Bibliographie & annexes
Présentation
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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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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MOTS-CLÉS
irradiation réacteur nucléaire déchets nucléaire vieillissement corrosion combustible alliages de nickel
VERSIONS
- Version archivée 1 de janv. 2011 par Jean-Marie GRAS
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Préambule4. Conclusions
En raison des impératifs de sûreté et des enjeux économiques, l'industrie nucléaire s'est souciée dès ses origines de la maîtrise des problèmes de matériaux que posent son fonctionnement et son développement plus que dans d'autres secteurs. Des phénomènes conduisant à un vieillissement des matériaux soumis à des maintiens prolongés en température et/ou sous irradiation (évolutions défavorables des caractéristiques mécaniques, fissuration par corrosion sous contrainte...) peuvent en effet apparaître en service dans les centrales nucléaires. Les matériaux ont également un rôle essentiel dans l'aval du cycle du combustible nucléaire, avec un enjeu nouveau pour la science des matériaux, celui de maîtriser les propriétés des colis de déchets nucléaires sur des échelles de temps séculaires à multimillénaires.
Cette introduction générale à la rubrique Matériaux du nucléaire, évidemment fragmentaire, montre la grande diversité et la complexité des problèmes de matériaux et de vieillissement qui interviennent dans ce domaine, tant sur les réacteurs que sur les équipements de l'aval du cycle du combustible nucléaire. Nous avons passé en revue, d'une façon qui est loin d'être exhaustive, la nature des propriétés demandées aux matériaux pour usage nucléaire, et illustré comment ces matériaux, alliages métalliques, bétons, verres ou bitumes, s'altèrent plus ou moins dans leur environnement.
En dehors des matériaux spécifiques du nucléaire, comme le combustible proprement dit, les matériaux de gainage et d'absorption neutronique, ainsi que certaines matrices de confinement des déchets, l'industrie nucléaire a cherché le plus possible à utiliser des matériaux éprouvés et de mise en œuvre classique. Les évolutions sont appliquées avec précaution et sont généralement limitées aux compositions chimiques qui sont resserrées et à l'optimisation des traitements thermiques et des conditions de fabrication. Si les matériaux des réacteurs ont essentiellement évolué par « petites touches », la connaissance de leurs propriétés et de leurs mécanismes de dégradation a en revanche considérablement progressé grâce aux travaux réalisés depuis la fin des années 1960.
Pour autant, dès l'origine, l'industrie nucléaire a reconnu les risques...
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Conclusions
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. - ...
DANS NOS BASES DOCUMENTAIRES
ANNEXES
Journal of Nuclear Materials, Elsevier http://www.journals.elsevier.com/journal-of-nuclear-materials
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