Vieillissement thermique sous irradiation des aciers nucléaires et prolongement de service des réacteurs nucléaires 900 MW

Les recherches les plus récentes sur le vieillissement thermique des aciers sous irradiation, basées sur les méthodes de mesure les plus performantes (comme la tomographie à sonde atomique) et sur les simulations numériques les plus précises de l’échelle nanométrique à l’échelle de la cuve, ont révélé et confirmé un comportement inquiétant de ces aciers fortement irradiés par le bombardement neutronique au-delà d’une fluence de 6.10^19 neutrons par cm² (qui est déjà atteinte par les deux cuves nucléaires de Fessenheim) qui se traduit par des modifications de structure atomique et cristalline des aciers qui accélèrent leur fragilité (augmentation de la dureté, forte baisse de la résilience – c’est à dire de la résistance aux chocs – et augmentation accélérée de la température de transition ductile-fragile). Ces travaux ont été menés sur toutes les nuances des aciers utilisés en Europe et aux USA, en particulier l’acier 16MND5 utilisé dans les réacteurs nucléaires Framatome en France et son équivalent A508-3 américain.

Le résultat majeur et nouveau de ces travaux est le suivant: les anciens modèles de vieillissement sous-estiment systématiquement et significativement l’augmentation de la température de transition ductile-fragile aux fluences élevées supérieures à 6.10^19 neutron/cm² (celle atteinte par les cuves nucléaires de 900 MW comme celles de Fessenheim et de Tricastin), car ils ne tiennent pas suffisamment compte de la contribution de l’épanouissement lent mais massif des précipités d’impuretés MnNiSi (« late blooming precipitates« ) au sein de la matrice des aciers bainites des cuves aux fluences élevées, créant des ségrégations fragilisantes aux joints des grains internes de ces aciers, qui conduisent à des mécanismes de rupture intergranulaire au sein de ces aciers, particulièrement lors des chocs froids sous contrainte.

De plus, d’importantes observations montrent que cette élévation consécutive de la température de transition ductile-fragile augmente linéairement avec la fluence neutronique aux hautes irradiations supérieures à 6.10^19 neutrons/cm², au lieu des habituelles formules de prédiction de vieillissement qui prévoient une augmentation de cette température avec la racine carrée de la fluence.
Cela signifie que le vieillissement accélère fortement après 40 ans pour tous les réacteurs de 900 MW, ce qui compromet très fortement leur résistance à un éventuel choc froid sous pression car leur acier devient brusquement cassant si on les refroidit sous 80°C (voire 120°C pour les défauts de forte ségrégation d’impuretés appelées « veines sombres »).
En effet, les mesures de ténacité effectuées sur les éprouvettes installées in situ dans les réacteurs 900 MW au cours du programme PIS (programme surveillance irradiation) ainsi que sur le réacteur de Chooz en cours de démantèlement montrent que la température de transition ductile-fragile des des aciers 16MND5 des cuves est passée de -20°C lors de leur fabrication à 40-80°C dans la matrice bainite et 100-120°C dans les veines sombres, ce qui interdit de refroidir brusquement ces aciers en dessous de ces températures sans risquer leur rupture brutale par choc froid sous pression.

En conclusion, la prolongation au-delà de 40 ans des réacteurs 900 MW présente de sérieux problèmes de sécurité, en particulier, le risque d’une rupture brutale de cuve par choc froid sous pression, conduisant à la perte immédiate du contrôle du réacteur et de la réaction neutronique en chaîne, à la fusion du cœur d’uranium sous forme de corium à 3000°C avec percement rapidement de l’acier de la cuve (20 cm d’épaisseur) puis du béton du radier jusqu’à la nappe phréatique, avec un fort risque d’explosion hydrogène conduisant à la dispersion de la radioactivité du cœur dans le bâtiment réacteur et à l’extérieur (accident majeur identique à celui de Fukushima).

La question de l’autorisation de prolongation de service des réacteurs 900 MW au-delà de la fluence 6,5.10^19 neutrons/cm² (c’est à dire environ 40 ans) se pose donc. Le démantèlement scientifique du réacteur nucléaire n°1 de Fessenheim que je propose serait une occasion formidable pour constituer une base de données expérimentales unique d’une quantité énorme d’échantillons issus du découpage des aciers irradiés de ce réacteur, qui pourraient être confiés à un large consortium de laboratoires de recherche non seulement français mais européens, en vue d’un grand projet d’étude européen sur le vieillissement thermique des aciers sous irradiation des réacteurs nucléaires. Ce projet pourrait apporter rapidement des réponses précises aux inquiétudes qui émergent sur la fragilisation accélérée des réacteurs nucléaires âgés.

En particulier, l’application raisonnée du Principe de Précaution devrait être requise et conduire à l’arrêt préventif du réacteur nucléaire n°2 de Fessenheim avant la date de fermeture officielle du 30 juin 2020, ainsi que des réacteurs les plus âgés de Tricastin car ils ne sont probablement plus en mesure de fonctionner en toute sécurité au-delà de 40 ans sans risque élevé d’accident majeur par rupture brutale de cuve par choc froid sous pression.

Ces nouveaux éléments scientifiques remettent par ailleurs en cause la demande exorbitante et moralement difficilement inacceptable d’EDF d’une indemnisation pour manque à gagner pendant 20 ans pour arrêt soit-disant « prématuré » de la centrale nucléaire de Fessenheim (dont on peut par ailleurs estimer le montant total à environ 4 milliards d’euros), dont les clauses du Protocole d’indemnisation relatif à la fermeture de Fessenheim signé le 27 septembre 2019 entre l’Etat et EDF ne sont toujours pas officialisées ou fixées.

Vous pouvez télécharger ci-dessous un extrait de la présentation « Sûreté, démantèlement, prolongation de fonctionnement des réacteurs nucléaires et transition énergétique en France » que j’ai donnée le 22 novembre 2019 au colloque du CERDACC – Université de Haute-Alsace consacré à la Sûreté et la sécurité dans les installations nucléaires, avec la participation de l’IRSN, de l’ASN, d’EDF et de divers spécialistes des risques industriels (juristes, géographes, sociologues).

Abstract – The aim of this study is to take stock of the most recent and in-depth global research on the thermal ageing of steels under irradiation, based on the most advanced measurement methods (such as atomic probe tomography and scanning electron microscopies) and the most accurate numerical simulations from nanoscale up to the vessel scale. This work reveals and confirms an accelerated ageing of these steels when highly irradiated by neutron bombardment beyond a fluence of 6´1019 neu-trons/cm², resulting in changes in the atomic and crystalline structures which accelerate their brittleness (increase in hardness, sharp drop in fracture toughness – i.e. shock resistance – and increase in the ductile-fragile transition temperature). They concern more particularly the 16MND5-type (A508-3-type equivalent) steels used in the nuclear reactors that have been built in France.

The major and new result of this work is the following: the former ageing models systematically and significantly underestimate the increase of the ductile-fragile transition temperature at high fluences higher than 6´1019 neutron/cm² (the one already probably reached by the 900 MW nuclear vessels of Fessenheim and Tricastin) because they do not take sufficiently into account the contribution of the slow but massive “late blooming MnNiSiP precipitates” which follows the rapid Cu precipitation in the bainitic matrix of the vessel steel induced by the atomic displacements due to the bombardment of neutrons at high fluences, creating brittle segregations at the joints of the internal grains of these steels, which lead to increased intergranular fracture mechanisms, particularly during cold stress shock.

Important observations confirm this phenomenon, the main consequence of which lies in the fact that this increase in the ductile-fragile transition temperature DRTNDT increases linearly with the neutron fluence at high irradiations above 6´1019 neutrons/cm² instead of the square root power law used in ageing prediction formulas based on Charpy V-notch impact tests.

This means that the thermal ageing of steels under irradiation of nuclear vessels, covers, bolts, nozzles and internals accelerates rapidly beyond 40 years for all 900 MW reactors, which could deeply compromise their resistance to a possible pressurized thermal shock, their steel becoming suddenly brittle if abruptly cooled down below 60 to 80°C (even 120°C for defects of strong Cu-Mn-P impurities segregation called “dark veins”). Consequently, the lifetime extension beyond 40 years of the 900 MW reactors presents serious safety problems, with a risk of a sudden vessel fracture under pressurized thermal shock, which would lead to loss of reactor control and major Fukushima-like accident.

The dismantling of the oldest PWR nuclear power plant built in France in Fessenheim could be the opportunity for a major European experimental research project on the real thermal ageing under irradiation of nuclear reactor steels, in order to verify the results of worldwide research and to test the hypotheses of extending the operation lifetime of nuclear reactors beyond 40 years.

Keywords: thermal ageing; irradiation; fracture toughness; fracture under pressurized thermal shock; decommissioning; lifetime extension.

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