Enjeux relatifs à la dégradation environnementale qui doivent être réglés pour assurer le rendement des matériaux dans les réacteurs avancés tout au long du cycle de vie

Résumé de la présentation du document technique présenté lors de :
Atelier de l’AEN sur les cadres de réglementation et les approches techniques visant à assurer la qualification appropriée des matériaux dans les réacteurs avancés et leur rendement tout au long du cycle de vie
Du 3 au 5 juin 2025

Préparé par :
X. Wei, K. Kirkhope et M. Hornof

Résumé

Le Boiler & Pressure Vessel Code, section III, division 5 de l’American Society of Mechanical Engineers (ASME) établit les règles visant la conception et la fabrication de réacteurs avancés à haute température. Ce Code ne couvre pas la détérioration qui pourrait survenir en cours d’exploitation en raison du rayonnement, de la corrosion, de l’érosion, de la fragilisation thermique ou de l’instabilité des matériaux. La section 5 indique aussi clairement qu’il incombe au propriétaire ou à l’exploitant de démontrer à l’organisme de réglementation que ces effets sont pris en compte dans la conception particulière de leur réacteur.

On s’attend à ce que l’irradiation neutronique des matériaux dans les réacteurs avancés à haute température accélère le processus de fluage des matériaux et réduise leur résistance. L’irradiation neutronique pourrait avoir une incidence sur les valeurs de contrainte en fonction du temps admissibles, y compris la limite d’intensité des contraintes en fonction de la température et du temps S_t, la valeur admissible de conception S_o et la résistance minimale à la rupture induite par contrainte S_r. Elle pourrait également influer sur les courbes contrainte‑déformation isochrones et sur les modèles constitutifs des matériaux aux fins d’analyse inélastique. Sous l’irradiation neutronique, le fluage des matériaux pourrait être important même à une température inférieure aux températures seuils définies dans le tableau HAA‑1130‑1 de la division 5. La transmutation du ⁵⁸Ni peut causer d’importants dommages induits par irradiation aux alliages de Ni présents dans les composants qui sont assujettis, en cours d’exploitation, à des températures élevées et à un fort flux de neutrons thermiques.

Les processus de corrosion peuvent entraîner l’amincissement des parois, la fragilisation des matériaux et la dissolution sélective d’éléments des alliages dans l’environnement. À l’heure actuelle, on ne dispose pas de suffisamment de données représentatives pour prédire le comportement de corrosion des matériaux dans les réacteurs à haute température. La perte sélective d’éléments constitutifs des matériaux (comme le C, le Ni, le Cr et le Mn) pourrait réduire le nombre d’atomes propices à la solidification cristalline mixte, entraîner la décomposition des précipités et causer un transfert de phase des matériaux. Ces changements pourraient réduire la résistance, notamment au fluage, et la stabilité des matériaux, ce qui aurait une incidence sur les paramètres nominaux et les valeurs de contrainte admissibles tant pour l’analyse en fonction du temps que pour l’analyse indépendante du temps.

La Commission canadienne de sûreté nucléaire (CCSN) s'attend à ce que les demandeurs abordent ces questions de dégradation de l'environnement dans la demande de permis de construction visant à garantir le rendement tout au long du cycle de vie des matériaux dans les réacteurs avancés à haute température.

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