fr.wedoany.com Rapport : Pour faire face aux problèmes de vieillissement des matériaux liés à l'exploitation à long terme des réacteurs en service et à l'arrêt, la Tokyo Electric Power Company (TEPCO) a lancé le 13 avril 2026 un plan spécial pour gérer le vieillissement des matériaux du circuit primaire et des barres de contrôle des réacteurs à eau bouillante (BWR) des centrales nucléaires de Fukushima Daini et de Kashiwazaki-Kariwa.
Ce plan, d'une durée de deux ans, s'étendra d'avril 2026 à mars 2028. Il comprendra des activités de surveillance et d'évaluation centralisées, de traitement des défauts et de remplacement de composants, afin de garantir l'intégrité structurelle et la sécurité opérationnelle des réacteurs.
Ce projet spécial couvre les réacteurs 1 à 4 de la centrale de Fukushima Daini, tous de type Mark-I à eau bouillante, ainsi que les réacteurs 6 et 7 de la centrale de Kashiwazaki-Kariwa, tous de type BWR-5. Ces réacteurs sont tous entrés dans une phase d'exploitation à long terme. Les matériaux de cœur, sous l'effet combiné de l'environnement de caloporteur à haute température et haute pression, de l'irradiation neutronique et des charges mécaniques à long terme, présentent un vieillissement significatif. Celui-ci se concentre principalement sur deux composants clés : les matériaux structurels en alliage de zirconium du système de circuit primaire et les barres de contrôle en carbure de bore (B₄C). Les problèmes associés ont un impact potentiel sur la poursuite de l'exploitation sûre des réacteurs.
En ce qui concerne les matériaux du circuit primaire et du système de caloporteur, les problèmes se concentrent principalement sur les composants en alliage de zirconium. L'alliage de zirconium, matériau clé pour les gaines de combustible, les tubes de combustible, les tubes guides de barres de contrôle et les structures internes du cœur, présente plusieurs tendances à la défaillance au cours de son service à long terme. Premièrement, une corrosion continue par l'eau du caloporteur, entraînant un amincissement des parois et une dégradation des propriétés de surface. Deuxièmement, un phénomène de croissance sous irradiation dû à l'irradiation neutronique, provoquant des changements irréversibles dans les dimensions et la forme des composants. Troisièmement, l'apparition de fissurations par corrosion sous contrainte (SCC) sous l'effet combiné de l'eau à haute température, des contraintes résiduelles et de l'irradiation. Quatrièmement, une corrosion intergranulaire dans certaines zones, affaiblissant davantage la résistance structurelle du matériau.
Pour résoudre ces problèmes, TEPCO a défini trois mesures principales. Tout d'abord, réaliser une inspection complète de toutes les gaines de combustible, tubes de combustible, tubes guides de barres de contrôle et structures internes du cœur en alliage de zirconium, en combinant les techniques de contrôle par ultrasons et par courants de Foucault, afin d'identifier systématiquement les défauts et le degré d'endommagement des matériaux. Ensuite, créer une base de données sur le vieillissement sous irradiation, en intégrant les données de combustion et le temps de fonctionnement pour réaliser des prévisions de durée de vie, permettant une évaluation quantitative de l'état de vieillissement des matériaux et une anticipation des tendances. Enfin, procéder au remplacement localisé des zones identifiées comme présentant un risque élevé de fissuration par corrosion sous contrainte, et appliquer des technologies de revêtement de protection pour ralentir le processus de corrosion et prolonger la durée de service des matériaux.
En ce qui concerne le système de barres de contrôle, les réacteurs en service utilisent des barres de contrôle à cœur en carbure de bore (B₄C), qui présentent trois types de problèmes typiques dans un environnement de combustion élevée et d'irradiation à long terme. Le premier est le gonflement sous irradiation du cœur, entraînant des changements dans les dimensions géométriques de la barre de contrôle, ce qui affecte la fiabilité de l'insertion et de la remontée de la barre. Le second est la fissuration par corrosion de l'enveloppe externe en acier inoxydable des barres de contrôle, compromettant la structure d'étanchéité et augmentant le risque d'infiltration de caloporteur et de dégradation du cœur. Le troisième est l'usure des mécanismes d'entraînement des barres de contrôle, réduisant la précision et la stabilité de la réponse du système de contrôle. Pour résoudre ces problèmes, TEPCO a élaboré un plan de traitement par niveaux. Premièrement, inspecter individuellement plus de 2000 barres de contrôle dans l'ensemble des réacteurs, en surveillant particulièrement les changements de longueur, les fissures de surface et l'intégrité de l'étanchéité, afin de bien comprendre l'état de vieillissement des barres. Deuxièmement, définir un seuil de gonflement et remplacer immédiatement les barres de contrôle dont le taux de gonflement sous irradiation dépasse 2 %, afin d'éliminer les problèmes de blocage ou d'insuffisance de capacité de contrôle dus aux changements de dimensions. Troisièmement, introduire progressivement de nouvelles barres de contrôle à cœur composite carbure de bore - titane (B₄C-Ti), en utilisant la matrice en alliage de titane pour améliorer la stabilité structurelle du cœur, supprimer l'effet de gonflement sous irradiation et augmenter la fiabilité des barres de contrôle dans un environnement d'irradiation à long terme.
Ce projet spécial représente une initiative systémique de TEPCO pour gérer les matériaux des réacteurs à eau bouillante vieillissants, intégrant la surveillance du vieillissement des matériaux, l'évaluation de la durée de vie, le traitement des défauts et la mise à niveau des composants dans un système technique unifié. Grâce à sa mise en œuvre concentrée sur deux ans, il permettra d'une part de réaliser l'inspection et le remplacement des composants vieillissants existants, éliminant ainsi les risques immédiats pour la sécurité ; d'autre part, d'établir des processus de gestion standardisés du vieillissement des matériaux et une base de données, fournissant un support technique pour l'exploitation à long terme future des réacteurs, l'optimisation des stratégies de maintenance et la gestion des matériaux des réacteurs similaires.
Ce plan prend également en compte les besoins de maintien de la sécurité structurelle de la centrale de Fukushima Daini à l'arrêt et de vérification de la sécurité liée à la préparation à la remise en service de la centrale de Kashiwazaki-Kariwa. Il constitue une pratique importante dans le domaine nucléaire japonais pour faire face aux problèmes de matériaux des réacteurs vieillissants, et fournit également un cas de référence pour la gestion du vieillissement des réacteurs à eau bouillante du même type dans le monde.
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