Corrosion dans les centrales nucléaires à eau pressurisée

Résumé
Dans une centrale à eau pressurisée, les matériaux soumis aux plus hautes températures sont bien évidemment les matériaux de gainage du combustible qui sont en zircaloy. Compte tenu des inconvénients qui découleraient de nombreuses ruptures de gaine par corrosion, les conditions d'utilisation sont telles que les marges prises vis-à-vis de la corrosion généralisée ou sous contrainte sont très largement suffisantes pour qu'aucune rupture due à ce type de dommage ne se soit encore produite en fonctionnement. Cependant, au niveau des internes du coeur, des fissurations d'aciers inoxydables austénitiques non sensibilisés à la corrosion intergranulaire, soumis au flux thermique et à des contraintes de tension se sont produites récemment dans le milieu réducteur. Le mécanisme de fissuration de ces matériaux, non encore élucidé, est probablement à relier à la corrosion fissurante assistée par l'irradiation. La fissuration des tubes de générateur de vapeur en alliage de nickel dans le milieu primaire est connue depuis longtemps et contraint les exploitants à de très nombreux contrôles, à des bouchages de tube et même au remplacement des générateurs de vapeur. Ce qui est nouveau, c'est que d'autres pièces, plus massives, du circuit primaire, constituées du même alliage et soumises à des contraintes importantes de tension, commencent également à se fissurer. Ces quelques cas de fissuration conduisent à augmenter notablement les contrôles et les opérations de maintenance pour toutes les pièces en alliage de nickel. Dans le milieu secondaire, il semble que la présence de plomb qui peut se concentrer sur les tubes de générateur de vapeur accélère notablement la fissuration de l'alliage 600 en milieu pollué et conduise dans certains cas à une fissuration mixte (inter et transgranulaire). Ce rôle accélérateur du plomb dans la corrosion sous contrainte des alliages austénitiques en milieu alcalin ou acide a été confirmé en laboratoire.

Abstract
In a PWR plant, the materials in contact with the higher temperature are, of course, the materials of fuel cladding : zircaloy. Because the drawbacks which should follow the cladding breakage by corrosion, we have choosen such conditions that the generalized corrosion or the stress corrosion cracking are absolutely avoided. Today, any breakage, due to this damage have been noted on the PWR plants. However, in-core components, intergranular stress corrosion cracking of non-sensitized stainless steels under irradiation exposure has been reported recently in french PWR plants. The cracking mechanism is not yet elucidated, but it is probably relative to irradiation assisted stress corrosion cracking. The cracking of steam generator tubing alloy 600 in the primary side, since very long time, is known to lead to very numerous NDT, tube plugging and even to the steam generator replacements. But, a new phenomenon is observed ; the stress corrosion cracking of other equipments in alloy 600 used in the primary side like pressurizer or vessel head penetration. This few examples of cracking lead to increase appreciably the NDT and the maintenance. In the secondary side, it seems that the lead can concentrate on the tubing and allows, sometimes, to obtain mixte (inter and intragranular) mode cracking. On the other hand it seems that in presence of lead the corrosion of alloy 600 is very accelerated. This possibility to accelerate the stress corrosion cracking in alkalizing or acidic medium has been reproduced in laboratories.