Corrosion des circuits primaires dans les réacteurs à eau sous pression

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ISBN 13 : 9782759810840
Total Pages : 228 pages
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Book Synopsis Corrosion des circuits primaires dans les réacteurs à eau sous pression by : Pierre Beslu

Download or read book Corrosion des circuits primaires dans les réacteurs à eau sous pression written by Pierre Beslu and published by . This book was released on 2014 with total page 228 pages. Available in PDF, EPUB and Kindle. Book excerpt: Quand un réacteur nucléaire est mis en exploitation, des évènements extérieurs peuvent l'impacter et ils ont souvent pour origine la corrosion des matériaux de structure et des composants. Ce livre résume les phénomènes de corrosion dans les circuits primaires des centrales nucléaires à eau sous pression et présente l'historique des raisons du choix du conditionnement chimique et des matériaux utilisés. C'est un sujet assez rarement évoqué quand on parle de réacteurs nucléaires. Il est des plus intéressants sur la manière d'appréhender les phénomènes de corrosion depuis la fin des années 50 jusqu'à nos jours. De ce point de vue, il donne une perspective importante pour les acteurs d'aujourd'hui en situant bien les évolutions pendant cette période, ainsi que les raisons de certains choix réalisés pour les réacteurs actuellement en service et construits durant cette période. Ayant une grande expérience dans le domaine, l'auteur montre l'attitude à avoir face à une difficulté d'exploitation et à la compréhension des phénomènes. De plus, il propose un nombre important de références bibliographiques. L'ambition de ce livre est d'être un guide aux générations futures. Unique dans son genre, il s'adresse aux professionnels des réacteurs nucléaires, aux chercheurs et étudiants en science des matériaux et au lecteur qui s'intéresse à ce domaine.[Source : 4e de couv.]

Corrosion des circuits primaires dans les réacteurs à eaux sous pression

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Publisher : EDP Sciences
ISBN 13 : 2759812464
Total Pages : 237 pages
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Book Synopsis Corrosion des circuits primaires dans les réacteurs à eaux sous pression by : Pierre Beslu

Download or read book Corrosion des circuits primaires dans les réacteurs à eaux sous pression written by Pierre Beslu and published by EDP Sciences. This book was released on 2014-05-01T00:00:00+02:00 with total page 237 pages. Available in PDF, EPUB and Kindle. Book excerpt: Quand un réacteur nucléaire est mis en exploitation, des évènements extérieurs peuvent l’impacter et ils ont souvent pour origine la corrosion des matériaux de structure et des composants. Ce livre résume les phénomènes de corrosion dans les circuits primaires des centrales nucléaires à eau sous pression et présente l’historique des raisons du choix du conditionnement chimique et des matériaux utilisés. C’est un sujet assez rarement évoqué quand on parle de réacteurs nucléaires. Il est des plus intéressants sur la manière d’appréhender les phénomènes de corrosion depuis la fin des années 50 jusqu’à nos jours. De ce point de vue, il donne une perspective importante pour les acteurs d’aujourd’hui en situant bien les évolutions pendant cette période, ainsi que les raisons de certains choix réalisés pour les réacteurs actuellement en service et construits durant cette période. Ayant une grande expérience dans le domaine, l’auteur montre l’attitude à avoir face à une difficulté d’exploitation et à la compréhension des phénomènes. De plus, il propose un nombre important de références bibliographiques. L’ambition de ce livre est d’être un guide aux générations futures. Unique dans son genre, il s’adresse aux professionnels des réacteurs nucléaires, aux chercheurs et étudiants en science des matériaux et au lecteur qui s’intéresse à ce domaine.

Relâchement des produits de corrosion des tubes en alliage 690 de générateur de vapeur du circuit primaire des réacteurs à eau pressurisée

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Book Synopsis Relâchement des produits de corrosion des tubes en alliage 690 de générateur de vapeur du circuit primaire des réacteurs à eau pressurisée by : Florence Carrette

Download or read book Relâchement des produits de corrosion des tubes en alliage 690 de générateur de vapeur du circuit primaire des réacteurs à eau pressurisée written by Florence Carrette and published by . This book was released on 2002 with total page 153 pages. Available in PDF, EPUB and Kindle. Book excerpt: L'activité du circuit primaire provient principalement de l'activation dans le coeur du réacteur à eau pressurisée de produits de corrosion relâchés par les couches d'oxydes qui se développent sur les tubes en alliage 690, 600 ou 800 de générateur de vapeur. Le contrôle et la modélisation d'un tel processus impliquent une connaissance détaillée de la microstructure et de la nature chimique de ces couches d'oxydes ainsi que de leurs cinétiques de croissance et de dissolution. Des essais de corrosion de durées comprises entre 24 et 2160 heures ont été réalisés dans les conditions du milieu primaire saturé et non saturé. La caractérisation des couches d'oxydes formées dans les conditions représentatives du circuit primaire est effectuéeà l'aide de plusieurs techniques.Tous les résultats contribuent à la modélisation du processus de corrosion/relâchement selon un modèle de croissance/dissolution des couches de produits de corrosion en milieu dynamique non saturé en éléments métalliques. Ce modèle peut être amélioré en tenant compte de la saturation du milieu en éléments métalliques et ainsi être applicable en milieu primaire réel.

Contribution à l'étude de la contamination par les produits de corrosion du circuit primaire des réacteurs à eau pressurisée

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Book Synopsis Contribution à l'étude de la contamination par les produits de corrosion du circuit primaire des réacteurs à eau pressurisée by : Chahdad Khadem

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ETUDE ET MODELISATION DE L'INFLUENCE DES MATERIAUX SUR LA CONTAMINATION DU CIRCUIT PRIMAIRE DES REACTEURS A EAU PRESSURISEE PAR LES PRODUITS DE CORROSION

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Book Synopsis ETUDE ET MODELISATION DE L'INFLUENCE DES MATERIAUX SUR LA CONTAMINATION DU CIRCUIT PRIMAIRE DES REACTEURS A EAU PRESSURISEE PAR LES PRODUITS DE CORROSION by : FABIENNE.. COULET

Download or read book ETUDE ET MODELISATION DE L'INFLUENCE DES MATERIAUX SUR LA CONTAMINATION DU CIRCUIT PRIMAIRE DES REACTEURS A EAU PRESSURISEE PAR LES PRODUITS DE CORROSION written by FABIENNE.. COULET and published by . This book was released on 1996 with total page 244 pages. Available in PDF, EPUB and Kindle. Book excerpt: LE CIRCUIT PRIMAIRE DES REACTEURS A EAU PRESSURISEE EST CONTAMINE PAR LES PRODUITS DE CORROSION GENERALISEE DES DIFFERENTS ALLIAGES QUI LE CONSTITUENT. NOTRE OBJECTIF EST DE MIEUX COMPRENDRE ET MODELISER L'INFLUENCE DES MATERIAUX SUR CE PHENOMENE. AU TERME DE NOTRE ETUDE BIBLIOGRAPHIQUE, IL EST APPARU: ? QUE SEUL UN MODELE DE CORROSION FAISANT INTERVENIR LE TRANSPORT DES IONS METALLIQUES EN PHASE SOLIDE (ET NON PLUS EN PHASE LIQUIDE) COMME ETAPE LIMITANTE DE LA CORROSION PERMETTRAIT DE JUSTIFIER L'INFLUENCE OBSERVEE DE LA GAMME DE FABRICATION DES MATERIAUX SUR LA CONTAMINATION. ? QUE LES TRAVAUX ANALYSANT L'INFLUENCE DES DERNIERES ETAPES DE FABRICATION DES ALLIAGES SUR LA CORROSION ET LA CONTAMINATION DE CEUX-CI SONT EXCLUSIVEMENT EXPERIMENTAUX. SUITE A CES CONCLUSIONS, NOUS AVONS ELABORE UN CODE DE CALCUL RECONSIDERANT L'INFLUENCE DU MATERIAU ET DE SON ETAT DE SURFACE SUR LA CONTAMINATION. COMPTE TENU DE L'ETAT ACTUEL DES CONNAISSANCES, CETTE INFLUENCE EST MODELISEE SOUS FORME DE LOIS EMPIRIQUES. LA VALIDATION DE CE CODE A ETE EFFECTUEE EN UTILISANT LES DONNEES DE FONCTIONNEMENT DU REACTEUR DE CRUAS-1 LORS DU PREMIER CYCLE ET EN COMPARANT SIMULATION ET VALEURS EXPERIMENTALES. LE CODE PERMET EN OUTRE DE RESTITUER L'INFLUENCE DE L'ETAT DE SURFACE DES MATERIAUX OBSERVEE EN CENTRALE. DE FACON A PRECISER CE MODELE, NOUS AVONS CARACTERISE DIFFERENTS ECHANTILLONS DE TUBES DE GENERATEUR DE VAPEUR, AVANT ET APRES OXYDATION DURANT 2000 HEURES EN AUTOCLAVE. DES DIFFERENCES DE COMPORTEMENT ONT ETE OBSERVEES ; PLUSIEURS RESULTATS SEMBLENT CONFIRMER QUE LE TRANSPORT DES IONS METALLIQUES EN PHASE SOLIDE JOUE UN ROLE DETERMINANT. NOUS MONTRONS EGALEMENT QU'IL N'EXISTE PAS DE LOI DE PROPORTIONNALITE ENTRE LES TERMES DE CORROSION ET DE RELACHEMENT. CE DERNIER PHENOMENE DEMANDE DE CONSIDERER LA STABILITE DES OXYDES FORMES. A CE TITRE, L'ANALYSE DE LEUR MORPHOLOGIE OUVRE D'INTERESSANTES PERSPECTIVES

Modélisation et simulation numérique du transport des produits de corrosion dans le circuit primaire des réacteurs à eau pressurisée

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Book Synopsis Modélisation et simulation numérique du transport des produits de corrosion dans le circuit primaire des réacteurs à eau pressurisée by : Catherine Marchetto

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Cinétique de réaction et solubilité des produits de corrosion dans les conditions physico-chimiques du circuit primaire des réacteurs à eau sous pression (REP)

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Book Synopsis Cinétique de réaction et solubilité des produits de corrosion dans les conditions physico-chimiques du circuit primaire des réacteurs à eau sous pression (REP) by : Alexandre Bellefleur

Download or read book Cinétique de réaction et solubilité des produits de corrosion dans les conditions physico-chimiques du circuit primaire des réacteurs à eau sous pression (REP) written by Alexandre Bellefleur and published by . This book was released on 2012 with total page 189 pages. Available in PDF, EPUB and Kindle. Book excerpt: L'objectif du travail présenté est d'acquérir expérimentalement de nouvelles données thermodynamiques sur les espèces qui constituent les produits de corrosion présents dans le circuit primaire des REP. Le volet expérimental de cette étude se focalise sur deux phases solides du nickel : l'oxyde de nickel NiO (ou bunsenite) et le ferrite de nickel NiFe2O4. La vitesse de dissolution de l'oxyde de nickel a été mesurée jusqu'à 130°C en milieu acide (pH 3 à 5). Un modèle cinétique a été utilisé afin de décrire les vitesses de dissolution mesurées expérimentalement. Ce modèle a permis de déterminer l'énergie d'activation réelle de la réaction de dissolution de l'oxyde de nickel. La solubilité d'un ferrite de nickel stœchiométrique synthétisé expérimentalement a été mesurée entre 100 et 200°C dans une cellule potentiométrique à électrodes à hydrogène. La spéciation du fer et du nickel dans la solution expérimentale a été discutée au regard des données thermodynamiques disponibles à haute température et des constantes d'équilibre calculées par le code MULTEQ. L'un des aspects de cette étude a consisté en la conception et la mise en route d'une cellule de mesure de solubilité à haute température : la boucle SOLO. Les spécifications techniques et le fonctionnement de cette installation seront présentés en détail.

Effets des étapes d'un redémarrage de réacteur à eau sous pression sur l'oxydation et le relâchement des produit de corrosion des tubes de générateur de vapeur en alliage 690

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Book Synopsis Effets des étapes d'un redémarrage de réacteur à eau sous pression sur l'oxydation et le relâchement des produit de corrosion des tubes de générateur de vapeur en alliage 690 by : Julie Flambard

Download or read book Effets des étapes d'un redémarrage de réacteur à eau sous pression sur l'oxydation et le relâchement des produit de corrosion des tubes de générateur de vapeur en alliage 690 written by Julie Flambard and published by . This book was released on 2020 with total page 0 pages. Available in PDF, EPUB and Kindle. Book excerpt: Les tubes de générateurs de vapeur des réacteurs à eau sous pression sont constitués d'alliages à base de nickel. La surface d'échange associée à ces tubes représente environ 75% du circuit primaire. En s'oxydant au contact du milieu primaire, des produits de corrosion sont relâchés dans le circuit. Les phénomènes de relâchement des produits de corrosion et leurs activations dans le coeur du réacteur, sous flux neutronique, sont majoritairement responsables de la contamination radioactive du circuit primaire. La limitation de ce phénomène constitue un des enjeux industriels majeurs permettant de réduire la dosimétrie du personnel de maintenance intervenant dans le bâtiment réacteur des centrales nucléaires. Le contrôle et la modélisation d'un tel processus impliquent une compréhension détaillée des cinétiques de relâchement et des couches d'oxydes formées. Le relâchement et la formation de la couche d'oxyde se formant à la surface interne des tubes, en alliage 690, sont fortement influencés par les paramètres matériaux du tube, ainsi que par les conditions physico-chimiques du milieu primaire. L'objectif de cette étude est d'étudier l'influence de l'évolution des conditions thermiques et chimiques du fluide primaire lors des phases transitoires d'un redémarrage de réacteur après le remplacement du générateur de vapeur sur le comportement au relâchement et sur la formation des oxydes/hydroxydes en peau interne des tubes. En effet, la grande majorité des études ont été menées dans les conditions de fonctionnement pleine puissance d'un réacteur. Ce travail a pour but d'être le plus représentatif possible des conditions industrielles, pour cela l'étude est réalisée sur un tube industriel dans les conditions caractéristiques d'un redémarrage de réacteur dans une boucle d'essai expérimentale. La caractérisation fine de la surface interne du tube est effectuée avant et après oxydation à l'aide de plusieurs techniques (profilométrie, Raman, MEB-EDS, MEB-EBSD, MEB-FIB, MET, ToFSIMS). La couche d'oxyde natif est constituée d'une très fine couche (1-2 nm) de matrice oxydée, sans enrichissement particulier. Au cours du redémarrage, l'étape la plus critique vis-à-vis du relâchement s'est révélée être le passage de 170°C à 297°C. En effet, la majorité du métal est relâchée dans le fluide au cours de cette étape. De plus, des essais isothermes, dans la gamme 25-325°C, ont démontrés que le relâchement le plus important se situe autour de 250°C. Jusqu'à 170°C, une fine couche d'oxyde de chrome amorphe est formée par la dissolution sélective du fer et du nickel. Lors de la montée en température, cette couche d'oxyde de chrome n'est pas suffisamment stable pour être protectrice et les phénomènes de diffusion s'activent. A 325°C, l'oxyde ne présente pas d'enrichissement particulier et correspond à une couche de métal oxydé, un équilibre s'établit et la vitesse de relâchement atteint un régime pseudo-stationnaire.

Water Chemistry of Nuclear Reactor Systems 7

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Publisher : Thomas Telford
ISBN 13 : 0727725653
Total Pages : 452 pages
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Book Synopsis Water Chemistry of Nuclear Reactor Systems 7 by :

Download or read book Water Chemistry of Nuclear Reactor Systems 7 written by and published by Thomas Telford. This book was released on 1996 with total page 452 pages. Available in PDF, EPUB and Kindle. Book excerpt: These proceedings of the seventh conference address the chemical factors important to the operation of water power reactors with minimum corrosion, operator radiation dose and effluent discharges.

Water Chemistry and Corrosion Problems in Nuclear Power Plants

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Total Pages : 542 pages
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Book Synopsis Water Chemistry and Corrosion Problems in Nuclear Power Plants by : International Atomic Energy Agency

Download or read book Water Chemistry and Corrosion Problems in Nuclear Power Plants written by International Atomic Energy Agency and published by . This book was released on 1983 with total page 542 pages. Available in PDF, EPUB and Kindle. Book excerpt:

Nuclear Corrosion Science and Engineering

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Publisher : Elsevier
ISBN 13 : 085709534X
Total Pages : 1073 pages
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Book Synopsis Nuclear Corrosion Science and Engineering by : Damien Feron

Download or read book Nuclear Corrosion Science and Engineering written by Damien Feron and published by Elsevier. This book was released on 2012-02-21 with total page 1073 pages. Available in PDF, EPUB and Kindle. Book excerpt: Corrosion of nuclear materials, i.e. the interaction between these materials and their environments, is a major issue for plant safety as well as for operation and economic competitiveness. Understanding these corrosion mechanisms, the systems and materials they affect, and the methods to accurately measure their incidence is of critical importance to the nuclear industry. Combining assessment techniques and analytical models into this understanding allows operators to predict the service life of corrosion-affected nuclear plant materials, and to apply the most appropriate maintenance and mitigation options to ensure safe long term operation. This book critically reviews the fundamental corrosion mechanisms that affect nuclear power plants and facilities. Initial sections introduce the complex field of nuclear corrosion science, with detailed chapters on the different types of both aqueous and non aqueous corrosion mechanisms and the nuclear materials susceptible to attack from them. This is complemented by reviews of monitoring and control methodologies, as well as modelling and lifetime prediction approaches. Given that corrosion is an applied science, the final sections review corrosion issues across the range of current and next-generation nuclear reactors, and across such nuclear applications as fuel reprocessing facilities, radioactive waste storage and geological disposal systems. With its distinguished editor and international team of expert contributors, Nuclear corrosion science and engineering is an invaluable reference for nuclear metallurgists, materials scientists and engineers, as well as nuclear facility operators, regulators and consultants, and researchers and academics in this field. Comprehensively reviews the fundamental corrosion mechanisms that affect nuclear power plants and facilities Chapters assess different types of both aqueous and non aqueous corrosion mechanisms and the nuclear materials susceptible to attack from them Considers monitoring and control methodologies, as well as modelling and lifetime prediction approaches

Modélisation des mécanismes de formation sous ébullition locale des dépôts sur les gaines de combustible des réacteurs à eau sous pression conduisant à des activités volumiques importantes

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Book Synopsis Modélisation des mécanismes de formation sous ébullition locale des dépôts sur les gaines de combustible des réacteurs à eau sous pression conduisant à des activités volumiques importantes by : Alexandre Ferrer

Download or read book Modélisation des mécanismes de formation sous ébullition locale des dépôts sur les gaines de combustible des réacteurs à eau sous pression conduisant à des activités volumiques importantes written by Alexandre Ferrer and published by . This book was released on 2013 with total page 0 pages. Available in PDF, EPUB and Kindle. Book excerpt: Les composants du circuit primaire des réacteurs nucléaires à eau sous pression (REP) subissent une corrosion généralisée entraînant le relâchement d'espèces solubles dans le fluide primaire (principalement Fe, Ni, Cr, Mn, Co). Sous l'effet de la convection du fluide, ces espèces sont entraînées dans le circuit primaire. Une partie de ces espèces peut précipiter sur les surfaces du combustible et être activée sous l'effet du flux neutronique régnant dans cette région. Ce dépôt de produits de corrosion peut, sous l'effet des forces hydrodynamiques du fluide primaire, être érodé (ou bien dissous si les conditions thermo-chimiques le permettent). Ces espèces activées (principalement du 58Co, 60Co, 51Cr et 54Mn), sous l'effet de la convection vont se retrouver disséminées dans l'ensemble du circuit primaire où elles pourront se redéposer (ou bien précipiter) sur les différents composants et ainsi contaminer l'ensemble du circuit primaire. Au cours d'un cycle de fonctionnement normal dans un REP EDF, l'activité du fluide dans le circuit primaire est relativement constante (généralement de l'ordre de 10-20 MBq.m-3 en 58Co). Cependant, lors de certains cycles de fonctionnement (en fonction de la gestion de combustible), notamment on observe des montées d'activités volumiques importantes en 58Co et en 51Cr pouvant atteindre une centaine de fois celles observées habituellement. Ces montées d'activités volumiques sont dues à l'établissement dans les régions les plus "chaudes" des assemblages de combustible d'un régime d'ébullition nucléée. L'ébullition peut dans certains cas multiplier par un facteur 10 à 100 l'épaisseur de dépôt formé sur le combustible conduisant ainsi à un transfert de masse plus important sous forme particulaire entre le dépôt et le fluide primaire du fait de l'érosion. Une modélisation des mécanismes de transfert de masse entre le fluide primaire et le dépôt sur ces régions "chaudes" du combustible en régime d'ébullition nucléée et les impacts sur la contamination du circuit primaire sont décrits dans ce mémoire. L'ébullition à la surface du dépôt ou bien dans le dépôt lui-même provoque un enrichissement à la paroi en espèces ioniques pouvant entraîner une précipitation plus importante ou bien modifier le comportement d'une espèce d'un régime de dissolution à un régime de précipitation ; le dépôt de particules turbulent et inertiel est lui aussi favorisé. La vaporisation du fluide à la paroi ainsi que la formation des bulles elles-mêmes entraînent aussi un dépôt et une précipitation plus importants. La prise en compte de ces mécanismes de transfert de masse dans le code OSCAR (Outil de Simulation de la ContAmination en Réacteur), développé au sein du Laboratoire de Modélisation des interactions et Transferts en Réacteur au CEA, conduit à une bonne reproduction des résultats expérimentaux issus du retour d'expérience des centrales françaises tant au niveau des dépôts formés dans les régions avec ébullition que des activités volumiques.

Modélisation de l'amorçage de la corrosion sous contrainte dans les alliages base nickel 182 et 82 en milieu primaire des réacteurs à eau sous pression

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Book Synopsis Modélisation de l'amorçage de la corrosion sous contrainte dans les alliages base nickel 182 et 82 en milieu primaire des réacteurs à eau sous pression by : Mickaël Wehbi

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Modes de dégradation des alliages métalliques en milieu primaire des réacteurs à eau sous pression

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Book Synopsis Modes de dégradation des alliages métalliques en milieu primaire des réacteurs à eau sous pression by : Matthias Rousseau

Download or read book Modes de dégradation des alliages métalliques en milieu primaire des réacteurs à eau sous pression written by Matthias Rousseau and published by . This book was released on 2011 with total page 344 pages. Available in PDF, EPUB and Kindle. Book excerpt: Depuis la fin des années 1990, de nombreux cas de fissuration par Corrosion Sous Contrainte (CSC) ont été constatés dans le circuit primaire des Réacteurs à Eau sous Pression (REP) sur des composants réalisés en aciers inoxydables austénitiques, et situés en dehors des zones de flux neutronique. L'écrouissage associé à la mise en oeuvre ou à l'assemblage de ces organes a été identifié comme étant à l'origine de cette sensibilité. La présente étude a pour objectif d'apporter des éléments de compréhension sur les facteurs favorisant la sensibilité de l'acier inoxydable austénitique 316L écroui par laminage (réduction d'épaisseur de 40%), par le biais de l'observation au MET de fissures de CSC et de l'étude de l'influence des teneurs en chrome et en nickel. Des essais cycliques menés en condition de fonctionnement REP (milieu, température et pression) ont été réalisés en autoclaves sur trois coulées (contenant différentes teneurs en chrome et en nickel dans l'intervalle autorisé par la spécification RCC-M 220) à des niveaux de contrainte élevés (situés entre limites d'élasticité et résistance à la rupture). Si les résultats obtenus ne suffisent pas à identifier l'influence des teneurs en chrome et en nickel, il a pu être constaté que les bandes de cisaillement persistantes (générées dans la microstructure par le laminage) constituent un facteur majeur de la sensibilité. Ce sont des zones sensibles à une forme de corrosion localisée qui se traduit par le développement d'un oxyde mixte fer/chrome conduisant à terme à une décohésion de la microstructure. L'orientation de ces bandes influence indiscutablement le développement de la fissure de CSC dans les premiers stades de l'amorçage.

Influence de l'hydrogène sur la vitesse de propagation des fissures de corrosion sous contrainte dans l'alliage 600 en milieu primaire de réacteurs nucléaires à eau sous pression

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Book Synopsis Influence de l'hydrogène sur la vitesse de propagation des fissures de corrosion sous contrainte dans l'alliage 600 en milieu primaire de réacteurs nucléaires à eau sous pression by : Didier Caron

Download or read book Influence de l'hydrogène sur la vitesse de propagation des fissures de corrosion sous contrainte dans l'alliage 600 en milieu primaire de réacteurs nucléaires à eau sous pression written by Didier Caron and published by . This book was released on 2000 with total page 163 pages. Available in PDF, EPUB and Kindle. Book excerpt: Ce travail est consacré à l'effet de l'hydrogène sur la vitesse de propagation des fissures de corrosion sous contrainte (CSC) dans l'Alliage 600 en milieu primaire de réacteur à eau sous pression. A 330°C, l'hydrogène a une influence à la fois sur la valeur du Kiscc et sur les vitesses de propagation appartenant au plateau de la courbe représentant la vitesse de propagation en fonction de Ki. Une augmentation de la teneur en hydrogène de 2 à 30 mL TPN.kg-1 H2o se traduit par une diminution de la valeur du Kiscc de 15 MPa√m à 10 MPa√m environ. Elle se traduit également par une augmentation de la vitesse de propagation des fissures. L'effet inverse est observé lorsque la concentration en hydrogène passe de 30 à 260 mL TPN.kg-1 H2o. Cet effet de l'hydrogène a été confirmé à 290°C. Pour préciser le rôle de l'hydrogène, nous avons déterminé par XPS la composition des oxydes présents sur les surfaces de rupture pour chaque teneur en hydrogène. La vitesse de propagation est faible lorsque la couche est riche en nickel et elle est nulle lorsque la couche est riche en chrome. Par contre, elle est maximale lorsqu'un oxyde mixte de nickel et de chrome se forme. La faisabilité de la détection et du suivi de la propagation des fissures de CSC par émission acoustique (EA) a été confirmée. Les caractéristiques des salves d'EA produites lors de la propagation des fissures en milieu primaire sont différentes de celles produites lors de la fissuration intergranulaire de l'Alliage 600 polarisé cathodiquement en milieu acide sulfurique. Ce résultat suggère que les sources d'EA restantes après filtrage ne sont pas les mêmes dans les deux processus. Nos résultats, confrontés à̧ ceux de la littérature, sont interprétés en relation avec les différents mécanismes proposés pour expliquer le phénomène de CSC de l'Alliage 600 en milieu primaire. Un mécanisme reposant sur une oxydation au niveau des joints de grains semble le plus en accord avec nos observations.

Etude du transport de l'hydrogène produit lors de la corrosion des gaines d'éléments combustibles des réacteurs à eau sous pression dans la zircone et le zircaloy-4

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Total Pages : 556 pages
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Book Synopsis Etude du transport de l'hydrogène produit lors de la corrosion des gaines d'éléments combustibles des réacteurs à eau sous pression dans la zircone et le zircaloy-4 by : Laurence Aufore

Download or read book Etude du transport de l'hydrogène produit lors de la corrosion des gaines d'éléments combustibles des réacteurs à eau sous pression dans la zircone et le zircaloy-4 written by Laurence Aufore and published by . This book was released on 1997 with total page 556 pages. Available in PDF, EPUB and Kindle. Book excerpt: LA CORROSION DES GAINES DE ZIRCALOY-4 PAR L'EAU DU CIRCUIT PRIMAIRE DES REACTEURS A EAU SOUS PRESSION (REP), S'ACCOMPAGNE D'UNE LIBERATION D'HYDROGENE QUI PENETRE DANS L'OXYDE PUIS DANS LE METAL. L'OBJET DE CE TRAVAIL EST D'ETUDIER LES MECANISMES DE TRANSPORT DE L'HYDROGENE DANS L'OXYDE ET DANS LE METAL. LE TRANSPORT DE L'HYDROGENE DANS L'OXYDE EST APPREHENDE A PARTIR D'ESSAIS DE CORROSION EN AUTOCLAVE A 360C. CES ESSAIS SONT REALISES SUR DES GAINES DE ZIRCALOY-4 DANS DIFFERENTES CONDITIONS CHIMIQUES (EAU PURE, ET EAU PURE AVEC AJOUT D'HYDROXYDE DE LITHIUM). LA SPECTROSCOPIE DE MASSE D'IONS SECONDAIRES (SIMS) EST UTILISEE POUR MESURER LA DISTRIBUTION EN HYDROGENE DANS LA COUCHE D'OXYDE. LES PROFILS EN HYDROGENE DANS L'OXYDE EVOLUENT EN FONCTION DU TEMPS D'OXYDATION ET SONT DEPENDANTS DE LA MICROSTRUCTURE DE L'OXYDE. DES EXPERIENCES D'IMMERSION EN EAU LOURDE SUR CERTAINS DE CES ECHANTILLONS METTENT EN EVIDENCE LA PRESENCE DE DEUX ZONES DANS LA COUCHE D'OXYDE : UNE ZONE EXTERNE POREUSE ET UNE ZONE INTERNE DENSE. L'EXPLOITATION DES PROFILS SIMS ET L'APPLICATION DU MODELE DE DIFFUSION DE FISCHER DANS LA COUCHE D'OXYDE DENSE NOUS ONT PERMIS DE DETERMINER DES COEFFICIENTS DE DIFFUSION DU DEUTERIUM DANS L'OXYDE. LE TRANSPORT DE L'HYDROGENE DANS LE METAL EST EGALEMENT ETUDIE AU MOYEN D'EXPERIENCES DE PERMEATION GAZEUSE. CELLES-CI ONT ETE REALISEES POUR DES TEMPERATURES COMPRISES ENTRE 400 ET 500C ET SOUS DIFFERENTES PRESSIONS EN HYDROGENE. ELLES ONT CONDUIT A LA DETERMINATION DES COEFFICIENTS DE DIFFUSION DE L'HYDROGENE DANS UNE GAINE DE ZIRCALOY-4. L'ENSEMBLE DE CES RESULTATS NOUS CONDUIT A DISCUTER DE L'EVOLUTION DU TRANSPORT DE L'HYDROGENE DANS LA GAINE AU COURS DE SON OXYDATION. UNE MODELISATION PRENANT EN COMPTE LE TRANSPORT DE L'HYDROGENE DANS L'OXYDE ET LE METAL ET LA PRECIPITATION D'HYDRURES EST PROPOSEE.

Corrosion sous contrainte de l'Alliage 600 en milieu primaire des Réacteurs à Eau Pressurisée

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Book Synopsis Corrosion sous contrainte de l'Alliage 600 en milieu primaire des Réacteurs à Eau Pressurisée by : Pierre Laghoutaris

Download or read book Corrosion sous contrainte de l'Alliage 600 en milieu primaire des Réacteurs à Eau Pressurisée written by Pierre Laghoutaris and published by . This book was released on 2009 with total page 214 pages. Available in PDF, EPUB and Kindle. Book excerpt: De nombreuses études ont été réalisées par la communauté scientifique internationale sur la Corrosion Sous Contrainte (CSC) de l'Alliage 600 en milieu primaire des Réacteurs à Eau Pressurisée (REP). Néanmoins, les mécanismes à l'origine de cette fissuration sont encore mal compris. Un certain nombre de modèles ont été développés et proposés, cependant peu d'entre eux arrivent à intégrer l'influence de tous les paramètres. Le mécanisme d'oxydation interne et la famille de modèles basés sur l'action de l'hydrogène ont paru les plus prometteurs. L'objectif de l'étude était d'apporter des connaissances nouvelles sur le/les mécanisme/s de CSC. Il a été choisi de cibler les expérimentations de façon à sélectionner les modèles les plus pertinents. Pour cela des essais dans un milieu simulant le milieu primaire avec des marqueurs isotopiques (oxygène 18 et deutérium) ont été menés sur deux types d'éprouvettes. Des éprouvettes à déformation imposée de type « U-bend » ont été utilisées dans un premier temps et des éprouvettes sous forme de plaquette ayant des microstructures contrôlées ont été utilisées dans un second temps. Les caractérisations des fissures et des pénétrations d'oxyde intergranulaire par MEB, MET, SIMS, Nano-SIMS et des dosages d'hydrogène, ont permis une nouvelle analyse de la CSC de l'Alliage 600 en milieu REP, concernant plus particulièrement les points suivants : la stabilité thermodynamique des phases, la répartition et la morphologie des oxydes observés dans les fissures, le rôle de l'hydrogène, la nature des carbures de chrome et le caractère continu/discontinu du mécanisme de fissuration. A partir des résultats obtenus à l'aide du traçage isotopique de l'hydrogène et de l'oxygène couplé à l'utilisation de différentes techniques d'analyse complémentaires, il a été proposé un nouveau modèle de mécanisme de fissuration basé sur la formation d'oxyde de chrome aux joints de grains de l'alliage. Ce modèle permet de prendre en compte le rôle des paramètres liés au matériau (taux de défauts, déformation, type de joint de grain) et au milieu (teneur en hydrogène, température) qui influeraient sur les cinétiques de diffusion de l'oxygène dans l'oxyde aux joints de grains de l'alliage et du chrome aux joints de grains de l'alliage