Hostname: page-component-77c89778f8-7drxs Total loading time: 0 Render date: 2024-07-16T13:47:40.397Z Has data issue: false hasContentIssue false
  • English
  • Français

Le gonflement des aciers austénitiques

Published online by Cambridge University Press:  01 September 2011

P. Dubuisson
P. Dubuisson*
Affiliation:
CEA-DEN-DMN, CEA Saclay 91, Saclay, France. e-mail : philippe.dubuisson@cea.fr
Get access

Abstract

Les aciers austénitiques sont largement employés dans le cœur des réacteurs nucléaires et sont donc soumis à des flux importants de neutrons, conduisant à de fortes évolutions de leurs propriétés dont une des plus importantes est le gonflement (expansion volumique isotrope). Cette déformation induite par l’irradiation est due à la formation de cavités. Le gonflement est un phénomène à seuil qui dépend des conditions d’irradiation, température et flux mais aussi de l’état métallurgique du matériau et de sa composition chimique. Le changement de matériaux, de l’acier 316 au 15–15 Ti, a permis d’augmenter d’un facteur 3 la durée de vie des assemblages des réacteurs à neutrons rapides refroidis au sodium.

Keywords

Aciers austénitiquesexpansion volumique isotroperéacteurs à neutrons rapidesAustenitic steelsisotropic volume expansionfast reactor subassemblies
Type
Research Article
Information
Metallurgical Research & Technology , Volume 108 , Issue 1: Numéro thématique sur les aciers inoxydables , 2011 , pp. 33 - 37
Copyright
© EDP Sciences, 2011

Access options

Get access to the full version of this content by using one of the access options below. (Log in options will check for institutional or personal access. Content may require purchase if you do not have access.)

References

Références

Effets d’irradiation dans les matériaux, 26e colloque de métallurgie – INSTN, publié par les Annales de Chimie, 1983
V. Levy, J.L. Séran, Matériaux de gainage et de structure du cœur pour réacteurs à neutrons rapides, Chapitre III “Le combustible nucléaire des réacteurs à eau sous pression et des réacteurs à neutrons rapides”, edited by H. Bailly, D. Ménessier, C. Prunier, CEA, 1996
Proc. of International Conference, Dimensio- nal stability and mechanical behaviour of irradiated metals and alloys, BNES, Eds, held at Brighton 1-2 (1983) 11-13
Proc. of International Symposiums, Effects of Radiation on Materials, ASTM STP 611, 782, 870, 956, 1046, 1125, 1175, 1325, ...
Proc. of International Conference, Materials for Nuclear Reactor Core Applications, held at Bristol (UK) BNES, Eds 1 (1987) 27-29
International Conference, The Evolution of Microstructure in Metals During Irradiation, Muskoka (Canada) 28 Sept.– 2 Oct. 1992, J. Nucl. Mater. 205, 1993
F.A. Garner, Irradiation performance of cladding and structural steels in Liquid Metal Reactor, Materials Science and Technology – A comprehensive treatment, Nucl. Mater., Part I, edited by B.R.T. Frost, 10A (1994) 419-523