Compréhension des mécanismes et phénomènes de fatigue oligocyclique d’un alliage nickel 690 en milieu REP

L’extension de durée de vie des réacteurs nucléaires français au-delà de 40 ans est un enjeu majeur de souveraineté énergétique. Afin de garantir un niveau de sûreté satisfaisant, il est nécessaire de maîtriser les phénomènes de vieillissement des matériaux du circuit primaire principal (CPP).
Lors du fonctionnement d’un réacteur, les transitoires thermiques successifs induisent un phénomène de vieillissement par fatigue des composants, auquel peut s’ajouter un vieillissement thermique dû à une exposition prolongée à haute température.

Bien que la majorité des composants du circuit primaire sollicités en fatigue soient en acier inoxydable 304L ou 316L, certains sont en alliage de nickel tel que l’alliage 690. C’est notamment le cas des traversées de piquage d’instrumentations de cuve, des adaptateurs des couvercles de cuve, des plaques de partition et des tubes de générateurs de vapeur.

Pour ces composants, la tenue en fatigue est évaluée par un facteur d’usage, déterminé comme le rapport entre le nombre de cycles qui lui sera appliqué pendant la durée de vie de la centrale et le nombre de cycles tiré de la courbe de dimensionnement en fatigue de son matériau. Ces courbes intègrent des marges de sécurité prenant en compte notamment l’effet de l’environnement.

Si l’état des connaissances est important pour les aciers inoxydables, il l’est beaucoup moins pour l’alliage 690 à la fois en termes de durée de vie en air, en environnement primaire mais aussi sur le couplage entre la fatigue et le vieillissement thermique.
Les objectifs de la thèse sont donc, à partir d’un travail expérimental, de produire des données de fatigue sur l’alliage 690 mais aussi d’apporter des premiers éléments de compréhension sur les mécanismes par lesquels l’environnement et le vieillissement thermique ont un effet sur la fissuration par fatigue de l’alliage 690.