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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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Carbonaceous materials have always been associated with the development of nuclear energy, from Enrico Fermi’s “Chicago Pile-1”, to 1st and 2nd generation reactors, and finally for 4th generation reactors. If, due to its thermal and mechanical properties, graphite was used as structural material and neutron moderator as early as 1942, Carbon/Carbon materials have been identified as candidates for many components of Generation IV reactors (control rods, hot duct assembly, heat exchangers…). They possess exceptional characteristics, both in terms of mechanical and thermal properties. The minimization of dimensional changes under high neutron fluence remains the main key point for the development of control rods, which is the principle application studied.
Auteur(s)
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Patrick DAVID : Ingénieur, expert senior - Commissariat à l’énergie atomique et aux énergies alternatives, DAM, Le Ripault, Monts, France
-
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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KEYWORDS
neutron moderator | carbonaceous materials | control rods | structural material
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Normes et standards4. Gestion des déchets des graphites et C/C
La gestion des déchets des graphites a fait l’objet d’études depuis de nombreuses années. Les masses de graphite en jeux étant très importantes (de l’ordre de 700 tonnes au démarrage d’un réacteur HTR à blocs prismatiques, soit un cumul d’environ 6 000 tonnes de graphite à la fin de la vie du réacteur en comptant les éléments remplacés), il est important de minimiser le plus possible la teneur des graphites en impuretés pouvant s’activer sous flux neutronique. Cela permet de limiter l’inventaire radiologique du graphite et de gérer plus facilement les étapes de démantèlement des réacteurs et d’entreposage, puis stockage des déchets.
Les principaux radionucléides identifiés dans le graphite irradié sont le 60Co, le 14C, le 3H, le 63Ni, et le 36Cl. Pour ce qui concerne la gestion immédiate des déchets lors du remplacement des blocs de graphite au cours de l’exploitation du réacteur, c’est l’inventaire en 60Co qui est le plus pénalisant (fort émetteur γ). Même en faible quantité, le 36Cl est le plus pénalisant du point de vue du stockage du graphite irradié du fait, d’une part, de sa très longue période radioactive (300 000 ans) et d’autre part, de sa faible rétention dans les milieux géologiques . La pureté des graphites envisageables pour la réalisation de réacteurs de 4e génération apparaît donc comme un critère particulièrement important. Les producteurs de graphite ont d’ailleurs déjà fait de gros efforts en ce sens puisque le taux de cendres (taux total d’impuretés) des graphites actuels est environ 17 fois inférieur à celui des nuances utilisées pour la filière UNGG Française.
À ce jour, deux pistes sont envisagées pour la gestion des déchets graphite après refroidissement : stockage en site géologique profond (projet Cigéo) avec les déchets...
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Gestion des déchets des graphites et C/C
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...
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