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RÉSUMÉ
Les matériaux carbonés sont historiquement associés au développement de l’énergie nucléaire, depuis la « Chicago Pile-1 » d’Enrico Fermi, aux réacteurs de 1ère et 2nde génération, et enfin pour les réacteurs de 4e génération. Si, au vu de ses propriétés thermiques et mécaniques, le graphite a été utilisé comme matériau de structure et modérateur neutronique dès 1942, les matériaux C/C ont été identifiés plus récemment comme candidats pour différents composants des réacteurs de 4e génération (barres de contrôle, conduits chauds, échangeurs de chaleurs…). Ils possèdent en effet des propriétés mécaniques et thermiques exceptionnelles. La diminution de leurs évolutions dimensionnelles, sous irradiation, reste le point clé pour le développement des barres de contrôle, principale application étudiée.
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Lire l’articleAuteur(s)
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Patrick DAVID : Ingénieur, expert senior - Commissariat à l’énergie atomique et aux énergies alternatives, DAM, Le Ripault, Monts, France
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Lionel GOSMAIN : Docteur en Sciences, Chef de service - Université Paris-Saclay, CEA, Service d’Études Analytiques et de Réactivités des Surfaces, Gif-sur-Yvette, France
INTRODUCTION
Les matériaux à base de carbone sont intimement liés au développement des technologies nucléaires. Enrico Fermi les utilisa, en effet, comme modérateurs de neutrons lors de la première réaction de fission qu’il réalisa en 1942 à l’université de Chicago. Depuis lors, plus de 250 000 tonnes de graphite (dont 23 000 tonnes en France) ont été employées pour contrôler la fission dans 125 réacteurs nucléaires dans le monde. Le graphite possède de nombreuses qualités qui font de lui un excellent candidat pour des applications nucléaires : c’est un bon modérateur neutronique ; il possède des propriétés mécaniques intéressantes à haute température ; et, à condition d’être suffisamment pur, il s’active relativement peu sous irradiation. Il présente de plus une très bonne usinabilité et un coût de production relativement modéré.
L’invention des composites C/C, matériaux aux performances améliorées grâce à des fibres de carbone renforçant la matrice en carbone, a aussi ouvert de nouveaux champs d’application pour le domaine nucléaire. Ces matériaux ont été développés dans les années 1970 pour les tuyères des moteurs de fusées et les protections thermiques de rentrée atmosphérique des missiles, puis, dans les années 1980, pour les freins d’avions et des pièces pour les fours haute température. Les études et le développement pour le nucléaire ont également débuté dans les années 1980, pour les réacteurs haute température (HTR), et, à partir des années 1990, pour la fusion. Ils ont aussi été identifiés, depuis le début des années 2000, de même que les composites SiC/SiC, comme candidats pour les réacteurs de 4e génération (GEN-IV), mais leur optimisation pour résister aux conditions extrêmes de température, d’irradiation et de sollicitations mécaniques représente un véritable défi scientifique et technologique.
Cet article présente les applications potentielles des graphites et C/C pour les réacteurs de 4e génération, leurs procédés de fabrication spécifiques, leurs caractéristiques et propriétés, ainsi que leurs comportements, souvent complexes, sous irradiation.
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5. Normes et standards
5.1 Normes et standards pour les C/C
Les définitions et guides techniques constituent les normes et standards qui sont employés par les concepteurs, fabricants et utilisateurs d’équipements (définition de l’ASME (American Society of Mechanical Engineers)). Le travail principal dans le domaine des composites C/C pour Gen IV a été mené aux États-Unis pour les programmes NGNP (Next Generation Nuclear Plant). Le développement de ces normes et de ces standards de conception ont constitué un défi majeur et représentent une tâche particulièrement difficile, si l’on se réfère aux graphites nucléaires pour lequel ce n’est pas complétement achevé, malgré un contexte bien plus favorable (disponibilité d’une importante base de données et de codes et règles spécifiques édifiés par plusieurs pays) ...
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BIBLIOGRAPHIE
-
(1) - WINDES (W.E.), LESSING (P.A.), KATOH (Y.), SNEAD (L.L.), LARA-CURZIO (E.), KLETT (J.), HENAGER (C.), SHINAVSKI (R.J.) - Structural ceramic composites for nuclear applications. - Idaho National Laboratory, INL/EXT-05-006522005 (2005).
-
(2) - CARRÉ (F.), RENAULT (C.), ANZIEU (P.), BROSSARD (P.), YVON (P.) - Outlook on Generation IV Nuclear Systems and related materials and challenge. - Materials issues for Generation IV Systems. Springer (2007).
-
(3) - HAYNER (G.O.), BURCHELL (T.D.), SNEAD (L.L.), KATOH (Y.) - Next Generation Nuclear Plant Materials Research and Development Program Plan. - INL/EXT-05-00758 (2006).
-
(4) - AREVA - NGNP Composites R&D Technical issues study. - TDR-3000807 (2008).
-
(5) - DAVID (P.) - Carbon/carbon materials for generation IV nuclear reactors. - Structural materials for generation IV nuclear reactors. Woodhead publishing series in energy number 106. Elsevier (2017).
-
...
DANS NOS BASES DOCUMENTAIRES
ANNEXES
CEA/Réacteurs de 4e génération :
Société francophone d’étude des carbones (SFEC) :
http://sfec-asso.prod.lamp.cnrs.fr/
Groupe de recherches sur les composites à matrices céramiques :
HAUT DE PAGEConstructeurs – Fournisseurs – Distributeurs (liste non exhaustive)
Matériaux graphites et composites C/C
MERSEN
https://www.mersen.com/fr/produits/specialites-graphite
Matériaux composites C/C
Safran Ceramics – Headquarter Rue de Touban BP 90053 33185 Le Haillan, France.
Graphites
Carbone Savoie
https://www.carbone-savoie.fr/
Organismes – Fédérations – Associations (liste non exhaustive)Minos Centre d’excellence pour les matériaux du nucléaire
http://www.materials.cea.fr/fr/minos/
GENIV
Documentation - Formation – Séminaires (liste non exhaustive)Institut national des sciences...
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