La vie et le vieillissement d’une cuve de réacteur nucléaire : une longue suite de chocs thermiques et d’agression neutronique

L’acier des cuves de réacteurs de puissance est prévu pour résister aux températures élevées atteintes dans le « chaudron » nucléaire : environ 300° C en production dans les réacteurs à eau légère, mais qu’en est-il de son vieillissement ? Rappelons quelques caractéristiques des cuves utilisées dans les REP 900 MWe français :

- Hauteur totale : 13 m

- Diamètre : 4 m

- Épaisseur moyenne : 200 mm

- Poids : environ 300 tonnes

- Pression de service : 15 MPa (150 bar)

- Température de service : 280° C environ (300° pour les REB)

Les cycles de chargement / déchargement (environ 1 par an) soumettent les cuves à des chocs thermiques importants car la température passe alors de 280° à la température ambiante (arrêt à froid) en l’espace de quelques semaines.

Ces chocs thermiques – équivalant très grossièrement à des chocs mécaniques – sont simulés en laboratoire par le poinçonnage de l’acier.

A température ambiante, l’acier se brise partiellement mais la structure résiste au choc et reste homogène

Lors des essais effectués dans le labo Japonais de l’université de Kyoto, un morceau d’acier identique à celui composant une cuve de réacteur (éprouvette Charpy) est soumis à un choc mécanique (flexion-choc) pouvant représenter plus ou moins fidèlement l’action d’un choc thermique.

Dans le cas d’un alliage neuf (non exposé à l’irradiation), l’acier encaisse visiblement le choc, la brisure n’est pas intégrale, autrement dit elle n’affecte pas la totalité de l’épaisseur de l’alliage. Cette brisure est appelée « rupture ductile ».

Le même alliage porté à -190°C se brise intégralement

Un échantillon similaire mais baignant dans de l’azote liquide (-190°C) présente au contraire une cassure nette, l’alliage est fragilisé par la température extrême, le choc thermique amplifiant le choc mécanique en quelque sorte. La rupture est dire « fragile » et évoque un « clivage » rappelant celui des minéraux.

La température de transition entre l’état ductile (souple) et l’état fragile (cassure nette) est appelée TTFD (1) ; c’est une notion importante sur laquelle nous reviendrons.

Dans un réacteur en fonctionnement, le bombardement neutronique fragilise l’acier de la cuve

Si une cuve de réacteur neuve travaille initialement sur l’ensemble des plages de température (20-300° C) en régime ductile (non-cassant), l’exposition à la réaction de fission nucléaire et particulièrement au bombardement neutronique qui suit – et précède même – la réaction de fission modifie profondément la structure initiale de l’acier (2).

Le point de transition TTFD passerait ainsi théoriquement d’environ -20°C pour l’acier d’un réacteur neuf (Fessenheim, Belbéoch) à une zone comprise entre 60°C environ au niveau de la virole C1 à 85° C pour les soudures.

Les cuves de REP Japonaises intègrent des témoins d’irradiation (éprouvettes) qui permettent d’estimer en laboratoire les dégâts causés par les bombardement neutroniques prolongés sur la résistance et le vieillissement de l’alliage.

Le graphe TTFD du réacteur n°. 1 de Genkaï

D’après le Pr. Tosimasha Yoshii de l’université de Kyoto, le réacteur n°. 1 de la centrale nucléaire de Genkaï (3), à l’extrême Sud de l’archipel Japonais, aurait ainsi dû voir sa TTFD évoluer de -16° à environ +78°C en l’espace de 34 années d’exploitation ; il faut noter que ces chiffres sont globalement cohérents avec ceux anticipés lors de la 3ème VD à Fessenheim-1 au niveau le plus dégradé (soudures de viroles).

La réalité est bien différente : en 34 années d’exploitation, le point de transition ductile-fragile réel se situe en fait à 98° C soit 25% de plus que prévu. Sachant que la technologie utilisée est similaire (REP), que les alliages utilisés pour la fabrication de la cuve sont identiques, que l’échantillon Japonais testé ne se trouve pas au niveau de soudures dont la qualité peut éventuellement varier, nous sommes une nouvelle fois bien forcés de nous questionner sur la disparité des informations distribuées à gauche et à droite sur le vieillissement de ces fameuses cuves.

Le point sur Fessenheim-1 au 17 août 2012

A Fessenheim-1, Bella Belbéoch rapporte que le différentiel entre le calcul théorique, les relevés pratiques assez éloignés faits au niveau des éprouvettes-Charpy (échantillons prélevés des cuves) et la situation réelle de la cuve dans son hétérogénéité (un ensemble de 300 tonnes alors qu’un échantillon Charpy pèse quelques grammes) militent pour un arrêt prolongé – ou mieux, définitif – de la tranche et des examens complémentaires. Sécurité d’abord…

Suite à la VD3 (4) effectuée en 2010, l’ASN a imposé à EDF, l’exploitant du site, de réaliser une série de travaux (5) avant l’été 2013. L’unité semble avoir été remise très discrètement en production le 7/11/11 (6) (ÉDITÉ) aussi nous en profitons pour rappeler que le Président de la République actuel avait inscrit dans son programme la fermeture définitive du site d’ici à 2017 au plus tard avec le maintien de tous les emplois ainsi menacés.

(1) TTFD: Température de Transition Fragile-Ductile

(2) 16MND5 ou A508 CI3 dans le cas des cuves Framatome / Areva

(3) REP de 559 MWe, 1ère criticité en février 1975

(4) 3ème Visite Décennale

(5) Notamment un « renforcement » du radier avant le 30/6/13, radier qui mystérieusement ne mesurerait actuellement que 1.5m d’épaisseur contre environ le double sur les autres sites français (ÉDITÉ)

(6) Euh, comment renforcer le radier (directement sous le réacteur) et remédier à 17 failles de sécurité avec un réacteur en production ?

Tous crédits photos et vidéo : NHK

Documentation :

« Les bases de la technologie des réacteurs », Guldner, AREVA, 2003

« La robustesse des cuves est-elle assurée en cas d’accident ? », B. Belbéoch, 2011

« Rapport étape VD3 Fessenheim-1″, GSIEN (Sené), juin 2010

« Influence des microstructures dans les aciers 16MND5″, Sekfali (thèse), 2004 (exposé très technique) (905)

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