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RÉSUMÉ
L'industrie nucléaire utilise de nombreux matériaux sélectionnés en raison de leurs propriétés nucléaires (interactions avec les rayonnements), ou de leurs propriétés d'emploi (résistance mécanique ou à la corrosion). Ils sont aussi généralement soumis à divers flux de rayonnements (photons, particules chargées ou neutrons) qui modifient leurs structures, compositions et propriétés. Après avoir examiné les mécanismes physiques des transformations induites par l'irradiation, sont détaillés les principaux matériaux utilisés dans les réacteurs de puissance : le combustible, où se libère l'énergie de fission, le gainage qui forme la première barrière, les éléments neutroniquement très actifs, qui servent au contrôle de la réaction nucléaire, et enfin la cuve primaire. D'autres utilisations sont aussi abordées, la détection des rayonnements, la radio-protection et la fusion.
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Clément LEMAIGNAN : Directeur de recherche CEA - Professeur INSTN
INTRODUCTION
Le terme de « matériaux nucléaires » recouvre deux domaines industriels distincts : les matériaux qui sont classiquement utilisés dans l'industrie, généralement dans des conditions thermomécaniques semblables à celles des réacteurs, et ceux qui sont sélectionnés en raison de propriétés nucléaires particulières.
Ainsi les aciers, le graphite ou les bétons ont été utilisés bien avant le développement de l'industrie nucléaire. Certains particularismes induits par le nucléaire, essentiellement liés aux effets d'irradiation, conduisent cependant à des comportements spécifiques. Il est impératif de les maîtriser suffisamment pour pouvoir les prendre en compte lors de la conception et de l'utilisation industrielle.
Dans la classe des matériaux sélectionnés en raison de leurs propriétés nucléaires, on trouvera bien évidemment les combustibles, en particulier l'uranium ou le plutonium pour leurs réactions de fission, les alliages à base de zirconium à cause de leur très grande transparence aux neutrons, ou encore les « éléments absorbants » utilisés pour contrôler la réaction nucléaire, tels que les alliages contenant du cadmium ou des composés borés. Pour ces matériaux, l'impact des transmutations nucléaires pourra fortement modifier leurs comportements. On n'oubliera pas tous les composants utiles pour la protection ou l'instrumentation (mesures des flux d'irradiation neutronique ou électromagnétiques), pour lesquels les choix seront liés aux réactions induites lors d'une irradiation donnée (absorption, émission β–, activation, etc.).
Dans cet article, on se penchera sur les critères de sélection des matériaux pour le nucléaire et sur les modifications induites par l'irradiation lors de leur emploi industriel. Une description simplifiée des sollicitations présentes en milieu nucléaire précédera une introduction aux mécanismes physiques du dommage d'irradiation avant d'appliquer ces concepts aux divers matériaux ou environnements nucléaires à prendre en compte.
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Autres matériaux fonctionnels pour le nucléaire
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4. Comportement sous irradiation des aciers de structure
Dans cette section, on décrit le comportement sous irradiation d'aciers industriels classiques d'usage courant dans les réacteurs à eau. Il s'agit des aciers de construction ferritiques utilisés pour la cuve primaire et des aciers inoxydables austénitiques servants à la fabrication des internes.
4.1 Cuve en acier ferritique
La cuve forme la deuxième barrière de confinement et, par sa taille, sa structure et ses sollicitations, constitue un composant majeur pour la sûreté. Réalisée en acier ferritique, elle a la forme d'un cylindre fermé de dimensions typiques, pour un REP : diamètre ~ 4 m, hauteur ~ 12 m, épaisseur ~ 20 à 24 cm ; soit une masse totale de 350 à 450 t, avec son couvercle. En France, la cuve est fabriquée en acier 16 MnNiMo 05 (anciennement dénommé 16 MND 5), équivalent à l'acier américain A508 Cl.3. Certaines impuretés sont sévèrement contrôlées : P et S (< 80 ppm) pour la fragilité originelle, Co (< 300 ppm) pour l'irradiation γ induite par activation et Cu (< 800 ppm) pour la fragilisation sous irradiation, décrite ultérieurement.
Le durcissement est essentiellement assuré par les éléments Mn, Ni, Mo. Un faible taux de carbone facilite la soudure des viroles après forgeage. Le traitement thermique classique de l'ensemble est une trempe bainitique, suivi d'un revenu à 650 oC. On obtient une limite d'élasticité supérieure à 450 MPa et une charge à la rupture proche de 600 MPa. Ces propriétés n'évoluant que relativement peu jusqu'aux températures d'utilisation de 350-400 oC. On exige une forte ténacité, de l'ordre de 18-20 daJ · cm–2 pour un essai Charpy à – 20 oC. Cela correspond à une valeur typique de la RT NDT de – 25 oC.
HAUT DE PAGE4.1.1 Fragilisation sous irradiation
Le dommage d'irradiation subi par les cuves est de l'ordre de 3 × 10–3 dpa · an–1. Les défauts d'irradiation qui s'agrègent conduisent à une augmentation des propriétés mécaniques, toujours faible,...
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Comportement sous irradiation des aciers de structure
BIBLIOGRAPHIE
-
(1) - Nuclear materials. - Ed. : FROST (B.R.T.), materials Science and Technology, vol. 10 A et B, VCH, D--69541, Weinheim, ISBN : 1-56081-190-0 (en cours de révision) (1994).
-
(2) - Materials under irradiation. - Ed. : DUNLOP (A.) et al., Solid State Phenomena, vol. 30-31, Trans. Tech. Pub. Ltd, CH-4714, Aedermannsdorf (1992).
-
(3) - Le combustible nucléaire des réacteurs à eau sous pression et des réacteurs à neutrons rapides. - Éd. : BAILLY (H.), MÉNESSIER (D.) et PRUNIER (C.), Eyrolles, Paris (1996).
-
(4) - LEMAIGNAN (C.) - Science des matériaux nucléaires. - EDP Sciences, Coll. Génie Atomique de l'INSTN-CEA (2003).
-
(5) - Les combustibles nucléaires. - Coll. CEA-DEN, ISBN13 : 978-2-281-11325-9, Le Moniteur, Paris (2008).
DANS NOS BASES DOCUMENTAIRES
NORMES
-
Règles de Conception et de Construction des Matériels Mécaniques des Îlots Nucléaires REP - RCC-M - 2007
-
Règles de Conception et de Construction des Assemblages de Combustible des Centrales Nucléaires - RCC-C - 2005
-
Standard Specification for Zirconium and Zirconium Alloy Ingots for Nuclear Application - ASTM B350/B350M-02 - 2006
1.1 Organismes – Associations – Fédérations
Association française pour les règles de conception, de construction et de surveillance en exploitation des matériels des chaudières électronucléaires (AFCEN) http://www.afcen.com/
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