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RÉSUMÉ
Les matériaux carbonés sont historiquement associés au développement de l’énergie nucléaire, depuis la « Chicago Pile-1 » d’Enrico Fermi, aux réacteurs de 1ère et 2nde génération, et enfin pour les réacteurs de 4e génération. Si, au vu de ses propriétés thermiques et mécaniques, le graphite a été utilisé comme matériau de structure et modérateur neutronique dès 1942, les matériaux C/C ont été identifiés plus récemment comme candidats pour différents composants des réacteurs de 4e génération (barres de contrôle, conduits chauds, échangeurs de chaleurs…). Ils possèdent en effet des propriétés mécaniques et thermiques exceptionnelles. La diminution de leurs évolutions dimensionnelles, sous irradiation, reste le point clé pour le développement des barres de contrôle, principale application étudiée.
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Lire l’articleAuteur(s)
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Patrick DAVID : Ingénieur, expert senior - Commissariat à l’énergie atomique et aux énergies alternatives, DAM, Le Ripault, Monts, France
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Lionel GOSMAIN : Docteur en Sciences, Chef de service - Université Paris-Saclay, CEA, Service d’Études Analytiques et de Réactivités des Surfaces, Gif-sur-Yvette, France
INTRODUCTION
Les matériaux à base de carbone sont intimement liés au développement des technologies nucléaires. Enrico Fermi les utilisa, en effet, comme modérateurs de neutrons lors de la première réaction de fission qu’il réalisa en 1942 à l’université de Chicago. Depuis lors, plus de 250 000 tonnes de graphite (dont 23 000 tonnes en France) ont été employées pour contrôler la fission dans 125 réacteurs nucléaires dans le monde. Le graphite possède de nombreuses qualités qui font de lui un excellent candidat pour des applications nucléaires : c’est un bon modérateur neutronique ; il possède des propriétés mécaniques intéressantes à haute température ; et, à condition d’être suffisamment pur, il s’active relativement peu sous irradiation. Il présente de plus une très bonne usinabilité et un coût de production relativement modéré.
L’invention des composites C/C, matériaux aux performances améliorées grâce à des fibres de carbone renforçant la matrice en carbone, a aussi ouvert de nouveaux champs d’application pour le domaine nucléaire. Ces matériaux ont été développés dans les années 1970 pour les tuyères des moteurs de fusées et les protections thermiques de rentrée atmosphérique des missiles, puis, dans les années 1980, pour les freins d’avions et des pièces pour les fours haute température. Les études et le développement pour le nucléaire ont également débuté dans les années 1980, pour les réacteurs haute température (HTR), et, à partir des années 1990, pour la fusion. Ils ont aussi été identifiés, depuis le début des années 2000, de même que les composites SiC/SiC, comme candidats pour les réacteurs de 4e génération (GEN-IV), mais leur optimisation pour résister aux conditions extrêmes de température, d’irradiation et de sollicitations mécaniques représente un véritable défi scientifique et technologique.
Cet article présente les applications potentielles des graphites et C/C pour les réacteurs de 4e génération, leurs procédés de fabrication spécifiques, leurs caractéristiques et propriétés, ainsi que leurs comportements, souvent complexes, sous irradiation.
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Gestion des déchets des graphites et C/C
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3. Comportement en conditions opérationnelles
3.1 Graphites
3.1.1 Dommages d’irradiation dans le graphite
Les dommages d’irradiation sont dus aux interactions particules/matière entre le flux de neutrons de fissions de haute énergie, dans la gamme 0,1 à 10 MeV avec une moyenne à 2 MeV, et les atomes de carbone constituant l’édifice cristallin du graphite. L’énergie de liaison des atomes de carbone dans le plan graphitique étant d’environ 7 eV, l’énergie des neutrons est suffisante pour déplacer les atomes de carbone hors de leur position initiale dans le cristal de graphite, ainsi que leur transférer une quantité importante d’énergie cinétique. Ces atomes de carbone vont alors eux-mêmes entrer en collision avec d’autres atomes et les déplacer, générant ainsi une cascade de déplacements. Ces déplacements conduisent à la création de défauts ponctuels dans le réseau cristallin du graphite sous forme d’atomes en position interstitielle (entre les plans cristallins) et de lacunes (au sein des plans cristallins), avec pour conséquence une modification des paramètres a et c de la maille cristalline du graphite (figure 7).
Plus la quantité de neutrons interagissant avec le graphite sera grande, plus l’endommagement sera important. La quantité de neutrons traversant le graphite est exprimé par la fluence neutronique, qui correspond au nombre de neutrons traversant une unité de surface (n.cm–2). Pour mesurer l’endommagement des matériaux, seuls les neutrons d’une certaine énergie ont de l’intérêt et les valeurs de fluences sont généralement associées à une énergie seuil des neutrons en-dessous de laquelle ils ne sont pas comptabilisés. À noter que selon les réacteurs et les pays, les énergies seuil des neutrons utilisées diffèrent (E neutron > 0,05 MeV, E neutron > 0,10 MeV, E neutron > 0,18 MeV, E neutron > 1,00 MeV, etc.). De plus, et notamment en raison des spectres neutroniques qui diffèrent d’un réacteur à un autre, il n’est pas forcément aisé de comparer plusieurs expériences d’irradiation.
Pour des raisons de commodité, on relie donc souvent la fluence neutronique...
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BIBLIOGRAPHIE
-
(1) - WINDES (W.E.), LESSING (P.A.), KATOH (Y.), SNEAD (L.L.), LARA-CURZIO (E.), KLETT (J.), HENAGER (C.), SHINAVSKI (R.J.) - Structural ceramic composites for nuclear applications. - Idaho National Laboratory, INL/EXT-05-006522005 (2005).
-
(2) - CARRÉ (F.), RENAULT (C.), ANZIEU (P.), BROSSARD (P.), YVON (P.) - Outlook on Generation IV Nuclear Systems and related materials and challenge. - Materials issues for Generation IV Systems. Springer (2007).
-
(3) - HAYNER (G.O.), BURCHELL (T.D.), SNEAD (L.L.), KATOH (Y.) - Next Generation Nuclear Plant Materials Research and Development Program Plan. - INL/EXT-05-00758 (2006).
-
(4) - AREVA - NGNP Composites R&D Technical issues study. - TDR-3000807 (2008).
-
(5) - DAVID (P.) - Carbon/carbon materials for generation IV nuclear reactors. - Structural materials for generation IV nuclear reactors. Woodhead publishing series in energy number 106. Elsevier (2017).
-
...
DANS NOS BASES DOCUMENTAIRES
ANNEXES
CEA/Réacteurs de 4e génération :
Société francophone d’étude des carbones (SFEC) :
http://sfec-asso.prod.lamp.cnrs.fr/
Groupe de recherches sur les composites à matrices céramiques :
HAUT DE PAGEConstructeurs – Fournisseurs – Distributeurs (liste non exhaustive)
Matériaux graphites et composites C/C
MERSEN
https://www.mersen.com/fr/produits/specialites-graphite
Matériaux composites C/C
Safran Ceramics – Headquarter Rue de Touban BP 90053 33185 Le Haillan, France.
Graphites
Carbone Savoie
https://www.carbone-savoie.fr/
Organismes – Fédérations – Associations (liste non exhaustive)Minos Centre d’excellence pour les matériaux du nucléaire
http://www.materials.cea.fr/fr/minos/
GENIV
Documentation - Formation – Séminaires (liste non exhaustive)Institut national des sciences...
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