Issue |
Rev. Metall.
Volume 108, Number 1, 2011
Numéro thématique sur les aciers inoxydables
|
|
---|---|---|
Page(s) | 39 - 46 | |
Section | Effet de l'environnement sur le comportement | |
DOI | https://doi.org/10.1051/metal/2011022 | |
Published online | 01 September 2011 |
Corrosion sous contrainte assistée par l’irradiation des aciers inoxydables austénitiques (IASCC)
Irradiation-Assisted Stress Corrosion Cracking of stainless austenitic steels (IASCC)
Laboratoire d’étude du Comportement Mécanique des matériaux
Irradiés, DEN/DANS/DMN/SEMI, CEA Saclay, 91191
Gif sur Yvette Cedex,
France
e-mail : benoit.tanguy@cea.fr
Reçu : 16 Février 2011
Accepté : 26 Mai 2011
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.
Abstract
This paper is dedicated to the description of the irradiation-assisted stress corrosion cracking of austenitic stainless steels (IASCC). This damage mechanism is observed in the internals structural elements of light water nuclear reactor (LWR) which are submitted to corrosive environment and to irradiation. Firstly, the industrial concerns related to IASCC are presented, typically for the pressure water reactor (PWR) where the internal structure are mainly in austenitic stainless steels (AISI 304 and 316). Secondly, the factors with a potential contribution to IASCC mechanism are presented and discussed from their individual contribution to the material properties degradation. The synergistic effects involved in IASCC damage are presented. Finally, the strategy and tools developed to provide a predictive unified model are presented and discussed.
Mots clés : IASCC des structures internes de cuve / effets de l’irradiation / aciers inoxydables austénitiques / réacteur à eau pressurisée
Key words: IASCC of core internals / radiation effects / stainless steels / pressurized water reactors
© EDP Sciences, 2011
Current usage metrics show cumulative count of Article Views (full-text article views including HTML views, PDF and ePub downloads, according to the available data) and Abstracts Views on Vision4Press platform.
Data correspond to usage on the plateform after 2015. The current usage metrics is available 48-96 hours after online publication and is updated daily on week days.
Initial download of the metrics may take a while.