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Article

1 - CONTEXTE GÉNÉRAL DU STOCKAGE DES DÉCHETS RADIOACTIFS DANS CIGÉO

2 - ALVÉOLES HA

3 - PARAMÈTRES INFLUENÇANT LE COMPORTEMENT DES COMPOSANTS DE L’ALVÉOLE HA

  • 3.1 - Température
  • 3.2 - Transitoire hydraulique-gaz
  • 3.3 - Environnement chimique

4 - CORROSION DES COMPOSANTS MÉTALLIQUES DE L’ALVÉOLE HA

5 - COMPORTEMENT MÉCANIQUE DES COMPOSANTS MÉTALLIQUES DE L’ALVÉOLE HA COUPLÉ À LEUR CORROSION

6 - CONCLUSION

7 - SIGLES, NOTATIONS ET SYMBOLES

Article de référence | Réf : BN3766 v1

Corrosion des composants métalliques de l’alvéole HA
Stockage des déchets radioactifs de haute activité - Matériaux, mécanique et corrosion

Auteur(s) : Valérie MAILLOT, Didier CRUSSET, Frédéric BUMBIELER

Date de publication : 10 nov. 2024

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RÉSUMÉ

Cigéo, le projet français de centre de stockage profond de déchets radioactifs, sera conçu pour stocker, dans une installation souterraine implantée dans une couche géologique, les déchets radioactifs de haute activité et moyenne activité à vie longue, produits par les installations françaises depuis le début des programmes nucléaires. L’exploitation du centre s’étendra sur une centaine d’années durant lesquelles et au-delà la sûreté de l’installation devra être maintenue et la radioactivité confinée pour protéger les êtres humains et l’environnement. Depuis plus de 30 ans l’Andra mène des travaux de R&D. Dans le cadre des alvéoles de déchets de haute activité, elle étudie l’évolution des principaux composants métalliques, le chemisage et le conteneur de stockage, sous l’effet combiné des processus mécanique et de corrosion afin d’identifier les matériaux aux propriétés les plus robustes et durables pour pallier ces difficultés.

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ABSTRACT

Storage of High Level Radioactive Wastes. Materials, Mechanics and Corrosion

The Cigéo project will be designed to dispose, in an underground facility located in a geological layer, high and long-lived intermediate radioactive waste produced by French facilities since the beginning of nuclear programs until today. The Cigéo disposal will be in operation for around one hundred years. During this period and far beyond it - the safety of the facility will have to be maintained and radioactivity confined to protect human beings and the environment. For over 30 years, Andra has been carrying out research and development work. In the context of the high-level waste cells, R&D work is studying the evolution of the main metallic components of this cell, the liner and the overpack, under the combined effect of corrosion and mechanical processes. The aim is to identify the materials with the most robust and durable properties to overcome these problems.

Auteur(s)

  • Valérie MAILLOT : Ingénieure Matériaux - Agence nationale pour la gestion des déchets radioactifs (Andra), - Châtenay-Malabry, France

  • Didier CRUSSET : Docteur en Chimie-Physique - Agence nationale pour la gestion des déchets radioactifs (Andra), - Châtenay-Malabry, France

  • Frédéric BUMBIELER : Ingénieur Mécanique, Docteur en Mécanique des Matériaux - Agence nationale pour la gestion des déchets radioactifs (Andra), - Châtenay-Malabry, France

INTRODUCTION

Le centre de stockage Cigéo (Centre industriel de stockage géologique) est le projet français de centre de stockage profond de déchets radioactifs. Il sera conçu pour stocker les déchets hautement et moyennement radioactifs et à durée de vie longue produits par l'ensemble des installations nucléaires actuelles, jusqu'à leur démantèlement, et par le traitement des combustibles usés utilisés dans les centrales nucléaires.

La corrosion des aciers non alliés pour le stockage de déchets radioactifs en couche géologique profonde fait l’objet de travaux de R&D depuis plus de 30 ans. Ils couvrent notamment différents milieux géologiques (granite, argile), divers concepts en termes de matériaux environnants (argile gonflante, roche argileuse hôte, milieux cimentaires) et plusieurs conditions physico-chimiques (température jusqu’à 90 °C, milieu saturé d’eau, milieu non saturé d’eau, milieu type atmosphère avec des humidités relatives allant du sec à 100 %, condition aérée/oxydante à condition anoxique, rayonnement gamma…) couvrant le domaine d’évolution attendue en situation de stockage. Ces travaux bénéficient par ailleurs de ceux menés pour d’autres applications, comme la géothermie ou l’industrie pétrolière, et exploitent l’étude des analogues archéologiques, notamment pour la compréhension des mécanismes de la corrosion sur des échelles de temps de plusieurs centaines d’années.

Le comportement mécanique a également été étudié expérimentalement et par simulation numérique. Les modes de ruine considérés sont le flambement confiné pour le chemisage et la fissuration ductile pour le conteneur de stockage.

Spécifiquement pour les alvéoles HA (haute activité), l’Andra (Agence nationale pour la gestion des déchets radioactifs) a retenu des aciers bas carbone de type nuance pétrolière (ou avec des spécifications similaires) afin notamment de garantir une faible sensibilité à la corrosion sous contrainte et la fragilisation par l’hydrogène, compte tenu des chargements mécaniques de type anisotrope attendus en situation de stockage. À ce stade, il s’agit de l’acier API 5L X65 MS pour le chemisage et l’acier P285NH amélioré pour le conteneur de stockage.

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KEYWORDS

nuclear waste   |   corrosion   |   cigéo   |   alloy steels

DOI (Digital Object Identifier)

https://doi.org/10.51257/a-v1-bn3766


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4. Corrosion des composants métalliques de l’alvéole HA

Le comportement à long terme des composants métalliques de l’alvéole HA (chemisages et conteneurs de stockage HA) est dominé par leur corrosion. La figure 8 représente les composants métalliques à un stade où ils sont toujours intègres avec une corrosion légère (épaisseur faible de la couche de produits de corrosion et uniforme).

Les connaissances aujourd’hui disponibles sur la corrosion des aciers bas carbone des composants métalliques, plus particulièrement dans les alvéoles HA en situations de stockage, sont synthétisées ci-dessous  :

  • dans une atmosphère humide, sans cycles d’humidification séchage comme celle de l’alvéole HA en période d’exploitation, une corrosion généralisée prédomine. Les vitesses de corrosion sont rapidement inférieures à 50 µm.an−1 à 100 % HR et 80 °C en présence d’oxygène (air). En présence de vapeur d’eau sans oxygène (ou ne dépassant pas 1 % d’oxygène), à 90 % HR et jusqu’à 80 °C, la vitesse de corrosion généralisée est de l’ordre du micromètre par an ;

  • le matériau de remplissage cimentaire permet d’éliminer le transitoire acide et favorise (cf. § 2.2.2...

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BIBLIOGRAPHIE

  • (1) - ANDRA -   Dossier d’autorisation de création de l’installation nucléaire de base (INB) Cigéo, Pièce 7 – Version préliminaire du rapport de sûreté, Partie I Contexte, périmètres, démarche et référentiels.  -  Volume 1 (2022).

  • (2) - ANDRA -   Dossier d’autorisation de création de l’installation nucléaire de base (INB) Cigéo, Pièce 7 – Version préliminaire du rapport de sûreté, Partie II Description de l’INB, de son environnement et de son fonctionnement et évolution du système de stockage après fermeture.  -  Volume 5 (2022).

  • (3) - ANDRA -   Dossier d’autorisation de création de l’installation nucléaire de base (INB) Cigéo, Pièce 7 – Version préliminaire du rapport de sûreté, Partie IV Volumes complémentaires répondant au III de l’article R. 593-16 du code de l’environnement.  -  Volume 13 (2022).

  • (4) - ANDRA -   Dossier d’autorisation de création de l’installation nucléaire de base (INB) Cigéo, Pièce 7 – Version préliminaire du rapport de sûreté, Partie II Description de l’INB, de son environnement...

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