Microstructural Evolution of Neutron Irradiated Stainless Steels
Comparison between Irradiations in Experimental Reactors and in Pressurized Water Reactors
Evolution microstructurale d'aciers austénitiques irradiés aux neutrons
Comparaison entre les irradiations en réacteurs expérimentaux et en réacteurs à eau pressurisée
1
(EDF CEIDRE), France
2
(EDF R&D), France
3
(CEA Saclay), France
4
(NRI Rez), République Tchèque
5
(EDF CAPE)
6
(EDF SEPTEN), France
Materials of the core internals of Pressurized Water Reactors (austenitic stainless steels) are submitted to neutron irradiation. Some baffle/former bolt cracking were detected by non-destructive examinations and removed for metallurgical examination. The most likely cause to cracking was deduced to be Irradiation Assisted Stress Corrosion Cracking.
To understand the ageing mechanisms associated to irradiation and propose life predictions of the component, irradiation damage is investigated experimentally by Transmission Electron Microscopy for two representative austenitic stainless steels, SA 304L and CW 316. The microstructure of these austenitic stainless steels constitutive of internals structures of PWR is characterized by TEM and compared to the microstructure obtained after irradiation for high doses up to 40 dpa at 320°C in experimental OSIRIS (mixed flux spectrum) and BOR-60 (fast breeders) reactors and at 300°C in experimental SM-2 (mixed flux spectrum) reactor. Only minor differences were detected.
Résumé
Les matériaux constituant les structures internes des Réacteurs à Eau Pressurisée (REP) sont soumis à des irradiations par les neutrons. Certaines vis de liaison cloison-renfort ont été détectées fissurées lors d'examens non destructifs et ont été extraites de réacteur pour expertise. Il a été déterminé que cette fissuration était due à un phénomène de Corrosion Sous Contrainte Assistée par l'Irradiation.
Afin de comprendre les mécanismes de vieillissement associés à l'irradiation et de proposer des prédictions jusqu'en fin de vie pour ces composants, les dommages d'irradiation ont été étudiés expérimentalement par Microscopie Electronique en Transmission pour deux aciers austénitiques représentatifs, 304L hypertrempé et 316 écroui. La microstructure (densités et tailles des boucles de Frank, cavités, bulles et éventuelles précipitations) de ces aciers austénitiques composant les structures internes des REP a été quantifiée par MET et comparée à la microstructure obtenue après irradiation, jusqu'à des doses élevées de 40 dpa, à 320°C dans les réacteurs expérimentaux OSIRIS (réacteur à flux mixte) et BOR-60 (Réacteur à Neutrons Rapides ) et à 300°C dans le réacteur expérimental SM-2 (réacteurs à flux mixte). Seules de faibles différences ont été mises en évidence.
© SFEN 2007