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L'énergie à découvert

 | 
Rémy Mosseri
, 
Catherine Jeandel

Quatrième partie. L'énergie nucléaire

5. Les matériaux du nucléaire

Yves Bréchet

Texte intégral

1Un matériau est de la matière devant remplir une fonction. La grille de lecture des matériaux dans la production d’énergie nucléaire passe par une analyse des cahiers des charges qui définissent les différents composants du système. Ce système doit fonctionner de façon fiable durant le temps nécessaire pour que le dispositif soit rentable. Il faut donc réfléchir en termes de fonctionnalités et de durabilité. De plus, la sécurité étant un aspect essentiel de cette forme de production d’énergie, il est nécessaire de s’appuyer sur un retour d’expérience constamment enrichi. C’est pour ces raisons de sécurité et de prudence que le choix des matériaux dans le domaine du nucléaire est, à juste titre, fondamentalement conservateur.

2Les centrales nucléaires, telles que nous les connaissons en France (réacteurs à eau pressurisée ou REP), sont essentiellement des « machines à vapeur » dans lesquelles la source de chaleur est la réaction en chaîne. Des modérateurs permettent de contrôler « l’économie de neutrons ». Et pour extraire la chaleur de cette réaction, il faut un fluide caloporteur qui soit compatible avec les exigences de la neutronique et qui remplisse efficacement sa fonction thermodynamique. Pour optimiser le rendement thermodynamique, il est préférable d’augmenter la différence de température entre la source chaude et la source froide ; c’est pourquoi on maintient l’eau chaude sous pression pour pouvoir augmenter sa température sans la vaporiser dans la cuve ou le circuit primaire. Ce fluide transporte alors la chaleur jusqu’à des échangeurs qui permettent de générer de la vapeur, qui fera ensuite tourner des turbines produisant de l’électricité. Tout ce système industriel est bien évidemment constitué de matériaux qui doivent répondre à des cahiers des charges très spécifiques. On doit distinguer :

  • Les matériaux nucléaires proprement dits (combustible, barres de contrôle) dont les caractéristiques doivent permettre de gérer convenablement l’économie de neutrons.
  • Les matériaux en environnement nucléaire qui doivent présenter des propriétés mécaniques suffisantes, dans la durée, dans un environnement qui peut être chimiquement agressif : on peut citer les gaines de combustibles (qui doivent être suffisamment transparents aux neutrons), les internes de cuve, la cuve elle-même, le circuit primaire.
  • Les matériaux de la machine thermique elle-même qui sont essentiellement sollicités du point de vue des contraintes (pression), de la chimie (corrosion) et de la tenue à chaud.

3Au fur et à mesure que l’on se rapproche du cœur de la centrale, du combustible, les matériaux sont de plus en plus soumis à l’irradiation par les neutrons. Cette sollicitation, spécifique à l’industrie nucléaire, ébranle les piliers fondamentaux du comportement des matériaux, et sa maîtrise demande un soin particulier.(i) Elle perturbe l’ordre cristallographique en créant de nombreux défauts qui condensent sous forme de « boucles de dislocation » (figure 2) jouant le rôle d’obstacles au mouvement des dislocations qui « portent » la déformation plastique : le matériau devient plus dur, et à cette augmentation de dureté est associée une fragilisation du matériau. (ii) Elle perturbe la chimie des matériaux en conduisant certains atomes absorbant des neutrons, ou certains atomes subissant une fission, à changer de nature chimique. (iii) Elle perturbe le transport des espèces chimiques, en accélérant la diffusion, en biaisant les transports d’espèce, phénomènes qui peuvent conduire à des ségrégations chimiques inattendues.

Fig. 1 – Matériaux utilisés dans les réacteurs à eau pressurisée

Fig. 2 – À gauche : profil de dureté (en Vickers - HV) dans une vis de serrage en acier inoxydable, irradiée. La dose reçue varie entre 2 et 10 déplacements par atome. Le durcissement est lié aux boucles de dislocations générées par irradiation. À droite : Boucles de Frank observées en microscopie électronique à transmission, densité ≈ 2 1022 m-3, diamètre ≈ 12 nm

4Ces différents phénomènes conduisent à des comportements sous irradiation tout à fait spécifiques, à des vieillissements accélérés des matériaux, à des couplages entre la contrainte appliquée, l’environnement chimiquement agressif et les conditions d’irradiation. Ces phénomènes n’étaient pas nécessairement connus au moment de la conception des premières centrales. C’est le retour d’expérience, le suivi en centrale et les recherches fondamentales qui ont permis de mieux les maîtriser. Le dommage d’irradiation se produit au niveau atomique, et conduit à des conséquences sur le comportement macroscopique des matériaux : il a donc fallu mener de front des études expérimentales difficiles (tests de matériaux radioactifs) et des simulations numériques à toutes les échelles, depuis l’atome jusqu’au composant, pour pouvoir maîtriser et prévoir le comportement sous irradiation des matériaux dans les centrales.

5Comme le choix des matériaux doit assurer à la fois efficacité et durabilité, il est important, du point de vue de l’ingénieur, de distinguer les composants « consommables », les composants « remplaçables » et les composants « non remplaçables ». Les « consommables » sont le combustible, les gaines et les barres de contrôle. On doit maximiser leur durée de vie pour maximiser le taux de combustion du matériau fissile, tout en assurant son confinement dans le cœur de la centrale. Les tubes de gainage par exemple sont dans des alliages de zirconium (transparents aux neutrons) dont on cherche à maximiser la corrosion en milieu aqueux. Les « composants remplaçables » sont les internes de cuve, les échangeurs de chaleur, et dans une moindre mesure les tuyauteries des circuits, des pompes. On doit les remplacer périodiquement, mais ces remplacements doivent pouvoir être planifiés pour optimiser le fonctionnement des centrales. Les internes de cuve doivent résister à un environnement corrosif et sous irradiation, et sont réalisés en aciers inoxydables austénitiques. Les circuits sont en aciers austénoferritiques et les échangeurs de chaleur sont en alliages à base de nickel. Les « composants non remplaçables » sont essentiellement la cuve, qui est constituée d’un acier bainitique qui assure la tenue mécanique, revêtu d’un acier austénitique qui assure la tenue à la corrosion. Ce composant est essentiel pour le fonctionnement de la centrale car il ne peut être remplacé : il doit constituer une barrière parfaitement efficace entre le combustible et l’extérieur ce qui lui impose de conserver une ténacité suffisante malgré le vieillissement lié à l’irradiation. Quand on parle de prolonger la durée de vie des centrales, c’est la fiabilité de ce composant qui est limitante.

6Ce rapide panorama des matériaux utilisés dans les centrales actuelles, des raisons de leurs choix, et des mécanismes de leur dégradation donne une idée des défis et des difficultés, du point de vue de la science des matériaux, rencontrés dans la conception des générateurs de prochaine génération : les températures de fonctionnement seront plus élevées, le spectre de neutrons différents, les doses d’irradiations atteintes plus élevées. Cela conduit à développer de nouveaux matériaux de gainage, à modifier les cahiers des charges des cuves, à être plus vigilants sur la corrosion éventuelle des échangeurs thermiques. Il faudra là encore associer études expérimentales poussées et simulations numériques avec une réflexion d’ingénierie pour que la 4e génération soit plus performante et plus sûre que les générations précédentes, avec une nouvelle gestion des matières fissiles.

Bibliographie

Références bibliographiques

• C. LEMAIGNAN – Science des matériaux pour le nucléaire, Éditions de Physique, Collection INSTN, 2004.

• A. ZAOUI – Les matériaux du nucléaire, Rapport RST, Tech et Doc, 2001.

• G. WAS – Fundamentals of Radiation Materials Science, Springer, 2007.

Table des illustrations

Légende Fig. 1 – Matériaux utilisés dans les réacteurs à eau pressurisée
URL http://books.openedition.org/editionscnrs/docannexe/image/10986/img-1.jpg
Fichier image/jpeg, 396k
Légende Fig. 2 – À gauche : profil de dureté (en Vickers - HV) dans une vis de serrage en acier inoxydable, irradiée. La dose reçue varie entre 2 et 10 déplacements par atome. Le durcissement est lié aux boucles de dislocations générées par irradiation. À droite : Boucles de Frank observées en microscopie électronique à transmission, densité ≈ 2 1022 m-3, diamètre ≈ 12 nm
URL http://books.openedition.org/editionscnrs/docannexe/image/10986/img-2.jpg
Fichier image/jpeg, 79k

© CNRS Éditions, 2013

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