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1 - PROBLÉMATIQUE GÉNÉRALE

2 - POLITIQUE DE GESTION DE LA DURÉE DE FONCTIONNEMENT

3 - MATÉRIELS RÉPUTÉS NON REMPLAÇABLES

4 - MATÉRIELS RÉPUTÉS REMPLAÇABLES

5 - PÉRENNITÉ DU SUPPORT INDUSTRIEL

  • 5.1 - Un support indispensable
  • 5.2 - Obsolescence des « petits » matériels
  • 5.3 - Fabrication des « gros » matériels
  • 5.4 - Fournisseurs de service

6 - AUTRES ASPECTS

7 - CONCLUSION

8 - ANNEXE 1 : MÉCANISMES DE VIEILLISSEMENT DES MATÉRIAUX

  • 8.1 - Fragilisation des aciers par irradiation
  • 8.2 - Gonflement sous irradiation
  • 8.3 - Vieillissement thermique
  • 8.4 - Fragilisation par l’hydrogène
  • 8.5 - Fatigue
  • 8.6 - Corrosion aqueuse des métaux
  • 8.7 - Corrosion sous contrainte
  • 8.8 - Corrosion-érosion
  • 8.9 - Usure et érosion
  • 8.10 - Mécanismes de vieillissement des bétons
  • 8.11 - Mécanismes de vieillissement des polymères

9 - GLOSSAIRE

Article de référence | Réf : BN3307 v2

Annexe 1 : mécanismes de vieillissement des matériaux
Gestion de la durée de fonctionnement des centrales nucléaires

Auteur(s) : Jean-Pierre HUTIN

Date de publication : 10 juil. 2017

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RÉSUMÉ

Après avoir précisé la notion de «durée de fonctionnement», l’article présente la politique conduite en France pour gérer cette durée: exploitation optimisée, anticipation en maintenance lourde, réexamens de sûreté décennaux, programmes dédiés. La situation des matériels non remplaçables, cuve et enceinte de confinement, est exposée mais aussi celle des composants remplaçables qui pourraient peser sur l’exploitabilité des centrales. On aborde enfin les aspects moins techniques: support industriel, évolution des exigences, compétences, environnement des centrales, coûts d’exploitation, acceptation par la société, etc. La situation à l’étranger est résumée avant la conclusion. Une annexe rappelle les connaissances de base relatives aux mécanismes de vieillissement des matériaux.

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Auteur(s)

INTRODUCTION

Une centrale nucléaire représente un investissement considérable. Il est donc naturel de vouloir l’exploiter le plus longtemps possible. Mais qu’est-ce qui peut empêcher de le faire si l’installation est bien exploitée et bien entretenue ?

Les facteurs influençant la gestion de la durée de fonctionnement sont de natures très variées. Les plus immédiats sont d’ordre technique et concernent la maîtrise du vieillissement physique des composants, qu’ils soient remplaçables ou non. Cette maîtrise passe par des capacités de prévision et d’anticipation qui, elles-mêmes, se fondent sur une compréhension des phénomènes en jeu. Puis, par des modes d’exploitation et des stratégies de maintenance optimisés en conséquence. D’autres facteurs sont de nature moins « matérielle » et touchent à l’économie, à la politique industrielle, à la réglementation, aux ressources humaines, à l’opinion publique, etc.

A priori, aucun obstacle rédhibitoire ne s’oppose à envisager une exploitation des centrales nucléaires françaises pendant 40 ans et plus. En revanche, les menaces existent et nécessitent, pour y faire face, d’adopter des stratégies appropriées. Cette préoccupation du long terme est à intégrer le plus tôt possible tant il est vrai que seule une exploitation sûre, propre, performante et compétitive au quotidien, peut garantir une longue vie pour une centrale nucléaire.

Nota : l’expression « durée de fonctionnement » (ou « durée d’exploitation ») désigne la durée pendant laquelle une centrale peut produire de l’électricité ; la « durée de vie » intègre en plus les périodes de construction et de déconstruction.

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VERSIONS

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DOI (Digital Object Identifier)

https://doi.org/10.51257/a-v2-bn3307


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8. Annexe 1 : mécanismes de vieillissement des matériaux

On désigne ici par « vieillissement » les mécanismes liés au temps qui font perdre aux matériaux leurs caractéristiques initiales et conduisent éventuellement à des dégradations macroscopiquement observables. Cette définition exclut les mécanismes de ruine quasi instantanée comme la rupture ou le flambage. Le vieillissement n’est pas en soi quelque chose d’évitable. On peut néanmoins prendre des mesures pour suivre ses effets, les limiter, les retarder ou les remplacer par d’autres moins indésirables.

La présente annexe rappelle les principales caractéristiques des mécanismes de vieillissement susceptibles d’affecter les composants d’une tranche nucléaire.

8.1 Fragilisation des aciers par irradiation

L’irradiation par les neutrons chasse de nombreux atomes de leur site initial dans le réseau cristallin des aciers. Cela conduit, par divers mécanismes intermédiaires, à un durcissement et une fragilisation du matériau (réduction de l’allongement à la rupture et de la résilience).

Pour les aciers de cuve, cela se traduit par une augmentation de la température de transition fragile-ductile. Les études menées sur ce phénomène, les données obtenues dans des réacteurs expérimentaux et les résultats de la surveillance des tranches en exploitation ont permis d’établir des formules de prévision fiables (§ 3.1.4). La simulation numérique multi-échelle devrait, à terme, renforcer ces capacités de prévision.

Dans les aciers austénitiques, l’irradiation neutronique provoque également des modifications de la microstructure. Elle peut perturber les zones intergranulaires et conduire à un affaiblissement des joints tant du point de vue mécanique que de la sensibilité à la corrosion.

...

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BIBLIOGRAPHIE

  • (1) - HUTIN (J.-P.) -   Integration of plant life management in operation and maintenance.  -  IAEA Symposium on Nuclear Power Plant Life Management, Budapest (2002).

  • (2) - IAEA -   Methodology for the ageing management of nuclear power plant components important to safety.  -  Technical Report Series n° 338, International Atomic Energy Agency (1992).

  • (3) - IAEA -   Implementation and Review of Nuclear Power Plant Ageing Management Programme.  -  Safety Report Series n° 15, International Atomic Energy Agency, Vienna (1999).

  • (4) - HUTIN (J.-P.) -   La maintenance des centrales nucléaires.  -  Éditions Lavoisier, jan. 2016.

  • (5) - MOINEREAU (D.), BEZDIKIAN (G.) -   French reactor pressure vessel PTS assessment.  -  IAEA Symposium on Nuclear Power Plant Life Management, Budapest (2002).

  • (6) - NEI -   Industry...

1 Sites Internet

Autorité de sûreté nucléaire : http://www.asn.fr

EDF : http://www.edf.fr

Commissariat à l’énergie atomique et aux énergies alternatives (CEA) : http://www.cea.fr

Materials Ageing Institute (MAI) : http://www.themai.org

Electric Power Research Institute (EPRI) : http://www.epri.com

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