Bibliographie & annexes
Quiz & test
Présentation
English
RÉSUMÉ
Le développement de nouveaux concepts de réacteurs (dits de génération IV ou de fusion thermonucléaire contrôlée) est un enjeu majeur des prochaines décennies dans le domaine de l’énergie. Ces nouveaux réacteurs amènent de nouveaux défis et le développement de nouveaux matériaux et technologies associées. Le passage d’une dimension expérimentale à une dimension industrielle de ces concepts peut être accéléré en associant ces développements à une démarche de standardisation. Cela nécessite alors un travail sur les codes de conception et de construction et normes utilisés par l’industrie. Cet article a pour objet de présenter comment ce travail est mené sur les principaux matériaux des installations nucléaires innovantes en France, au travers d’un référentiel industriel, le code RCC-MRx.
Lire cet article issu d'une ressource documentaire complète, actualisée et validée par des comités scientifiques.
Lire l’articleAuteur(s)
-
Cécile PETESCH : Ingénieur chercheur - Commissariat à l’énergie atomique et aux énergies alternatives, Centre de Saclay, France
-
Martine BLAT YRIEIX : Ingénieur chercheur - EDF R&D, Département Matériaux et Mécanique des Composants, Les Renardières, France
-
Jérôme GARNIER : Ingénieur chercheur - Commissariat à l’énergie atomique et aux énergies alternatives, Centre de Saclay, France
INTRODUCTION
Le développement de nouvelles techniques et de nouvelles technologies repose pour une part importante sur l’aptitude des matériaux à se comporter de façon satisfaisante lors de leur mise en œuvre et en service. Cela est particulièrement vrai pour les industries électronucléaires, en raison du degré très élevé de sécurité, de fiabilité et de longévité recherché.
L’objectif de cet article est de présenter les principaux matériaux utilisés pour les installations nucléaires innovantes qui ont donné lieu à une valorisation au travers d’un référentiel industriel, le code RCC-MRx publié par l’AFCEN. Les installations concernées sont celles aujourd’hui couvertes par le champ d’application du code, à savoir les réacteurs à neutrons rapides refroidis au sodium (RNR-Na), les réacteurs expérimentaux du type du réacteur Jules Horowitz (RJH) et les installations de fusion. À noter que le RCC-MRx est le pendant d’un autre code, le RCC-M qui est également publié par l’AFCEN, et qui est dédié à la conception des composants mécaniques des réacteurs à eau sous pression.
L’article comprend deux parties :
-
en premier lieu, une description des principaux matériaux de structure introduits dans le référentiel RCC-MRx au travers du retour d’expérience de la conception et de la construction des réacteurs précédemment cités ;
-
ensuite, le processus mis en place qui conduit à leur codification.
Au travers de ces trois types d’installations différentes, il apparaît que la démarche mise en œuvre pour aboutir à la codification d’un matériau se doit d’être adaptée, en fonction du retour d’expérience du matériau dans l’environnement visé.
L'expertise technique et scientifique de référence
DOI (Digital Object Identifier)
CET ARTICLE SE TROUVE ÉGALEMENT DANS :
Accueil > Ressources documentaires > Matériaux > Matériaux fonctionnels - Matériaux biosourcés > Matériaux à propriétés thermiques et matériaux pour l'énergie > Matériaux de structures - Installations nucléaires innovantes
Cet article fait partie de l’offre
Génie nucléaire
(170 articles en ce moment)
Cette offre vous donne accès à :
Une base complète d’articles
Actualisée et enrichie d’articles validés par nos comités scientifiques
Des services
Un ensemble d'outils exclusifs en complément des ressources
Un Parcours Pratique
Opérationnel et didactique, pour garantir l'acquisition des compétences transverses
Doc & Quiz
Des articles interactifs avec des quiz, pour une lecture constructive
Présentation
Matériaux de structure codifiés
English
L'expertise technique et scientifique de référence
TEST DE VALIDATION ET CERTIFICATION CerT.I. :
Cet article vous permet de préparer une certification CerT.I.
Le test de validation des connaissances pour obtenir cette certification de Techniques de l’Ingénieur est disponible dans le module CerT.I.
de Techniques de l’Ingénieur ! Acheter le module
Cet article fait partie de l’offre
Génie nucléaire
(170 articles en ce moment)
Cette offre vous donne accès à :
Une base complète d’articles
Actualisée et enrichie d’articles validés par nos comités scientifiques
Des services
Un ensemble d'outils exclusifs en complément des ressources
Un Parcours Pratique
Opérationnel et didactique, pour garantir l'acquisition des compétences transverses
Doc & Quiz
Des articles interactifs avec des quiz, pour une lecture constructive
BIBLIOGRAPHIE
-
(1) - GUIDEZ (J.), PRELE (G.) - * - . – Superphénix. Les acquis techniques et scientifiques (2016).
-
(2) - CEA - Les réacteurs nucléaires expérimentaux. - Monographie CEA DEN – Édition Le Moniteur (2012).
-
(3) - TAVASSOLI (F.), DIEGELE (E.), LINDAU (R.), LUZGINOVA (N.) - Current status and recent research achievements in ferritic/martensitic steels. - Journal of Nuclear Materials 455, p. 269-276 (2014).
-
(4) - AIELLO (G.), AKTAA (J.), CISMONDI (F.), RAMPAL (G.), SALAVY (J.-F.), TAVASSOLI (F.) - * - . – Assessment of design limits and criteria requirements for Eurofer structures in TBM components.
-
(5) - CHOSSON (R.) - Guide pour l’introduction d’un nouveau matériau dans le RCC-MRx, Exigences et recommandations pour l’obtention des données nécessaires à l’établissement des Ensembles de Caractéristiques pour les matériaux de l’annexe A3 du RCC-MRx. - AFCEN/RX.17.004, Publication Technique de l’AFCEN (2017).
- ...
DANS NOS BASES DOCUMENTAIRES
NORMES
-
Matériaux métalliques — Essai de traction — Partie 1 : Méthode d'essai à température ambiante. - EN ISO 6892-1 - 2019
-
Matériaux métalliques — Essai de traction — Partie 2 : Méthode d'essai à température élevée. - EN ISO 6892-2 - 2018
-
Méthode de dérivation des valeurs minimales de la limite conventionnelle d'élasticité des aciers à températures élevées. - EN 10314 - 2016
-
Aciers et alliages de nickel pour éléments de fixation utilisés à température élevée et/ou basse température. - NF EN 10269 - 2013
ANNEXES
Projet Astrid
Projet DEMO
https://www.euro-fusion.org/programme/demo
Projet ITER
Projet réacteur Jules Horowitz (RJH)
HAUT DE PAGE
L'expertise technique et scientifique de référence
Cet article fait partie de l’offre
Génie nucléaire
(170 articles en ce moment)
Cette offre vous donne accès à :
Une base complète d’articles
Actualisée et enrichie d’articles validés par nos comités scientifiques
Des services
Un ensemble d'outils exclusifs en complément des ressources
Un Parcours Pratique
Opérationnel et didactique, pour garantir l'acquisition des compétences transverses
Doc & Quiz
Des articles interactifs avec des quiz, pour une lecture constructive
QUIZ ET TEST DE VALIDATION PRÉSENTS DANS CET ARTICLE
1/ Quiz d'entraînement
Entraînez vous autant que vous le voulez avec les quiz d'entraînement.
2/ Test de validation
Lorsque vous êtes prêt, vous passez le test de validation. Vous avez deux passages possibles dans un laps de temps de 30 jours.
Entre les deux essais, vous pouvez consulter l’article et réutiliser les quiz d'entraînement pour progresser. L’attestation vous est délivrée pour un score minimum de 70 %.
L'expertise technique et scientifique de référence
Cet article fait partie de l’offre
Génie nucléaire
(170 articles en ce moment)
Cette offre vous donne accès à :
Une base complète d’articles
Actualisée et enrichie d’articles validés par nos comités scientifiques
Des services
Un ensemble d'outils exclusifs en complément des ressources
Un Parcours Pratique
Opérationnel et didactique, pour garantir l'acquisition des compétences transverses
Doc & Quiz
Des articles interactifs avec des quiz, pour une lecture constructive
