Return to search

Nouveaux traitements de surface anti-corrosion à base de sol-gel dans le domaine des matériaux du nucléaire : application au cas du générateur de vapeur / New sol-gel based anticorrosion surface treatments in the nuclear field : application to the steam generator

Le phénomène de relâchement de nickel des tubes de générateur de vapeur des centrales R.E.P. est responsable d'une grande partie de la contamination radioactive du circuit primaire. Une solution envisagée pour limiter ce relâchement est l'application d'un revêtement anticorrosion, côté interne des tubes. Ce travail vise à étudier la faisabilité et l'efficacité de ce type de traitement de surface dans les conditions du circuit primaire (320°C, 150 bars). L'étude a permis d'établir un procédé de synthèse par voie sol-gel compatible avec des substrats métalliques, conduisant à des films denses et mésoporeux à partir d'alcoxydes de métaux de transition, dont la réactivité est contrôlée par l'ajout de l'acétylacétone. La température de traitement thermique conditionne la cristallisation des films, la formation d'une couche enrichie en chrome contribuant à l'effet anticorrosion et la diffusion de nickel et de fer dans le film. Les films denses de ZrO2 présentent un meilleur effet barrière à la diffusion cationique et constitue une barrière anticorrosion. L'applicabilité des films de ZrO2 sur les tubes de générateur de vapeur à l'état de réception a été réalisée en adaptant l'épaisseur du film. Des essais de vieillissement dans les conditions du milieu primaire en autoclave et dans une boucle à recirculation ont été réalisés. Ces essais ont montré un phénomène de dissolution et reprécipitation des films de TiO2 tandis que les films de ZrO2 conservent davantage leur structure, malgré la formation de porosités en surface. Les films de ZrO2 vieillis pendant 500 h semblent conserver leurs propriétés de barrière à la diffusion de nickel. / Steam generator nickel release represents a major contribution to the radioactive contamination of the Pressurized Water Reactor primary circuit. One of the considered solutions is the deposition of a protective coating on the internal side of the alloy 690 tubes. The goal of this work is to study these coatings and their feasibility and efficiency in the primary circuit conditions (320°C, 150 bars). Firstly, a sol-gel thin film synthesis, leading to dense and mesoporous films, from transition metals alcoxides (butoxide titanium and propoxide zirconium) has been studied. Their reactivity is controlled by acetylacetone, which plays the role of complexing agent. The thermal treatment temperature appears to be a key parameter of the process, as it determines the oxide crystallization, the formation of a rich chromium layer below the film (which reinforces anticorrosion properties) and the nickel and iron diffusion in the film. ZrO2 coatings behave as cationic diffusion barriers and limit the corrosion. The applicability of ZrO2 coatings on industrial substrates, namely steam generators internal side with a 200 nm roughness, has been carried out by adapting the film thickness. Ageing tests in the primary circuit conditions have been conducted in an autoclave and a circulation loop. These tests have shown a dissolution – reprecipitation behavior of TiO2 coatings whereas ZrO2 coatings keep their structure despite the formation of surfacic porosities. ZrO2 dense coatings seem to keep limiting the nickel diffusion after 500 h of ageing in the primary circuit conditions.

Identiferoai:union.ndltd.org:theses.fr/2017PA066391
Date16 October 2017
CreatorsAstorg, Adèle
ContributorsParis 6, Sanchez, Clément
Source SetsDépôt national des thèses électroniques françaises
LanguageFrench
Detected LanguageFrench
TypeElectronic Thesis or Dissertation, Text

Page generated in 0.0022 seconds