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Radiolyse et corrosion dans les réacteurs nucléaires

Radiolyse et corrosion dans les réacteurs nucléaires

Fréjus, 16-19 Septembre 2015 – Villa Clythia – CAES du CNRS 2754, rue Henri-Giraud, 83600 Fréjus | Damien Féron Service de la corrosion et du comportement des matériaux dans leur environnement Commissariat à l’énergie atomique et aux énergies alternatives

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Etude des mécanismes de corrosion et des effets d'irradiation sur la corrosion d'un alliage d'aluminium utilisé dans les réacteurs nucléaires expérimentaux

Etude des mécanismes de corrosion et des effets d'irradiation sur la corrosion d'un alliage d'aluminium utilisé dans les réacteurs nucléaires expérimentaux

Mots clés : Corrosion, Alliage d’aluminium, Hydroxyde d’aluminium, Irradiation, PH, Température Résumé : Les Materials Testing Reactors (MTR) sont des réacteurs expérimentaux nucléaires utilisés dans le but d’irradier des matériaux. Les alliages d’aluminium en particulier l’alliage 6061-T6 sont utilisés dans les MTR pour les gaines de combustibles ou les éléments de structures du cœur nucléaire. Dans le milieu aqueux du cœur, ces alliages se corrodent et un film d’hydroxyde d’aluminium recouvre leur surface. Ayant une mauvaise conductivité thermique, ce film dégrade les échanges thermiques entre les éléments du cœur et le milieu aqueux, ce qui peut mener à une surchauffe. Il est donc important d’étudier la corrosion des alliages d’aluminium et de déterminer les épaisseurs d’hydroxyde à leur surface. Pour cela, il existe dans la littérature des modèles empiriques qui permettent d’estimer les épaisseurs d’hydroxyde selon les conditions de fonctionnement des réacteurs. Ces modèles ont été extrapolés à partir de données obtenues à la suite d’essais réalisés en boucle de corrosion à une température supérieure à 100°C. Dans les réacteurs expérimentaux français, la température maximale des éléments de structures du cœur est comprise entre 70 et 100°C. Ainsi, pour pouvoir utiliser ces modèles empiriques dans les réacteurs français, il est nécessaire d’élargir leur domaine d’application aux températures inférieures à 100°C. Pour cela, des études paramétriques ont été menées avec différentes valeurs de température (70- 100°C), de pression (0,5-12 bar) et de pH (5-7,5). Il est montré que la température possède un important impact : l’alliage 6061-T6 se corrode plus et les épaisseurs d’hydroxydes sont plus importantes à 70°C qu’à 100°C. Ces observations sont associées à un changement de phase cristalline d’hydroxyde d’aluminium : l’hydroxyde formé à 70°C est moins protecteur que celui à 100°C. Le pH possède lui aussi un fort impact sur la croissance de l’hydroxyde. Notamment, un pH de 5 permet de diminuer les épaisseurs d’hydroxyde comparé à un pH de 7,5.
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Influence de l’irradiation et de la radiolyse sur la vitesse et les mécanismes de corrosion des alliages de zirconium

Influence de l’irradiation et de la radiolyse sur la vitesse et les mécanismes de corrosion des alliages de zirconium

4.2.9.2 Discussion Les analyses par spectroscopie Raman in-situ sous irradiation ionique d’une couche d’oxyde formée sur un alliage de zirconium ont montré que les modifications sur les spectres Raman résultent des interactions nucléaires entre l’ion et la cible. Elles se manifestent principalement par l’apparition de deux nouvelles bandes de vibration à 260 et 710 cm -1 et leur intensité croit avec le niveau d’endommagement ce qui signifie que l’intensité de ces nouvelles bandes vibrationnelles croit avec la concentration en défauts dans la couche d’oxyde. Sachant que ces interactions génèrent des défauts de type F [Vo˙Vo x ]˙ dans la zircone cubique monocristalline [Costantini, 2013], et qu’il n’existe pas de moyen expérimental efficace pour vérifier si ces défauts sont identiques dans les couches d’oxydes majoritairement monocliniques et polycristallines formées sur les alliages de zirconium, nous supposons que ces défauts sont similaires et impliquent des lacunes d’oxygène produites par irradiation de la couche d’oxyde. D’autre part, nous avons déterminé que les défauts étaient relativement résistants en conditions REP [Costantini, 2013]. Au cours de cette étude, il a été observé que ces défauts, pour un endommagement balistique initial de 0,3-0,4 dpa (aux ions He), disparaissaient après trois semaines en conditions REP. Compte tenu des conditions d’irradiation en réacteur, il faut compter environ 7 semaines pour atteindre ce niveau d’endommagement (~0,4 dpa). Il est donc probable que la vitesse de recuit des défauts soit supérieure à la vitesse de leur production si nos estimations sont justes.
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Spectroscopies analytiques innovantes pour l'amélioration de la sûreté des réacteurs nucléaires à neutrons rapides refroidis au sodium (RNRNa)

Spectroscopies analytiques innovantes pour l'amélioration de la sûreté des réacteurs nucléaires à neutrons rapides refroidis au sodium (RNRNa)

D’autres travaux doivent ˆ etre r´ ealis´ es avant de pouvoir implanter la technique dans un r´ eacteur nucl´ eaire ` a neutrons rapides et refroidi au sodium. En effet, les produits de corrosion que l’on cherche ` a d´ etecter ont des limites de solubilit´ e basses dans le sodium liquide (inf´ erieure ` a la ppm massique ` a 550 ℃, qui est la temp´erature du caloporteur dans le r´ eacteur). Or, s’ils ne sont pas dissous dans le caloporteur, leur forme chimique (oxydes, hydrures, carbures ?) et physique (particules en suspension, pr´ ecipit´ es ?) sont mal connues et devront ˆ etre ´ etudi´ ees. En effet, les techniques de spectroscopie d’´ emission optique par ablation laser ne permettent de d´ etecter que les ´ el´ ements solubles, ou les petites particules en suspension dans l’´ echantillon, r´ eparties de fa¸ con homog` ene dans le volume de sodium sond´ e par la mesure. Dans le cas de particules de taille microm´ etrique, il sera n´ ecessaire de mettre en place une approche diff´ erente, par exemple inspir´ ee de l’analyse d’a´ erosols par LIBS. Par ailleurs, dans cette ´ etude les exp´ eriences ont ´ et´ e men´ ees ` a 150 ℃ afin d’´eviter le probl`eme de la pr´esence de vapeurs opaques de sodium qui se forment au-dessus de l’´ echantillon lorsque sa temp´ erature d´ epasse 250 ℃. Ces vapeurs sont r´ edhibitoires lors d’analyses par spectrom´ etrie optique. Le d´ eveloppement de sondes ` a immersion est envisag´ e pour r´ epondre ` a cette probl´ ematique. Un syst` eme adapt´ e ` a l’environnement nucl´ eaire et au milieu sodium devra donc ˆ etre mis au point et caract´ eris´ e.
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Combustibles nucléaires

Combustibles nucléaires

D’un point de vue plus opérationnel, on demande donc à la gaine une bonne transparence aux neutrons, une bonne conductivité thermique, une bonne résistance mécanique, même à haute température, une bonne étanchéité et une bonne résistance à la corrosion dans toutes les situations, y compris les situations accidentelles (jusqu’à la classe 4). L’assemblage combustible obéit lui aussi à un cahier des charges bien précis. Fonctionnellement, il doit maintenir les crayons en place pour garantir la géométrie du coeur et assu- rer son bon fonctionnement neutronique et thermohydraulique. D’un point de vue opérationnel, on lui demande d’empêcher les crayons de vibrer sous l’effet de l’écoulement turbulent du fluide caloporteur primaire. Il doit assurer ce maintien « en souplesse » pendant tout le temps du séjour du combustible en réacteur, y compris en situation incidentelle et accidentelle, par exemple lors d’un séisme, ou lors d’un échauffement intempestif de l’élément combustible lié soit à une excursion de réactivité, soit à une perte de réfrigérant primaire. Dans les réacteurs nucléaires de puissance à eau, le gainage des combustibles, mais également les éléments de structure de l’assemblage combustible (tube-guides et grilles, fig. 33), sont réalisés en alliages de zirconium. Les raisons principales qui ont conduit à ce choix résident dans la conjonction de plu- sieurs propriétés essentielles : une très faible absorption de neutrons thermiques, des propriétés mécaniques satisfai- santes, une bonne stabilité de celles-ci sous flux de neutrons et, enfin, une très bonne résistance à la corrosion par l’eau à haute température.
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Optimisation multi-objectifs du pilotage des réacteurs nucléaires à eau sous pression en suivi de charge dans le contexte de la transition énergétique à l'aide d'algorithmes évolutionnaires

Optimisation multi-objectifs du pilotage des réacteurs nucléaires à eau sous pression en suivi de charge dans le contexte de la transition énergétique à l'aide d'algorithmes évolutionnaires

La marge d’arrêt est par nature une contrainte, on ne la considèrera donc pas comme un objectif. Une valeur en dessous de laquelle ne pas descendre est fixée à partir des contraintes du rapport de sûreté. 2.5.3.3 Interaction Pastille-Gaine Il existe entre la pastille combustible et la gaine un jeu à chaud, de l’ordre de 170 microns pour un crayon neuf[26]. Ce jeu est pressurisé à l’hélium à environ 65 bars à chaud. L’interaction pastille gaine désigne les interactions entre la pastille et la gaine, qui se déforment de manière différente sous l’effet de la pression du fluide primaire, du flux thermique et du flux de neutrons. Quand la puissance est importante et constante, la gaine subit une pression de la pastille, qui se déforme plus que la gaine. Les contraintes décroissent par relaxation jusqu’à atteindre une valeur très inférieure à la limite élastique du matériau. On dit alors que la gaine est conditionnée. Lors d’une baisse de puissance, le jeu s’ouvre et la gaine est alors mise en compression à cause de la différence de pression entre le fluide primaire et l’intérieur de la gaine. Par fluage de la gaine, le jeu commence alors à se refermer, jusqu’à fermeture complète du jeu. Si le niveau bas de puissance est maintenu trop longtemps, le retour à puissance nominale produit des contraintes importantes pour la gaine, et peut causer, si des fissures sont amorcées par corrosion sous contrainte, une rupture de la gaine.
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Cinétique de réaction et solubilité des produits de corrosion dans les conditions physico-chimiques du circuit primaire des réacteurs à eau sous pression (REP)

Cinétique de réaction et solubilité des produits de corrosion dans les conditions physico-chimiques du circuit primaire des réacteurs à eau sous pression (REP)

~ 7 ~ La corrosion des matériaux est un enjeu majeur dans l’exploitation des centrales nucléaires. Des efforts constants sont déployés tant sur l’optimisation des matériaux utilisés que sur la composition chimique du fluide caloporteur afin de limiter cette corrosion (Cattant, 2008). Dans le circuit primaire des réacteurs à eau sous pression (REP), elle se traduit par la formation de différents oxydes sur les surfaces mouillées. Ces oxydes, appelés produits de corrosion, circulent dans le circuit primaire et les circuits auxiliaires. Ils sont à l’origine de deux phénomènes qui nuisent au fonctionnement et à la maintenance du réacteur. Le premier problème résulte du dépôt des particules et de la séquestration du bore neutrophage (cf. section I.3 ci-dessous) sur le combustible, affectant la répartition du flux neutronique (Axial Offset Anomaly) et modifiant ainsi la distribution de puissance dans le cœur. La limitation de ce phénomène passe par une gestion complexe du combustible entraînant ainsi des difficultés opérationnelles pour la centrale (EPRI et ENUSA, 2006). Le second problème concerne l’activation des produits de corrosion lors de leur passage dans le cœur du réacteur. Les produits activés, en se déposant sur les parois du circuit, vont contaminer l’ensemble du circuit primaire et des circuits auxiliaires et entraîner une augmentation de l’exposition du personnel aux rayonnements ionisants, quantifiée par la notion d’équivalent de dose. La réduction de la dosimétrie des travailleurs sur le parc nucléaire est un enjeu stratégique d’EDF, lié aux enjeux majeurs de gain de productivité, de réduction des coûts, d’acceptabilité du nucléaire et de conformité aux réglementations.
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Modélisation de l'amorçage de la corrosion sous contrainte dans les alliages base nickel 182 et 82 en milieu primaire des réacteurs à eau sous pression

Modélisation de l'amorçage de la corrosion sous contrainte dans les alliages base nickel 182 et 82 en milieu primaire des réacteurs à eau sous pression

Figure 1 – Schéma de principe du fonctionnement d’un Réacteur à Eau sous Pression [1] Dans le cœur du réacteur, sont disposés en grappes les crayons contenant les pastilles de combustible. La réaction de fission nucléaire produit de la chaleur qui est transférée à l’eau du circuit primaire. Le milieu primaire est de l’eau pure désaérée (la teneur en oxygène est inférieure à 10 ppb) maintenue sous pression (155 bars) dans laquelle sont ajoutés du bore (dont la concentration varie entre 1800 ppm et 1 ppm) sous forme d’acide borique et du lithium (la concentration est quant à elle comprise entre 2,2 ppm et 0,5 ppm) sous forme de lithine. L’acide borique est ajouté pour ses propriétés d’absorption des neutrons tandis que l’ajout de lithine permet d’ajuster le pH, qui est d’environ 7,2 (donc légèrement alcalin, ce qui évite la corrosion généralisée des matériaux du circuit primaire) à une température de 300°C. Enfin, une surpression d’hydrogène est ajoutée au milieu afin de neutraliser les produits de radiolyse de l’eau à proximité du cœur et de maintenir l’eau primaire dans des conditions réductrices. L’eau primaire des réacteurs français contient une teneur visée en hydrogène dissous comprise entre 25 et 35 cc/kg d’H 2 O (valeur maximale : 50 cc/kg d’H 2 O). La
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Etude des mécanismes d'altération des verres nucléaires sous radiolyse alpha et en conditions environnementales

Etude des mécanismes d'altération des verres nucléaires sous radiolyse alpha et en conditions environnementales

3 Actuellement, la France dispose du deuxième parc électronucléaire après les Etats-Unis. Il a surtout été développé dans les années 1970 afin de bénéficier d’une indépendance énergétique en réaction aux chocs pétroliers. Actuellement constitué de 58 réacteurs à eau pressurisée (REP) en fonctionnement, ce parc permet de couvrir 75 % des besoins électriques du pays. Mais cette source d’énergie génère aussi des quantités non négligeables de déchets radioactifs dont certains sont à gérer sur des centaines de milliers d’années. Notons que d’autres secteurs d’activités comme la recherche, la défense, l’industrie non électronucléaire et le médical sont également pourvoyeurs de déchets radioactifs. Ils sont classés selon leur niveau de radioactivité et leur durée de vie : 5 catégories ont ainsi été créées. Pour chaque catégorie de déchets, une gestion adaptée aux risques a été mise en place. Les déchets de très faible activité (TFA) et de faible ou moyenne activité avec une courte période radioactive (FMA-VC), issus généralement de la maintenance, du fonctionnement et du démantèlement des installations nucléaires, sont actuellement stockés dans des sites de surface à Morvilliers et Soulaines dans l’Aube. Les déchets de faible activité à vie longue (FA-VL) sont essentiellement des déchets radifères et de graphite provenant de la filière des réacteurs nucléaires de première génération Uranium Naturel Graphite Gaz (UNGG). Ces déchets sont en attente d’être stockés à faible profondeur. Les déchets de moyenne activité à vie longue (MA-VL) et les déchets de haute activité (HA) sont principalement issus de l’industrie électronucléaire. Dans cette étude nous nous focaliserons sur ces derniers et sur leur gestion sur le long terme. Néanmoins, on peut tout d’abord se demander d’où proviennent plus précisément ces déchets de haute activité ?
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Les graphites pour les applications nucléaires

Les graphites pour les applications nucléaires

2.3 GESTION DU GRAPHITE IRRADIE Aujourd’hui les réacteurs d’EDF sont tous dans leur phase de démantèlement. La masse de graphite irradié à gérer est de l’ordre de 20 000 tonnes. Pour mener à bien les opérations de démantèlement, les caractéristiques en fin de vie du graphite irradié devront être connues, notamment la densité et les propriétés mécaniques qui diminuent du fait de la corrosion radiolytique par le CO 2 . Cependant, c’est l’inventaire radiologique qui constitue la caractéristique

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Radiolyse alpha des acides polyaminocarboxyliques en solution aqueuse : cas du ligand DOTA

Radiolyse alpha des acides polyaminocarboxyliques en solution aqueuse : cas du ligand DOTA

18 Dans le cadre des lois relatives à la gestion des déchets nucléaires du 30 décembre 1991 (Loi Bataille) et du 28 juin 2006, trois axes de recherche sur les déchets ont été proposés : la séparation et la transmutation des éléments radioactifs à vie longue, le stockage réversible en couche géologique profonde et l’entreposage de longue durée dans l’attente de la mise en œuvre des deux premières solutions. Le CEA a alors entrepris des recherches sur le recyclage des radioéléments à vie longue dans le but de diminuer la radiotoxicité à long terme et la puissance thermique résiduelle des déchets ultimes. Après la mise en œuvre du procédé PUREX, permettant la séparation du plutonium, premier contributeur de la radiotoxicité à long terme, les actinides mineurs (neptunium, américium et curium) constituent la source de la quasi-totalité de la radiotoxicité restante. Leur séparation des autres éléments du colis de déchet et leur transmutation dans des réacteurs à neutrons rapides permettrait de réduire considérablement cette radiotoxicité pour un entreposage plus sûr.[1–3,5,6] Dans ce contexte, des procédés hydrométallurgiques sont étudiés au CEA pour extraire sélectivement les actinides mineurs via l’utilisation d’extractants en phase organique combinés à des complexants sélectifs en phase aqueuse.
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Diffusion du chrome dans un alliage à base de nickel  Application à la problématique de la Corrosion sous Contrainte de l'Alliage 600 en milieu primaire des Réacteurs à Eau Pressurisée

Diffusion du chrome dans un alliage à base de nickel Application à la problématique de la Corrosion sous Contrainte de l'Alliage 600 en milieu primaire des Réacteurs à Eau Pressurisée

[2] Chetroiu, B.- A., Corrosion sous contrainte de l’Alliage 600 en milieu primaire des REP : étude de la diffusion du chrome, thèse MINES Paristech, 2015 [3] Nguejio, J., et al., HTCPM 2016 - 9th International Symposium on High-Temperature Corrosion and Protection of Materials / 15 - 20 May, 2016

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Facteurs métallurgiques et mécaniques contrôlant l'amorçage de défauts de corrosion sous contrainte dans l'alliage 718 en milieu primaire des réacteurs à eau sous pression

Facteurs métallurgiques et mécaniques contrôlant l'amorçage de défauts de corrosion sous contrainte dans l'alliage 718 en milieu primaire des réacteurs à eau sous pression

objectif commun a été d’une part de comprendre les mécanismes responsables de l’amorçage de défauts par corrosion sous contrainte en relation avec l’histoire de fabrication du produit considéré. Elles ont également visé à acquérir les éléments indispensables au développement d’un outil prédictif du comportement en service des structures, basé sur une modélisation mécanique de la structure intégrant un modèle phénoménologique fiable du comportement de l’alliage. La démarche mise en œuvre a consisté à rechercher les conditions d’apparition du phénomène de corrosion sous contrainte et à en définir les frontières du domaine d’existence. Rappelons que, par définition, le phénomène de corrosion sous contrainte est la manifestation sur un matériau présentant une microstructure donnée des interactions impliquant l’environnement et le mode de sollicitation. Comme dans tous les cas de phénomène induit par couplages, il convient dès lors de pouvoir isoler, pour un matériau ou une structure donnés, les facteurs mécaniques et environnementaux du premier ordre de ceux plus discrets dont l’importance peut varier selon des effets croisés ou cumulés. Ceci nécessite de disposer de techniques d’investigation adaptées à la problématique qui doivent non seulement permettre de mieux définir les marges de fonctionnement des structures en regard des conditions de service appliquées mais aussi de proposer et de valider in fine l’applicabilité des solutions potentielles.
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Amorçage des fissures de corrosion sous contrainte dans les aciers inoxydables austénitiques pré-déformés et exposés au milieu primaire des réacteurs à eau sous pression

Amorçage des fissures de corrosion sous contrainte dans les aciers inoxydables austénitiques pré-déformés et exposés au milieu primaire des réacteurs à eau sous pression

2.2.1.1. Rôle des éléments d’alliage Le chrome étant un élément alphagène qui stabilise la phase cubique centrée (ferrite), du nickel gammagène est ajouté pour stabiliser la phase austénitique (Cubique à Faces Centrées) à la température ambiante. Plus la teneur en nickel est élevée, plus grande est la stabilité vis-à-vis de la transformation martensitique induite par trempe et plus la teneur en ferrite résiduelle est faible. Les aciers austénitiques utilisés sur le parc français sont à bas carbone (< 0,03%) pour éviter la corrosion intergranulaire par déchromisation des joints de grains suite à la précipitation de carbures de chrome. Les teneurs faibles en carbone pourraient entraîner une diminution des propriétés mécaniques mais elles sont compensées par l’introduction d’azote interstitiel. L’azote stabilise efficacement l’austénite, il a une meilleure solubilité dans l’austénite que le carbone et a un effet durcissant important. La solubilité de l’azote dans l’acier est augmentée par l’ajout de manganèse, qui est un élément gammagène améliorant l’aptitude à l’écrouissage. Le molybdène améliore la résistance aux piqûres en augmentant le potentiel de piqûration.
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Réacteurs nucléaires à caloporteur sodium

Réacteurs nucléaires à caloporteur sodium

Préface A près un départ fulgurant au cours des années 50, où elle représentait pour beaucoup l’espoir d’une source d’énergie durable et à coût compétitif, l’énergie nucléaire a connu, dans les années 80-90, un rejet de la part d’une majorité de l’opinion publique dans plu- sieurs pays occidentaux, rejet qui a conduit à un brutal coup d’arrêt de son développement. En effet, si les chocs pétroliers des années 1973 et 1979 ont marqué le début de programmes d’équipements massifs dans quelques pays lourdement pénalisés par les importations de pétrole – comme la France et le Japon –, ils ont paradoxalement été suivis d’une brusque interruption des investissements nucléaires aux États-Unis d’abord, puis en Europe occiden- tale. Pourtant, les tensions répétées sur le marché du pétrole et le début des inquiétudes sur le caractère épuisable des ressources naturelles et les effets prévisibles sur le climat et l’en- vironnement liés à leur combustion massive auraient dû, au contraire, les renforcer. Les raisons de cette pause sont certainement multiples et s’expliquent, en partie, par les accidents de Three Mile Island, en 1979, et de Tchernobyl, en 1986, qui eurent un fort impact sur les opinions publiques. Le récent accident de Fukushima ravive légitimement ces mêmes questionnements, même si le contexte est fort différent. Moins que les interroga- tions sur la capacité technique des réacteurs à résister aux événements les plus impro- bables, il pose plus que jamais la question de la préparation des exploitants et de la chaîne décisionnelle en charge de la gestion d’un dysfonctionnement grave des dispositifs de sau- vegarde, en cas de défaillance d’un équipement.
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Effet de transitoires oxygénés sur l'oxydation et la corrosion sous contrainte d'un acier inoxydable 316L écroui en milieu primaire des réacteurs à eau sous pression

Effet de transitoires oxygénés sur l'oxydation et la corrosion sous contrainte d'un acier inoxydable 316L écroui en milieu primaire des réacteurs à eau sous pression

Pour les cinq cycles, l’évolution de la teneur en oxygène dissous au cours du temps est similaire (Figure 81). Dans un premier temps, la teneur en oxygène dissous dans le milieu augmente rapidement puis décroît légèrement avant d’augmenter à nouveau, plus lentement, jusqu’à atteindre des teneurs maximales comprises entre 9,0 et 11,0 ppm. Au cours des deux premiers cycles, les teneurs maximales en oxygène dissous obtenues sont 9,0 et 9,5 ppm, ce qui est légèrement inférieur à la gamme de valeurs visées. Par conséquent, la pression d’air synthétique dans le réservoir a été augmentée pour les trois cycles suivants. Malgré ces différences, les teneurs en oxygène dissous sont suffisamment proches pour pouvoir considérer que le potentiel électrochimique, dans les conditions aérées, est similaire pour chacun des cycles (MacDonald et al., 1993). La durée de la transition entre milieu nominal et milieu aéré ([O 2 ] ≥ 3,0 ppm) varie entre 0,9 et 3,8h selon les cycles (Tableau 10). De la même manière, la durée de la transition entre milieu aéré et milieu nominal ([O 2 ] ≤ 0,1 ppm) varie entre 7,3 et 9,6 selon les cycles. La seule différence notable est que la durée de transition nominal → aéré est plus importante lors du premier cycle. Ceci peut s’expliquer par le fait que l’oxygène dissous dans le milieu est probablement consommé par l’oxydation des échantillons et de la boucle de corrosion. Après plus de 230h passées en conditions nominales (150h de préoxydation + 87h au début de l’essai), l’oxydation des échantillons et de la boucle lors de ce premier cycle consomme probablement plus d’oxygène que lors des autres cycles, d’où cette différence. Enfin, le pourcentage de temps passé dans chacune des conditions (nominale, aérée ou étape transitoire) est sensiblement identique pour tous les cycles, avec 70-73 % en milieu nominal, 20 à 24 % du temps en milieu aéré, et 5 à 7 % en transitoires oxygénés (Tableau 10).
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Radiolyse alpha du ligand DOTA en solution aqueuse

Radiolyse alpha du ligand DOTA en solution aqueuse

En collaboration avec le LRMO (Laboratoire de Radiolyse et de la Matière Organique) du CEA Saclay, une méthode de dosage du DOTA par HPLC-MS est en cours de mise au point, et permettra d’accéder au rendement de dégradation du DOTA après radiolyse. La poursuite des études de radiolyse concernera - l’irradiation du système DOTA-Nd à différentes concentrations et acidité par radiolyse alpha externe. Une série d’irradiation gamma sur l’installation Gammatec a été lancé pour étudier l’influence de la nature et de l’énergie du rayonnement, et atteindre une dose déposée totale de 1 MGy. De plus, les solutions irradiées de DOTA par radiolyse externe pourront être utilisées pour étudier leur capacité à complexer les cations d’An ou de Ln en fonction de leur dégradation sous rayonnement. Enfin, la formation de complexe DOTA-An (An=Pu, Am) permettra d’étudier la radiolyse directe du ligand DOTA lorsqu’il est engagé dans un complexe avec un métal émetteur alpha.
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Mécanisme de corrosion de l'acier T91 par l'eutectique Pb-Bi utilisé comme matériau de cible de spallation. Importance pour les réacteurs hybrides

Mécanisme de corrosion de l'acier T91 par l'eutectique Pb-Bi utilisé comme matériau de cible de spallation. Importance pour les réacteurs hybrides

Ainsi, pour des raisons de tenue à la corrosion et à l'irradiation, les aciers austénitiques n'ont été choisis ni pour la fenêtre, ni pour les parties "chaudes" du réacteur. Un des endommagements majeurs est lié à la fragilisation induite par l'irradiation : les aciers ferritiques et martensitiques possèdent une zone de transition ductile-fragile pour une température donnée, nommée "Ductile to Brittle Transition Temperature" [6] . Sous irradiation, cette température de transition ductile-fragile (DBTT) peut augmenter très fortement. La Figure 3 présente l'évolution de cette température en fonction de la température d'irradiation de l'échantillon pour quelques aciers ferritiques, martensitiques et ferrito-martensitiques [6] . Notons cependant que cette température n'est pas une propriété intrinsèque au matériau ; elle peut varier en fonction de la géométrie de l'échantillon irradié, de sa taille et des paramètres de l'irradiation [7] .
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Effet de réacteurs acidogènes sur la capacité de réacteurs UASB de valoriser des effluents de fromagerie contenant des huiles et graisses

Effet de réacteurs acidogènes sur la capacité de réacteurs UASB de valoriser des effluents de fromagerie contenant des huiles et graisses

5.3 Décantation des boues de l’effluent de réacteurs acidogènes Aucun article de recherche au meilleur de notre connaissance n’a caractérisé la décantation des boues acidogènes et des H&G de l’effluent du réacteur acidogène. Lettinga et al. (1991) suggèrent d’ajouter un séparateur entre le réacteur acidogène et le réacteur méthanogène pour décanter les boues acidogènes afin de ne pas perturber l’activité méthanogène des réacteurs méthanogènes. Kisaalita et al. (1987) font seulement l’observation que les boues acidogènes ont une bonne propriété de décantation. Des réacteurs acidogènes à lit de boues à flux ascensionnel pour le traitement acidogène de l’effluent de laiterie ont été utilisés par Fang et al., 2000 et Yu et al., 2001 ce qui valide que les boues acidogènes sont décantables. D’après les analyses de ce projet, la concentration des H&G du surnageant d’une étude de décantation en cylindres gradués de 250 mL de l’effluent du réacteur acidogène a été réduite de 48 % après une heure de décantation tandis que celle en colonne de l’effluent du réservoir tampon de la StaRRE de la Fromagerie Champêtre a été réduite de 63 % après une heure (Figure 4-13). Les résultats de la performance de l’aéroflottateur de la StaRRE de la Fromagerie Champêtre montrent que les rendements optimaux sont entre 70 % et 85 % des H&G, cependant il y a une grande variation de rendement puisque la moyenne est de seulement 44 ± 39 % (Annexe 7). Les résultats de la performance des aéroflottateurs des StaRRE de la Fromagerie des Basques et de la Laiterie Charlevoix montrent aussi de faibles rendements ainsi qu’une grande variation des rendements (Annexe 3). Les analyses de la décantation en cylindres gradués de 250 mL et en colonne montrent des résultats très stables et donnent des rendements relativement bons ce
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Radiolyse de l'eau confinée dans les zéolithes 4A : application à l'entreposage d'eau tritiée

Radiolyse de l'eau confinée dans les zéolithes 4A : application à l'entreposage d'eau tritiée

2.1. Interactions rayonnement / matière La mise en place de systèmes zéolithes 4A / eau tritiée nécessite, pour des questions de sûreté et de sécurité, une longue préparation et des manipulations contraignantes puisqu’elles sont notamment réalisées en boîte à gants. Il n’est pas possible, par ailleurs, de suivre à l’échelle d’une thèse, la radiolyse de ces systèmes durant un temps représentatif de la durée d’un entreposage réel, de plusieurs dizaines d’années. Nous avons donc choisi d’associer l’étude de systèmes en situation d’entreposage, contenant de l’eau tritiée, à l’étude de systèmes contenant de l’eau non tritiée, exposés à des irradiations externes. Ces dernières sont moins contraignantes dans leur mise en œuvre et permettent d’atteindre des doses totales, correspondant aux doses déposées dans des systèmes qui auraient subi les irradiations de plusieurs années d’entreposage. Deux sources d’irradiations externes ont été utilisées. La première est une source gamma de 137 Cs, qui produit des photons caractéristiques ayant une énergie de 662 keV. La
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