Certains grands composants d’une centrale nucléaire ne peuvent pas être remplacés. Il s’agit en particulier de la cuve du réacteur qui entoure le cœur du réacteur avec les barres de combustible. La zone centrale de la cuve du réacteur est exposée à la radiation de neutrons de haute énergie.

Cette irradiation conduit à une diminution de la ténacité de l’acier au cours de la durée d’exploitation. Le matériau de la zone centrale de la cuve du réacteur se fragilise et devient ainsi moins résistant mécaniquement.

• Rupture fragile

  En règle générale, les métaux ne se rompent qu’après s’être déformés sous la contrainte. Au contraire, la rupture fragile peut conduire à une défaillance soudaine du matériau sans que celui-ci ne se soit préalablement déformé, ou presque. Elle survient avant tout dans le cas de matériaux durs et fragiles.

La fragilisation de la cuve du réacteur occupe une place centrale dans le cadre de l’ordonnance de mise hors service du DETEC. Cette ordonnance définit le moment auquel une centrale nucléaire doit être arrêtée. Dans le cas où un tel critère de mise hors service est rempli, la centrale nucléaire doit «être mise hors service provisoirement et sans délai».

Afin de pouvoir surveiller et prédire le phénomène de vieillissement dû à la fragilisation par irradiation, des échantillons ont été suspendus dans le réacteur lors de la mise en service de la centrale nucléaire. Ces échantillons se fragilisent plus rapidement du fait qu’ils sont plus proches du cœur du réacteur que la paroi de la cuve. La ténacité des matériaux de la cuve du réacteur peut ainsi être déterminée au préalable, bien que la cuve du réacteur en elle-même n’atteigne cet état du matériau que dans dix ou vingt ans.

Afin de surveiller le vieillissement et de prédire la fragilisation, l’exploitant doit déterminer périodiquement la température de référence de rupture fragile actuelle et ajustée du matériau de la cuve du réacteur.

• Température de référence de rupture fragile

  La température de référence de rupture fragile sert de mesure de la fragilisation par irradiation des matériaux de la cuve du réacteur. Une température de référence de 93° Celsius est définie comme valeur limite supérieure pour les installations suisses dans l’ordonnance de mise hors service du Département fédéral de l’environnement, des transports, de l’énergie et de la communication DETEC. Pour déterminer cette valeur limite, une marge de sécurité contre les défaillances en raison de rupture fragile a été prise en compte.

• Fragilisation de la cuve du réacteur

  Art. 4 Ordonnance du DETEC sur la méthode et sur les standards de vérification des critères de la mise hors service provisoire d’une centrale nucléaire

  ¹ Le détenteur de l’autorisation est tenu de déterminer périodiquement la température de référence ajustée de transition ductile-fragile de la résilience ainsi que la valeur effective du palier ductile de la résilience des matériaux composant la cuve du réacteur au moyen d’essais de résilience ou de mécanique de rupture.

  ² Les normes de l’USNRC [United States Nuclear Regulatory Commission] sont les règles techniques reconnues pour déterminer la température de référence ajustée de transition ductile-fragile de la résilience et la valeur effective du palier ductile de la résilience au moyen d’essais de résilience ou de mécanique de rupture.

  ³ Le détenteur de l’autorisation doit procéder, sans délai, à la mise hors service provisoire de la centrale nucléaire:

  a. lorsque la température de référence ajustée de transition ductile-fragile de la résilience atteint 93°C à un quart de l’épaisseur de la paroi à partir de la face intérieure, ou

  b. lorsque la valeur effective du palier ductile de la résilience déterminée au moyen d’essais de résilience devient inférieure à 68 Joules.

Méthode 1: détermination de la ténacité à la rupture à partir d’essais de résilience

L’essai de résilience est le processus classique pour déterminer les propriétés de ténacité des matériaux. L’essai sommaire est appliqué depuis plus de cent ans dans l’industrie. Lors de cet essai, un échantillon de matériau est pourvu d’une encoche sur l’un de ses côtés et est brisé à l’aide d’un marteau pendulaire. L’énergie emmagasinée par l’échantillon est une mesure de la résistance du matériau à la flexion par choc. La résistance à la flexion par choc dépend entre autres de la forme de l’échantillon et de sa taille et ne peut donc pas être directement transposée à de grands éléments. C’est pourquoi la valeur est convertie par une méthode empirique en une ténacité de rupture.

Méthode 2-A: détermination de la ténacité à la rupture à partir d’essais de mécanique de rupture

Actuellement, les méthodes modernes de mécanique de rupture, fondées sur la science des matériaux et largement indépendantes de la taille des échantillons de matériaux, sont appliquées par les experts. Les essais se basent sur les échantillons auxquels est appliquée une fissure par vibration. Lorsque l’échantillon casse, différentes valeurs de mesure sont enregistrées à partir desquelles la ténacité à la rupture peut être directement déterminée.

La méthode moderne est plus précise

L’évaluation des essais classiques de résilience conduit à des courbes limites inférieures très conservatrices pour la ténacité à la rupture, puisque certains effets et imprécisions sont pris en compte, tels que la forme et la taille des échantillons. Au contraire, dans le cas d’essais de mécanique de rupture avec des échantillons fissurés, une transmissibilité directe de la ténacité de rupture est possible sur le matériau examiné. La méthode de mécanique de rupture permet ainsi des prédictions plus précises sur l’état réel de l’acier de la cuve du réacteur.

L’exploitant doit apporter la preuve

Il est du devoir de l’exploitant de la centrale nucléaire de prouver que les matériaux de la zone centrale de la cuve du réacteur ne dépassent pas la valeur limite de la température de référence de 93° Celsius. L’exploitant peut fournir cette preuve soit par la méthode d’essai de résilience classique très conservatrice soit à l’aide de la méthode plus précise de mécanique de rupture.

L’IFSN exige que les examens soient effectués par un laboratoire d’essai accrédité. Dans le cadre des examens, l’autorité de surveillance peut effectuer des inspections afin de vérifier l’observation des critères de qualité.

• Températures de référence de transition de rupture fragile de la centrale nucléaire de Mühleberg

  Matériau	Position de la cuve du réacteur	Flux neutronique (E>1MeV)[cm-2]	Température de référence de transition de rupture fragile RTref [oC]
  Matériau de base	Surface intérieure	6.51E+18	17
  	¼ de la profondeur de la paroi	5.14E+18	14
  Matériau de soudage V2 auto	Surface intérieure	1.89E+18	61
  	¼ de la profondeur de la paroi	1.49E+18	54
  Matériau de soudage V3 manu	Surface intérieure	6.29E+18	-3
  	¼ de la profondeur de la paroi	4.97E+18	-5

  Les valeurs sont valables pour 60 ans d’exploitation de la centrale nucléaire de Mühleberg (valeurs tirées de trois échantillons)

• Températures de référence de transition de rupture fragile de la centrale nucléaire de Beznau 1

  Matériau	Position de la cuve du réacteur	Flux neutronique (E>1MeV)[cm-2]	Température de référence de transition de rupture fragile RTref [oC]
  Virole forgée C	Surface intérieure	5.59E+19	80
  	¼ de la profondeur de la paroi	3.55E+19	74
  Virole forgée D	Surface intérieure	5.59E+19	52
  	¼ de la profondeur de la paroi	3.55E+19	47
  Matériel de soudage	Surface intérieure	5.59E+19	42
  	¼ de la profondeur de la paroi	3.55E+19	39

  Les valeurs sont valables pour 60 ans d’exploitation de la centrale nucléaire de Beznau 1 (valeurs tirées de trois échantillons)

• Températures de référence de transition de rupture fragile de la centrale nucléaire de Beznau 2

  Matériau	Position de la cuve du réacteur	Flux neutronique (E>1MeV)[cm-2]	Température de référence de transition de rupture fragile RTref [oC]
  Virole forgée C	Surface intérieure	5.07E+19	51
  	¼ de la profondeur de la paroi	3.22E+19	46
  Virole forgée D	Surface intérieure	5.07E+19	-1
  	¼ de la profondeur de la paroi	3.22E+19	-5
  Matériel de soudage	Surface intérieure	5.07E+19	40
  	¼ de la profondeur de la paroi	3.22E+19	36

  Les valeurs sont valables pour 60 ans d’exploitation de la centrale nucléaire de Beznau 2 (valeurs tirées de trois échantillons)

• Températures de référence de transition de rupture fragile de la centrale nucléaire de Gösgen

  Matériau	Position de la cuve du réacteur	Flux neutronique (E>1MeV)[cm-2]	Température de référence de transition de rupture de fragilité RTref [oC]
  Virole forgée I	Surface intérieure	1.4E+19	31
  	¼ de la profondeur de la paroi	8.3E+18	27
  Virole forgée II	Surface intérieure	1.4E+19	33
  	¼ de la profondeur de la paroi	8.3E+18	28
  Matériel de soudage	Surface intérieure	1.4E+19	10
  	¼ de la profondeur de la paroi	8.3E+18	6

  Les valeurs sont valables pour 60 ans d’exploitation de la centrale nucléaire de Gösgen (valeurs tirées de trois échantillons)

• Températures de référence de transition de rupture fragile de la centrale nucléaire de Leibstadt

  Pour la centrale nucléaire de Leibstadt, les mesures antérieures n’ont pas révélé d’élévation significative de la température de référence de rupture fragile pour les matériaux de la zone centrale du réacteur, puisque les flux neutroniques sont significativement plus faibles que dans les autres centrales nucléaires suisses.