Dans les centrales nucléaires à Eau Pressurisée, les matériaux des internes de cuve proches du coeur sont soumis à de hautes températures (~ 340°C) et de fortes fluences neutroniques. Compte tenu des inconvénients qui découleraient des indisponibilités de ces équipements, les choix des matériaux se sont portés à la conception sur des nuances réputées non sensibles à la corrosion sous contrainte.
Cependant, des fissurations de structures d'internes (visserie) en acier inoxydable austénitique soumises à des chargements thermomécaniques, des flux neutroniques se sont produites en milieu réducteur au début des années 90.
Bien que la plupart des pièces fissurées soient susceptibles d'être remplacées, l'optimisation de la maintenance lors des visites décennales a conduit les exploitants à s'intéresser à ce problème.
Cette fissuration a, dès les prémices du problème, été attribuée à la corrosion sous contrainte de nature intergranulaire. Il s'agit d'un mécanisme de dégradation, conséquence de ruptures successives fragiles que le matériau subit lorsqu'il est soumis à la combinaison d'un milieu chimique agressif et de sollicitations mécaniques. Le caractère complexe de ce type de fissuration provient donc du fait qu'elle est le résultat de synergie entre trois types de paramètres : les paramètres matériau (chimiques et structuraux), les paramètres du milieu (chimie du milieu, réactions électrochimiques et paramètres physiques liés au matériau) et les paramètres mécaniques (sollicitations mécaniques externes). En effet, lorsque la microstructure des aciers inoxydables tels que les 304 et 316 ne subit pas de modifications importantes, ils ne sont pas sensibles à la fissuration par corrosion sous contrainte.
En présence d'irradiation, d'autres phénomènes viennent interagir avec l'environnement par corrosion sous contrainte, ce mécanisme est alors la corrosion sous contrainte assistée par l'irradiation (IASCC : Irradiation Assisted Stress Cracking Corrosion).
Les aciers inoxydables austénitiques sont utilisés dans les structures internes des réacteurs nucléaires, plus précisément les cloisonnements et les renforts de la structure, de même que la visserie. Ils sont sensibles au phénomène d'IASCC, phénomène se traduisant par une fissuration intergranulaire en milieu primaire des REP (Réacteurs à Eau Pressurisée). C'est le cas précisément de la nuance 316L des vis, soumise à un chargement (couple de serrage) en milieu primaire REP ou REB.
Cette étude menée sur deux nuances d'aciers inoxydables (austénitiques AISI 304L et à durcissement structural A286) est axée d'une part sur l'effet de la localisation de la déformation plastique sur la sensibilité à la corrosion sous contrainte, d'autre part sur les mécanismes d'oxydation dans les aciers inoxydables en relation avec la localisation de la déformation plastique.
En effet, nous cherchons à expliciter les mécanismes qui soutendent la cinétique d'oxydation enn surface du matériau, compte tenu des transformations microstructurales développées en sous couches. Ce type de dégradation implique simultanément des réactions anodiques de dissolution/ repassivation et des réactions cathodiques responsables en partie de la production d'hydrogène et de ses effets sur la microstructure.
Le but est de comprendre l'impact des bandes de localisation sur ces mécanismes. |
IASCC (Irradiated Stress Corrosion Cracking) is a complex phenomenon affecting internal core reactor components since its discovery in 90's. IASCC consist of a degradation coming from microscopic brittle cracks, when ductile material is undergoing mechanical loading in aggressive environment. The complexity of IASCC is actually due to synergistic actions of material, chemical environment, loads and irradiation effects. Consequently, the mechanisms underlying this phenomenon are only partially understood. Numerous reviews pointed out modifications in material and environment due to neutron irradiation as parameters contributing to IASCC: radiation hardening, radiation induced segregation, water radiolysis (in Boiling Water Rectors environments), and chemical species transmutations. Although these factors are recognized important for IASCC degradation, none of them appears to be the primary cause and this issue is still open. Recent works identify plastic strain localization as another important contributing factor of IASCC: thoses studies suggested that crack initiation in sensitized 304 SS may be linked to deformation bands. Dislocation channelling is the deformation mode responsible for plastic deformation localization in pure metals such as Cu, Al. For austenitic stainless steels, localization may be characterised by channelling (high doses, high emperature and low stain rate) and twinning (low doses, low temperature and high stain rate). Works also suggested that intersection dislocation channels and grain boundaries may constitute high concentration stress and strain area, leading to a preferential crack initiation area.
Our study is centered around plastic deformation localization on austenitic stainless steels such as A-286 and 304L and its influence on stress corrosion cracking. |