Bibliographie & annexes
Présentation
En anglais
NOTE DE L'ÉDITEUR
La norme NF EN 13445 et tous ses corrigenda, cités dans cet article ont été remplacé par la norme NF EN 13445, Récipients sous pression non soumis à la flamme (version de mai 2021)
Pour en savoir plus, consultez le bulletin de veille normative VN2112 (Décembre 2021).
La partie 3 de la norme NF EN 13445-3 V4 de mars 2019 citée dans cet article a été remplacée par la norme NF EN 13445-3/A6, /A7 et /A8 (E86-200-3/A6, /A7, /A8) : Récipients sous pression non soumis à la flamme - Partie 3 : Conception - Amendements 6, 7 et 8. (Révision 2019)
Pour en savoir plus, consultez le bulletin de veille normative VN1904 (avril 2019).
Les normes NF EN 13445-1 à -5 et -8 citées dans cet article ont été remplacées par les normes NF EN 13445-1 à -5 et -8 V4 (E86-200-1 à -5 et -8) "Récipients sous pression non soumis à la flamme :
- Partie 1 : généralités
- Partie 2 : matériaux
- Partie 3 : conception
- Partie 4 : fabrication
- Partie 5 : inspection et contrôles
- Partie 8 : exigences complémentaires pour les récipients sous pression en aluminium et alliages d'aluminium" (Révision 2019)
Pour en savoir plus, consultez le bulletin de veille normative VN1903 (mars 2019).
Les normes NF EN 13445-2 V3 de décembre 2014 et NF EN 13445-6 V2 de décembre 2014 citées dans cet article ont été modifiées par NF EN 13445-2/A3 et -6/A2 (E86-200-2/A3 et -6/A2) "Récipients sous pression non soumis à la flamme - Partie 2 : matériaux - Amendement 3 - Partie 6 : Exigences pour la conception et la fabrication des récipients sous pression et des parties sous pression moulés en fonte à graphite sphéroïdal - Amendement 2" (Révision 2018)
Pour en savoir plus, consultez le bulletin de veille normative VN1812 (décembre 2018).
Les normes NF EN 13445-2 V3 et -3 V3 de décembre 2014 (3èmes tirages de décembre 2016) citées dans cet article ont été modifiées par les normes NF EN 13445-2/A2 et -3/A5 (E86-200-2/A2 et -3/A5) : Récipients sous pression non soumis à la flamme - Partie 2 : matériaux (amendement 2) - Partie 3 : Conception (amendement 5).
Pour en savoir plus, consultez le bulletin de veille normative VN1811 (novembre 2018).
Les parties 2 et 5 de la norme NF EN 13445 de décembre 2014 citée dans cet article ont été remplacées par NF EN 13445-2/A4 et -5/A1 (E86-200-2/A4 et -5/A1) " Récipients sous pression non soumis à la flamme" et "Partie 2 : matériaux (Amendement 4) - Partie 5 : Inspection et contrôles (Amendement 1)" révision 2018.
Pour en savoir plus, consultez le bulletin de veille normative VN1807 (septembre 2018).
RÉSUMÉ
L’objet de cet article est de développer la démarche générale retenue pour la conception des enceintes sous pressions des circuits fluides. Les réacteurs nucléaires à eau sous pression (REP) comportent de nombreuses spécificités quant à la garantie d’intégrité du matériel. En effet, la prévention des risques de dégradation en service n’est pas à négliger. Les différents risques sont répertoriés dans cet article de la façon la plus exhaustive possible. La prévention du dommage de déformation excessive, du dommage d’instabilité plastique, du flambage, du dommage de déformation progressive, du dommage de fatigue, du dommage de rupture brutale, et autres dommages potentiels sont ainsi repris en détail.
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Lire l’articleABSTRACT
The aim of this article is to develop the general approach adopted for the design of pressurized enclosures for fluid circuits. Pressurized nuclear water reactors (PWR) carry many specificities as to the material’s integrity guarantee. Indeed, prevention of deterioration risks should not be disregarded. This article lists, as exhaustively as possible, these various risks. Prevention of damage due to excessive deformation, plastic instability, buckling, progressive deformation, fatigue, sudden failure, and other potential damage are examined in detail.
Auteur(s)
-
Jean-Marie GRANDEMANGE : AREVA-NP, Secrétaire de la Sous-Commission RCC-M de l'Association Française pour les règles de conception, de construction et de surveillance en exploitation des Chaudières Électro-Nucléaires (AFCEN)
INTRODUCTION
Les équipements et circuits des réacteurs nucléaires à eau sous pression (REP) sont avant tout des enceintes sous pression. Leurs spécificités concernent en premier lieu les garanties d'intégrité qui doivent être apportées compte tenu de leur importance pour la sûreté des réacteurs nucléaires. L'accent est donc mis sur l'exhaustivité de la prévention des risques de dégradation en service, et sur les scénarios de sûreté considérés, sans remise en cause fondamentale des bases de calcul des enceintes sous pression, également applicables aux équipements non nucléaires.
La deuxième spécificité d'une utilisation de ces enceintes dans les circuits des réacteurs nucléaires est constituée par les possibilités d'activation des produits résultant de l'usure ou de la corrosion lors de leur passage dans le cœur. Ce deuxième aspect se traduit par certaines restrictions dans le choix des matériaux mis en œuvre et la mise en place d'un revêtement sur la paroi interne des gros équipements du circuit primaire, qui peut lui-même être générateur de précautions particulières de construction et d'analyse.
L'objet du présent dossier est de développer la démarche générale retenue pour la conception des enceintes sous pression des circuits fluides des REP, en se focalisant plus particulièrement sur les particularités nucléaires de ces équipements, les démarches qu'ils partagent avec les matériels non nucléaires étant traitées par référence au dossier [A 843]. Quelques prolongements sur les règles applicables aux matériels soumis à température élevée (réacteurs à neutrons rapides RNR) sont évoqués en complément.
Le dossier [BN 3 282] complète le présent dossier en abordant les notions de classification des contraintes, la démarche générale de conception et d'analyse, les épreuves réglementaires et les modalités d'équivalence entre codes de construction industriels.
Dans le Pour en Savoir Plus Conception des enceintes sous pression- Partie 1[Doc. BN 3 280], le lecteur trouvera tous les textes réglementaires et les codes cités dans ce dossier.
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Présentation
Prévention du dommage de fatigue
En anglais
5. Prévention du dommage de déformation progressive
5.1 Définitions
Le dommage de déformation progressive peut être provoqué par les variations du chargement appliqué à l'appareil, et en particulier par les évolutions cycliques qui résultent des variations de la puissance du réacteur nucléaire et des opérations de démarrage et d'arrêt.
Soulignons tout d'abord l'importance de la classification des contraintes. Il a été montré précédemment que, vis-à-vis de la déformation excessive, seules les contraintes primaires devaient être limitées, les contraintes secondaires résultant des déformations imposées étant de nature à se redistribuer à la suite de déformations plastiques modérées. Il n'en va pas de même pour les chargements cycliques pour lesquels les variations de contraintes secondaires vont devoir être limitées.
Généralement, lors de l'application d'un premier cycle de chargement sous une combinaison d'efforts primaires et secondaires, une enceinte peut présenter certaines déformations plastiques permanentes correspondant à une redistribution des contraintes dans la paroi. Au cours des cycles suivants, deux cas peuvent se présenter :
-
ou bien, après quelques cycles, la déformation globale permanente ne croît plus ;
-
ou bien la déformation globale permanente continue à croître, chaque cycle d'application du chargement entraînant un supplément de déformation.
Dans cette dernière éventualité, la structure s'éloigne progressivement de sa forme initiale ; ce dommage est appelé déformation progressive (ou encore effet de rochet). Le risque de déformation progressive doit être limité pour deux raisons :
-
d'une part, parce que la déformation progressive est susceptible de conduire à des déformations inacceptables pour le matériau ou pour le composant, notamment s'il existe des impératifs fonctionnels ;
-
d'autre part, parce que la déformation progressive est susceptible d'interagir avec d'autres modes de ruine tels que l'instabilité plastique, la fatigue, la rupture brutale, le flambage et le cas échéant, le fluage, en réduisant les marges vis-à-vis de ces dommages, ou plus simplement en affectant la validité des démonstrations garantissant leur prévention.
Lorsqu'une structure est soumise à un chargement cyclique croissant, en l'absence de fluage, elle voit son comportement...
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Prévention du dommage de déformation progressive
BIBLIOGRAPHIE
-
(1) - D'ESCATHA (Y.) - Prevention of plasticity-related damages and simplified methodology using purely elastic calculations. - SMIRT-Post conf. Sem. on Inelast. Anal. and Life Prediction in High Temperature Environment (1977).
-
(2) - LANGER (B.F.) - Design-stress basis for pressure vessels. - Exp. mech., janv. 1971.
-
(3) - HENG (C.), GRANDEMANGE (J.M.) - Framatome view on the comparison between class 1 and 2 RCC-M piping design rules. - WRC Bulletin 361, fév. 1991.
-
(4) - HENG (C.), GRANDEMANGE (J.M.), MOREL (A.) - RCC-M (Rules for design and construction of nuclear components). - Nuclear Eng. and Design, p. 265-277 (1987).
-
(5) - PONTER (A.R.S.), KARADENIZ (S.), CARTER (K.F.) - The computation of shakedown limits for structural components subjected to variable thermal loading. - Brussels diagrams, Contract RAP-054-UK, Commission of the European Communities, WGCS-AG2, EUR 12686 EN (1990).
-
(6)...
ANNEXES
ASME American Society of Mechanical Engineers http:/;/;www.asme.org
AFCEN Association Française pour les règles de conception et de construction des Chaudières Électro-Nucléaires http:/;/;www.afcen.com
ASN Autorité de Sûreté Nucléaire http:/;/;www.asn.gouv.fr
AFIAP Association Française des Ingénieurs en Appareils à Pression http:/;/;www.afiap.org
CENORM Comité Européen de Normalisation http:/;/;www.cenorm.be
UNM Union de Normalisation de la Mécanique http:/;/;www.unm.fr
HAUT DE PAGE
Arrêté du 12 décembre 2005 applicable aux Équipements Sous Pression Nucléaires (ESPN) ; JO du 22 janvier 2006 de la République Française.
Arrêté du 26 février 1974 portant application de la réglementation des appareils à pression aux chaudières nucléaires à eau. Recueil de textes publié dans « Sûreté Nucléaire en France ». Les éditions des Journaux Officiels.
Directive 97/;23/;CE du Parlement Européen et du Conseil du 29 mai 1997 (DESP) relative...
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