Ségrégation Intergranulaire et Propriétés de Rupture des Aciers Faiblement Alliés – SIRA

La production d’électricité en France repose majoritairement sur l’énergie nucléaire, et est l’une des plus décarbonée au monde : environ 50 g/kWh. Cette production est assurée par un parc de 56 réacteurs nucléaires à eau pressurisée mis en service entre 1978 à 1999. La prolongation de la durée de vie de ces réacteurs est cruciale pour garantir l'approvisionnement électrique dans les années à venir, surtout dans la perspective d'une électrification croissante de la société et d'éventuelles tensions sur l'approvisionnement énergétique européen. L’industrie nucléaire explore la possibilité de prolonger le fonctionnement de certains réacteurs au-delà de 50, voire 60 ans. Cette perspective soulève des questions concernant le vieillissement des composants, en particulier ceux du circuit primaire. Parmi ces composants, la cuve revêt une importance particulière, car elle contient le cœur du réacteur et n'est pas remplaçable. La cuve est constituée d'un acier faiblement allié (16MND5) et est soumise non seulement au vieillissement thermique, mais aussi au vieillissement sous irradiation. La ségrégation interfaciale des solutés, notamment du phosphore, est l'un des mécanismes de fragilisation des aciers. Cette ségrégation, qui désigne le regroupement, par diffusion à l'état solide, d'atomes de solutés dans les joints de grains d'un matériau, peut se produire pendant les traitements thermiques de fabrication ainsi que pendant le fonctionnement du réacteur.
C'est dans ce contexte que s'inscrit la chaire SIRA visant à améliorer la compréhension du vieillissement par ségrégation des composants en acier du circuit primaire des réacteurs nucléaires. Cette initiative répond à une demande de Framatome et d’EDF, les principaux acteurs de l'industrie nucléaire en France. Les prévisions de ségrégation, intégrées dans les codes de conception et d'exploitation des équipements nucléaires sont obtenues actuellement à l'aide du modèle dit "de Druce". Ce modèle est basé sur plusieurs hypothèses simplistes, voire irréalistes, et ses prévisions ne sont pas validées par les mesures de ségrégation récentes faites dans le cadre de programmes de vieillissement en laboratoire.
Les travaux de cette chaire visent à améliorer la compréhension (1) de l'effet des microstructures initiales, dont les microstructures de soudage, sur la ségrégation intergranulaire, et sur la fragilité associée, et (2) des aspects thermodynamiques et cinétiques de la ségrégation, en prenant en compte les interactions chimiques du phosphore avec les éléments d'alliage. Des développements méthodologiques sont également prévus pour améliorer les mesures de ségrégation intergranulaire par spectroscopie Auger sur fracture et par analyse à dispersion d'énergie dans le microscope électronique en transmission (STEM-EDX). Le programme de travail s'appuiera sur trois thèses Cifre et 116 mois de post-doc.
Au-delà de l'aspect scientifique, la chaire revêt une importance stratégique pour l'industrie nucléaire française. Les connaissances développées contribueront aux programmes de maintenance des composants en service, notamment dans la perspective d'une prolongation des réacteurs, et à l'optimisation de la fabrication des composants des nouveaux réacteurs (EPRs). Cette initiative permettra également de maintenir un niveau d’équipement et de compétences dans les secteurs académique et industriel à la hauteur des enjeux liés au vieillissement des composants.