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Corrosion sous contrainte assistée par l’irradiation des aciers inoxydablesausténitiques (IASCC)

Published online by Cambridge University Press:  01 September 2011

B. Tanguy
B. Tanguy*
Affiliation:
Laboratoire d’étude du Comportement Mécanique des matériaux Irradiés, DEN/DANS/DMN/SEMI, CEA Saclay, 91191 Gif sur Yvette Cedex, France. e-mail : [email protected]
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Abstract

Cet article est dédié à la description de la problématique de la corrosion sous contrainte assistée par l’irradiation (IASCC – Irradiation Assisted Stress Corrosion Cracking). Ce mode d’endommagement est observé dans les structures d’internes de réacteurs nucléaires à eau légère (REL) qui sont soumises à un milieu caloporteur chimiquement agressif et à l’irradiation. Après une présentation de la problématique industrielle liée à l’IASCC, notamment pour les réacteurs à eau pressurisée (REP) où les structures d’internes sont essentiellement en aciers austénitiques inoxydables (AISI 304 et 316), les facteurs contribuant potentiellement à l’endommagement par IASCC et leur effet individuel sur l’altération des propriétés du matériau sont passés en revue. La nature multiphysique du phénomène d’IASCC est ensuite présentée. Les stratégies et les outils mis en œuvre pour développer un modèle prédictif unifié sont ensuite présentés et discutés.

Keywords

IASCC des structures internes de cuveeffets de l’irradiationaciers inoxydables austénitiquesréacteur à eau pressuriséeIASCC of core internalsradiation effectsstainless steelspressurized water reactors
Type
Research Article
Information
Metallurgical Research & Technology , Volume 108 , Issue 1: Numéro thématique sur les aciers inoxydables , 2011 , pp. 39 - 46
Copyright
© EDP Sciences, 2011

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References

Références

Nishioka, H., Fukuya, K., Fujii, K., Torimaru, T., J. Nucl. Sci. Tech. 45 (2008) 1072-1077
G.S. Was, Fundamentals of Radiation Materials Science – Metals and Alloys, Springer, 2007
Fukuya, K., Fujii, K., Nishioka, H., Kitsunai, Y., J. Nucl. Sci. Tech. 43 (2006) 159-173
A. Renault, C. Pokor, J. Garnier, J. Malaplate, Microstructure and grain boundary chemistry evolution in austenitic stainless steels irradiated in the BOR- 60 reactor up to 120 dpa. in 14 th Env. Deg. of Materials in Nuclear Power Systems – Water Reactor, Virginia Beach, USA, 2009
Was, G.S., Busby, J.T., Allen, T., Kenik, E.A., Jenssen, A., Bruemmer, S.M., Gan, J., Edwards, A.D., Scott, P.M., Andresen, P.L., J. Nucl. Mat. 300 (2002) 198-216
Was, G.S., Allen, T.R., Busby, J.T., Gan, J., Damcott, D., Carter, D., Atzmon, M., Kenik, E.A., J. Nucl. Mat. 270 (1999) 96-114
Jiao, Z., Was, G.S., J. Nucl. Mat. 408 (2011) 246-256
Jiao, Z., Busby, J.T., Was, G.S., J. Nucl. Mat. 361 (2007) 218-227
Jiao, Z., Was, G.S., J. Nucl. Mat. 382 (2008) 203-209
P. Bossis, F. Gomez, J.-P. Gozlan, M. Tupin, P. Plantevin, Design and installation of an autoclave recirculation loop for IASCC studies. in Int. Conf. on Water Chemistry of Nuclear Reactor systems, Jeju, Korea, 2006
T. Tsukada, H. Ugachi, Y. Kaji, Y. Miwa, J. Nakano, Y. Matsui, S. Endo, Y. kato, N. Nagata, K. Dozaki, H. Takiguchi, Investigation of crack initiation behavior using pre-irradiated austenitic satinless steel at JMTR. in Worshop on Detection, Avoidance, Mechanisms, Modeling, and Prediction of SCC Initiation in Water-Cooled Nuclear Reactor Plants, Beaune, France, 2008
Fukuya, K., Nakano, M., Fujii, K., Torimaru, T., Kitsunai, Y., J. Nucl. Sci. Tech. 41 (2004) 1218-12227
Busby, J.T., Was, G.S., Kenik, E.A., J. Nucl. Mat. 302 (2002) 20-40
Nishioka, H., Fukuya, K., Fujii, K., Kitsunau, Y., J. Nucl. Sci. Tech. 45 (2008) 274-287