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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The proper operation of civil nuclear facilities requires the control of the issues raised by the behaviour of materials used in their construction. Compared to other areas, the conditions of civil nuclear industry are specific on two distinguishing features: the radiation and its effects on the properties of materials, and the long periods involved that require predicting the behaviour of materials to the long or very long term.
Auteur(s)
-
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
KEYWORDS
irradiation | nuclear reactor | nuclear waste | ageing | corrosion | fuel | nickel alloys
VERSIONS
- Version archivée 1 de janv. 2011 par Jean-Marie GRAS
DOI (Digital Object Identifier)
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Matériaux du nucléaire2. Spécificités du nucléaire – conséquences pour les matériaux
Comme dans toute installation industrielle, les matériaux utilisés dans le nucléaire (réacteurs, usines de traitement des combustibles usés, installations d'entreposage et de stockage des déchets) sont soumis en service à des sollicitations de nature mécanique, thermique ou chimique. Toutefois, à la différence de la plupart des autres domaines industriels, les installations nucléaires sont destinées à fonctionner pendant de longues durées, de 40 à 60 ans, voire plus, pour les réacteurs et les usines du cycle, et de très longues durées, hors de toute expérience industrielle, pour les installations de stockage.
L'industrie du nucléaire civil présente plusieurs spécificités au regard du comportement des matériaux utilisés, dont les principales sont les suivantes :
-
les conséquences de l'irradiation sur l'évolution des matériaux en service (composition chimique, microstructure...) ;
-
les conséquences de l'irradiation sur la radiolyse des milieux chimiques auxquels les matériaux sont exposés ;
-
des environnements chimiques particuliers ;
-
les précautions contre le risque de criticité ;
-
les longues durées en service attendues pour la plupart des matériaux utilisés.
2.1 Irradiation
L'irradiation est une contrainte spécifique pour de nombreux matériaux des installations nucléaires :
-
irradiation par les neutrons et les fragments de fission dans les combustibles ;
-
irradiation par les neutrons pour les matériaux de structure utilisés dans le cœur des réacteurs ;
-
irradiation par des ions issus de la réaction (n, α) dans les matériaux absorbants des barres de contrôle [BN 3 720] ou issus des désintégrations α des actinides mineurs présents dans les verres de stockage ...
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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).
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(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).
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(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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