La société WISE, spécialisée dans les études sur les activités à risques, en particulier le nucléaire, a réalisé pour Greenpeace France un rapport sur le parc nucléaire d’EDF.Il est virtuellement impossible de décrire l’ensemble des effets des nombreux mécanismes de vieillissement comme cause première ou additionnelle de dégradation de la multitude de systèmes, structures et composants potentiellement concernés.

Les phénomènes de vieillissement qui affectent les matériaux des équipements vont de la corrosion des métaux à l’air ou la dégradation des plastiques, à des phénomènes plus spécifiques liés aux conditions de forte pression, de température, de contraintes mécaniques ou encore de chimie (de l’eau de refroidissement) rencontrées dans ces installations. Le vieillissement peut être lié à des phénomènes propres aux réacteurs, liés au flux neutronique. Certains mécanismes relèvent d’une combinaison complexe de plusieurs de ces facteurs.

L’exposition des équipements à ces  mécanismes dépend bien sûr, outre leur composition physico-chimique, de leur fonction et de leur position dans le schéma opérationnel de l’installation.

L’étude WISE décrit les mécanismes de vieillissement les plus spécifiques et les plus sensibles sur les équipements importants pour la sûreté.

Des phénomènes pas toujours suivis de près

En premier lieu, les mécanismes de vieillissement les plus importants concernent des phénomènes généralement bien repérés affectant les éléments les plus centraux des réacteurs: cuve, circuit primaire, enceinte du bâtiment réacteur.Si ces phénomènes sont identifiés, la vitesse à laquelle ils se développent et leur sensibilité à différents facteurs n’est pas toujours bien caractérisée estime WISE.

La première catégorie concerne les mécanismes de fragilisation des matériaux, qui entraînent une dégradation de leur résistance à la rupture. Deux mécanismes affectent essentiellement la cuve :

La  fragilisation par irradiation est un phénomène par lequel des matériaux soumis à une forte irradiation cumulée perdent de leur résistance. L’irradiation, mesurée en termes de fluence, entraîne à quantité élevée des transformations microstructurales dans l’acier ferritique faiblement allié de la  cuve des réacteurs. On observe une migration et une précipitation des impuretés dans l’acier (cuivre, carbures, phosphures) et des modifications cristallographiques (amas de défauts, etc.).

Ces phénomènes entraînent une perte de résistance à la rupture, et une augmentation de la température de transition ductile fragile. La température de rupture fragile qui se situe initialement aux alentours de -40°C pour les cuves de réacteur en acier augmente avec le temps au delà de 0°C.

La fragilisation thermique : des matériaux soumis à une exposition prolongée à des températures élevées perdent leur résistance. Ce mécanisme affecte notamment les alliages biphasiques d’austénite et de ferrite, avec un contenu en ferrite supérieur à 15 %. L’exposition longue à des températures élevées est susceptible de provoquer la précipitation des impuretés de l’acier (cuivre, carbures, phosphures) aux frontières austénite-ferrite. Ce phénomène devient très significatif à des températures supérieures à 400°C. Il s’exerce  sur des temps plus longs, aux températures de l’ordre de 300°C auxquelles sont soumises les cuves des réacteurs.

Des mécanismes de fatigue

La deuxième catégorie des phénomènes de vieillissement est celle des mécanismes de fatigue, des changements de structure progressifs, localisés et permanents susceptibles de se produire dans des matériaux soumis à des contraintes répétées et à des tensions fluctuantes en un ou plusieurs points.

La répétition d’un nombre suffisant de fluctuations peut entraîner, via l’accumulation de dislocations dans la microstructure, l’apparition de fissures, voire de fractures partielles ou complètes. La pression et les contraintes thermiques imposées notamment durant les phases transitoires de fonctionnement des réacteurs entraînent typiquement des échauffements et refroidissements successifs susceptibles d’engendrer une telle fatigue (appelée dans ce cas précis fatigue oligocyclique). Celle-ci s’exerce par exemple sur les branches du circuit primaire et sur le pressuriseur. Des phénomènes de fissuration par fatigue vibratoire ont aussi été observés sur des tubes de générateur de vapeur suite à un défaut de positionnement des dispositifs anti-vibratoires censés les protéger contre ce phénomène.

Des mécanismes de fissuration

La troisième catégorie est celle des mécanismes de fissuration par corrosion sous contrainte. Il s’agit de fissurations intergranulaires s’exerçant dans des équipements soumis au moins à trois conditions simultanées :

– contrainte appliquée élevée et/ou une tension résiduelle,

– microstructure tubulaire sensible à ce phénomène

– haute température.

Les tensions résiduelles importantes sont généralement introduites lors de la fabrication ou l’installation des composants en inconel, telles que les buses du mécanisme de commande de grappes. Les équipements du circuit primaire fabriqués en inconel sont les plus affectés par la fissuration par corrosion sous contrainte. Par ailleurs, ce mécanisme apparaît très sensible à de nombreux facteurs tels que la température (on l’observe par exemple davantage sur la branche chaude que sur la branche froide des générateurs de vapeur) et à la chimie de l’eau primaire (pH, teneur en lithium…).

Corrosion et usure du circuit primaire

La dernière catégorie de mécanismes de vieillissement affectant plus spécifiquement les éléments du circuit primaire est celle des mécanismes de corrosion et d’usure. Une mince couche poreuse d’oxyde de fer se forme à la surface des tubes d’alimentation en acier au carbone, exposés à une eau désoxygénée dans une gamme de température de 95 à 260°C. Cette couche protège généralement la tubulure sous-jacente de l’environnement corrosif et limite une corrosion supplémentaire. Cependant, la couche de magnétite peut se dissoudre, provoquant une ablation de matière et un amincissement des tubes. La corrosion est fortement influencée par la vélocité du fluide, la chimie et la température, la configuration du tube, et la qualité d’alliage de l’acier.

Vieillissement des structures de béton

Des mécanismes de vieillissement affectent également les structures en béton, notamment celles de l’enceinte des réacteurs. Le béton armé de l’enceinte de confinement est conçu pour opposer une forte résistance aux fuites, y compris sous pression. Avec le temps, les câbles assurant la mise en tension du béton se déforment de telle manière que le champ de contrainte est modifié, créant éventuellement des points de surpression ou des zones de relâchement de la tension.

Ce phénomène est susceptible d’abaisser la résistance globale de l’enceinte aux fuites, et de produire des fissures des points de singularité de l’enceinte (autour des sas d’accès des équipements par exemple).

Le vieillissement peut aussi prendre la forme de dépôts provoquant colmatages et encrassages qui réduisent les performances des équipements considérés et peuvent avoir des conséquences pour la sûreté.

C’est  le cas du phénomène de colmatage des générateurs de vapeur mis en évidence depuis 2007 sur les réacteurs d’EDF. Il s’agit d’une obturation progressive par des dépôts d’oxyde des points de circulation de l’eau du circuit secondaire au niveau des plaques entretoises, c’est-à-dire des grilles support des longs tubes du circuit primaire réparties à différentes hauteurs dans le générateur de vapeur. Ce colmatage génère des perturbations de l’écoulement d’eau qui peut provoquer des vibrations excessives entraînant la rupture de certains tubes en fonctionnement normal, mais aussi générer des efforts mécaniques supplémentaires pour les structures internes des générateurs de vapeur dans des conditions accidentelles. Enfin, il entraîne une diminution de la circulation d’eau qui réduit d’autant la capacité de refroidissement.