Bibliographie & annexes
Présentation
RÉSUMÉ
Les réacteurs nucléaires électrogènes à eau sous pression ont subi différentes formes de dégradation des matériaux par corrosion, en raison de la présence d'impuretés dans des zones confinées. Les dommages les plus critiques ont été ceux des tubes de générateurs de vapeur en alliage 600, surtout affectés par une combinaison de corrosion intergranulaire et de fissuration sous contrainte. L'alliage 690 traité à 700/720 °C qui équipe les dernières générations de générateurs de vapeur n'a subi aucun dommage de corrosion après plus de 20 années de service. Néanmoins, il reste nécessaire de limiter à des teneurs aussi basses que possible les impuretés et le fer dans l'eau alimentaire. Un autre problème, récurrent bien que peu fréquent, est la fissuration, en général transgranulaire, sous contrainte d'aciers inoxydables austénitiques de type304 (L) et 316 (L) due à l'introduction transitoire d'oxygène dans des zones confinées du circuit primaire et de circuits auxiliaires où des traces d'ions chlorure et sulfate peuvent également être présentes.
Lire cet article issu d'une ressource documentaire complète, actualisée et validée par des comités scientifiques.
Lire l’articleAuteur(s)
-
Pierre COMBRADE : Consultant - Ancien responsable du département Chimie-corrosion du Centre technique AREVA NP - Ancien expert international AREVA
-
François VAILLANT : Ingénieur senior Corrosion EDF Recherche et Développement Centre des Renardières
INTRODUCTION
Les matériaux des réacteurs nucléaires électrogènes à eau sous pression (REP) ont été choisis pour leurs caractéristiques mécaniques, mais aussi pour leur résistance à la corrosion. Néanmoins, la majorité des problèmes de dégradation des matériaux survenus, en service ont été dus à des problèmes de corrosion, principalement de corrosion sous contrainte, survenus soit en milieu nominal (ce qui fait l'objet de l'article [BN 3 755]), soit dans des milieux contaminés de façon progressive ou transitoire par des impuretés, ce qui fait l'objet de la présentation ci-dessous.
Les générateurs de vapeur installés dans les années 1970-1980 ont été de loin les composants les plus atteints par des phénomènes de corrosion due à l'accumulation progressive d'impuretés contenues dans leur eau alimentaire. Les tubes en alliage 600 de ces générateurs de vapeur ont notamment subi, du côté secondaire, une combinaison de phénomènes de corrosion intergranulaire et de corrosion sous contrainte, généralement intergranulaire, qui a conduit d'abord au bouchage de nombreux tubes, puis au remplacement progressif de la majorité (de tous en France) des générateurs de vapeur de première génération.
La présence transitoire d'oxygène, en général liée à des procédures de remplissage du circuit primaire à la fin des périodes d'arrêt des tranches, est également à l'origine de la fissuration sous contrainte, généralement transgranulaire, d'aciers inoxydables austénitiques dans des zones confinées, notamment des bras morts, où des traces d'impuretés, principalement d'ions chlorure et sulfate, peuvent également être présentes, du fait d'une mauvaise propreté de certaines surfaces, ou de la présence de ces ions dans certains matériaux de joints ou de presse-étoupes. Cette dernière forme de dégradation est récurrente mais constitue un problème limité, loin d'être aussi critique que celle des tubes de générateurs de vapeur.
L'expertise technique et scientifique de référence
MOTS-CLÉS
alliages de nickel réacteur à eau sous pression aciers inoxydables corrosion sous contrainte
DOI (Digital Object Identifier)
CET ARTICLE SE TROUVE ÉGALEMENT DANS :
Accueil > Ressources documentaires > Énergies > Génie nucléaire > Matériaux pour le nucléaire > Corrosion des alliages de nickel et des aciers inoxydables en milieux REP pollués ou confinés > Dégradation par corrosion des tubes de générateurs de vapeur
Cet article fait partie de l’offre
Corrosion Vieillissement
(96 articles en ce moment)
Cette offre vous donne accès à :
Une base complète d’articles
Actualisée et enrichie d’articles validés par nos comités scientifiques
Des services
Un ensemble d'outils exclusifs en complément des ressources
Un Parcours Pratique
Opérationnel et didactique, pour garantir l'acquisition des compétences transverses
Doc & Quiz
Des articles interactifs avec des quiz, pour une lecture constructive
Dégradation par corrosion sous contrainte des aciers inoxydables en milieux pollués dans les réacteurs REP2. Dégradation par corrosion des tubes de générateurs de vapeur
Le lecteur trouvera une revue assez complète des problèmes de dégradation des tubes dans les articles de Staehle et Gorman.
2.1 Bref historique des dégradations de tubes de GV par corrosion
La dégradation des tubes de GV, tant du côté primaire que du côté secondaire, a été un des principaux problèmes de corrosion qui ont affecté les réacteurs nucléaires électrogènes à eau sous pression. Il a nécessité...
L'expertise technique et scientifique de référence
Cet article fait partie de l’offre
Corrosion Vieillissement
(96 articles en ce moment)
Cette offre vous donne accès à :
Une base complète d’articles
Actualisée et enrichie d’articles validés par nos comités scientifiques
Des services
Un ensemble d'outils exclusifs en complément des ressources
Un Parcours Pratique
Opérationnel et didactique, pour garantir l'acquisition des compétences transverses
Doc & Quiz
Des articles interactifs avec des quiz, pour une lecture constructive
Dégradation par corrosion des tubes de générateurs de vapeur
BIBLIOGRAPHIE
-
(1) - STAEHLE (R.W.) et GORMAN (J.A.) - Progress in understanding and mitigating corrosion on the secondary side in PWR steam generators. - Proceedings of the 10th International Symposium on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems. Water Reactors, Lake Tahoe, Nevada, USA (2001).
-
(2) - STAEHLE (R.W.) et GORMAN (J.A.) - Quantitative Assessment of Submodes of Stress Corrosion Cracking on the Secondary Side of Steam Generator Tubing in Pressurized Water Reactors : Part 1. - Corrosion, vol. 59(11), p. 931 (2003).
-
(3) - STAEHLE (R.W.), GORMAN (J.A.) - Quantitative Assessment of Submodes of Stress Corrosion Cracking on the Secondary Side of Steam Generator Tubing in Pressurized Water Reactors : Part 2. - Corrosion, vol. 60(1), p. 5 (2004).
-
(4) - STAEHLE (R.W.), GORMAN (J.A.) - Quantitative Assessment of Submodes of Stress Corrosion Cracking on the Secondary Side of Steam Generator Tubing in Pressurized Water Reactors : Part 3. - Corrosion, 60(2), p. 115 (2004).
-
(5) - ODAR (S.), NORDMANN (F.) - PWR and VVER Secondary System Water Chemistry. - Rapport,...
DANS NOS BASES DOCUMENTAIRES
L'expertise technique et scientifique de référence
Cet article fait partie de l’offre
Corrosion Vieillissement
(96 articles en ce moment)
Cette offre vous donne accès à :
Une base complète d’articles
Actualisée et enrichie d’articles validés par nos comités scientifiques
Des services
Un ensemble d'outils exclusifs en complément des ressources
Un Parcours Pratique
Opérationnel et didactique, pour garantir l'acquisition des compétences transverses
Doc & Quiz
Des articles interactifs avec des quiz, pour une lecture constructive
