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RÉSUMÉ
Les tuyauteries les plus sensibles des centrales nucléaires, en l’occurrence celles du circuit primaire principal des réacteurs, sont classées en niveau 1 (classe 1) et font ainsi l’objet de calculs spécifiques. Certains effets complexes, négligés dans les calculs de tuyauteries standard, doivent impérativement être pris en compte : les gradients thermiques et la fatigue. Ce document ne constitue pas un résumé exhaustif des réglementations relatives à ce type de calculs (ASME, RCC-M), mais apporte des explications complémentaires sur les points importants, notamment le procédé de linéarisation de contraintes appliqué sur les gradients thermiques, et le calcul du facteur d’usage qui permet de quantifier le dommage induit par la fatigue.
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The most sensitive piping in nuclear power plants, i.e. the main primary circuit of the reactors, is in safety class 1, and is accordingly subjected to specific calculations. Some complex effects, namely heat and fatigue gradients, which can be ignored in standard piping calculations, have to be taken into account. This article is not an exhaustive summary of the regulations governing this type of calculation (ASME, RCC-M), but provides additional explanations on important points, in particular the procedure for linearizing constraints applied to heat gradients, and the calculation of the use factor for the quantification of fatigue-induced damage.
Auteur(s)
-
Irénée CORNATON : Chargé de développement des logiciels PIPESTRESS et BEAMSTRESS, Ingénieur Mécanicien - DST Computer Services SA, Genève, Suisse
INTRODUCTION
Le calcul de tuyauteries industrielles constitue une des applications pratiques du calcul par éléments finis de type filaire (« poutre »). Les spécificités des tuyauteries sont prises en compte en particulier via les coefficients de flexibilité, ayant un rôle de réducteur d’inerties, et les coefficients intensificateurs de contraintes qui majorent a posteriori les contraintes calculées en fonction de la nature de l’élément étudié.
Parmi les tuyauteries, un petit nombre doit faire l’objet d’une vigilance particulière : il s’agit des tuyauteries du circuit primaire des centrales nucléaires, dites de niveau 1.
Le caractère très sensible de ces tuyauteries peut rendre nécessaire le déploiement de moyens de calculs puissants (modélisation 3D, analyse élastoplastique), mais dans la majorité des cas les calculs sont réalisés dans le domaine élastique avec des éléments filaires.
Néanmoins, des règles plus précises et complètes sont mises en place dans les codes, et des phénomènes physiques additionnels doivent être intégrés à l’analyse. En particulier, l’estimation des contraintes maximales, ou plus précisément de leur amplitude maximale de variation, doit englober les effets des gradients thermiques associés à la diffusion de la chaleur à travers l’épaisseur de la tuyauterie.
Une partie de cet article est donc consacrée à la présentation de ces gradients thermiques, sur lesquels est appliqué un procédé de linéarisation permettant de les décomposer en trois parties distinctes, correspondant à autant de types de contraintes. On distinguera ainsi la partie linéarisée (variation linéaire à travers l’épaisseur) induisant une contrainte de flexion, la partie non linéarisée n’ayant que des effets localisés, et la valeur moyenne sans effet en l’absence de discontinuité majeure (changement de section ou de matériau). Les équations retiennent par la suite une partie ou l’ensemble de ces effets, en fonction de leur objectif, qui peut être la vérification du comportement élastique de l’installation, ou la justification vis-à-vis de la fatigue. Dans ce dernier cas, tous les effets des gradients thermiques sont retenus.
La fatigue est un phénomène complexe, pour lequel de nombreuses incertitudes existent. La méthode employée dans les calculs de tuyauteries repose sur la technique du calcul de facteur d’usage, quantifiant les dommages subis par l’installation. Il s’agit d’étudier les variations d’états imposant le plus de contraintes, puis d’y associer un maximum d’occurrences (nombre de cycles), afin de maximiser le dommage.
L’exemple de la dernière section de cet article présente de façon complète la méthodologie de calculs, appliquée sur un point situé à l’interface d’un changement de section, donc sur un point de discontinuité majeure. Cet exemple comprend sollicitations sismiques (partie inertielle, dite primaire, et partie secondaire), transitoires thermiques et calculs de fatigue.
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MOTS-CLÉS
gradients thermiques calculs de fatigue contrainte alternée facteur d'usage linéarisation de contraintes
KEYWORDS
thermal gradients | fatigue analysis | alternating stress | usage factor | stress linearization
DOI (Digital Object Identifier)
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Présentation et définition
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1. Circuit primaire des centrales nucléaires
Le circuit primaire (figure 1) a pour rôle de maintenir le refroidissement du cœur dans les meilleures conditions possibles, pour tous les cas de fonctionnement envisageables, qu’ils soient normaux ou accidentels.
Il constitue par ailleurs la seconde barrière de confinement des produits de fission après la gaine du combustible.
Le circuit primaire est composé des principaux éléments suivants :
-
la cuve (figure 2) qui contient le combustible (source de chaleur de l’installation) ;
-
le pressuriseur (figure 3) : l’eau doit rester en phase liquide pour assurer un bon échange de chaleur entre le combustible et le fluide caloporteur. Les températures comprises entre 290 °C et 330 °C nécessitent de maintenir le fluide sous pression ;
-
les quatre pompes primaires (figure 3) qui assurent la circulation de l’eau ;
-
les quatre générateurs de vapeur (figure 3) qui sont des échangeurs dans lesquels la chaleur produite par le combustible est transférée à l’eau du circuit secondaire pour la transformer en vapeur.
L’ensemble constitué par un générateur de vapeur, une pompe et les tuyauteries associées est appelé boucle primaire.
L’objet du présent article est de présenter la méthodologie de calculs des tuyauteries du circuit primaire, dites tuyauteries de niveau 1 (ou de classe 1).
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Circuit primaire des centrales nucléaires
BIBLIOGRAPHIE
DANS NOS BASES DOCUMENTAIRES
PIPESTRESS version 3.8.0
Mathcad 2001
HAUT DE PAGE
American Society of Mechanical Engineers ASME NB-3000 Édition 2013
Règles de Conception et de Construction des Matériels mécaniques des îlots nucléaires REP RCC-M B 3000 Édition 2012
Eurocodes structuraux – Bases de calcul des structures NF EN 1990
Eurocode 1 – Actions sur les structures NF EN 1991-1-3 (neige) et NF EN 1991-1-4 (vent)
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