1. Les problématiques matériaux dans le
nucléaire
Pascal Yvon
Département des Matériaux pour le Nucléaire
Matériaux du nucléaire et marchés d’ITER 12 novembre 2009
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2. Plan
•Présentation du DMN
•Contraintes d’usage des matériaux du nucléaire
•Gen II-III
•Gen IV
•Fusion
•Conclusions
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4. Contribution du DMN dans les Activités Matériaux
Irradiations
(Programme Surveillance)
Elaboration Réacteurs expérimentaux &
simulation
Conception Caractérisation Matériaux
Nouveaux Matériaux industriels
irradiés
Matériaux
& non irradiés
Compréhension Nouveaux
Phénoménologique Matériaux
Modélisation
Prédiction
Lois de Durée de Vie
Comportement
Matériaux
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6. Demandes sur les matériaux
Durée de vie de 60 ans
Endommagement par les neutrons rapides
Evolution de la microstructure : instabilités de phase, précipitation,
gonflement durcissement, fragilisation…
Evolution des propriétés mécaniques (limite d’élasticité, UTS,
allongement…)
Fluage sous irradiation et résistance à la rupture en fluage
Fragilisation par l’hydrogène et l’hélium
Résistance à haute température
Effet sur les propriétés mécaniques (limite d’élasticité, UTS, allongement…)
Fragilisation à haute température
Effet sur les propriétés de rupture sous fluage
Interaction fatigue / fluage
Ténacité à la rupture
Résistance à la corrosion (fluide primaire, système de conversion
d’énergie)
Corrosion et fissuration par corrosion sous contrainte (IGSCC, IASCC,
compatibilité chimique…)
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7. Demandes sur les matériaux
Considérations complémentaires
Disponibilité et coût des matériaux
Fabricabilité et technologie d’assemblage
Inspection en service
Techniques de contrôle non destructif
Approche de sûreté et certification
Codification pour la conception nucléaire
Effort spécifique au-delà de la R&D pour établir les règles
et normes de conception mécanique pour le nucléaire
Démantèlement et gestion des déchets
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8. REP - Composants sous irradiation
Assemblage combustible Internes supérieurs
Alliages de Zr Alliages de Ni
300 – 400°C ~ 320°C
10/15 dpa qq 0.1 dpa
5 – 6 ans 40 60 ans
Barres de commande
155 bar Aciers austénitiques
293°C 155 bars
Eau 328°C ~ 320°C
H2, LiOH, B ~ 10 dpa
~ 300°C Qq années
0.1 dpa
40 60 ans
Cuve
Internes de cœur
Acier bainitique
Aciers austénitiques
16MND5
A508 Cl 3 neutrons 300 – 380°C
température 30 - 120 dpa
contraintes mécaniques 40 60 ans
environnement
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9. Gaine REP – Domaines d’intérêt
500
IPG
IPG
ε , T very low
& &
400
ε , T low
& &
RIA
RIA ε , T high
& &
300 ε , T very high
& &
200 Service
DENO
APRP
EtLDService
Transport
Ma)e(PtinroC
100 DENO APRP
Transport
Durée de vie X2
0
en 15 ans
0 500 1000 1500
Température (°C)
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11. eTmépraut( )C

14. Les principaux composants – Spécificité Durée de vie
à la conception
Systèmes de Conversion d'Energie 30 60 ans
350 – 550°C 350 – 550°C 5 105 h
Vieillissement Soudures Compatibilité
Eviter Na – H2O
Structures Chaudes
550°C
Fluage
coefficient de joint
faible irradiation
Structures Froides
400°C
Pas de déformation
faible irradiation
Cuve
Circuits - Tuyauteries 400°C
350 – 550°C Pas de déformation
Fluage, fatigue, fatigue-fluage, fatigue thermique,… Fluage négligeable
Vieillissement
2ème barrière
Soudures
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15. Nouveaux matériaux pour réacteurs rapides sodium
Circuit intermédiaire (simplification, réduction du coût)
Aciers F/M 9-12%Cr vs Aciers austénitiques
Meilleures propriétés mécaniques et thermiques
(Dilatation, ténacité, résistance au fluage (T91, T92 (Fe-9Cr-xW-V-N…)
Bonne compatibilité avec le sodium et ses impuretés (C, O, N)
Moindre coût
Soudabilité (fonction %Cr)? Transition Ductile/Fragile?
Circuit intermédiaire compact et simplifié
Marges pour accroître la température (<600° C)
Gainage du combustible (hauts taux de combustion)
316 Ti 15-15 Ti F/M F/M ODS
Gonflement réduit sous irradiation
15-15 Ti & EM10 100 dpa @ 400-700°C
T92/HC & ODS (Cr>12%) 200 dpa @ 480 – 750/800°
C
Soudage et assemblage
Compatibilité avec le sodium et ses impuretés (C, O, N)
Taux de combustion 200 GWj/t & 200 dpa
Coeur à % sodium réduit & faiblenovembrede vide
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effet 2009
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16. Matériau de gainage du combustible RNR sodium
Gonflement des aciers austénitiques et des aciers
ferritiques/martensitiques utilisés pour le gainage
Swelling of austenitic Phénix
(%) claddings compare to Phénix
du combustible F/M materials
10
Average Average 15/15Ti Best lot of 15/15Ti
9
316 Ti
8
7
6
5
4
Embrittlement limit
3
Ferritic-martensitic (F/M)
2 steels, ODS included
1
0
60 70 80 90 100 110 120 130 140 150 160 170 180 190 200
dose (dpa)
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17. Nouveaux matériaux pour réacteurs à gaz
Cuve du réacteur (~400°
C) Cuve
Aciers F/M 9Cr1Mo RCG
( vs Aciers de cuve REP)
Meilleures propriétés mécaniques
et thermiques (400-550° C)
Soudabilité démontrée Cuve
Technologie de cuve à ~400°
C REP
(vs ~300°C en REP)
Echangeurs de chaleur HT
(propriétés mécaniques à 850-950° résistance au
C,
fluage et à la corrosion, assemblage …)
<950°
C Superalliages base Ni
Inconel 617, Haynes 230, ODS-Ni
> 950°
C Céramique SiC
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18. Combustible des réacteurs à gaz
High density
Advanced compartmented Cladded
particles pellets
platelet
HTRs
0 25 50 75 100
%vol. of actinides compound in the volume dedicated to fuel
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20. Matériaux pour systèmes nucléaires de 4e génération
SFR GFR LFR VHTR SCWR MSR Fusion
& ADS
cible
Caloporteur Na liquide He, 70 bars Plomb He, 70 bars Eau Sels fondus, He, 80 b Pb-17Li
<5 bars 480-850° C & PbBi 350-950° C 280-550°
C 500-720°C 300-550° 480-700°C
C
T (°
C) 400-550°C 380-500°
C 24 MPa
Structures du Tube hexagonal Gainage Gainage Cœur Gainage Structures du Couverture
Aciers F/M combustible et combustible Graphite combustible & cœur Première paroi
cœur structures du cœur & Cible, fenêtre structures du cœur
Gainage Barres de contrôle Graphite Aciers F/M ODS
Aciers F/M Composite SiCf-SiC Aciers F/M ODS C/C SiC/SiC Alliages base Ni & SiCf-SiC
Avancés Aciers F/M Hastelloy
F/M ODS
Temp. °
C 400-700 550-1200 380-550 400-1600 350-620 500-800 350-750
Dose Gainage 200 dpa 60/90+ dpa Gainage ~100 dpa 7/25 dpa ~ 100 dpa
ADS/cible 10 ppmHe/dpa
~100 dpa 45 ppmH/dpa
Autres Echangeur Echangeur
intermédiaire ou intermédiaire ou
composants turbine turbine
Alliage Ni Alliage Ni
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21. Synergies avec les matériaux pour la fusion
Réacteur à Fusion
Couverture à 2 caloporteurs
1e paroi et couverture tritigène He, 80 bars Pb-17Li, ~bar
0 0
300, 480 C 480-700 C
Couverture à 2 caloporteurs
Aciers Martensitiques (550° C)
Aciers Ferritiques ODS (700° C)
SiCf-SiC Isolant th. & élect.
1e paroi : Tmax ~ 625°
C
Canaux : Tmax ~ 500° C
Insert : Tmax ~1000°C
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22. Les outils de recherche en science des matériaux
Modélisation multi-échelles
(Ab initio, Dynamique moléculaire, Cinétique d’évolution des défauts…)
Prédiction de l’évolution des matériaux ss irradiation… Orientation des
essais de fabrication et de caractérisation
Application progressive aux aciers, céramiques (SiC), composites,
combustible…
Simulation des effets d’irradiation
par des faisceaux d’ions (Jannus)
(Trois faisceaux : Dpa, Hélium, Hydrogène)
Mécanismes fondamentaux et modélisation
physique pour la simulation numérique
Essais d’irradiation en réacteur
(Osiris RJH > 2014)
(Phénix Joyo, Bor-60…)
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23. Matériaux pour les systèmes nucléaires - conclusions
Enjeux forts des matériaux pour les réacteurs à eau (Gen 2-3)
Augmentation de la durée de vie
Augmentation du taux de combustion
Objectifs des systèmes Gen 4 :
> 2040 : Systèmes à neutrons rapides pour un nucléaire durable :
RNR sodium et RNR gaz & Procédés du cycle avancés
Prototype RNR en France en 2020 + Ateliers pilote comb/cycle
Matériaux pour le cœur, la chaudière, la conversion…
Métaux : aciers austénitiques, aciers F/M 9-12Cr, ODS, alliages Ni
Céramiques et composites : C/C, SiCf/SiC & (TiC, ZrC, Ti3SiC2…)
Fabrication, caractérisation + Simulation numérique + Codes et normes
Un effort français optimisé : EDF, AREVA, CEA, CNRS +…
Coop. CEA / Industrie, Gpt de recherche avec CNRS & Univ.
Enjeux de la coopération européenne et internationale
Partager la R&D et influer sur les standards internationaux
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