Les problématiques matériaux dans le
               nucléaire



                            Pascal Yvon
              Dép...
Plan


     •Présentation du DMN

     •Contraintes d’usage des matériaux du nucléaire

     •Gen II-III

     •Gen IV

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Contribution du DMN dans les Activités Matériaux


                                                             Irradiatio...
Demandes sur les matériaux
    Durée de vie de 60 ans
    Endommagement par les neutrons rapides
          Evolution de la...
Demandes sur les matériaux


                  Considérations complémentaires

    Disponibilité et coût des matériaux
   ...
REP - Composants sous irradiation

   Assemblage combustible                                           Internes supérieurs...
Gaine REP – Domaines d’intérêt

               500
                             IPG
                                      ...
eTmépraut(   )C
Les principaux composants – Spécificité                                          Durée de vie
                            ...
Nouveaux matériaux pour réacteurs rapides sodium

 Circuit intermédiaire (simplification, réduction du coût)
     Aciers F...
Matériau de gainage du combustible RNR sodium

                   Gonflement des aciers austénitiques et des aciers
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Nouveaux matériaux pour réacteurs à gaz

   Cuve du réacteur (~400°
                         C)                           ...
Combustible des réacteurs à gaz


                                                High density
                           ...
Matériaux pour systèmes nucléaires de 4e génération
                      SFR                GFR                LFR       ...
Synergies avec les matériaux pour la fusion
                                                   Réacteur à Fusion
         ...
Les outils de recherche en science des matériaux

  Modélisation multi-échelles
   (Ab initio, Dynamique moléculaire, Ciné...
Matériaux pour les systèmes nucléaires - conclusions

Enjeux forts des matériaux pour les réacteurs à eau (Gen 2-3)
   Aug...
2.Yvon_Problématique_matériaux_dans_le_nucléaire
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  • 1 er clic: DMN missions… 2 er clic : science prédictive…. 3 ème clic : caractérisation microstructurale… 4 ème clic : modélisation multiéchelle…. 5 ème clic : page suivante
  • fuel and core materials : combustible et internes ?
  • There has been no breakthrough in materials from Generation II to Generation III : the same materials will be used for pressure vessel, internals, fuel claddings…This graph show the requirements of the current materials in terms of temperature and dose. Now if we superpose the requirements of the 6 Gen IV systems, we notice immediately the major challenges of high temperatures and high doses. It is thus necessary to assess the limits of current materials, develop and qualify new materials. With the red frame the system where CEA has signed the system arrangement.
  • Slide #32 : R&D strategy of France for future Nuclear Systems The French R& D strategy for future nuclear systems is based on the will to maintain several technological options, in the framework of GEN IV criteria for sustainable development. We have mainly three directions of research: Development of fast reactors with close fuel cycle, along two tracks : Sodium Fast Reactor (SFR) and Gas fast Reactor (GFR), with new processes for spent fuel treatment and recycling. This must permit to build a Fast Reactor Prototype about 2020 and an industrial deployment about 2040. Hydrogen production and very high temperature process heat supply to the industry , with the VHTR and the water splitting processes, Last but not least, new improvements for LWRs (fuel, systems…) to increase their safety and their competitiveness.
  • 2.Yvon_Problématique_matériaux_dans_le_nucléaire

    1. 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 1
    2. 2. Plan •Présentation du DMN •Contraintes d’usage des matériaux du nucléaire •Gen II-III •Gen IV •Fusion •Conclusions Matériaux du nucléaire et marchés d’ITER 12 novembre 2009 2
    3. 3. 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 Matériaux du nucléaire et marchés d’ITER 12 novembre 2009 4
    4. 4. 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…) Matériaux du nucléaire et marchés d’ITER 12 novembre 2009 6
    5. 5. 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 Matériaux du nucléaire et marchés d’ITER 12 novembre 2009 7
    6. 6. 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 Matériaux du nucléaire et marchés d’ITER 12 novembre 2009 8
    7. 7. 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) Matériaux du nucléaire et marchés d’ITER 12 novembre 2009 9
    8. 8. eTmépraut( )C
    9. 9. 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 Matériaux du nucléaire et marchés d’ITER 12 novembre 2009 14
    10. 10. 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 Matériaux du nucléaire et marchés d’ITER 12 effet 2009 15
    11. 11. 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) Matériaux du nucléaire et marchés d’ITER 12 novembre 2009 16
    12. 12. 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 Matériaux du nucléaire et marchés d’ITER 12 novembre 2009 17
    13. 13. 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 Matériaux du nucléaire et marchés d’ITER 12 novembre 2009 18
    14. 14. 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 Matériaux du nucléaire et marchés d’ITER 12 novembre 2009 20
    15. 15. 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 Matériaux du nucléaire et marchés d’ITER 12 novembre 2009 21
    16. 16. 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…) Matériaux du nucléaire et marchés d’ITER 12 novembre 2009 22
    17. 17. 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 Matériaux du nucléaire et marchés d’ITER 12 novembre 2009 23

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