Les matériaux du nucléaire sous irradiation

Ce chapitre rappelle les bases de l’interaction des particules avec les matériaux et les mécanismes de créations des défauts. Y sont décrits le transport des particules, les transferts d’énergie, les différents types de défauts, leurs mécanismes de création par collision élastique et excitation électronique, ainsi que les cinétiques d’évolution du désordre incluant les simulations de ces phénomènes.

Les alliages métalliques sont omniprésents dans les réacteurs nucléaires : cuve, structures internes, gaines du combustible, etc. Dans ce chapitre, sont décrites les évolutions des propriétés de ces matériaux des défauts d’irradiation aux propriétés dimensionnelles et mécaniques. Une attention particulière est portée à la dynamique des amas et à la précipitation des impuretés.

Ce chapitre présente le dioxyde d'uranium (UO2) et le carbure de bore (B4C) qui sont deux matériaux céramiques présents dans le cœur des réacteurs à eau sous pression actuels. Servant respectivement de combustible et d'absorbant neutronique, ces matériaux sont soumis à des conditions extrêmes de température et d'irradiation. Leur élaboration et les lois qui régissent l'évolution de leurs propriétés sont détaillées en se focalisant sur l'impact de l'irradiation.

Le graphite nucléaire diffère du graphite par sa structure multi-échelle. Utilisé dans des centrales nucléaires, sa fabrication est évoquée. Ce chapitre décrit également comment la structure nano et microscopique (défauts ponctuels et étendus, empilement des plans graphène) du graphite nucléaire évolue sous irradiation. Les conséquences macroscopiques (effet Wigner, chute de propriétés mécaniques, corrosion radiolytique…) de cette évolution sont discutées.

Ce chapitre permet de comprendre pourquoi le verre, matériau si commun à première vue, a été choisi pour une application dans le domaine du nucléaire dans le cadre du confinement des déchets radioactifs, et quel impact à plus ou moins long terme l’irradiation peut avoir sur le verre nucléaire et sur ses propriétés de confinement

Le présent chapitre décrit la radiolyse de l’eau liquide, puis s’intéresse à la radiolyse de l’eau dans des milieux poreux, en détaillant notamment les phénomènes de transfert d’énergie aux interfaces solide/eau. L’accent est mis sur la production de dihydrogène dans des systèmes silice/eau, mais le sort d’autres espèces, comme le radical HO•, est également évoqué, ainsi que les effets de confinement sur les réactions chimiques à l’œuvre.

Les matériaux cimentaires occupent des fonctions variées dans le domaine des réacteurs et celui de la gestion des déchets radioactifs. Leur étude vise à améliorer leur comportement, à comprendre les mécanismes de leur vieillissement et à prévoir les effets impliquant la sûreté. Les deux applications évoquées dans cet article illustrent l’approche particulière de l’interaction rayonnement-matière dans les situations respectives.

Les matériaux organiques sont présents tout au long du cycle du combustible sous des formes très diverses : polymères, résines échangeuses d’ions, adjuvants de frittage et bitumes. Les mécanismes de leurs vieillissements sous irradiation sont décrits dans le cas d’irradiation en anoxie et en atmosphère oxydante, en tenant compte des effets du débit de dose et du transfert d’énergie linéique.

Ce chapitre présente les outils d’irradiation qui permettent de simuler le vieillissement des matériaux du nucléaire en se rapprochant au mieux des conditions réelles, ce qui est indispensable pour la sûreté des installations nucléaires. Il discute en particulier de l’intérêt des accélérateurs, des réacteurs expérimentaux, des sources gamma et du dopage par des éléments radioactifs pour l’étude de ces matériaux.

Ce chapitre présente les techniques de caractérisation les plus couramment utilisées pour étudier la microstructure des matériaux nucléaires endommagés par irradiation. Ces techniques, incluant la spectroscopie Raman, la diffraction des rayons X, la spectrométrie de rétrodiffusion Rutherford, et la microscopie électronique en transmission, permettent entre autres d’étudier les défauts ponctuels, le désordre global, la déformation élastique, ainsi que les défauts étendus induits par l’irradiation.