Article

1 - PRÉAMBULE

  • 1.1 - Importance du choix des matériaux dans le nucléaire
  • 1.2 - Vieillissement des matériaux
  • 1.3 - Science des matériaux du nucléaire

2 - SPÉCIFICITÉS DU NUCLÉAIRE – CONSÉQUENCES POUR LES MATÉRIAUX

3 - MATÉRIAUX DU NUCLÉAIRE

4 - CONCLUSIONS

Article de référence | Réf : BN3679 v2

Matériaux du nucléaire - Revue et introduction

Auteur(s) : Jean-Marie GRAS

Relu et validé le 27 juin 2017

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RÉSUMÉ

Le bon fonctionnement des installations nucléaires civiles nécessite la maîtrise des problèmes soulevés par le comportement des matériaux utilisés pour leur construction. Par rapport à d’autres domaines, les conditions du nucléaire sont spécifiques sur deux points particuliers : l’irradiation et ses effets sur les propriétés des matériaux qui y sont exposés ; les longues durées en jeu qui nécessitent une prévision du comportement des matériaux à long, voire à très long terme.

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Auteur(s)

  • Jean-Marie GRAS : Ingénieur ENSCP, Docteur-ingénieur - Ancien cadre du département Étude des matériaux - EDF Recherche et Développement

INTRODUCTION

La rubrique Matériaux pour le nucléaire présente les principaux matériaux utilisés dans les installations nucléaires civiles, notamment dans les réacteurs. En premier lieu, ce sont les matériaux de l'assemblage combustible, dont la tenue doit être adaptée à la durée de séjour du combustible en réacteur, cette durée étant un facteur important de l'exploitation du réacteur et de son économie. Une part importante est consacrée aux matériaux des structures des réacteurs nucléaires, à leur comportement sous irradiation et aux problèmes de corrosion des métaux.

La rubrique présente aussi les matériaux utilisés ou envisagés dans le cycle du combustible nucléaire, notamment pour le conditionnement des déchets.

Le présent article constitue une introduction générale à cette rubrique Matériaux du nucléaire. Il a pour objet de montrer, sans souci d'exhaustivité, la grande diversité et la complexité des problèmes métallurgiques et de vieillissement qui interviennent sur les matériaux utilisés tant sur les réacteurs que sur les équipements du cycle du combustible nucléaire.

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VERSIONS

Il existe d'autres versions de cet article :

DOI (Digital Object Identifier)

https://doi.org/10.51257/a-v2-bn3679


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BIBLIOGRAPHIE

  • (1) - POINSSOT (C.), FILLET (C.), GRAS (J.-M.) -   Post-containment performance of geological repository systems : source-term release and radionuclide migration in the near- and far-field environments.  -  In Geological repository systems for safe disposal of spent nuclear fuels and radioactive waste, Woodhead Publishing Ltd, p. 421-493 (2010).

  • (2) - GILBON (D.), SIMONOT (C.) -   Effects of irradiation on the microstructure of zircaloy-4, zirconium.  -  In the Nuclear Industry, 10th International Symposium, ASTM STP, 1245, p. 521-548 (1994).

  • (3) - DORIOT (S.), GILBON (D.), BÉCHADE (J.-L.), MATHON (M.-H.), LEGRAS (L.), MARDON (J.-P.) -   Microstructural stability of M5TM alloy irradiated up to high neutron fluences.  -  In Zirconium in the Nuclear Industry, 14th International Symposium, Stockholm, ASTM STP 1467, p. 175-203 (2004).

  • (4) - COX (B.) -   Environmentally-induced cracking of zirconium alloys.  -  A review, J. of Nuclear Materials, 170, p. 1-23 (1990).

  • (5) - YVON (P.), CARRÉ (F.) -   Structural materials challenges for advanced reactor systems.  -  ...

ANNEXES

  1. 1 Revues

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