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CONTRIBUTION
DES EXPERTISES SUR MATÉRIAUX À LA RÉSOLUTION
DES PROBLÈMES RENCONTRÉS DANS LES RÉACTEURS À
EAU PRESSURISÉE |
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Compte
rendu du colloque international organisé par la Section
technique n°2 "Sciences et Technologies des matériaux, contrôles
non-destructifs" du 23 au 27 Septembre 2002 à l'Abbaye Royale de Fontevraud
(voir site "Fontevraud") |
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SYNTHÈSE
par Yves MEYZAUD, Président du Comité d'Organisation
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Tout comme
les manifestations précédentes, le colloque Fontevraud
V a été un succès, par la forte participation
enregistrée ainsi que par la qualité des contributions
orales et des posters.
Plus de 300 personnes ont participé au colloque dont une forte
proportion d'étrangers (environ 40 %) avec des délégations
importantes venant des USA, de la Russie, d'Allemagne, de Belgique
et de Suède en particulier. Les exploitants (dont EDF bien
sûr), constructeurs, Autorités de Sûreté
et les laboratoires associés ont fourni l'essentiel des participants.
Les communications étaient du meilleur niveau technique et
certaines particulièrement bien présentées. 77
présentations orales et 25 posters étaient répartis
en 9 sessions techniques couvrant toute la problématique des
REP, du combustible jusqu'à l'alternateur. L'organisation des
sessions a parfaitement respecté "l'esprit Fontevraud"
: partir des expertises approfondies de composants retirés
du service et des résultats des contrôles non-destructifs
pour comprendre les causes des défaillances des composants,
permettre l'anticipation des problèmes avérés
ou potentiels de sûreté ou de durée de vie de
composants et donc la préparation de parades appropriées.
Dans cette démarche, les échanges internationaux présentent
un intérêt primordial.
Le colloque comportait une conférence d'ouverture sur la recherche
française en matière de gestion des déchets nucléaires.
Elle a été assurée par Monsieur Bernard TISSOT,
Président de la Commission Nationale d'Evaluation de la loi
du 30 décembre 1991. Cette conférence, en marge des
thèmes du colloque, a permis aux participants de bénéficier
des dernières informations sur un sujet de première
importance pour l'acceptation par le public de l'Energie Nucléaire.
La Session "Corrosion Primaire" a été l'occasion
de faire le point des inspections et des expertises sur les composants
fissurés en alliage 600 et 182 en particulier aux USA. La nouvelle
démarche de qualification des méthodes d'inspection
en cours de mise en place aux États-Unis a fait l'objet d'une
présentation très brillante de l'EPRI.
La session "Cuve" a permis d'appréhender la diversité
des approches sur la sûreté des cuves et l'exploitation
des programmes de surveillance dans les principaux pays disposant
d'un parc nucléaire, la France restant à l'avant-garde
pour la qualité de ses dossiers.
La session "Internes de cuve" a vu plusieurs présentations
d'expertises approfondies de vis d'internes fissurées en service
et un panorama de la recherche internationale dans le domaine de l'irradiation
des matériaux d'internes. C'est dans cette session que l'on
trouve le prix du meilleur Poster de Fontevraud V, choisi par le Comité
d'organisation pour les qualités scientifiques et techniques
de l'étude présentée. Ce prix a été
attribué à la communication de Lionel FOURNIER et coll.
relative à l'amélioration de la résistance à
la corrosion sous contrainte induite par l'irradiation (IASCC) des
aciers inoxydables austénitiques par des additions d'atomes
solutés de grande taille.
La session "Combustible et Grappes de Contrôle" a
été l'occasion de présenter la résistance
à l'oxydation et à l'hydruration des nouveaux alliages
pour gainages et les performances des matériaux absorbants.
La session "Circuits Secondaires, Condenseurs" a été
marquée par un bilan très complet du comportement en
service des condenseurs des tranches françaises, sans oublier
celui de certains équipements annexes.
La session "Turbines, Alternateurs" a permis de faire un
point détaillé sur les fissurations par fatigue des
arbres et des ailettes de turbine.
Une session spéciale était consacrée aux cuves
des réacteurs VVER. Les données disponibles et la présentation
de la démarche de surveillance ont permis des comparaisons
utiles avec les pratiques occidentales.
La session "Tuyauteries" a surtout été marquée
par les problèmes de fatigue et de vieillissement thermique.
Enfin, la session "Générateurs de Vapeur"
a permis de faire le point des connaissances et de l'expérience
d'exploitation sur la corrosion secondaire des tubes de GV.
Ce 5ème colloque de Fontevraud s'est donc révélé
comme un excellent cru, tout d'abord de par la qualité des
contributions orales et posters, que l'on peut retrouver dans les
actes doublés d'un CD-ROM. Ensuite, comme pour les éditions
précédentes, le cadre exceptionnel de l'Abbaye de Fontevraud
a permis des échanges riches autour des présentations,
pendant les pauses, au cours desquelles de petits groupes se sont
constitués dans la salle du Grand Dortoir ou dans le cloître,
ainsi que pendant les repas pris en commun.
L'objectif initial du colloque, de permettre les échanges entre
experts, ainsi que de donner à tous les participants une vision
complète des mécanismes de dégradation des composants
et des remèdes mis en œuvre dans les différents
pays a été atteint. Ceci devrait contribuer dans le
futur à améliorer la sûreté d'exploitation
des tranches et leur durée de vie.
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LA CORROSION
PRIMAIRE
par François CATTANT, EDF
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Une fois encore, et ceci depuis cinq Fontevraud consécutifs,
les alliages à base nickel auront été sur le
devant de la scène. En effet, le thème corrosion en
milieu primaire de Fontevraud V aura incontestablement été
marqué par deux choses. La première est la recrudescence
de la fissuration des traversées de couvercle de cuve due aux
nombreux cas découverts aux USA entre 2000 et 2002 ; celle-ci
a conduit les exploitants américains à se lancer plutôt
précipitamment dans des opérations de contrôle
longues et coûteuses à l'instar de ce qu'a connu le parc
de réacteurs français quelques dix ans auparavant. La
seconde est le réveil, plus ou moins attendu, de la corrosion
de l'alliage 182/82 dont le récent nombre de cas de fissuration,
certes encore relativement restreint, est cependant suffisamment inquiétant
pour que la communauté internationale redouble de vigilance
s'agissant de la surveillance du comportement en service de cet alliage,
et adapte en conséquence ses méthodes de contrôle
comme présenté dans un papier de synthèse de
l'EPRI.
La découverte relativement soudaine de l'étendue de
la fissuration des traversées de certains couvercles de cuve
aux USA a conduit l'Electric Power Research Institute (EPRI), gérant
du problème matériaux pour les Exploitants, à
se lancer dans une recherche effrénée de résultats
de vitesse de propagation de la Primary Water Stress Corrosion Cracking
(PWSCC) sur les alliages 600, 182 et 82, dans le but de justifier
le maintien en service sans réparation de certaines traversées.
Cette recherche a abouti à la proposition par l'EPRI de courbes
de vitesse de fissuration en fonction du facteur d'intensité
de contrainte, notablement différentes de celles proposées
par EDF comme cela peut transparaître au travers de deux présentations
l'une par l'EPRI, l'autre par EDF.
Cependant, les nouveaux incidents en service sur les bases nickel,
rapportés au travers d'une présentation générale
de l'EPRI, d'un papier présenté par Westinghouse concernant
la centrale de V.C. Summer et d'un papier de l'exploitant s'agissant
de la fissuration des traversées du couvercle de la cuve de
la centrale d'Oconee, ne doivent pas masquer le fait que Fontevraud
V aura aussi été consacré au comportement des
aciers inoxydables vis-à-vis de la PWSCC. En effet, si la PWSCC
des aciers inoxydables austénitiques en milieu primaire est
moins "médiatisée" que celle de l'alliage
600, il faut bien avoir à l'esprit que l'éventail d'emploi
des aciers inoxydables austénitiques est beaucoup plus étendu
que celui des alliages 600/182/82. Ceci signifie que toute fissuration
de PWSCC générique de ce type d'acier aurait des conséquences
dramatiques pour l'industrie nucléaire. Fort de ces considérations,
on note un regain d'activité de la communauté scientifique
internationale sur le comportement à la PWSCC des aciers inoxydables
austénitiques, ce qui se traduit par la présence de
5 papiers y étant consacrés à Fontevraud V, contre
2 seulement lors de Fontevraud IV.
En conclusion, on peut retenir que le thème corrosion primaire
de Fontevraud V aura été structuré différemment
des précédents Fontevraud. En effet, les précédents
Fontevraud avaient vu une prédominance de la PWSCC de l'alliage
600 sur celle des alliages 182/82 et des aciers inoxydables austénitiques
alors que cette tendance est inversée pour Fontevraud VI; est-ce
un signal pour l'avenir ?
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LES
CUVES VVER
par Jean-Paul MASSOUD, EDF
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Une session spéciale a été consacrée pour
la première fois aux cuves des réacteurs VVER d'Europe
de l'est.
Deux filières de réacteurs à eau pressurisée
coexistent en Europe de l'est :
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la filière VVER 440 (réacteurs
à eau pressurisée de 440 MWe). Les cuves des VVER
440/230 n'ont pas de programme de surveillance de l'irradiation
et ne sont pas revêtues en acier inoxydable pour les plus
anciennes. Par contre, les cuves plus récentes des VVER
440/213 sont revêtues et ont un programme de surveillance
dont la représentativité n'est pas toujours bien
établie.
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la filière VVER 1000 (réacteurs
à eau pressurisée de 900 MWe de conception proche
de celle des réacteurs REP occidentaux). Les cuves des
VVER 1000 ont un programme de surveillance dont la représentativité
est parfois mise en doute (température trop élevée
des éprouvettes, gradients de flux neutronique trop importants
à l'intérieur des capsules d'irradiation, etc.).
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Les programmes de surveillance de la fragilisation des cuves des réacteurs
slovaques (VVER 440) et tchèques (VVER 440 et VVER 1000) ont
fait l'objet de deux communications qui montrent notamment comment
les programmes de surveillance initiaux ont été améliorés
au cours du temps par une meilleure évaluation des fluences
et des températures. Des programmes de surveillance complémentaires
ont également été développés avec
des facteurs d'anticipation plus faibles et en intégrant revêtements
et zones affectées thermiquement.
En complément, les conclusions du programme européen
TACIS R2.06/96 confirment que les programmes de surveillance des cuves
des VVER 1000 peuvent présenter des garanties suffisantes à
condition d'améliorer la connaissance de la fluence reçue
par les éprouvettes et d'utiliser des techniques permettant
de tester des éprouvettes homogènes du point de vue
du flux neutronique reçu.
Afin de comparer les pratiques occidentales et russes en matière
de détermination de la fragilisation des cuves (selon les règles
du RCCM français et du GOST russe), l'influence du mode de
prélèvement des éprouvettes, de la détermination
de la température de transition fragile-ductile et du décalage
de cette température après irradiation ont été
étudiées, à partir du métal de base, d'une
soudure et d'une zone affectée thermiquement d'une cuve de
VVER-1000. Si le décalage de la température de transition
n'est pas affecté, les valeurs de température de transition
déterminées selon le RCCM sont significativement plus
élevées que celles déterminées selon le
code russe GOST.
Enfin, des méthodes et des techniques innovantes, non destructives,
développées en Russie pour suivre le vieillissement
des cuves, ont été présentées : méthode
basée sur le principe de la dureté cinétique
instrumentée et méthode magnétique.
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LES
INTERNES DE CUVES
par Denis BUISINE et Jean-Paul MASSOUD,
EDF
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Le nombre et la qualité des présentations de la session
"internes de cuves REP" ont confirmé que l'évolution
sous irradiation des matériaux des structures internes de cuves
(en aciers inoxydable austénitique) constituait un enjeu important
tant en France qu'à l'étranger.
La forte irradiation neutronique à laquelle sont soumis ces
composants a pour conséquence une évolution de leur
microstructure, leur durcissement et une forte perte de leur ductilité.
Ces évolutions sont également à l'origine d'une
sensibilisation à la corrosion sous contrainte (dite assistée
par l'irradiation - IASCC) qui conduit à la fissuration des
vis cloison-renfort de certaines tranches REP.
La stratégie de maintenance des exploitants (qui a fait l'objet
d'une présentation de l'EPRI) repose principalement sur des
contrôles en service et l'expertise de composants irradiés
en service (4 présentations américaines et françaises),
le cas échéant fissurés (une présentation
américaine) et sur des programmes de R&D (souvent internationaux).
Différentes expertises approfondies de vis ont été
présentées. D'un point de vue microstructural (Monnet
et al, Byrne et al., Thomas et al.), les observations confirment la
présence d'une forte densité de petites boucles de dislocation
de Franck fautées, la forte ségrégation de certains
éléments aux joints de grain et parfois une faible quantité
de cavités ou bulles d'hélium. D'autres défauts
induits par l'irradiation (précipités  ',
voire martensite...) sont parfois évoqués. On remarquera
tout particulièrement la caractérisation en microscopie
électronique en transmission de fissures de corrosion sous
contrainte de vis d'internes (Thomas et al). Cette caractérisation
très approfondie permet de proposer des mécanismes d'avancée
discontinue de fissures peut-être induits par un processus de
fragilisation aux joints de grains dû au milieu.
D'un point de vue mécanique, les différentes expertises
confirment le fort durcissement (Wilson et al, Monnet et al.) en début
d'irradiation avec une saturation atteinte pour des doses d'endommagement
de 5-15 dpa. La forte réduction de résistance à
la déchirure après irradiation a également été
évaluée (Wilson et al., Carter et al.).
Pour soutenir la stratégie de maintenance des exploitants,
des programme de R&D ont été engagés (programmes
JOBB et CIR) présentés par Massoud pour les internes
de REP et Kocik et al. pour les internes de VVER avec pour objectifs
:
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d'examiner la stabilité structurale
des aciers à forte dose ;
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de préciser l'évolution
des propriétés mécaniques des matériaux
irradiés, en particulier dans le domaine des basses températures
(< 350°C) pour lequel les données sont peu nombreuses,
pour les différents aciers des REP ;
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d'établir l'influence des paramètres
prépondérants vis-à-vis de la sensibilité
à la corrosion sous contrainte. La question de la compréhension
des mécanismes est tout particulièrement traitée
dans le cadre du programme international CIR (Cooperative IASCC
Research program, Pathania et al.).
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d'identifier de possibles matériaux de
remplacement moins sensibles à la fissuration par IASCC. |
Il apparaît toutefois que différentes questions restent
ouvertes :
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est-ce que la microstructure du
matériau irradié est stable jusqu'à la
fin de vie ou faut-il s'attendre à d'autres évolutions
à forte dose, en fin de vie. Dans ce cadre-là,
la question d'un éventuel gonflement a été
traitée par F. Garner et al.
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les mécanismes de fissuration
en milieu primaire REP restent mal connus.
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TURBINE
- ALTERNATEURS
par Jean-Claude FRANC, Alstom Power
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Sur le thème
turbine, le premier exposé, présenté par M. B.
Andrier et M. E. Garbay d'EDF, traitait de la fissuration des arbres
des rotors des turbines basse pression qui équipent les groupes
nucléaires EDF de 900 MW de la génération CP0/CP1.
Ces rotors sont construits à partir de disques frettés
sur un arbre central, qui est affecté par un problème
générique de fissuration transverse. L'exposé
abordait les moyens de contrôle non destructif mis en œuvre
pour le suivi de la fissuration, les études de mécanique
de la rupture et les essais en laboratoire pour comprendre l'évolution
du phénomène. Enfin, les résultats d'une expertise
après ouverture de la fissure du rotor le plus affecté
ont été commentés ; cette expertise a permis
de valider différentes hypothèses sur le mode de propagation
et sur la marche à suivre pour une exploitation en toute sécurité.
Le second exposé, présenté par M. G.Franconville
d' ALSTOM, avait pour objet les défaillances des soudures constatées
sur les diaphragmes de la turbine HPMP des groupes nucléaires
EDF de 1530 MW du palier N4 (ces diaphragmes servant à porter
les aubes fixes de la turbine). Les contrôles, les essais en
laboratoire et sur site, les moyens de calculs mis en œuvre pour
diagnostiquer les causes de la défaillance ont été
présentés ainsi que les solutions successives pour aboutir
à une construction finale pleinement satisfaisante.
Sur le thème alternateur, l'exposé de M. R. Svoboda
d'Alstom, était consacré au refroidissement en eau du
stator des alternateurs de grande puissance et plus particulièrement
du retour d'expérience avec des barres stators dont les conducteurs
creux sont en acier inox, insérés parmi les conducteurs
en cuivre. Des boucles d'essai ont permis de définir la qualité
d'eau requise et il apparaît notamment que la teneur en oxygène
est de faible influence. L'utilisation d'acier inox et le contrôle
de la qualité d'eau ont permis d'obtenir une exploitation sans
problème de dépôts ou de corrosion.
L'exposé suivant de M. Chetwynd de Southern California Edison,
portait également sur le refroidissement en eau du stator alternateur
des groupes nucléaires de 1200 MW de la centrale de SanOnofre
(USA). Contrairement au cas précèdent, les conducteurs
creux sont en cuivre et sont soumis à des dépôts
de sels de cuivre qui peuvent gêner la circulation de l'eau
de refroidissement. L'exposé détaillait les méthodes
de contrôle de l'état des barres ainsi que l'élimination
des dépôts à l'arrêt ou en marche grâce
à l'emploi du procédé Cuproplex qui minimise
les pertes en cuivre.
L'exposé, présenté par M. Laire de Laborelec,
portait sur la détérioration des tubes des appareils
sécheur-surchauffeurs du groupe 1 à la centrale de Tihange
(Belgique). Un contrôle destructif de tubes endommagés
montrait que la fuite de vapeur initiale provenant d'un tube fissuré
provoquait l'endommagement des tubes périphériques.
Une sonde basée sur les pertes de flux magnétique a
été mise au point ; elle permet un contrôle non
destructif des faisceaux de tubes. Ainsi les tubes présentant
un défaut sont éliminés ; cette action préventive
évite une détérioration majeure qui conduirait
à une forte indisponibilité.
Le dernier exposé, également de M. Laire, portait sur
le contrôle des moteurs diesels utilisés pour l'alimentation
électrique de secours en centrale nucléaire. Ceux-ci
sont soumis à de très sévères conditions
de marche (démarrages rapides à froid) qui conduisent
parfois à la fissuration de leurs arbres. Un procédé
de contrôle non destructif permettant de détecter les
fissures sans avoir à démonter complètement les
moteurs a été mis au point ; ainsi il est possible d'intervenir
avant toute défaillance des alimentations de secours.
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LES TUYAUTERIES
par Marie-France CIPIERE, Framatome ANP
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Le sujet phare
de la session "Tuyauteries" fut l'endommagement par fatigue
et essentiellement par fatigue thermique. A Fontevraud IV, les seuls
incidents répertoriés pour les tuyauteries concernaient
la fatigue thermique des bras morts des circuits RIS près des
boucles primaires. L'incident du circuit RRA de Civaux 1 en mai 1998,
où les expertises ont mis en évidence de la fatigue
thermique dans les zones de mélange et ont apporté la
confirmation de ce type d'endommagement sur les circuits RRA 900 &
1300 MWe, a largement relancé le débat sur l'existence
de ce phénomène dans les centrales nucléaires.
EDF a d'ailleurs lancé de vastes investigations pour identifier
les autres zones à risque des chaudières nucléaires
et tenter de se prémunir de l'apparition de ce type d'endommagement.
Cependant, ce phénomène s'avère difficile à
prévoir en raison de son caractère pluridisciplinaire
(hydraulique, métallurgique, ...) et de la méconnaissance
de l'effet des paramètres influents. De nombreux programmes
français et internationaux ont été entrepris
pour mieux comprendre le phénomène. Le rôle des
contrôles non destructifs apparaît très important.
La performance et la fiabilité des CND sont essentielles pour
éviter des déposes de composants intempestives.
Mais la fatigue thermique, phénomène d'actualité,
n'est pas le seul type d'endommagement avéré, ce qui
a été montré à travers d'autres présentations
sur la fatigue vibratoire (piquages, ...), la corrosion fissurante
et également le vieillissement thermique des composants moulés
en acier inoxydable austéno-ferritique. Dans ce dernier cas,
les expertises réalisées sur coudes déposés
ont largement contribué à la validation de la démarche
présentée dans le dossier de justification des pièces
moulées en service (démonstration du caractère
"enveloppe" des formules de prévision de l'endommagement,
de la validité des mesures directes du vieillissement comme
le PTE "Pouvoir ThermoElectrique, ....).
Lors de Fontevraud IV, un exposé sur les défauts de
corrosion intergranulaire découverts en peau externe des liaisons
bimétalliques (LBM) inox avait été fait. Pour
l'édition 2002, la découverte d'un décollement,
également en peau externe, sur une LBM inox de la Centrale
de Biblis A, en Allemagne, a eu pour principale conséquence
de lancer une campagne de contrôle de l'ensemble des LBM. Il
s'est avéré que la majorité des LBM était
en alliage base nickel donc exempte de ce type de défaut. La
LBM de Biblis a été réparée par le procédé
"temper bead".
La fissuration transgranulaire par corrosion sous contrainte constatée
sur des composants en acier 304L de la centrale de Koeberg a mis en
évidence l'impact d'un environnement exceptionnel (marin dans
ce cas précis) ; ceci a conduit l'exploitant à prévoir
la modification de certaines installations pour limiter au maximum
la pollution.
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