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RÉSUMÉ
Dans les centrales nucléaires, la corrosion-érosion est un mode de dégradation qui se caractérise par une perte d'épaisseur des composants métalliques en aciers non ou faiblement alliés. Cette dégradation s'installe au contact de l'eau ou de la vapeur humide circulant à grande vitesse. Elle est susceptible d'entraîner la rupture des composants affectés. De nombreux composants du circuit eau-vapeur des centrales nucléaires sont concernés. Le phénomène est influencé par la température et par des paramètres chimiques, hydrauliques et métallurgiques.
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Flow accelerated corrosion is a degradation type that leads to thickness loss of none or low alloyed steel materials. This degradation occurs in the contact of water or of humid steam circulating at high velocity. It may result on the rupture of susceptible components. It affects several pipelines of nuclear power plants water-steam loop. Temperature, as well as some chemical, hydraulic and metallurgical parameters have an impact on flow accelerated corrosion.
Auteur(s)
-
Carine MANSOUR : Ingénieur chercheur - EDF Recherche et Développement, Département matériaux et mécanique des composants, Groupe chimie-corrosion
-
Stéphane TREVIN : Ingénieur spécialiste - EDF DTG, Département performances, Service contrôle matériaux et mécanique
INTRODUCTION
La corrosion-érosion est une dégradation de nature chimique qui correspond à un cas particulier de la corrosion généralisée. Dans les centrales nucléaires, elle affecte notamment les composants en acier, non ou faiblement allié, soumis à un écoulement d'eau monophasique liquide ou de vapeur diphasique humide. Elle se traduit par une perte d'épaisseur qui peut, à terme, entraîner la rupture du composant affecté. Ce phénomène survient sur de nombreux composants du circuit eau-vapeur des centrales nucléaires et thermiques. Il a déjà été à l'origine d'accidents mortels aux États-Unis et au Japon. En plus de la perte d'épaisseur des composants, ce phénomène génère des produits de corrosion qui sont entraînés vers les générateurs de vapeur (GV) où ils deviennent une source d'encrassement et de colmatage. Cela peut provoquer à terme une perte des performances thermiques des centrales et implique des opérations de maintenance très coûteuses. La corrosion-érosion est influencée par la température et par des paramètres chimiques, hydrauliques et liés à la nature du matériau. Pour les centrales nucléaires de production électrique, elle est suivie et contrôlée la plupart du temps et en particulier en France, par des codes de calcul qui permettent de prédire la perte d'épaisseur des composants de tuyauteries susceptibles d'être affectés. Les résultats de calcul tiennent également compte des examens non destructifs (END) réalisés en centrale pour optimiser les opérations de maintenance afin d'éviter des pertes d'épaisseur critiques. Ces codes sont développés en se basant sur des études de recherche et développement ainsi que sur le retour d'expérience (REX).
L'objectif de cet article est de présenter :
-
le mécanisme de corrosion-érosion ainsi que les paramètres influents ;
-
les composants potentiellement affectés ;
-
l'impact de la corrosion-érosion sur le fonctionnement des centrales ;
-
les enjeux de la surveillance pour les exploitants et la réglementation ;
-
les méthodes et outils utilisés pour l'étude du phénomène ;
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les codes de calcul utilisés pour la prévision des dégradations liées au phénomène ;
-
les contrôles dimensionnels et de composition chimique des matériaux réalisés sur les centrales ;
-
les parades ;
-
les autres modes de dégradation généralisés ;
-
le partage d'information au cœur de la prévention.
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MOTS-CLÉS
KEYWORDS
corrosion | Flow accelerated corrosion | Alloyed steel
DOI (Digital Object Identifier)
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3. Méthodes et outils utilisés pour l'étude du phénomène de corrosion-érosion
3.1 Études de recherche et développement à EDF
3.1.1 Description du moyen expérimental
Les études de recherche et développement sur la corrosion-érosion ont démarré à EDF depuis les années 1970. Elles ont contribué au développement du Code BRT-CICERO™. Elles sont poursuivies aujourd'hui et ont pour objectif de répondre aux besoins du parc nucléaire français, notamment en termes d'amélioration du code BRT-CICERO™ ou d'évolution majeure du conditionnement chimique du parc nucléaire.
Afin d'étudier le comportement des aciers vis-à-vis de la corrosion-érosion, il était nécessaire de reproduire les conditions physico-chimiques et d'écoulement auxquelles sont soumis les composants susceptibles d'être affectés. EDF a donc construit dans les années 1970 une boucle d'essais baptisée « CIROCO » (figure 11) pour reproduire les conditions de fonctionnement du poste d'eau du circuit secondaire des centrales REP. Cette boucle est composée de deux parties :
-
une partie basse pression et basse température contenant les organes nécessaires au conditionnement chimique (dégazeurs, bâches de conditionnement, bâches de mélange), le système de purification et les mesures des paramètres chimiques principaux (le pH, la conductivité et la concentration en oxygène dissous). Le système de purification est composé d'un lit de résines cationiques suivi d'un lit mélangé de résines cationiques et anioniques. Il permet de purifier l'eau à chaque circulation dans la boucle. L'eau est reconditionnée de manière continue après le passage sur les résines, ce qui permet de garantir une chimie stable durant toute la durée des essais (en moyenne un essai dure six semaines) ;
-
une partie haute pression et haute température qui permet de porter le fluide à la température souhaitée et à la pression de saturation de l'eau. Cette partie contient le réchauffeur, l'économiseur, le régulateur de pression (qui permet après la circulation dans les sections d'essais de revenir à pression atmosphérique avant d'atteindre la partie basse pression) et les sections d'essais.
Les sections d'essais représentent...
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BIBLIOGRAPHIE
-
(1) - CHEXAL (B.) et al - Flow-accelerated corrosion in power plants. - EPRI, EDF, Siemens AG Power Generation Report TR-106611-R1 (1998).
-
(2) - PAVAGEAU (E.M.) et al - Update of water chemistry effect on flow-accelerated corrosion rate of carbon steel. - Environnemental degradation of Materials in Nuclear Power Systems-Water Reactors conference, Vancouver (2007).
-
(3) - CHIVOT (J.) - Thermodynamique des produits de corrosion. - Coll. Sciences et techniques, ANDRA (2004).
-
(4) - HUSSEY (D.) et al - MULTEQ : Equilibrium of an electrolytic solution with vapor-liquid partitioning and precipitation : the database version 7.0. - EPRI technical report, no 1025010 (2012).
-
(5) - BERGE (Ph.) et al - Corrosion-erosion of steels in high temperature water and wet steam. - EDF specialists meeting, Les Renardières (1982).
-
(6) - DUCREUX (J.) - Étude...
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