Corrosion des circuits primaires dans les réacteurs à eaux sous pression PDF Download
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Author: Pierre Beslu Publisher: EDP Sciences ISBN: 2759812464 Category : Technology & Engineering Languages : fr Pages : 237
Book Description
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.
Author: Pierre Beslu Publisher: EDP Sciences ISBN: 2759812464 Category : Technology & Engineering Languages : fr Pages : 237
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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.
Author: Pierre Beslu Publisher: ISBN: 9782759810840 Category : Languages : fr Pages : 228
Book Description
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.]
Book Description
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.
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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
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Lors du fonctionnement des réacteurs à eau pressurisée, la corrosion généralisée des alliages du circuit primaire entraîne le relâchement d'espèces métalliques tels que le fer, le nickel et le cobalt dans le fluide primaire. Ces produits de corrosion, impliqués dans différents phénomènes de transport, s'activent au niveau du coeur du réacteur. Les radionucléides produits se retrouvent ensuite sur les parois hors flux neutronique du circuit et constituent alors une source de contamination. La première partie de cette étude porte sur la modélisation des phénomènes de transport des produits de corrosion. En particulier, compte tenu de l'état actuel des connaissances, les mécanismes de corrosion et de relâchement des matériaux sont décrits de manière empirique, ce qui permet de prendre en compte l'état de surface des matériaux. A l'issue de ces travaux de modélisation, de nouvelles équations de bilan de masse sont obtenues. La résolution numérique de ces équations est mise en oeuvre dans la deuxième partie de cette étude. Afin d'obtenir de grands pas de temps, nous choisissons un schéma de discrétisation en temps implicite. Le système discret obtenu est résolu à partir d'une méthode de Newton accompagnée d'une méthode de GMRES préconditionnée et d'une gestion auto-adaptative du pas de temps. Une résolution efficace des équations est ainsi mise en place, capable de décrire les évolutions quasi-stationnaires ainsi que les forts transitoires. Dans une dernière étape, des simulations numériques sont réalisées afin de valider et d'illustrer les potentialités de la nouvelle modélisation. Notamment, les résultats obtenus montrent que le code de calcul permet de restituer les observations sur les réacteurs mettant en évidence l'influence de l'état de surface du matériau sur la contamination.
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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.
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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.
Author: Publisher: Thomas Telford ISBN: 0727725653 Category : Nuclear reactors Languages : en Pages : 452
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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.
Author: Damien Feron Publisher: Elsevier ISBN: 085709534X Category : Technology & Engineering Languages : en Pages : 1073
Book Description
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
Author: Pierre Beslu
Author: Pierre Beslu
Author: Pierre Beslu
Author: Florence Carrette
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Author: FABIENNE.. COULET
Author: Catherine Marchetto
Author: Alexandre Bellefleur
Author: Julie Flambard
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Author: Damien Feron