Bibliographie & annexes
Présentation
RÉSUMÉ
Les réacteurs nucléaires électrogènes à eau sous pression ont subi différentes formes de dégradation des matériaux par corrosion, en raison de la présence d'impuretés dans des zones confinées. Les dommages les plus critiques ont été ceux des tubes de générateurs de vapeur en alliage 600, surtout affectés par une combinaison de corrosion intergranulaire et de fissuration sous contrainte. L'alliage 690 traité à 700/720 °C qui équipe les dernières générations de générateurs de vapeur n'a subi aucun dommage de corrosion après plus de 20 années de service. Néanmoins, il reste nécessaire de limiter à des teneurs aussi basses que possible les impuretés et le fer dans l'eau alimentaire. Un autre problème, récurrent bien que peu fréquent, est la fissuration, en général transgranulaire, sous contrainte d'aciers inoxydables austénitiques de type304 (L) et 316 (L) due à l'introduction transitoire d'oxygène dans des zones confinées du circuit primaire et de circuits auxiliaires où des traces d'ions chlorure et sulfate peuvent également être présentes.
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Pressurised water nuclear reactors suffered different forms of corrosion due to the presence of impurities in flow-restricted zones. The most critical problem was the degradation of the secondary side of Alloy 600 steam generator tubes which mainly suffered from a mixture of intergranular attack and stress corrosion cracking, generally intergranular due to the progressive build-up of impurity concentration in flow-restricted zones between tubes and tube support plates and under sludge deposits on top of tube-sheet. Mitigation of these corrosion problems required improvement of secondary water treatment and progressive replacement of steam generators by new ones with improved design and tubes materials more resistant to corrosion. Alloy 690 heat-treated at 700/720 °C which is used in the newest steam generators did not suffer any corrosion damage in more than 20 years of service. However, it remains necessary to limit impurity and iron concentrations in the secondary water to level as low as possible in order to avoid any problem of corrosion and overall of fouling. Another recurrent, although not frequent, corrosion problem is the stress corrosion cracking, usually transgranular, of Types 304 (L) and 316 (L) austenitic stainless steel due to the transient presence of dissolved oxygen in flow-restricted zones of primary and auxiliary circuits where chloride and sulphate ions can also be present. It can be solved by a better cleanliness of surfaces and the selection of materials with low concentration of chlorine and sulphur for sealings, gaskets, valve glands, ?
Auteur(s)
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Pierre COMBRADE : Consultant - Ancien responsable du département Chimie-corrosion du Centre technique AREVA NP - Ancien expert international AREVA
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François VAILLANT : Ingénieur senior Corrosion EDF Recherche et Développement Centre des Renardières
INTRODUCTION
Les matériaux des réacteurs nucléaires électrogènes à eau sous pression (REP) ont été choisis pour leurs caractéristiques mécaniques, mais aussi pour leur résistance à la corrosion. Néanmoins, la majorité des problèmes de dégradation des matériaux survenus, en service ont été dus à des problèmes de corrosion, principalement de corrosion sous contrainte, survenus soit en milieu nominal (ce qui fait l'objet de l'article [BN 3 755]), soit dans des milieux contaminés de façon progressive ou transitoire par des impuretés, ce qui fait l'objet de la présentation ci-dessous.
Les générateurs de vapeur installés dans les années 1970-1980 ont été de loin les composants les plus atteints par des phénomènes de corrosion due à l'accumulation progressive d'impuretés contenues dans leur eau alimentaire. Les tubes en alliage 600 de ces générateurs de vapeur ont notamment subi, du côté secondaire, une combinaison de phénomènes de corrosion intergranulaire et de corrosion sous contrainte, généralement intergranulaire, qui a conduit d'abord au bouchage de nombreux tubes, puis au remplacement progressif de la majorité (de tous en France) des générateurs de vapeur de première génération.
La présence transitoire d'oxygène, en général liée à des procédures de remplissage du circuit primaire à la fin des périodes d'arrêt des tranches, est également à l'origine de la fissuration sous contrainte, généralement transgranulaire, d'aciers inoxydables austénitiques dans des zones confinées, notamment des bras morts, où des traces d'impuretés, principalement d'ions chlorure et sulfate, peuvent également être présentes, du fait d'une mauvaise propreté de certaines surfaces, ou de la présence de ces ions dans certains matériaux de joints ou de presse-étoupes. Cette dernière forme de dégradation est récurrente mais constitue un problème limité, loin d'être aussi critique que celle des tubes de générateurs de vapeur.
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MOTS-CLÉS
alliages de nickel réacteur à eau sous pression aciers inoxydables corrosion sous contrainte
KEYWORDS
nickel alloys | pressurised water reactors | stainless steels | stress corrosion cracking
DOI (Digital Object Identifier)
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Dégradation par corrosion des tubes de générateurs de vapeur1. Matériaux du circuit secondaire et des circuits auxiliaires des réacteurs à eau sous pression
La grande majorité des composants du circuit secondaire des REP est en acier au carbone ou en acier faiblement allié dont la protection contre la corrosion et, en particulier la corrosion-érosion, dicte les principes du traitement de l'eau.
Les autres matériaux présents en quantité dans le circuit secondaire sont les suivants :
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des alliages de nickel des tubes de générateurs de vapeur (GV) : alliage 600, puis alliage 690 depuis la fin des années 1980 ou l'alliage 800 (base fer, moyenne teneur en nickel) en Allemagne et au Canada ;
-
des aciers inoxydables austénitiques de type 18-10 (type 304) ou 17-12-Mo (type 316) – qui constituent les tubes des réchauffeurs d'eau alimentaire, de refroidisseurs de condensats, de groupes sécheurs-surchauffeurs, de condenseurs. En France, les principales nuances inoxydables austénitiques (304 et 316) ont des teneurs en carbone basses, inférieures à 0,03 % (types 304L et 316L), leur garantissant une bonne résistance à la « sensibilisation » lors des opérations de soudage ou de détensionnement thermique ;
-
des alliages cuivreux et du titane.
Les circuits auxiliaires utilisent également des aciers au carbone et des aciers inoxydables, en majorité austénitiques, mais aussi des nuances martensitiques lorsque des propriétés mécaniques plus élevées sont exigées.
Le tableau 1 contient les compositions des principaux alliages Fe-Ni-Cr utilisés dans les REP.
Remarque : la « sensibilisation » des aciers inoxydables et des alliages de nickel est un appauvrissement en chrome des joints de grains consécutif à la précipitation de carbures de chrome intergranulaires qui peut se produire au cours d'opérations de soudage ou de détensionnement thermique. La « sensibilisation » peut conduire à des formes intergranulaires de corrosion. Elle ne présente aucun risque dans les milieux REP totalement désaérés, mais on l'évite pour limiter les risques en cas de présence transitoire d'une espèce oxydante.
1.1 Aciers au carbone et aciers faiblement alliés
Les enceintes des générateurs de vapeur sont en aciers faiblement alliés (type 16 ou 18 ou 20 MnNiMo 05). Les internes des générateurs de vapeur, de même que les tuyauteries vapeur, sont en acier au carbone (A48) dont la protection contre la corrosion,...
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Matériaux du circuit secondaire et des circuits auxiliaires des réacteurs à eau sous pression
BIBLIOGRAPHIE
-
(1) - STAEHLE (R.W.) et GORMAN (J.A.) - Progress in understanding and mitigating corrosion on the secondary side in PWR steam generators. - Proceedings of the 10th International Symposium on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems. Water Reactors, Lake Tahoe, Nevada, USA (2001).
-
(2) - STAEHLE (R.W.) et GORMAN (J.A.) - Quantitative Assessment of Submodes of Stress Corrosion Cracking on the Secondary Side of Steam Generator Tubing in Pressurized Water Reactors : Part 1. - Corrosion, vol. 59(11), p. 931 (2003).
-
(3) - STAEHLE (R.W.), GORMAN (J.A.) - Quantitative Assessment of Submodes of Stress Corrosion Cracking on the Secondary Side of Steam Generator Tubing in Pressurized Water Reactors : Part 2. - Corrosion, vol. 60(1), p. 5 (2004).
-
(4) - STAEHLE (R.W.), GORMAN (J.A.) - Quantitative Assessment of Submodes of Stress Corrosion Cracking on the Secondary Side of Steam Generator Tubing in Pressurized Water Reactors : Part 3. - Corrosion, 60(2), p. 115 (2004).
-
(5) - ODAR (S.), NORDMANN (F.) - PWR and VVER Secondary System Water Chemistry. - Rapport,...
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