Nucléaire des inspections plus poussées ou meilleure circulation de l'info ?

[arbanais83]

Suite aux dernières péripétie concernant DOEL 3 pour l'instant et ses milliers de micro fissures qui pour certaines font quand même 2 cm ( je ne sais pas si le terme microfissure convient bien dans ce cas là ) et les conséquences potentielles sur les autres cuves fournies par Westinghouse.
http://www.youtube.com/watch?v=OoL1M...ature=youtu.be
Et les déboires du seul réacteur le n°5 qui était encore potentiellement utilisable à la centrale d'Hamaoka ( empoisonnement à l'eau de mer )
http://fukushima-informations.fr/?p=2683
Je me pose la question de savoir si ce genre de problèmes étaient courants avant la médiatisation de FuKushima mais non communiqués ou s'il s'agit effectivement d'incidents sérieux qui sont enfin pris en compte ( menant probablement à l'arrêt du réacteur ) ou d'incident sérieux rares qui auraient été traités de la même façon avant la catastrophe de Fukushima.
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[arbanais83]

Impossible d'éditer alors je corrige si Westinghouse est bien le concepteur de ce type de réacteur le fabricant de la cuve lui est le néerlendais RD.

[SK69202]

Bonsoir.

La réponse est sur le site de l'IRSN, c'était la première fois qu'il faisait la manip en Belgique. Ce qui veut dire que cela a parfaitement marché avec pendant longtemps.

@+

[arbanais83]

Bonsoir.

La réponse est sur le site de l'IRSN, c'était la première fois qu'il faisait la manip en Belgique. Ce qui veut dire que cela a parfaitement marché avec pendant longtemps.

@+

Là ou je ne comprends pas trop c'est que sur le site de L'IRSN il est dit que ce type de contrôle est réalisé en France depuis bien longtemps.
Pourquoi les belges n'adoptent-ils le même type de contrôle que depuis très récemment ?
Quelqu'un peut-il me dire à quelle température est maintenue la cuve de ces réacteurs pendant la phase d'arrêt à froid décénale ?

[A voir en vidéo sur Futura]

[inviteb6b93040]

Bonjour,

La question c'est pourquoi le contrôle n'a pas été fait avant l'installation de la cuve comme en France ?

[inviteb6b93040]

Bonjour,

La question c'est pourquoi ces fissures n'ont pas été détectées lors des contrôles de fabrication comme en France ?

[arbanais83]

Bonjour,

La question c'est pourquoi ces fissures n'ont pas été détectées lors des contrôles de fabrication comme en France ?

Est-il certain que ces fissures soient là depuis le début ? ou sont elles survenues depuis avec le vieillissement de l'acier et les arrêts périodiques qui refroidissent la cuve.
De toutes façons ces cuves étaient prévues pour 30 ans, elles ont 30 ans alors cela peut sembler normal sauf si celles-ci sont présentes depuis le début mais dans ce cas là on peut toujours dire qu'elles ont bien fonctionné même avec des fissures et conclure qu'elles peuvent encore le faire et être prolongées.

[inviteb6b93040]

Bonjour,

Ils n'avaient pas fait le test

A Doel 3, après la découverte de fissures, lors d'un contrôle de la cuve entière, le réacteur a été arrêté et les autorités belges se sont dites «sceptiques» quant à la possibilité d'une relance. Ces fissures sont des «défauts sous revêtements» ou DSR, c'est-à-dire des fissures dans le métal de base de la cuve apparues lors de la fabrication au moment du recouvrement par la couche d'acier inoxydable. L'AEN, une agence spécialisée de l'Organisation de coopération et de développement économiques (OCDE), souligne sur son site internet qu'elle surveille de près la situation de tous les réacteurs dans le monde dont les cuves ont été fournies par RDM.
2012 AFP

http://www.20minutes.fr/ledirect/988...lon-greenpeace

ça a tenu mais on l'a échappé belle

[wizz]

Est-il certain que ces fissures soient là depuis le début ? ou sont elles survenues depuis avec le vieillissement de l'acier et les arrêts périodiques qui refroidissent la cuve.
De toutes façons ces cuves étaient prévues pour 30 ans, elles ont 30 ans alors cela peut sembler normal sauf si celles-ci sont présentes depuis le début mais dans ce cas là on peut toujours dire qu'elles ont bien fonctionné même avec des fissures et conclure qu'elles peuvent encore le faire et être prolongées.

la durée de vie n'est pas forcement du 30 ans +/- 1 jour

Lors de la conception de ces réacteurs, on n'avait pas de recul nécessaire. On savait faire des calculs de résistance, de vieilliessement "simple" avec des sollicitations classiques (fatigue cyclique, pression, traction, thermique, etc...). L'inconnue était l'influence de la radioactivité sur les caractéristiques de l'acier, surtout l'influence dans le temps selon jusqu'à quelle profondeur la radioactivité fait ses effets. (les effets ne sont pas linéaires par rapport à la durée). Ils sont partis sur l'hypothèse de la pire des cas, et baser sur 30 ans donc. Mais lors de la mise en fonctionnement du réacteurs, on y plonge aussi dans ce réacteur des échantillons du même métal que la cuve (les tubes qui s'enfoncent dans le réacteurs ne sont pas toutes des barres de combustible). Et à intervalle régulier, on en sort des échantillons et on les analyse. Il s'avère que les effets de la radioactivité sur le métal est moins pire que prévu, et donc on prolonge la durée de fonctionnement en conséquence (pour le réacteur lui même).

Aux USA, ils ont commencé les réacteurs nucléaires avant la France, et ils n'ont pas été arrêté parce que ça a atteint 40 ans, ou 30 ans. Un bon nombre de leur réacteurs ont produit dès le début des années 70, et qui ont reçu l'autorisation de prolonger l'exploitation commerciale

[arbanais83]

Comment peut-on avoir la certitude que ces milliers de microfissures étaient présentes lors de la fabrication de la cuve et qu'elles ne sont pas apparues par la suite puisque l'on avait pas à l'époque la capacité de les voir ?
Sont-elles différentes de celles pouvant survenir par la suite ?
Sont-elles localisées à des endroits différents ? ...
Sur ce site réputé hostile au nucléaire j'ai quand même trouvé un article sur le vieillissement des cuves de réacteur qui me semble intéressant.
http://gen4.fr/2012/08/vieillissemen...nucleaire.html

Il semble que le moment ou l'apparition de fissures est le plus important c'est pendant les périodes de refroidissement de la cuve pour les chargements et déchargements de combustible et les visites décennales.

[obi76]

Bonjour,

je trouve un peu osé de comparer une usure par chocs thermiques successifs à un choc mécanique à différentes températures... Ca n'a rien à voir...

Par contre que l'apparition de ces fissures apparaissent lors de ces chocs thermiques, je suis bien d'accord là dessus, ça doit être la cause majeure de leurs apparitions...

[arbanais83]

Bonjour,

je trouve un peu osé de comparer une usure par chocs thermiques successifs à un choc mécanique à différentes températures... Ca n'a rien à voir...

Par contre que l'apparition de ces fissures apparaissent lors de ces chocs thermiques, je suis bien d'accord là dessus, ça doit être la cause majeure de leurs apparitions...

Tu trouves que la méthode utilisée ne peut être prise comme une référence pour une étude car pas susceptible de reproduire correctement la réalité ?

[obi76]

Exactement. Il y a une différence majeure du comportement des matériaux par une dilatation répétée (contrainte dans tout le matériau) et un choc mécanique (contrainte locale qui se propage)...

[inviteb6b93040]

Quel est le plus grand choc thermique entre appliquer la couche d'acier inoxydable (je suppose : en fusion sur l'acier de la cuve )
et l'arrêt de la centrale qui lui peut diluer dans le temps le choc thermique pour préserver la structure ?
De plus il faudrait trouver le source de cet info sortie le 16 aout

Ces fissures sont des «défauts sous revêtements» ou DSR, c'est-à-dire des fissures dans le métal de base de la cuve apparues lors de la fabrication au moment du recouvrement par la couche d'acier inoxydable.

[yvan30]

Là ou je ne comprends pas trop c'est que sur le site de L'IRSN il est dit que ce type de contrôle est réalisé en France depuis bien longtemps.
Pourquoi les belges n'adoptent-ils le même type de contrôle que depuis très récemment ?
Quelqu'un peut-il me dire à quelle température est maintenue la cuve de ces réacteurs pendant la phase d'arrêt à froid décénale ?

Bonjour
Les cuves REP sont en acier noir d'environ 230mm (bonne résistance mécanique) "beurré" par une couche d'inox d'environ 6mm (résistance à la corrosion) les fissures se trouvent sous le revêtement inox et sont très peu visible aux contrôles par gammagraphie.
Le contrôle se fait par ultrason sous eau car la cuve est très radioactive.
Pour l'histoire c'est sous la pression des syndicats ouvrier que ce contrôle est devenus régulier suite à la découverte de défauts lors de tir radio sur des soudures.
Les premiers contrôles exploraient le métal sur environ les premier 15-20 mm, la dernière génération permet une exploration sur pratiquement 40-50 mm.

En arrêt à froid (décanale ou pas) la température de la cuve est comprise en 10 et 60°C.

[inviteb6b93040]

Les cuves REP sont en acier noir d'environ 230mm (bonne résistance mécanique) "beurré" par une couche d'inox d'environ 6mm (résistance à la corrosion) les fissures se trouvent sous le revêtement inox et sont très peu visible aux contrôles par gammagraphie.
Le contrôle se fait par ultrason sous eau car la cuve est très radioactive.
Pour l'histoire c'est sous la pression des syndicats ouvrier que ce contrôle est devenus régulier suite à la découverte de défauts lors de tir radio sur des soudures.
Les premiers contrôles exploraient le métal sur environ les premier 15-20 mm, la dernière génération permet une exploration sur pratiquement 40-50 mm.

En arrêt à froid (décanale ou pas) la température de la cuve est comprise en 10 et 60°C.

Ce qui veut dire si je ne me trompe pas :
230 + 6 - 50 = 186 mm d'épaisseur de cuve incontrôlable actuellement.

[yvan30]

Le bombardement neutronique de la cuve la fragilise.
Pour éviter les chocs thermiques les variations de température sous les 280 °C (pour simplifier) ne se font qu'à 26°C/h.
Tout dépassement est comptabilisé, le nombre de dépassement est limité par les spec du constructeur.
Chaque transitoire normal fait l'objet d'une surveillance, par exemple le nombre d’arrêt automatique est limité à 300, il en est de même pour les transitoires
"exceptionnels".

[yvan30]

Ce qui veut dire si je ne me trompe pas :
230 + 6 - 50 = 186 mm d'épaisseur de cuve incontrôlable actuellement.

Non contrôlable par US, les contrôles gamagraphiques permettent d'ausculter les 250 mm, mais les défauts dont on parlent sont si petit qu'ils ne sont pas visible.
Quand on parle de défaut de 20mm c'est la longueur pas la profondeur qui est de l'ordre du mm.
Il ne faut être parano, les viroles des cuves sont faites par bigornage, d'un lingot coulé sous vide dont le pourcentage d'impureté se mesure 2 chiffres après la virgule.
Les essais de recuit de cuve existe, Framatome oups! AREVA sait remplacer une cuve, les GV (barrière radiologique entre le primaire et le circuit secondaire) été changés sur de nombreux réacteur (360 t accosté au 1/10éme de mm.

[yvan30]

Bonjour
Il existe également des éprouvettes de métal insu de la même coulé que la cuve. Ces éprouvettes disposé dans la cuve sont soumis à la même irradiation, aux mêmes contraintes thermique que la cuve. Elles subissent régulièrement des contrôles pour suivre le comportement de la cuve.

[arbanais83]

Quand on parle de défaut de 20mm c'est la longueur pas la profondeur qui est de l'ordre du mm.

Merci Yvan effectivement j'attendais l'intervention de quelqu'un du cru pour avoir plus de précisions.
Cela veut-il dire que ces fissures ont plutôt tendance à se former dans leur plus grande longueur sur " un rayon de la cuve " plutôt que de faire une crique transversale ?
Si oui y a t-il une explication ?
Pour le refroidissement les liens que j'avais donnés semblaient indiquer que descendre la température des cuves en fin de vie en dessous d'une plage de 60°C à 80°C n'était pas conseillé pour le choc thermique. C'est pour cela que je demandais si celles-ci étaient maintenues à une certaine température pour éviter celui-ci.

[arbanais83]

Les essais de recuit de cuve existe

Qu'ont donné ces essais au point de vu résultats et faisabilité ?
Cela prolonge t il vraiment la durée de vie de la cuve ?
Cela est-il fait sur place ou la cuve doit-elle repartir en usine après avoir été décontaminée ?

[KLOUG]

Bonsoir
Sans vouloir insister, il me semble que les cuves de réacteurs sont des éléments qui ne bougent plus.
Les GV les pressuriseurs, et autres tuyauteries. Si vous avez un exemple de cuve de réacteur de puissance modèle REP changé, je prends.
Tous les contrôles se font sur place.
En ce qui concerne les fissures on en a vu de plusieurs types.
KLOUG

[invitebaef3cae]

bonsoir,

hormis la cuve on peut quasiment tout changer, même le couvercle de la cuve. Je crois qu'il en a déjà quelques uns à l'andra.

PPJ

[yvan30]

Bonjour
Je suis très mal exprimé,
1) quand je dis que l'on sais changer une cuve, je ne dis pas que cela a déjà été fait, j'ai voulu dire que exFRA a livré une cuve en dernier dans un bâtiment réacteur (BR) donc l'expertise existe.
2)Le fait d'amener une cuve à 10°C à 28°C/h n'est pas un choc thermique. Le maxi acceptable par le circuit est de 56°C/h mais à cette vitesse le nombre d’occurrence est limitée.
Au sens des circuits primaires on comptabilise les évènements thermiques, les variations de pression (ce sont des "situations" ) .
3) Ce sont l'essais de recuit sur les éprouvettes dont j'aurais du vous parler. Leur objectif n'est pas la suppression des microfissures mais le "dentionnement" du métal sous l'effet du bombardement neutronique il apparaît au sein de l'acier d'autre corps qui perturbent l'alignement des molécules présentes, cela crée des tensions internes.

J’espère avoir été moins confus, milles excuses

[arbanais83]

Merci de passer par là Yvan c'est toujours un plaisir d'avoir les explications d'un gars du cru

[inviteb6b93040]

Bonjour Yvan

Pourriez vous nous donner plus d'informations sur cette affirmation ?
EDF laisse en place des éléments vulnérables à la rupture sur les circuits primaires de 31 réacteurs nucléaires

[yvan30]

Le titre est juridiquement inattaquable.

Je vous livre mon analyse, ces vannes ont un vieillissement plus rapide que prévue, certes, mais les documents joint ont le sigle VD3 dans le titre, cela signifie "Visite Décénale n°3" donc après 30 ans de marche, ils font partie du le rapport de sûreté indicé de la VD3 qui inclus le problème et qui est validé par l'autorité de sûreté.

Ici : http://groupes.sortirdunucleaire.org...PP_RDS_VD3.pdf au § fatique thermique la surveillance de ces éléments est augmentée, les modes opératoires de conduite sont adaptés ces éléments sont fragiles mais sous haute surveillance.

ces documents : 5_Trousse-outils-REP-900_Accidents graves_2007 et 4_Transfert-de-connaissances-APRP-BI_2006 sont des documents de base pour les experts locaux des incidents et accidents.

Les brèches primaires sont classées en 3 catégories, les petites (3/8éme de pouce -10mm) les intermédiaires (>10mm) et les grosses (environ 780 mm - diamètre de la tuyauterie du circuit primaire). A chaque type correspond une parade destinée à maintenir le coeur (combustible) sous eau (refroidissable) et sous critique (à l’arrêt). La plus "spectaculaire" est la grosse brèche (la tuyauterie de 780 mm subit une rupture guillotine et les 2 bords de la coupe se déboîtent.
La sauvegarde, l'enceinte de confinement sont dimensionnement à partir de ce scénario, il en plus considéré que seulement 50% de cette sauvegarde est opérationnelle, et que la brèche est le fait d'un séisme.

Les tuyauteries des circuits en liaison (y compris celles des circuits de sauvegarde) avec le circuit primaire ont des diamètres calculés de sorte que la rupture de cette portion de circuit et avec seulement 50% de la sauvegarde disponible le coeur reste refroidissable et sous critique.

Le phénomène de fatigue thermique (qui n'est pas celui d'un choc thermique) est connu sous le nom de Phénomène Farley-Tihange
http://www.google.fr/search?q=farley...hrome&ie=UTF-8
depuis Plus de 20 ans. Pour faire simple un piquage (Té) sans débit en connexion avec un circuit ou circule un fluide chaud (286 à 324 °C) ne vois pas sa température se stabiliser entre la température ambiante et la la température chaude, mais subit des cyclages de température d'amplitude importante ce qui induit une corrosion sous tension et (ou) une fatigue thermique. Ce phénomène est donc connu de tous les exploitants mondiaux et la surveillance de ces organes est drastique, exploitation (conduite) spécifique, contrôle l'ors des arrêt très nombreux.

[yvan30]

... la surveillance de ces organes est drastique, exploitation (conduite) spécifique, contrôle l'ors des arrêt très nombreux.

Il faut comprendre : .. la surveillance de ces organes est drastique, exploitation (conduite) spécifique, contrôles, lors des arrêt, très nombreux.[