Les systèmes de maintien situés sur les structures assemblages-combustibles des réacteurs nucléaires à eau sous pression (REP) sont constitués d'un empilement de lames qui agissent à la fois, comme élément accommodant les incompatibilités thermiques résultant des différences de coefficients de dilatation Acier, alliages de zirconium et principalement, comme système permettant de limiter les effets hydrodynamiques induits par le passage du fluide caloporteur à travers les assemblages. Actuellement, l'alliage 718 est le matériau constitutif de ces ressorts à lames. Il présente les performances en service nécessaires et suffisantes pour répondre aux sollicitations de ces systèmes ainsi qu'aux exigences des autorités de sûreté (dans les conditions actuelles de fonctionnement des REP). Or, dans le cadre de l'augmentation des performances générales des assemblages combustibles, l'emploi d'autres matériaux, dont les propriétés de relaxation sous flux neutronique sont supérieures à celles du 718, est envisagé par AREVA. Les matériaux étudiés sont principalement des superalliages base Ni, tels que les nuances 625+ et 725 qui à l'instar de l'alliage 718 durcissent par précipitation de phases secondaires, ainsi que des nuances d'alliage 718 riche en Molybdène. Cependant, bien que ces nouveaux matériaux présentent une relaxation sous flux neutronique améliorée, ils doivent répondre également à un cahier des charges strict, propre à leur utilisation en centrale : des propriétés mécaniques équivalentes, une bonne résistance à la corrosion sous contrainte (CSC) et une bonne résistance à la fragilisation par l'hydrogène (FPH) en milieu primaire de REP. Chacune de ces propriétés a été étudiée avec attention dans le double but de comparer ces matériaux entre eux et afin de cerner les paramètres clés contrôlant leur différence de comportement aussi bien en CSC qu'en FPH / Hold-down systems used in the fuel assembly of Nuclear Pressurized Water Reactor (PWR) are constituted by stiff springs. The role of the hold-down springs is to ensure the bond between the fuel assembly and the lower plate of the intern structure of the core, thus holding down the assembly on the bottom plate of the reactor, during all the exploitation and maintenance periods. Nowadays, alloy 718 is the constitutive material of these hold-down springs. Its properties in terms of mechanical behaviour, corrosion resistance… fill in the specifications required for such application in the present service conditions. However, in order to improve the common efficiency of fuel assemblies, the upgrading of their design as well as the use of new materials are advocated by the nuclear power plant company, AREVA. Though other Ni-base superalloys known for their good behaviour under neutronic radiation can be proposed as new materials, those superalloys must fill in all the application specifications in order to substitute alloy 718. So, sufficient mechanical properties, good resistance to Stress Corrosion Cracking (SCC) and good resistance to Hydrogen Embrittlement (HE) are also required to allow the replacement. All of these properties are carefully studied with the double aim to characterize and compare different superalloys, and to determine key parameters governing the SCC and HE behaviours of such alloys in primary water of PWR
| Identifer | oai:union.ndltd.org:theses.fr/2011INPT0021 |
| Date | 25 March 2011 |
| Creators | Ter-Onvanessian, Benoît |
| Contributors | Toulouse, INPT, Andrieu, Eric, Cloué, Jean-Marc |
| Source Sets | Dépôt national des thèses électroniques françaises |
| Language | French |
| Detected Language | French |
| Type | Electronic Thesis or Dissertation, Text |
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