Résumé :

L’exploitation  prolongée  des  centrales  nucléaires  françaises  implique  la  compréhension  des  mécanismes  de  vieillissement  sous  irradiation  des  réacteurs  nucléaires  à  eau  pressurisée  (REP).  Le  séminaire  abordera,  en  ce  sens, deux éléments d’étude.

Le premier volet de la présentation s’applique aux cuves des REP qui subissent une fragilisation importante sous irradiation  neutronique.  Cette  fragilisation  est  due  à  la  formation  et  l’agglomération  de  défauts  ponctuels  (lacunes  et  interstitiels),  constituant  un  obstacle  au  mouvement  des  dislocations.  La  contribution  des  amas  de  soluté au durcissement est également non négligeable [1,2]. Cette étude vise à identifier l’effet du Ni et du Mn sur  la  formation  et  l’évolution  des  défauts  microstructuraux,  en  mettant  en  évidence  les  mécanismes de ségrégation  de  ces  solutés  sur  les  amas  de  défauts  ponctuels  pouvant  conduire  à  la  précipitation  de  phases  secondaires.  Pour  ce  faire,  deux  alliages  modèles  sous-saturés  Fe-3%at.Ni  et  Fe-3%at.Mn  ont  été  caractérisés  après  irradiation  aux  ions  et  aux  électrons,  en  couplant  la  Microscopie  Electronique  en  Transmission  (MET,  conventionnelle et haute résolution) et la Sonde Atomique Tomographique (SAT). 

Le second volet de ce séminaire porte sur le mécanisme de propagation de fissures de corrosion sous contrainte (CSC)  dans  les  composants  du  circuit  primaire  des  REP  (alliages  base  Ni).  A  la  température  de  fonctionnement  (350°C), l’amplitude de la zone déchromée découlant de l’oxydation sélective de l’élément Cr aux joints de grains n’est pas expliquée [3]. En effet, le coefficient de diffusion du Cr dans ces alliages, extrapolé à partir des hautes températures, est trop faible [4]. Cette étude se propose ainsi d’évaluer l’hypothèse d’un effet accélérateur de la plasticité  sur  la  diffusion.  Pour  cela,  des  expériences  de  diffusion  sont  réalisées  à  basses  températures  (350°C-500°C),  dans  le  Ni  pur  et  dans  deux  alliages  Ni-Cr  (Ni-0.1%at.Cr  et  Ni-20%at.Cr)  à  l’état  non  déformé,  pré-déformé  et  en  cours  de  déformation.  Les  coefficients  de  diffusion  du  Cr  en  volume  et aux  joints  de  grains  sont  déterminés à l’aide de deux techniques : la Spectrométrie de Masse des Ions Secondaires (SIMS) et la technique des radiotraceurs (Université de Münster, Allemagne).

[1] M.K. Miller, M.G. Burke, An atom probe field ion microscopy study of neutron irradiated pressure vessel steels, J. Nucl. Mater. 195(1992) 68-82.

[2] M. Lambrecht et al., On the correlation between irradiation induced microstructural features and the hardening of reactor pressurevessel steels, J. Nucl. Mater. 406 (2010) 84-89.

[3] M.  Sennour  et  al.,  Advanced  TEM  characterization  of  stress  corrosion  cracking  of  Alloy  600  in  pressurized  water  reactor  primarywater environment, J. Nucl. Mater. 393 (2009) 254.

[4] D. D Pruthi et al., Diffusion of Chromium in Inconel-600, J. Nucl. Mater. 64 (1977) 206-21.