium a<\/span><strong><span>\u00a0un point de fusion tr\u00e8s \u00e9lev\u00e9<\/span><\/strong><span>\u00a0et un comportement<\/span><strong><span> bien connu<\/span><\/strong><span>.\u00a0L&rsquo;UO<\/span><sub><span>2<\/span><\/sub><span>\u00a0est press\u00e9 en<\/span><strong><span>\u00a0pastilles<\/span><\/strong><span>, ces pastilles sont ensuite fritt\u00e9es dans le cylindre plein (d&rsquo;une hauteur, et d&rsquo;un diam\u00e8tre d&rsquo;environ 1 centim\u00e8tre, la hauteur \u00e9tant sup\u00e9rieure au diam\u00e8tre).\u00a0Les dimensions des pastilles de combustible et des autres composants de l&rsquo;assemblage combustible sont contr\u00f4l\u00e9es avec pr\u00e9cision pour assurer la coh\u00e9rence des caract\u00e9ristiques du combustible.\u00a0Ces\u00a0<\/span><strong><span>pastilles<\/span><\/strong><span>\u00a0sont ensuite charg\u00e9es et encapsul\u00e9es dans un crayon combustible (un tube de gaine m\u00e9tallique), qui est en alliages de zirconium en raison de sa tr\u00e8s faible <a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/neutron-cross-section\/\">section<\/a> d&rsquo;absorption (<\/span><span>contrairement \u00e0 l&rsquo;inox).\u00a0La surface du tube, qui recouvre les pastilles, est appel\u00e9e\u00a0<\/span><strong><span>gaine combustible<\/span><\/strong><span>.\u00a0Les crayons combustibles sont des \u00e9l\u00e9ments de base d&rsquo;un assemblage combustible.\u00a0Les crayons combustibles ont pour but de contenir les produits de fission, d&rsquo;assurer le support m\u00e9canique des pastilles et de permettre l&rsquo;\u00e9vacuation au fluide caloporteur de la chaleur g\u00e9n\u00e9r\u00e9e par les r\u00e9actions nucl\u00e9aires.\u00a0Le crayon combustible typique a une longueur d&rsquo;environ 4 m et un diam\u00e8tre d&rsquo;environ 1 cm.<\/span>\n<ul>\n<li><span>Mat\u00e9riel:\u00a0<\/span><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power-plant\/nuclear-fuel\/fuel-assembly\/fuel-pellets\/uranium-dioxide-uo2\/\"><span>Dioxyde d&rsquo;uranium<\/span><\/a><\/li>\n<\/ul>\n<\/li>\n<li><strong><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power-plant\/nuclear-fuel\/fuel-assembly\/fuel-cladding-cladding-tube\/\"><span>Rev\u00eatement de combustible<\/span><\/a><span>.\u00a0Le zirconium<\/span><\/strong><span>\u00a0est un m\u00e9tal de transition solide, brillant, gris-blanc, qui ressemble \u00e0 l&rsquo;hafnium et, dans une moindre mesure, au titane.\u00a0<\/span><strong><span>Le zirconium<\/span><\/strong><span>\u00a0est principalement utilis\u00e9 comme r\u00e9fractaire et opacifiant, bien que de petites quantit\u00e9s soient utilis\u00e9es comme agent d&rsquo;alliage pour sa forte r\u00e9sistance \u00e0 la corrosion.\u00a0L&rsquo;alliage de zirconium (par exemple Zr + 1%Nb) est largement utilis\u00e9 comme gaine pour les combustibles des r\u00e9acteurs nucl\u00e9aires.\u00a0Les propri\u00e9t\u00e9s recherch\u00e9es pour ces alliages sont une faible section efficace de capture neutronique et une r\u00e9sistance \u00e0 la corrosion dans les conditions normales de service.\u00a0Les alliages de zirconium ont une conductivit\u00e9 thermique plus faible (environ 18 W\/mK) que le zirconium pur (environ 22 W\/mK).<\/span>\n<ul>\n<li><span>Mat\u00e9riel:\u00a0<\/span><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-engineering\/metals-what-are-metals\/alloys-composition-properties-of-metal-alloys\/zirconium-alloys\/\"><span>alliage de zirconium<\/span><\/a><\/li>\n<\/ul>\n<\/li>\n<li><strong><span>Buse sup\u00e9rieure<\/span><\/strong><span>\u00a0et buse inf\u00e9rieure.\u00a0<\/span><strong><span>Un assemblage combustible REP<\/span><\/strong><span>\u00a0comporte un embout inf\u00e9rieur dans lequel sont fix\u00e9s des crayons \u00e0 travers le treillis et pour finir l&rsquo;ensemble il se termine par un embout sup\u00e9rieur.\u00a0Il y a\u00a0<\/span><strong><span>des grilles d&rsquo;espacement<\/span><\/strong><span>\u00a0entre ces buses.\u00a0Ces grilles assurent un guidage exact des crayons combustibles.\u00a0Les embouts inf\u00e9rieur et sup\u00e9rieur sont fortement construits car ils fournissent une grande partie du support m\u00e9canique de la structure de l&rsquo;assemblage combustible.\u00a0La buse sup\u00e9rieure assure la fonction de manutention de l&rsquo;assemblage.\u00a0L&#8217;embout inf\u00e9rieur assure le support m\u00e9canique de la structure de l&rsquo;assemblage combustible.\u00a0La buse inf\u00e9rieure comporte un dispositif d&rsquo;att\u00e9nuation des d\u00e9bris, pour attraper les corps \u00e9trangers en d\u00e9placement, qui avaient form\u00e9, \u00e0 un moment donn\u00e9, la principale cause de d\u00e9faillance du rev\u00eatement.<\/span>\n<ul>\n<li><span>Mat\u00e9riel:\u00a0<\/span><a href=\"https:\/\/material-properties.org\/what-is-stainless-steel-definition\/\"><span>Acier Inoxydable<\/span><\/a><\/li>\n<li><span>Mati\u00e8re :\u00a0<\/span><a href=\"https:\/\/material-properties.org\/what-are-superalloys-definition\/\"><span>Superalliages &#8211; Inconel<\/span><\/a><\/li>\n<\/ul>\n<\/li>\n<li><strong><span>Grille d&rsquo;espacement.\u00a0<\/span><\/strong><span>Assure un guidage exact des crayons combustibles.\u00a0Des grilles d&rsquo;espacement sont soud\u00e9es sur les tubes guides et assurent, au moyen de ressorts et d&rsquo;alv\u00e9oles, le support et l&rsquo;\u00e9cartement des crayons combustibles.\u00a0Ils peuvent porter des aubes, permettant un meilleur m\u00e9lange des flux de fluides, am\u00e9liorant ainsi les performances thermohydrauliques de l&rsquo;ensemble.<\/span>\n<ul>\n<li><span>Mati\u00e8re: <\/span><a href=\"https:\/\/material-properties.org\/what-are-superalloys-definition\/\"><span>Superalliages &#8211; Inconel<\/span><\/a><\/li>\n<li><span>Mat\u00e9riel:\u00a0<\/span><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-engineering\/metals-what-are-metals\/alloys-composition-properties-of-metal-alloys\/zirconium-alloys\/\"><span>alliage de zirconium<\/span><\/a><\/li>\n<\/ul>\n<\/li>\n<li><strong><span>G\u00a0<\/span><\/strong><strong><span>uide cosse Tubes.\u00a0<\/span><\/strong><span>Un tube vacant pour les barres de contr\u00f4le ou\u00a0<\/span><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power-plant\/nuclear-reactor\/nuclear-instrumentation\/incore-nuclear-instrumentation\/\"><span>l&rsquo;instrumentation incore<\/span><\/a><span>\u00a0.\u00a0Les tiges absorbantes des grappes de commande coulissent dans les tubes guides.<\/span>\n<ul>\n<li><span>Mat\u00e9riel:\u00a0<\/span><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-engineering\/metals-what-are-metals\/alloys-composition-properties-of-metal-alloys\/zirconium-alloys\/\"><span>alliage de zirconium<\/span><\/a><\/li>\n<\/ul>\n<\/li>\n<li><strong><span>Tube d&rsquo;instrumentation.\u00a0Un tube<\/span><\/strong><span>\u00a0d&rsquo;instrumentation est un tube vacant uniquement pour l&rsquo;instrumentation interne telle que le syst\u00e8me de surveillance du flux neutronique interne.<\/span>\n<ul>\n<li><span>Mat\u00e9riel:\u00a0<\/span><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-engineering\/metals-what-are-metals\/alloys-composition-properties-of-metal-alloys\/zirconium-alloys\/\"><span>alliage de zirconium<\/span><\/a><\/li>\n<\/ul>\n<\/li>\n<\/ul>\n<p><span>L&rsquo;assemblage combustible constitue l&rsquo;\u00e9l\u00e9ment de base du c\u0153ur du\u00a0<\/span><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power-plant\/nuclear-reactor-core\/\"><span>r\u00e9acteur nucl\u00e9aire<\/span><\/a><span>.\u00a0Le c\u0153ur du r\u00e9acteur (type REP) contient environ\u00a0<\/span><strong><span>157 assemblages combustibles<\/span><\/strong><span>\u00a0(selon le type de r\u00e9acteur).\u00a0Les REP occidentaux utilisent un agencement de r\u00e9seau carr\u00e9 et les assemblages sont caract\u00e9ris\u00e9s par le nombre de barres qu&rsquo;ils contiennent, g\u00e9n\u00e9ralement 17 \u00d7 17 dans les conceptions actuelles.\u00a0L&rsquo;enrichissement des crayons combustibles n&rsquo;est jamais uniformis\u00e9.\u00a0L&rsquo;enrichissement est diff\u00e9renci\u00e9 en direction radiale mais aussi en direction axiale.\u00a0Cet agencement am\u00e9liore la distribution de puissance et am\u00e9liore l&rsquo;\u00e9conomie de carburant.<\/span><\/p>\n<h2><span>Probl\u00e8mes mat\u00e9riels des combustibles nucl\u00e9aires<\/span><\/h2>\n<h3><strong><span>Perte d&rsquo;\u00e9tanch\u00e9it\u00e9 de la gaine de combustible<\/span><\/strong><\/h3>\n<p><strong><span>La gaine<\/span><\/strong><span>\u00a0emp\u00eache les produits de fission radioactifs de s&rsquo;\u00e9chapper de la matrice combustible dans le caloporteur du r\u00e9acteur et de le contaminer.\u00a0L&rsquo;apparition d&rsquo;une fuite dans cette gaine entra\u00eene:<\/span><\/p>\n<ul>\n<li><span>le transport d&rsquo;\u00e9l\u00e9ments chimiques sp\u00e9cifiques (produits de fission) stables et <\/span><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-engineering\/radiation-protection\/protection-from-exposures\/radioactive-contamination\/\"><span>radioactifs<\/span><\/a><span> (<\/span><a href=\"https:\/\/www.periodic-table.org\/iodine-periodic-table\/\"><span>iode<\/span><\/a><span>, <\/span><a href=\"https:\/\/www.periodic-table.org\/xenon-periodic-table\/\"><span>x\u00e9non<\/span><\/a><span>, <\/span><a href=\"https:\/\/www.periodic-table.org\/krypton-periodic-table\/\"><span>krypton<\/span><\/a><span>\u2026) dans le circuit primaire du r\u00e9acteur<\/span><\/li>\n<li><span>d\u00e9p\u00f4ts d&rsquo;isotopes \u00e0 vie longue (<\/span><a href=\"https:\/\/www.periodic-table.org\/caesium-periodic-table\/\"><span>c\u00e9sium<\/span><\/a><span>, <\/span><a href=\"https:\/\/www.periodic-table.org\/strontium-periodic-table\/\"><span>strontium<\/span><\/a><span>, <\/span><a href=\"https:\/\/www.periodic-table.org\/technetium-periodic-table\/\"><span>techn\u00e9tium<\/span><\/a><span>\u2026), voire, exceptionnellement, d&rsquo;\u00e9metteurs alpha sur les tuyauteries du circuit primaire, ou des circuits annexes<\/span><\/li>\n<li><span>une augmentation du niveau global d&rsquo;irradiation de ce circuit, par rapport au niveau d\u00e9j\u00e0 d\u00fb aux produits d&rsquo;activation (produits de corrosion, ex: cobalt, chrome, fer notamment)<\/span><\/li>\n<\/ul>\n<p><span>Une fuite repr\u00e9sente donc un d\u00e9fi majeur en termes op\u00e9rationnels, pour un exploitant de centrale, car elle a une incidence directe sur le niveau d&rsquo;exposition radiologique des travailleurs, lors de l&rsquo;exploitation de la centrale ou lors de la maintenance. Bien que les pannes de combustible aient rarement \u00e9t\u00e9 un probl\u00e8me li\u00e9 \u00e0 la s\u00e9curit\u00e9, leur impact sur les co\u00fbts d&rsquo;exploitation de la centrale est d\u00fb \u00e0:<\/span><\/p>\n<ul>\n<li><span>d\u00e9charge pr\u00e9matur\u00e9e de carburant,<\/span><\/li>\n<li><span>suite \u00e0 un raccourcissement de cycle,<\/span><\/li>\n<li><span>d&rsquo;\u00e9ventuels arr\u00eats non programm\u00e9s,<\/span><\/li>\n<li><span>augmentation du volume de combustible us\u00e9<\/span><\/li>\n<\/ul>\n<p><span>L&rsquo;une des \u00e9tapes n\u00e9cessaires pour atteindre l&rsquo;objectif z\u00e9ro d\u00e9faut consiste \u00e0 comprendre les causes profondes des d\u00e9faillances et leurs m\u00e9canismes, afin que certaines actions correctives puissent \u00eatre mises en \u0153uvre, soit par des am\u00e9liorations dans la conception et la fabrication du combustible par les fournisseurs de combustible, soit par des changements op\u00e9rationnels, tels que comme des man\u0153uvres \u00e0 puissance r\u00e9duite.<\/span><\/p>\n<p><span>R\u00e9f\u00e9rence sp\u00e9ciale: CEA, Direction de l&rsquo;\u00e9nergie nucl\u00e9aire. Combustibles nucl\u00e9aires, ISBN 978-2-281-11345-7<\/span><\/p>\n<h3><span id=\"Fuel_Failure_Mechanisms\"><span>M\u00e9canismes de panne de carburant<\/span><\/span><\/h3>\n<p><span>Il existe diverses causes profondes de panne de carburant, qui ont \u00e9t\u00e9 identifi\u00e9es dans le pass\u00e9.\u00a0Aux premi\u00e8res dates d&rsquo;exploitation des REP et des REB, ces causes \u00e9taient principalement des d\u00e9fauts de fabrication ou des frottements.\u00a0La liste suivante n&rsquo;est pas compl\u00e8te, il existe \u00e9galement des m\u00e9canismes de d\u00e9faillance typiques de certaines conceptions de r\u00e9acteurs et de combustibles.\u00a0Il convient \u00e9galement de noter que de nombreuses causes de panne de carburant n&rsquo;ont jamais \u00e9t\u00e9 identifi\u00e9es et restent inconnues.<\/span><\/p>\n<ul>\n<li><strong><span>Fr\u00e9quent. <\/span><\/strong><span>Le fretting \u00e9tait l&rsquo;un des principaux m\u00e9canismes de d\u00e9faillance aux premi\u00e8res dates d&rsquo;exploitation des REP et des REB.\u00a0Il a g\u00e9n\u00e9ralement deux variantes.<\/span>\n<ul>\n<li><strong><span>D\u00e9bris frottant. Le frottement des d\u00e9bris<\/span><\/strong><span>\u00a0peut \u00eatre caus\u00e9 par tout d\u00e9bris (mati\u00e8re \u00e9trang\u00e8re &#8211; g\u00e9n\u00e9ralement m\u00e9tallique) qui peut p\u00e9n\u00e9trer dans la grappe de combustible et qui a le potentiel de se loger entre la grille d&rsquo;espacement et une barre de combustible.\u00a0L&rsquo;usure par frottement de la gaine de combustible peut entra\u00eener la p\u00e9n\u00e9tration de la gaine.<\/span><\/li>\n<li><strong><span>Frettage grille-tige.<\/span><\/strong><span>\u00a0Le fretting grille-barre provient de la vibration de l&rsquo;\u00e9l\u00e9ment combustible g\u00e9n\u00e9r\u00e9e par la<\/span><br \/>\n<span>vitesse \u00e9lev\u00e9e du liquide de refroidissement \u00e0 travers la grille d&rsquo;espacement.\u00a0Des grilles d&rsquo;espacement sont soud\u00e9es sur les tubes guides et assurent, au moyen de ressorts et d&rsquo;alv\u00e9oles, le support et l&rsquo;\u00e9cartement des crayons combustibles.\u00a0Une vitesse \u00e9lev\u00e9e du liquide de refroidissement peut provoquer le frottement de la tige contre la partie de la grille d&rsquo;espacement<\/span><br \/>\n<span>qui la maintient.\u00a0Ce type d&rsquo;usure du rev\u00eatement peut \u00eatre minimis\u00e9 par une conception appropri\u00e9e de la grille d&rsquo;espacement.\u00a0Le jet de chicane est g\u00e9n\u00e9ralement regroup\u00e9 sous le frottement grille-tige.<\/span><\/li>\n<\/ul>\n<\/li>\n<li><strong><span>Interaction pastille-gaine (PCI). <\/span><\/strong><span>Les pannes dues au PCI sont typiques des changements de puissance, du mouvement de la tige et du d\u00e9marrage de l&rsquo;usine.\u00a0Ils surviennent g\u00e9n\u00e9ralement quelques heures ou quelques jours apr\u00e8s une rampe de puissance ou un mouvement des barres de commande.\u00a0Cela se traduit notamment par des restrictions de vitesse de rampe de d\u00e9marrage.<\/span><\/li>\n<li><strong><span>D\u00e9ssecher. <\/span><\/strong><span>Dans les REB, lorsque le flux de chaleur d\u00e9passe une valeur critique (CHF &#8211; flux de chaleur critique), le sch\u00e9ma d&rsquo;\u00e9coulement peut atteindre les conditions d&rsquo;ass\u00e8chement (une fine pellicule de liquide dispara\u00eet).\u00a0Le transfert de chaleur de la surface du carburant vers le liquide de refroidissement est d\u00e9t\u00e9rior\u00e9, avec pour r\u00e9sultat une augmentation drastique de la temp\u00e9rature de surface du carburant.\u00a0Ce ph\u00e9nom\u00e8ne peut provoquer une d\u00e9faillance du crayon combustible affect\u00e9.<\/span><\/li>\n<li><strong><span>D\u00e9fauts de fabrication<\/span><\/strong>\n<ul>\n<li><span>D\u00e9fauts de soudure du bouchon d&rsquo;extr\u00e9mit\u00e9.<\/span><\/li>\n<li><span>Effondrement par fluage du rev\u00eatement.\u00a0L&rsquo;effondrement de la gaine peut \u00eatre provoqu\u00e9 par la densification des pastilles de combustible formant des espaces axiaux dans la colonne de pastilles, entra\u00eenant un effondrement d\u00fb \u00e0 la pression ext\u00e9rieure.\u00a0\u00c9tant donn\u00e9 que le fluage d\u00e9pend du temps, un effondrement complet se produit g\u00e9n\u00e9ralement \u00e0 une combustion plus \u00e9lev\u00e9e.\u00a0Ce type de d\u00e9faillance peut \u00eatre \u00e9limin\u00e9 gr\u00e2ce \u00e0 l&rsquo;utilisation de granul\u00e9s \u00e0 densification mod\u00e9r\u00e9e et pr\u00e9-pressurisation des crayons.<\/span><\/li>\n<li><span>Surface de granul\u00e9s manquante<\/span><\/li>\n<\/ul>\n<\/li>\n<li><strong><span>Hydratation interne.\u00a0<\/span><\/strong><span>L&rsquo;inclusion par inadvertance de mat\u00e9riaux contenant de l&rsquo;hydrog\u00e8ne \u00e0 l&rsquo;int\u00e9rieur d&rsquo;une barre de combustible peut entra\u00eener une hydruration et donc une fragilisation de la gaine de combustible.\u00a0Les sources d&rsquo;hydrog\u00e8ne \u00e9taient principalement l&rsquo;humidit\u00e9 r\u00e9siduelle ou la contamination organique dans les pastilles\/barres de combustible.\u00a0Cette cause de d\u00e9faillance a \u00e9t\u00e9 pratiquement \u00e9limin\u00e9e gr\u00e2ce \u00e0 une fabrication am\u00e9lior\u00e9e.<\/span><\/li>\n<li><strong><span>Crud induit la corrosion. <\/span><\/strong><span>Les d\u00e9faillances de corrosion induites par l&rsquo;encrassement sont soit dues \u00e0 un flux de chaleur anormalement \u00e9lev\u00e9 d\u00e9passant les limites de flux thermique ou de corrosion par combustion, soit \u00e0 des probl\u00e8mes de chimie de l&rsquo;eau entra\u00eenant des d\u00e9p\u00f4ts d&rsquo;encrassement excessifs.\u00a0Dans les REB, la corrosion induite par le crud \u00e9tait l&rsquo;une des principales causes de d\u00e9faillance du combustible dans les ann\u00e9es 1980.<\/span><\/li>\n<li><strong><span>Fissuration retard\u00e9e par les hydrures (DHC). <\/span><\/strong><span>La fissuration retard\u00e9e par les hydrures est l&rsquo;initiation et la propagation des fissures en fonction du temps \u00e0 travers la fracture des hydrures qui peuvent se former en avant de la pointe de la fissure.\u00a0Ce type de d\u00e9faillance peut \u00eatre initi\u00e9 par de longues fissures \u00e0 la surface ext\u00e9rieure du rev\u00eatement, qui peuvent se propager dans une direction axiale\/radiale.\u00a0Ce m\u00e9canisme de d\u00e9faillance peut potentiellement limiter le<\/span><br \/>\n<span>fonctionnement \u00e0 taux de combustion \u00e9lev\u00e9.<\/span><\/li>\n<li><strong><span>Dommages li\u00e9s \u00e0 la manutention du carburant<\/span><\/strong><\/li>\n<\/ul>\n<p><span>Voir aussi : AIEA, Examen des pannes de combustible dans les r\u00e9acteurs refroidis \u00e0 l&rsquo;eau.\u00a0N\u00b0 NF-T-2.1.\u00a0ISBN 978\u201392\u20130\u2013102610\u20131, Vienne, 2010.<\/span><\/p>\n<h3><span>Oxydation \u00e0 la vapeur \u00e0 haute temp\u00e9rature des alliages de zirconium<\/span><\/h3>\n<p><strong><span>A haute temp\u00e9rature<\/span><\/strong><span>, la r\u00e9action exothermique des alliages \u00e0 base de Zr avec la vapeur est beaucoup plus intense et dangereuse pour la s\u00fbret\u00e9 des centrales nucl\u00e9aires lors d&rsquo;accidents comme un accident de perte de caloporteur (LOCA). Le principal probl\u00e8me de l&rsquo;oxydation \u00e0 haute temp\u00e9rature est que la gaine de zirconium r\u00e9agit rapidement avec la vapeur d&rsquo;eau \u00e0 haute temp\u00e9rature. La cin\u00e9tique d&rsquo;oxydation des alliages de zirconium concern\u00e9s semble \u00eatre\u00a0<\/span><strong><span>parabolique<\/span><\/strong><span> dans la plage de temp\u00e9rature de <\/span><strong><span>1000-1500 \u00b0C<\/span><\/strong><span> pour de nombreux alliages \u00e0 base de Zr. Au-dessus de 1577 \u00b0C, la couche d&rsquo;oxyde passe de t\u00e9tragonale \u00e0 cubique et le taux d&rsquo;oxydation augmente m\u00eame. De plus, l&rsquo;oxydation du zirconium par l&rsquo;eau s&rsquo;accompagne d&rsquo;\u00a0<\/span><strong><span>un d\u00e9gagement d&rsquo;hydrog\u00e8ne gazeux<\/span><\/strong><span>.\u00a0Cette oxydation est acc\u00e9l\u00e9r\u00e9e \u00e0 haute temp\u00e9rature, par exemple \u00e0 l&rsquo;int\u00e9rieur d&rsquo;un coeur de r\u00e9acteur si les assemblages combustibles ne sont plus enti\u00e8rement recouverts d&rsquo;eau liquide et insuffisamment refroidis.\u00a0Le zirconium m\u00e9tallique est ensuite oxyd\u00e9 par de l&rsquo;eau\/vapeur pour former de l&rsquo;hydrog\u00e8ne gazeux selon la r\u00e9action redox suivante :<\/span><\/p>\n<p style=\"text-align: center;\"><strong><span>Zr + 2H<\/span><sub><span>2<\/span><\/sub><span>O \u2192 ZrO<\/span><sub><span>2<\/span><\/sub><span> + 2H<\/span><sub><span>2<\/span><\/sub><span>\u00a0 \u00a0(Q = 190 kJ\/mol; Baker et Just)<\/span><\/strong><\/p>\n<p><span>Voir aussi:\u00a0 <\/span><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power-plant\/nuclear-fuel\/fuel-assembly\/fuel-cladding-cladding-tube\/high-temperature-steam-oxidation-of-zirconium-alloys\/\"><span>Oxydation \u00e0 la vapeur \u00e0 haute temp\u00e9rature des alliages de zirconium<\/span><\/a><\/p>\n<h3><span>Fusion du combustible nucl\u00e9aire<\/span><\/h3>\n<p><span>La <\/span><strong><span>conductivit\u00e9 thermique<\/span><\/strong><span> du\u00a0<\/span><strong><span>dioxyde d&rsquo;uranium<\/span><\/strong><span> est tr\u00e8s faible par rapport \u00e0 l&rsquo;uranium m\u00e9tallique, au nitrure d&rsquo;uranium, au carbure d&rsquo;uranium et au mat\u00e9riau de rev\u00eatement en zirconium. La conductivit\u00e9 thermique est l&rsquo;un des param\u00e8tres qui d\u00e9terminent la\u00a0<\/span><strong><span>temp\u00e9rature centrale du carburant<\/span><\/strong><span>.\u00a0Cette faible conductivit\u00e9 thermique peut entra\u00eener une surchauffe localis\u00e9e dans l&rsquo;axe du carburant et cette surchauffe doit donc \u00eatre \u00e9vit\u00e9e.\u00a0<\/span><strong><span>La surchauffe du combustible est emp\u00each\u00e9e en maintenant le taux de chaleur lin\u00e9aire de<\/span><\/strong><span> pointe\u00a0 (LHR) \u00e0 l&rsquo;\u00e9tat stable ou le <\/span><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power\/reactor-physics\/reactor-operation\/normal-operation-reactor-control\/heat-flux-hot-channel-factor-fqz\/\"><span>facteur de canal chaud de flux thermique &#8211; F<\/span><sub><span>Q<\/span><\/sub><span>(z)<\/span><\/a><span>\u00a0en dessous du niveau auquel se produit la fusion de l&rsquo;axe central du carburant.\u00a0L&rsquo;expansion de la pastille de combustible lors de la fusion de l&rsquo;axe central peut amener la pastille \u00e0 contraindre la gaine jusqu&rsquo;au point de rupture.<\/span><\/p>\n<p><span>Bien que le point de fusion de l&rsquo;UO2 soit sup\u00e9rieur \u00e0\u00a0<\/span><strong><span>2 800 \u00b0C<\/span><\/strong><span>, le combustible est g\u00e9n\u00e9ralement utilis\u00e9 \u00e0 des temp\u00e9ratures centrales de pointe beaucoup plus basses (moins de 1 400 \u00b0C).\u00a0Cela fournit une marge suffisante \u00e0 la fusion du combustible et \u00e0 la perte d&rsquo;int\u00e9grit\u00e9 du combustible.\u00a0En g\u00e9n\u00e9ral, la fusion du combustible doit \u00e9galement \u00eatre exclue pour les accidents de condition III et de condition IV.\u00a0Mais la catastrophe nucl\u00e9aire de Fukushima Daiichi en 2011 soul\u00e8ve le probl\u00e8me de la s\u00e9curit\u00e9 des centrales nucl\u00e9aires \u00e0 un nouveau niveau dans le monde.\u00a0Il est difficile de pr\u00e9voir ces \u00e9v\u00e9nements et tous les autres accidents hors dimensionnement et de s&rsquo;y pr\u00e9parer en raison de leur extr\u00eame raret\u00e9.\u00a0Dans ces circonstances peu fr\u00e9quentes, la centrale peut ne pas \u00eatre en mesure de fonctionner en toute s\u00e9curit\u00e9.\u00a0La r\u00e9duction de la marge de s\u00e9curit\u00e9 d&rsquo;une usine peut provoquer des pannes catastrophiques telles que des fusions<\/span><\/p>\n<p><span>En cas de fusion du combustible nucl\u00e9aire, il faut distinguer dans quel cas la temp\u00e9rature de fusion du combustible est atteinte. La fonte du carburant peut se produire:<\/span><\/p>\n<ul>\n<li><span>Surpuissance lente des barres de combustible.\u00a0En cas d&rsquo;augmentation de la surpuissance du combustible lente par rapport au taux de transfert de chaleur \u00e0 travers le combustible, la fusion ne se produit qu&rsquo;\u00e0 une \u00e9chelle locale.<\/span><\/li>\n<li><span>Perte de la source froide ultime.\u00a0En cas de perte de primaire, la puissance du crayon diminue, la temp\u00e9rature du combustible n&rsquo;est sup\u00e9rieure que de quelques dizaines de degr\u00e9s Celsius \u00e0 la temp\u00e9rature de la gaine.<\/span><\/li>\n<li><span>Accidents de la RIA.\u00a0Dans ces accidents, le d\u00e9p\u00f4t important et rapide d&rsquo;\u00e9nergie dans le combustible peut entra\u00eener la fusion, la fragmentation et la dispersion du combustible.<\/span><\/li>\n<\/ul>\n<h3><span>Accident de fusion du c\u0153ur du r\u00e9acteur<\/span><\/h3>\n<p><strong><span>L&rsquo;accident de fusion du c\u0153ur du r\u00e9acteur<\/span><\/strong><span>\u00a0est un \u00e9v\u00e9nement ou une s\u00e9quence d&rsquo;\u00e9v\u00e9nements qui entra\u00eenent la fusion d&rsquo;une partie du combustible dans le c\u0153ur du r\u00e9acteur.\u00a0Bien que cet \u00e9v\u00e9nement soit tr\u00e8s improbable, il ne peut \u00eatre exclu.\u00a0Il y a de tr\u00e8s nombreuses barri\u00e8res \u00e0 franchir.\u00a0En particulier, une d\u00e9faillance courante (g\u00e9n\u00e9ralement 3&#215;100%) du syst\u00e8me de refroidissement d&rsquo;urgence du c\u0153ur (ECCS) doit se produire apr\u00e8s une grave perte de liquide de refroidissement.<\/span><\/p>\n<p><span>Ce type d&rsquo;accident est connu sous le terme de\u00a0<\/span><strong><span>fusion nucl\u00e9aire<\/span><\/strong><span> (fusion du c\u0153ur), mais il n&rsquo;est officiellement d\u00e9fini ni par l&rsquo;Agence internationale de l&rsquo;\u00e9nergie atomique ni par la Commission de r\u00e9glementation nucl\u00e9aire. L&rsquo;accident de fusion du c\u0153ur est un grave accident de r\u00e9acteur nucl\u00e9aire qui entra\u00eene des dommages au c\u0153ur dus \u00e0 une surchauffe. Il se produit lorsque la chaleur g\u00e9n\u00e9r\u00e9e par un r\u00e9acteur nucl\u00e9aire d\u00e9passe la chaleur \u00e9vacu\u00e9e par les syst\u00e8mes de refroidissement au point o\u00f9 au moins un \u00e9l\u00e9ment combustible nucl\u00e9aire d\u00e9passe son point de fusion. La chaleur provoquant la fusion d&rsquo;un r\u00e9acteur peut provenir de la r\u00e9action nucl\u00e9aire en cha\u00eene, mais le plus souvent, <\/span><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power\/reactor-physics\/reactor-operation\/residual-heat\/decay-heat-decay-energy\/\"><span>la chaleur de d\u00e9sint\u00e9gration<\/span><\/a><span>\u00a0des produits de fission contenus dans les barres de combustible est la principale source de chaleur.<\/span><\/p>\n<p><span>Si le c\u0153ur du r\u00e9acteur reste sec pendant un temps consid\u00e9rable, la temp\u00e9rature des crayons combustibles s&rsquo;\u00e9l\u00e8ve et peut atteindre localement des niveaux provoquant une d\u00e9gradation importante et irr\u00e9versible du c\u0153ur.\u00a0Les m\u00e9canismes de cette d\u00e9gradation sont \u00e0 la fois chimiques et m\u00e9caniques.\u00a0Selon les niveaux de temp\u00e9rature locaux, la d\u00e9gradation peut se traduire par une production d&rsquo;hydrog\u00e8ne plus ou moins s\u00e9v\u00e8re, un d\u00e9gagement de produits de fission (PF), la formation et la propagation de corium fondu vers la t\u00eate inf\u00e9rieure.<\/span><\/p>\n<p><span>R\u00e9f\u00e9rence sp\u00e9ciale: Nuclear Power Reactor Core Melt Accidents ISBN : 978-2-7598-1835-8, IRSN 2015.<\/span><\/p>\n<h3><span>Corium<\/span><\/h3>\n<p><strong><span>Le corium<\/span><\/strong><span>, \u00e9galement appel\u00e9 mat\u00e9riau contenant du combustible (FCM), est un mat\u00e9riau semblable \u00e0 de la lave cr\u00e9\u00e9 dans le c\u0153ur d&rsquo;un r\u00e9acteur nucl\u00e9aire lors d&rsquo;un accident de fusion.\u00a0Cela consiste en:<\/span><\/p>\n<ul>\n<li><span>m\u00e9lange de combustible nucl\u00e9aire et de gaine de zirconium oxyd\u00e9,<\/span><\/li>\n<li><span>produits de fission,<\/span><\/li>\n<li><span>barres de commande,<\/span><\/li>\n<li><span>mat\u00e9riaux de structure des parties affect\u00e9es du r\u00e9acteur, produits de leur r\u00e9action chimique avec l&rsquo;air, l&rsquo;eau et la vapeur,<\/span><\/li>\n<li><span>et, en cas de rupture de la cuve du r\u00e9acteur, du b\u00e9ton fondu provenant du sol de la salle du r\u00e9acteur.<\/span><\/li>\n<\/ul>\n<p><span>Si la temp\u00e9rature atteint le point de fusion de l&rsquo;UO2, un combustible se d\u00e9grade g\u00e9n\u00e9ralement \u00e0 partir du centre du c\u0153ur.\u00a0En raison de la formation des\u00a0<\/span><strong><span>liquides eutectiques<\/span><\/strong><span>, la temp\u00e9rature de fusion peut \u00eatre inf\u00e9rieure de plusieurs centaines de degr\u00e9s \u00e0 celle du point de fusion de l&rsquo;UO2 (3100 K).\u00a0Le zirconium de la gaine combustible, avec d&rsquo;autres m\u00e9taux, r\u00e9agit avec l&rsquo;eau et produit\u00a0<\/span><strong><span>du dioxyde de zirconium<\/span><\/strong><span>\u00a0et\u00a0<\/span><strong><span>de l&rsquo;hydrog\u00e8ne<\/span><\/strong><span>.\u00a0La production d&rsquo;hydrog\u00e8ne est un danger majeur dans les accidents de r\u00e9acteurs.\u00a0Au fur et \u00e0 mesure que la masse fondue eutectique augmente, le bain de corium peut se former et se dilater axialement et radialement dans le coeur jusqu&rsquo;\u00e0 ce qu&rsquo;il atteigne soit le d\u00e9flecteur, soit la plaque support du coeur.\u00a0A ce moment, le corium coule dans la t\u00eate inf\u00e9rieure.\u00a0La d\u00e9gradation peut conduire \u00e0 terme \u00e0 des configurations simultan\u00e9es tr\u00e8s diff\u00e9rentes dans le c\u0153ur, allant de crayons intacts ou peu d\u00e9grad\u00e9s \u00e0 la formation d&rsquo;un bain de corium ou d&rsquo;un lit de d\u00e9bris.<\/span><\/p>\n<p><span>Dans tous les cas, le corium \u00e9vapore progressivement l&rsquo;eau pr\u00e9sente dans la t\u00eate inf\u00e9rieure.\u00a0S&rsquo;il n&rsquo;y a pas d&rsquo;apport d&rsquo;eau suppl\u00e9mentaire et que la configuration des d\u00e9bris est telle qu&rsquo;ils ne peuvent pas \u00eatre refroidis efficacement, la temp\u00e9rature des mat\u00e9riaux s&rsquo;\u00e9l\u00e8ve progressivement jusqu&rsquo;\u00e0 atteindre le point de fusion des structures en acier (plaques, tubes, etc.) situ\u00e9es dans la t\u00eate inf\u00e9rieure.\u00a0En cas de refroidissement ad\u00e9quat du corium, celui-ci peut se solidifier et les d\u00e9g\u00e2ts se limitent au r\u00e9acteur lui-m\u00eame.\u00a0Cependant, en l&rsquo;absence d&rsquo;un refroidissement ad\u00e9quat, le corium peut fondre \u00e0 travers la cuve du r\u00e9acteur et s&rsquo;\u00e9couler ou \u00eatre \u00e9ject\u00e9 sous forme de courant fondu par la pression \u00e0 l&rsquo;int\u00e9rieur de la cuve du r\u00e9acteur.<\/span><\/p>\n<p><span>Cependant, le renoyage du c\u0153ur peut ne pas \u00eatre b\u00e9n\u00e9fique dans toutes les conditions.\u00a0Les ph\u00e9nom\u00e8nes suivants peuvent se produire lors du renoyage :<\/span><\/p>\n<ul>\n<li><span>g\u00e9n\u00e9ration massive de vapeur, avec production d&rsquo;hydrog\u00e8ne et augmentation de la puissance du r\u00e9acteur<\/span><\/li>\n<li><span>pression du syst\u00e8me de refroidissement\u00a0;<\/span><\/li>\n<li><span>explosion de vapeur par interaction corium-eau;<\/span><\/li>\n<li><span>poursuite de la fonte du c\u0153ur, malgr\u00e9 les apports d&rsquo;eau;<\/span><\/li>\n<li><span>lib\u00e9ration plus rapide des produits de fission.<\/span><\/li>\n<\/ul>\n<p><span>En cas de rupture de cuve lors d&rsquo;un accident de fusion du c\u0153ur, le corium issu de cette fusion du c\u0153ur et de la fusion des structures internes se d\u00e9versera sur le radier du puits de cuve.\u00a0L&rsquo;\u00a0<\/span><strong><span>interaction noyau en fusion-b\u00e9ton<\/span><\/strong><span>\u00a0(MCCI) est consid\u00e9r\u00e9e comme l&rsquo;un des ph\u00e9nom\u00e8nes importants pouvant conduire \u00e0 la rupture tardive du confinement par p\u00e9n\u00e9tration du radier lors d&rsquo;un hypoth\u00e9tique accident grave de r\u00e9acteurs \u00e0 eau l\u00e9g\u00e8re (LWR).\u00a0Le processus est entra\u00een\u00e9 par la temp\u00e9rature initiale \u00e9lev\u00e9e du corium fondu et la chaleur de d\u00e9sint\u00e9gration g\u00e9n\u00e9r\u00e9e \u00e0 l&rsquo;int\u00e9rieur du bain par la d\u00e9sint\u00e9gration radioactive des produits de fission.\u00a0\u00c9videmment, la progression du MCCI prend une importance primordiale et joue un r\u00f4le cl\u00e9 pour menacer l&rsquo;int\u00e9grit\u00e9 du confinement, derni\u00e8re barri\u00e8re des produits de fission.<\/span><\/p>\n<h3><span>R\u00e9tention dans le vaisseau<\/span><\/h3>\n<p><span>En ce qui concerne la s\u00fbret\u00e9 des centrales nucl\u00e9aires (CNP) en cas d&rsquo;accident nucl\u00e9aire grave, l&rsquo;un des principaux d\u00e9fis associ\u00e9s est la r\u00e9tention du combustible nucl\u00e9aire en fusion et des composants internes du r\u00e9acteur, appel\u00e9 corium, dans la cuve sous pression du r\u00e9acteur (RPV) .\u00a0L&rsquo;une des mani\u00e8res de refroidir le corium dans la cuve est de refroidir la cuve depuis l&rsquo;ext\u00e9rieur.\u00a0La r\u00e9tention dans la cuve peut \u00eatre obtenue par inondation compl\u00e8te de la cavit\u00e9 du r\u00e9acteur pour refroidir la paroi externe de la t\u00eate inf\u00e9rieure, \u00e9vitant ainsi une d\u00e9faillance structurelle par rupture par fluage.\u00a0Cette strat\u00e9gie est appel\u00e9e\u00a0<\/span><strong><span>In-Vessel Retention <\/span><\/strong><span>(RVI).\u00a0Dans le cas de la strat\u00e9gie In-Vessel Retention (IVR), on s&rsquo;attend \u00e0 ce que le bain de corium soit entour\u00e9 d&rsquo;une cro\u00fbte d&rsquo;oxyde, qui sera en contact avec l&rsquo;acier fondu du haut du bain ainsi que des c\u00f4t\u00e9s du navire.\u00a0L&rsquo;application de cette approche aux grands r\u00e9acteurs de puissance n&rsquo;est pas anodine en raison du temps relativement court entre la d\u00e9tection de la fusion du c\u0153ur et la d\u00e9faillance de la t\u00eate inf\u00e9rieure.<\/span><\/p>\n<h3><span>Enthalpie du combustible nucl\u00e9aire<\/span><\/h3>\n<p><span>L&rsquo;enthalpie du combustible nucl\u00e9aire est \u00e9galement utilis\u00e9e comme crit\u00e8re d&rsquo;acceptation dans des types d&rsquo;accidents tr\u00e8s sp\u00e9cifiques, connus sous le nom d&rsquo; <\/span><strong><span>accidents initi\u00e9s par la r\u00e9activit\u00e9<\/span><\/strong><span> (RIA), tels que les accidents d&rsquo;\u00e9jection de tige.\u00a0Les RIA consistent en des accidents postul\u00e9s qui impliquent une insertion soudaine et rapide de la r\u00e9activit\u00e9 positive.\u00a0En raison d&rsquo;une excursion de puissance rapide, les temp\u00e9ratures du carburant augmentent rapidement, provoquant une dilatation thermique des pastilles de combustible.\u00a0L&rsquo;excursion de puissance est initialement att\u00e9nu\u00e9e par le coefficient de temp\u00e9rature du carburant (ou r\u00e9troaction Doppler), qui sera\u00a0<\/span><strong><span>la premi\u00e8re<\/span><\/strong><span> r\u00e9troaction, qui compensera la r\u00e9activit\u00e9 positive ins\u00e9r\u00e9e.<\/span><\/p>\n<p><span>Dans ces accidents, le d\u00e9p\u00f4t important et rapide d&rsquo;\u00e9nergie dans le combustible peut entra\u00eener la fusion, la fragmentation et la dispersion du combustible.\u00a0L&rsquo;action m\u00e9canique associ\u00e9e \u00e0 la dispersion du combustible peut \u00eatre suffisante pour d\u00e9truire la gaine et la g\u00e9om\u00e9trie du faisceau de crayons du combustible et produire des impulsions de pression dans le circuit primaire.\u00a0L&rsquo;expulsion de combustible chaud dans l&rsquo;eau a le potentiel de provoquer une g\u00e9n\u00e9ration rapide de vapeur et ces impulsions de pression, qui pourraient endommager les assemblages combustibles \u00e0 proximit\u00e9.\u00a0Des limites sur l&rsquo;enthalpie sp\u00e9cifique du combustible sont utilis\u00e9es, car les tests exp\u00e9rimentaux montrent que le degr\u00e9 d&rsquo;endommagement des crayons combustibles est bien corr\u00e9l\u00e9 avec la valeur maximale de l&rsquo;enthalpie sp\u00e9cifique des pastilles de combustible.<\/span><\/p>\n<h2><span>Mat\u00e9riaux pour turbines \u00e0 vapeur<\/span><\/h2>\n<p><span>La plupart des\u00a0<\/span><strong><span>centrales nucl\u00e9aires<\/span><\/strong><span>\u00a0exploitent un\u00a0<\/span><strong><span>turboalternateur \u00e0 arbre unique<\/span><\/strong><span>\u00a0qui se compose d&rsquo;une\u00a0<\/span><strong><span>turbine HP \u00e0 plusieurs \u00e9tages<\/span><\/strong><span>\u00a0et de\u00a0<\/span><strong><span>trois turbines BP \u00e0 plusieurs \u00e9tages parall\u00e8les<\/span><\/strong><span>, d&rsquo;un g\u00e9n\u00e9rateur principal et d&rsquo;une excitatrice. <\/span><strong><span>HP Turbine<\/span><\/strong><span>\u00a0est g\u00e9n\u00e9ralement une\u00a0<strong>turbine \u00e0 r\u00e9action \u00e0\u00a0<\/strong><\/span><strong><span>double flux<\/span><\/strong>\u00a0<span>avec environ 10 \u00e9tages avec des pales blind\u00e9es et produit environ 30 \u00e0 40% de la puissance brute de la centrale \u00e9lectrique.\u00a0<strong>Les turbines BP<\/strong>\u00a0sont g\u00e9n\u00e9ralement\u00a0<strong>des turbines \u00e0 r\u00e9action \u00e0 double flux <\/strong><\/span><span>avec environ 5-8 \u00e9tapes (avec des lames envelopp\u00e9es et avec des lames autoportantes des 3 derni\u00e8res \u00e9tapes).\u00a0Les turbines BP produisent environ 60 \u00e0 70 % de la puissance brute de l&rsquo;unit\u00e9 de la centrale \u00e9lectrique.\u00a0Chaque rotor de turbine est mont\u00e9 sur deux paliers, c&rsquo;est-\u00e0-dire qu&rsquo;il y a des paliers doubles entre chaque module de turbine.\u00a0La gamme d&rsquo;alliages utilis\u00e9s dans les turbines \u00e0 vapeur est relativement petite, en partie \u00e0 cause de la n\u00e9cessit\u00e9 d&rsquo;assurer une bonne ad\u00e9quation des propri\u00e9t\u00e9s thermiques, telles que la dilatation et la conductivit\u00e9, et en partie \u00e0 cause de la n\u00e9cessit\u00e9 d&rsquo;une r\u00e9sistance \u00e0 haute temp\u00e9rature \u00e0 un co\u00fbt acceptable.<\/span><\/p>\n<ul>\n<li><span>Mat\u00e9riau pour rotors de turbine.\u00a0Les rotors des turbines \u00e0 vapeur sont g\u00e9n\u00e9ralement en acier faiblement alli\u00e9.\u00a0Le r\u00f4le des \u00e9l\u00e9ments d&rsquo;alliage est d&rsquo;\u00a0<\/span><strong><span>augmenter la trempabilit\u00e9<\/span><\/strong><span>\u00a0afin d&rsquo;optimiser les propri\u00e9t\u00e9s m\u00e9caniques et la\u00a0<\/span><a href=\"https:\/\/material-properties.org\/what-is-toughness-definition\/\"><span>t\u00e9nacit\u00e9<\/span><\/a><span>\u00a0apr\u00e8s traitement thermique.\u00a0Les rotors ou sont tenus de g\u00e9rer les conditions de vapeur les plus \u00e9lev\u00e9es, c&rsquo;est pourquoi l&rsquo;alliage le plus couramment utilis\u00e9 est l&rsquo;acier CrMoV.<\/span><\/li>\n<li><span>Mat\u00e9riel pour le bo\u00eetier.\u00a0Les carters des turbines \u00e0 vapeur sont g\u00e9n\u00e9ralement de grandes structures aux formes complexes qui doivent assurer le confinement de la pression pour la turbine \u00e0 vapeur.\u00a0Du fait de la taille de ces composants, leur co\u00fbt impacte fortement le co\u00fbt global de la turbine. Les mat\u00e9riaux actuellement utilis\u00e9s pour les enveloppes int\u00e9rieure et ext\u00e9rieure sont g\u00e9n\u00e9ralement des aciers CrMo faiblement alli\u00e9s (par exemple l&rsquo;acier 1-2CrMo).\u00a0Pour des temp\u00e9ratures plus \u00e9lev\u00e9es, les alliages coul\u00e9s 9CrMoVNb sont consid\u00e9r\u00e9s comme ad\u00e9quats en termes de r\u00e9sistance.<\/span><\/li>\n<li><span>Mat\u00e9riau des aubes de turbine.\u00a0<\/span><strong><span>Pour les turbines \u00e0 gaz<\/span><\/strong><span>, les aubes de turbine sont souvent le composant limitant.\u00a0La temp\u00e9rature la plus \u00e9lev\u00e9e du cycle se produit \u00e0 la fin du processus de combustion et elle est limit\u00e9e par la\u00a0<\/span><strong><span>temp\u00e9rature maximale<\/span><\/strong><span>\u00a0que les\u00a0<\/span><strong><span>aubes de turbine<\/span><\/strong><span>\u00a0peuvent supporter.\u00a0Comme d&rsquo;habitude, des consid\u00e9rations m\u00e9tallurgiques (environ 1700 K) imposent une limite sup\u00e9rieure au rendement thermique.\u00a0Par cons\u00e9quent, les aubes de turbine utilisent souvent des mat\u00e9riaux exotiques comme les\u00a0<\/span><strong><span>superalliages <\/span><\/strong><span>et de nombreuses m\u00e9thodes de refroidissement diff\u00e9rentes, telles que les canaux d&rsquo;air internes, le refroidissement de la couche limite et les rev\u00eatements de barri\u00e8re thermique.\u00a0Le d\u00e9veloppement des superalliages dans les ann\u00e9es 1940 et de nouvelles m\u00e9thodes de traitement telles que la fusion par induction sous vide dans les ann\u00e9es 1950 ont consid\u00e9rablement augment\u00e9 la capacit\u00e9 de temp\u00e9rature des aubes de turbine.\u00a0Les aubes de turbine modernes utilisent souvent des\u00a0<\/span><strong><span>superalliages \u00e0 base de nickel<\/span><\/strong><span>\u00a0qui incorporent du chrome, du cobalt et du rh\u00e9nium.<\/span><\/li>\n<li><strong><span>Les aubes de turbine \u00e0 vapeur<\/span><\/strong><span>\u00a0ne sont pas expos\u00e9es \u00e0 des temp\u00e9ratures aussi \u00e9lev\u00e9es, mais elles doivent supporter un fonctionnement avec\u00a0<\/span><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-engineering\/fluid-dynamics\/two-phase-fluid-flow\/\"><span>un fluide diphasique<\/span><\/a><span>.\u00a0Une teneur \u00e9lev\u00e9e en gouttelettes d&rsquo;eau peut provoquer un impact et une \u00e9rosion rapides des pales qui se produisent lorsque de l&rsquo;eau condens\u00e9e est projet\u00e9e sur les pales.\u00a0Pour \u00e9viter cela, par exemple, des drains de condensat sont install\u00e9s dans la tuyauterie de vapeur menant \u00e0 la turbine.\u00a0Un autre d\u00e9fi pour les ing\u00e9nieurs est la conception des aubes du dernier \u00e9tage de la turbine BP.\u00a0Ces pales doivent \u00eatre (en raison du\u00a0<\/span><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-engineering\/<a href=\"https:\/\/modern-physics.org\/thermodynamics\/\">thermodynamics<\/a>\/thermodynamic-properties\/what-is-specific-volume\/\u00a0\u00bb><span>volume sp\u00e9cifique<\/span><span>\u00a0\u00e9lev\u00e9 de vapeur) tr\u00e8s longues, ce qui induit d&rsquo;\u00a0<\/span><strong><span>\u00e9normes forces centrifuges <\/span><\/strong><span>pendant le fonctionnement.\u00a0Par cons\u00e9quent, les aubes de turbine sont soumises \u00e0 des contraintes dues \u00e0 la force centrifuge (les \u00e9tages de turbine peuvent tourner \u00e0 des dizaines de milliers de tours par minute (RPM), mais g\u00e9n\u00e9ralement \u00e0 1\u00a0800 tr\/min) et \u00e0 des forces fluides qui peuvent provoquer des ruptures, des d\u00e9formations ou des d\u00e9faillances par fluage.<\/span><\/li>\n<\/ul>\n<h3><span>Probl\u00e8mes mat\u00e9riels des turbines<\/span><\/h3>\n<h3><span>Ramper<\/span><\/h3>\n<p><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-engineering\/materials-science\/material-properties\/creep-material-creep\/\"><strong><span>Le fluage<\/span><\/strong><\/a><span>, \u00e9galement connu sous\u00a0<\/span><strong><span> le nom d&rsquo;\u00e9coulement \u00e0 froid<\/span><\/strong><span>, est la d\u00e9formation permanente qui augmente avec le temps sous une charge ou une\u00a0<\/span><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-engineering\/materials-science\/material-properties\/strength\/what-is-stress-in-materials-science\/\"><span>\u00a0contrainte<\/span><\/a><span> constante.\u00a0Il r\u00e9sulte d&rsquo;une exposition prolong\u00e9e \u00e0 des contraintes m\u00e9caniques externes importantes avec une limite d&rsquo;\u00e9lasticit\u00e9 et est plus s\u00e9v\u00e8re dans les mat\u00e9riaux soumis \u00e0 la chaleur pendant une longue p\u00e9riode.\u00a0Le taux de d\u00e9formation est fonction des propri\u00e9t\u00e9s du mat\u00e9riau, du temps d&rsquo;exposition, de la\u00a0<\/span><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-engineering\/<a href=\"https:\/\/modern-physics.org\/thermodynamics\/\">thermodynamics<\/a>\/thermodynamic-properties\/what-is-temperature-physics\/\u00a0\u00bb><span>\u00a0temp\u00e9rature<\/span><span>\u00a0d&rsquo;exposition \u00a0et de la charge structurelle appliqu\u00e9e.\u00a0<\/span><strong><span>Le fluage<\/span><\/strong><span> \u00a0est un ph\u00e9nom\u00e8ne tr\u00e8s important si nous utilisons des mat\u00e9riaux\u00a0<\/span><strong><span>\u00e0 haute temp\u00e9rature<\/span><\/strong><span>. Le fluage est tr\u00e8s important dans l&rsquo;industrie de l&rsquo;\u00e9nergie et il est de la plus haute importance dans la conception des moteurs \u00e0 r\u00e9action. Pour de nombreuses situations de fluage \u00e0 dur\u00e9e de vie relativement courte (par exemple, <\/span><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power-plant\/turbine-generator-power-conversion-system\/what-is-steam-turbine-description-and-characteristics\/turbine-blades\/\"><span>aubes de turbine<\/span><\/a><span> dans les avions militaires), le temps de rupture est la consid\u00e9ration de conception dominante.\u00a0Bien entendu, pour sa d\u00e9termination, des essais de fluage doivent \u00eatre men\u00e9s jusqu&rsquo;au point de rupture;\u00a0on parle\u00a0\u00a0<\/span><strong><span>alors d&rsquo;essais de rupture par fluage<\/span><\/strong><span>.<\/span><\/p>\n<h3><span>\u00c9rosion Corrosion<\/span><\/h3>\n<p><strong><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-engineering\/metals-what-are-metals\/failure-modes-of-materials\/wear\/erosion-corrosion\/\"><span>La corrosion par \u00e9rosion<\/span><\/a><\/strong><span> est le dommage cumulatif induit par les r\u00e9actions de corrosion \u00e9lectrochimique et les effets m\u00e9caniques du mouvement relatif entre l&rsquo;\u00e9lectrolyte et la surface de corrosion.\u00a0L&rsquo;\u00e9rosion peut \u00e9galement se produire en combinaison avec d&rsquo;autres formes de d\u00e9gradation, telles que la corrosion.\u00a0On parle alors d&rsquo;\u00e9rosion-corrosion.\u00a0La corrosion par \u00e9rosion est un processus de d\u00e9gradation des mat\u00e9riaux d\u00fb \u00e0 l&rsquo;effet combin\u00e9 de la corrosion et de l&rsquo;usure.\u00a0Presque tous les fluides corrosifs fluides ou turbulents peuvent provoquer une corrosion par \u00e9rosion.\u00a0Le m\u00e9canisme peut \u00eatre d\u00e9crit comme suit:<\/span><\/p>\n<ul>\n<li><span>\u00e9rosion m\u00e9canique du mat\u00e9riau, ou couche d&rsquo;oxyde protectrice (ou passive) \u00e0 sa surface,<\/span><\/li>\n<li><span>corrosion accrue du mat\u00e9riau, si la vitesse de corrosion du mat\u00e9riau d\u00e9pend de l&rsquo;\u00e9paisseur de la couche d&rsquo;oxyde.<\/span><\/li>\n<\/ul>\n<p><span>La corrosion par \u00e9rosion se trouve dans les syst\u00e8mes tels que la tuyauterie, les vannes, les pompes, les buses, les \u00e9changeurs de chaleur et les turbines.\u00a0L&rsquo;usure est un processus de d\u00e9gradation m\u00e9canique des mat\u00e9riaux qui se produit sur les surfaces de frottement ou d&rsquo;impact, tandis que la corrosion implique des r\u00e9actions chimiques ou \u00e9lectrochimiques du mat\u00e9riau.\u00a0La corrosion peut acc\u00e9l\u00e9rer l&rsquo;usure et l&rsquo;usure peut acc\u00e9l\u00e9rer la corrosion.<\/span><\/p>\n<h3><span>Oxydation \u00e0 la vapeur<\/span><\/h3>\n<p><span>Le comportement d&rsquo;oxydation de la vapeur est directement li\u00e9 \u00e0 la mise en \u0153uvre d&rsquo;une production d&rsquo;\u00e9nergie \u00e0 vapeur ultra-supercritique pour des rendements am\u00e9lior\u00e9s et des \u00e9missions de CO<\/span><sub><span>2<\/span><\/sub><span>\u00a0r\u00e9duites.\u00a0Une temp\u00e9rature plus \u00e9lev\u00e9e signifie une efficacit\u00e9 plus \u00e9lev\u00e9e\u00a0;\u00a0cependant, des taux de corrosion plus \u00e9lev\u00e9s se produisent dans une atmosph\u00e8re de vapeur lorsque des aciers ferritiques, ferrito\u2010martensitiques ou moyennement Cr\u2013Ni sont utilis\u00e9s.<\/span><\/p>\n<p><span>Les mat\u00e9riaux qui ont \u00e9t\u00e9 d\u00e9velopp\u00e9s il y a plus de 50 \u00e0 60 ans ne sont plus actuellement adapt\u00e9s aux r\u00e9gimes ultra-supercritiques en raison d&rsquo;une faible r\u00e9sistance \u00e0 la corrosion et de propri\u00e9t\u00e9s de fluage et de r\u00e9sistance \u00e0 haute temp\u00e9rature inad\u00e9quates.\u00a0Ces technologies n\u00e9cessitent des aciers aust\u00e9nitiques avanc\u00e9s et des alliages \u00e0 base de nickel (Ni) avec une r\u00e9sistance sup\u00e9rieure \u00e0 l&rsquo;oxydation \u00e0 la vapeur.<\/span><\/p>\n<h3><span>Fatigue<\/span><\/h3>\n<p><span>En science des mat\u00e9riaux, <\/span><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-engineering\/metals-what-are-metals\/failure-modes-of-materials\/fatigue-of-material-fatigue-failure\/\"><strong><span>la fatigue<\/span><\/strong><\/a><span> est l&rsquo;affaiblissement d&rsquo;un mat\u00e9riau caus\u00e9 par <\/span><strong><span>un chargement cyclique<\/span><\/strong><span> qui entra\u00eene des dommages structurels progressifs, cassants et localis\u00e9s. Une fois qu&rsquo;une fissure s&rsquo;est amorc\u00e9e, chaque cycle de chargement fera cro\u00eetre la fissure d&rsquo;une petite quantit\u00e9, m\u00eame lorsque des contraintes altern\u00e9es ou cycliques r\u00e9p\u00e9t\u00e9es sont d&rsquo;une intensit\u00e9 consid\u00e9rablement inf\u00e9rieure \u00e0 la r\u00e9sistance normale. Les contraintes peuvent \u00eatre dues \u00e0 des vibrations ou \u00e0 des cycles thermiques. Les dommages de fatigue sont caus\u00e9s par:<\/span><\/p>\n<ul>\n<li><span>action simultan\u00e9e de contraintes cycliques,<\/span><\/li>\n<li><span>contrainte de traction (qu&rsquo;elle soit appliqu\u00e9e directement ou r\u00e9siduelle),<\/span><\/li>\n<li><span>souche plastique.<\/span><\/li>\n<\/ul>\n<p><span>Si l&rsquo;un de ces trois \u00e9l\u00e9ments n&rsquo;est pas pr\u00e9sent, une fissure de fatigue ne s&rsquo;amorcera pas et ne se propagera pas.\u00a0La majorit\u00e9 des d\u00e9faillances techniques sont caus\u00e9es par la fatigue.<\/span><\/p>\n<p><span>Bien que la fracture soit de type fragile, sa propagation peut prendre un certain temps, en fonction \u00e0 la fois de l&rsquo;intensit\u00e9 et de la fr\u00e9quence des cycles de stress. N\u00e9anmoins, il y a tr\u00e8s peu, voire aucun, avertissement avant la panne si la fissure n&rsquo;est pas remarqu\u00e9e. Le nombre de cycles n\u00e9cessaires pour provoquer une rupture par fatigue \u00e0 une contrainte maximale particuli\u00e8re est g\u00e9n\u00e9ralement assez important, mais il diminue \u00e0 mesure que la contrainte augmente. Pour certains aciers doux, les contraintes cycliques peuvent \u00eatre poursuivies ind\u00e9finiment \u00e0 condition que la contrainte maximale (parfois appel\u00e9e r\u00e9sistance \u00e0 la fatigue) soit inf\u00e9rieure \u00e0 la valeur limite d&rsquo;endurance. Le type de fatigue le plus pr\u00e9occupant dans les centrales nucl\u00e9aires est la fatigue thermique. La fatigue thermique peut provenir de contraintes thermiques produites par des changements cycliques de temp\u00e9rature. Les gros composants tels que le pressuriseur, la cuve du r\u00e9acteur et la tuyauterie du syst\u00e8me du r\u00e9acteur sont soumis \u00e0 des contraintes cycliques caus\u00e9es par les variations de temp\u00e9rature pendant le d\u00e9marrage du r\u00e9acteur, les changements de niveau de puissance et l&rsquo;arr\u00eat.<\/span><\/p>\n<p><span><\/span><\/p><\/div><\/div><\/span><\/p>\n<p><span><div  class=\"lgc-column lgc-grid-parent lgc-grid-100 lgc-tablet-grid-100 lgc-mobile-grid-100 lgc-equal-heights \"><div  class=\"inside-grid-column\">\n<p><span><div class=\"su-accordion su-u-trim\"><div class=\"su-spoiler su-spoiler-style-default su-spoiler-icon-plus su-spoiler-closed\" data-scroll-offset=\"0\" data-anchor-in-url=\"no\"><div class=\"su-spoiler-title\" tabindex=\"0\" role=\"button\"><span class=\"su-spoiler-icon\"><\/span>R\u00e9f\u00e9rences :<\/div><div class=\"su-spoiler-content su-u-clearfix su-u-trim\"><\/div><\/div><\/div><\/span><\/p>\n<p><span>La science des mat\u00e9riaux:<\/span><\/p>\n<ol>\n<li><span>D\u00e9partement am\u00e9ricain de l&rsquo;\u00e9nergie, science des mat\u00e9riaux.\u00a0DOE Fundamentals Handbook, Volume 1 et 2. Janvier 1993.<\/span><\/li>\n<li><span>D\u00e9partement am\u00e9ricain de l&rsquo;\u00e9nergie, science des mat\u00e9riaux.\u00a0DOE Fundamentals Handbook, Volume 2 et 2. Janvier 1993.<\/span><\/li>\n<li><span>William D. Callister, David G. Rethwisch.\u00a0Science et g\u00e9nie des mat\u00e9riaux : une introduction 9e \u00e9dition, Wiley ;\u00a09 \u00e9dition (4 d\u00e9cembre 2013), ISBN-13\u00a0: 978-1118324578.<\/span><\/li>\n<li><span>En ligneEberhart, Mark (2003).\u00a0Pourquoi les choses se cassent\u00a0: Comprendre le monde par la mani\u00e8re dont il se d\u00e9compose.\u00a0Harmonie.\u00a0ISBN 978-1-4000-4760-4.<\/span><\/li>\n<li><span>Gaskell, David R. (1995).\u00a0Introduction \u00e0 la thermodynamique des mat\u00e9riaux (4e \u00e9d.).\u00a0\u00c9ditions Taylor et Francis.\u00a0ISBN 978-1-56032-992-3.<\/span><\/li>\n<li><span>Gonz\u00e1lez-Vi\u00f1as, W. &amp; Mancini, HL (2004).\u00a0Une introduction \u00e0 la science des mat\u00e9riaux.\u00a0Presse universitaire de Princeton.\u00a0ISBN 978-0-691-07097-1.<\/span><\/li>\n<li><span>Ashby, Michael;\u00a0Hugh Shercliff;\u00a0David Cebon (2007).\u00a0Mat\u00e9riaux: ing\u00e9nierie, science, traitement et conception (1\u00e8re \u00e9d.).\u00a0Butterworth-Heinemann.\u00a0ISBN 978-0-7506-8391-3.<\/span><\/li>\n<li><span>JR Lamarsh, AJ Baratta, Introduction au g\u00e9nie nucl\u00e9aire, 3e \u00e9d., Prentice-Hall, 2001, ISBN : 0-201-82498-1.<\/span><\/li>\n<\/ol>\n<p><span><\/span><\/p><\/div><\/div><div class=\"su-divider su-divider-style-dotted\" style=\"margin:15px 0;border-width:2px;border-color:#999999\"><\/div><div class=\"su-divider su-divider-style-default\" style=\"margin:15px 0;border-width:2px;border-color:#999999\"><\/div><div  class=\"lgc-column lgc-grid-parent lgc-grid-33 lgc-tablet-grid-33 lgc-mobile-grid-100 lgc-equal-heights \"><div  class=\"inside-grid-column\"><\/div><\/div><div  class=\"lgc-column lgc-grid-parent lgc-grid-33 lgc-tablet-grid-33 lgc-mobile-grid-100 lgc-equal-heights \"><div  class=\"inside-grid-column\">\n<p><span>Voir ci-dessus\u00a0:<\/span><br \/>\n<span>Centrale nucl\u00e9aire<a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power-plant\/\" class=\"su-button su-button-style-flat\" style=\"color:#606060;background-color:#ffffff;border-color:#cccccc;border-radius:10px;-moz-border-radius:10px;-webkit-border-radius:10px\" target=\"_self\"><span style=\"color:#606060;padding:7px 20px;font-size:16px;line-height:24px;border-color:#ffffff;border-radius:10px;-moz-border-radius:10px;-webkit-border-radius:10px;text-shadow:0px 0px 0px #000000;-moz-text-shadow:0px 0px 0px #000000;-webkit-text-shadow:0px 0px 0px #000000\"><img src=\"icon : lien\" alt=\"\" style=\"width:24px;height:24px\" \/> <\/span><\/a><\/span><\/p><\/div><\/div><div  class=\"lgc-column lgc-grid-parent lgc-grid-33 lgc-tablet-grid-33 lgc-mobile-grid-100 lgc-equal-heights \"><div  class=\"inside-grid-column\"><\/div><\/div><\/span><\/p>\n<p><span><div class=\"su-divider su-divider-style-dotted\" style=\"margin:15px 0;border-width:2px;border-color:#999999\"><\/div><\/span><\/p>\n<p><span>Nous esp\u00e9rons que cet article,\u00a0<\/span><strong><span>Mat\u00e9riaux pour r\u00e9acteurs et centrales \u00e9lectriques<\/span><\/strong><span>\u00a0, vous aidera.\u00a0Si oui,\u00a0<\/span><strong><span>donnez-nous un like<\/span><\/strong><span>\u00a0dans la barre lat\u00e9rale.\u00a0L&rsquo;objectif principal de ce site Web est d&rsquo;aider le public \u00e0 apprendre des informations int\u00e9ressantes et importantes sur les mat\u00e9riaux et leurs propri\u00e9t\u00e9s.<\/span><\/p>\n","protected":false},"excerpt":{"rendered":"<p>Nous esp\u00e9rons que cet article,\u00a0Mat\u00e9riaux pour r\u00e9acteurs et centrales \u00e9lectriques\u00a0, vous aidera.\u00a0Si oui,\u00a0donnez-nous un like\u00a0dans la barre lat\u00e9rale.\u00a0L&rsquo;objectif principal de ce site Web est d&rsquo;aider le public \u00e0 apprendre des informations int\u00e9ressantes et importantes sur les mat\u00e9riaux et leurs propri\u00e9t\u00e9s.<\/p>\n","protected":false},"author":1,"featured_media":0,"comment_status":"closed","ping_status":"closed","sticky":false,"template":"","format":"standard","meta":{"footnotes":""},"categories":[53],"tags":[],"yoast_head":"<!-- This site is optimized with the Yoast SEO plugin v21.2 - https:\/\/yoast.com\/wordpress\/plugins\/seo\/ -->\n<title>Que sont les mat\u00e9riaux des r\u00e9acteurs et des centrales \u00e9lectriques - D\u00e9finition | Propri\u00e9t\u00e9s mat\u00e9rielles<\/title>\n<meta name=\"description\" content=\"Cet article r\u00e9sume les principaux probl\u00e8mes et d\u00e9fis mat\u00e9riels qui doivent \u00eatre pris en compte dans la conception des centrales nucl\u00e9aires et des r\u00e9acteurs. 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