Bibliographie & annexes
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English
Auteur(s)
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Bertrand VIEILLARD-BARON : Ancien élève de l’École polytechnique - Ingénieur de l’armement (Génie maritime) - Directeur à Framatome
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Yves MEYZAUD : Ingénieur des Arts et manufactures - Chef du département Matériaux et technologie de Framatome
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Lire l’articleINTRODUCTION
Le développement des techniques et des technologies nouvelles repose pour une part importante sur l’aptitude des matériaux à se comporter de façon satisfaisante à la 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.
Cet article a pour objet de présenter les principaux matériaux utilisés pour la construction des réacteurs nucléaires, leur mise au point et leurs évolutions avec les progrès techniques.
L’exposé comprend deux parties :
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en premier lieu, une description générale des besoins en matière de matériaux de structure, en termes qualitatifs, quantitatifs et réglementaires ;
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ensuite, un certain nombre d’exemples tirés principalement de la filière à eau pressurisée montrant comment ces besoins ont été remplis.
Il n’est pas possible d’entrer ici dans le détail ni de toutes les évolutions technologiques ni de toutes les caractéristiques des produits utilisés dans les structures des réacteurs nucléaires. Pour approfondir ces questions, le lecteur voudra bien se reporter aux ouvrages spécialisés, et aux articles du traité Métallurgie.
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Conclusion
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2. Adaptation des aciers spéciaux aux structures des réacteurs
Pour assurer la production d’électricité d’origine nucléaire, la France compte essentiellement sur les centrales à eau sous pression. Les réacteurs à uranium naturel - graphite - gaz ont constitué la première génération des centrales de puissance et n’ont pas fait l’objet de nouveaux développements en raison de leur rendement énergétique total relativement faible.
Nous nous concentrerons donc sur les réacteurs à eau pressurisée avant de donner quelques indications sur les problèmes et les adaptations rencontrés dans les autres types de réacteurs : eau bouillante, eau lourde, gaz à haute température et à neutrons rapides.
Dans tous les cas, constructeurs et fournisseurs d’aciers et alliages spéciaux ont adapté ensemble ces produits aux conditions d’emploi particulières existant dans les centrales nucléaires. Il a fallu pour cela utiliser toutes les connaissances acquises en métallurgie comme en mécanique ainsi que les procédés de fabrication les plus sophistiqués mis au point par les sidérurgistes.
2.1 Réacteurs à eau sous pression
Pour la description technologique de ces réacteurs, le lecteur pourra se reporter à l’article sur les réacteurs à eau ordinaire sous pression [1].
Dans les réacteurs à eau pressurisée, les structures doivent, d’une part, supporter la pression, la température et les efforts engendrés par la circulation de l’eau primaire à 325 C et 15,5 MPa (155 bar) dans le cœur, les variations d’allure, les épreuves hydrauliques et les avaries éventuelles, et, d’autre part, éviter ou maintenir aussi faible que possible la présence de particules dans l’eau traversant le cœur du réacteur, pour éviter que ces particules ne viennent s’activer au contact des éléments combustibles et se déposer ensuite sur l’ensemble du circuit, ce qui compliquerait notablement son entretien. Pour cela, toutes les zones susceptibles de subir une corrosion superficielle, généralisée ou localisée, sont en acier ou alliage inoxydables. Les éléments internes des cuves, les tuyauteries primaires, les corps de pompe sont en acier inoxydable massif, cependant que les tubes d’échangeur, les gaines de traversée des parois épaisses sont en alliage nickel-chrome-fer. En revanche, la résistance mécanique des parois des capacités sous pression de grandes dimensions disposées sur le circuit (cuve, pressuriseur,...
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BIBLIOGRAPHIE
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(1) - DURAND-SMET (R.) - Réacteurs à eau ordinaire sous pression. - B 3 100 (1997). Traité Génie nucléaire, volume B 8 I.
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(2) - GAUTHRON (M.) - Comportement des matériaux dans le cœur d’un réacteur nucléaire. - B 3 760 (1981). Traité Génie nucléaire, volume B 8 II.
-
(3) - PINARD LEGRY (G.) - Corrosion des matériaux métalliques. - B 3 750 (1989). Traité Génie nucléaire, volume B 8 II.
-
(4) - CRETTÉ (J.-P.) - Réacteurs à neutrons rapides refroidis au sodium. - B 3 170 (1988). Traité Génie nucléaire, volume B 8 I.
-
(5) - GUYADER (A.) - Réacteurs à eau ordinaire bouillante. - B 3 130 (1979). Traité Génie nucléaire, volume B 8 I.
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(6) - LANDEL (D.) - Réacteurs...
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