Recherche d'une corrélation entre caractéristiques électrochimiques et relâchement en nickel de l'alliage 690 en milieu primaire d'un Réacteur à Eau Pressurisée - TEL - Thèses en ligne Accéder directement au contenu
Thèse Année : 2019

Investigation of the relationship between electrochemical properties and Ni-release of Ni-base alloy 690 in Pressurized Water Reactor primary circuit

Recherche d'une corrélation entre caractéristiques électrochimiques et relâchement en nickel de l'alliage 690 en milieu primaire d'un Réacteur à Eau Pressurisée

Résumé

One of the biggest challenges for Pressurized Water Reactor (PWR) technology consists in reducing the dosimetry received by the personnel operating around nuclear power plants. On a more specific level, this requires limiting the formation of radionuclides, such as Co-58, responsible for 80% of dose rates around the primary circuit of PWR. Co-58 is generated by the release of Ni from the Steam Generator tubes (SG) and its activation in the primary fluid while passing by the reactor core. The aim of this study is to bring new insight to the understanding of the Ni release phenomena from a study mainly based on the investigation of electrochemical response of native passive films of SG tubes formed at room temperature. Passive films formed on SG industrial tubes with different surface states were studied by electrochemical impedance spectroscopy (EIS) and by XPS, NRA, SEM, and quantum yield measurements. A model of the chemical composition and electronic structure of the oxide film according to the surface finishing was proposed. Corrosion tests at high temperature (325 °C) and high pressure (140 bars) were carried out with an in situ characterization of the electrochemical behavior of the tubes during the oxidation by impedance measurements and Ni release measurements. The ex situ electrochemical and photoelectrochemical characterization of the oxide films formed at high temperature leads to the determination of the parameter that can directly be linked with the tubes behavior in terms of Ni release within PWR primary circuit.
Les forts enjeux de réduction de la dosimétrie du personnel intervenant dans le bâtiment réacteur des centrales nucléaires nécessitent de limiter la formation des radionucléides tels que le Co-58, responsable de 80% des débits de dose autour du circuit primaire d’un Réacteur à Eau Pressurisée (REP). Le Co-58 est généré par le relâchement du Ni depuis les tubes de générateur de vapeur (GV) et activé par passage dans la cuve du réacteur via le circuit primaire. L’objectif de ces travaux est de comprendre les phénomènes de relâchement en Ni à partir d’une étude de caractérisation des films passifs natifs des tubes GV à température ambiante. Dans un premier temps, des tubes industriels avec différents états de surface ont été étudiés par spectroscopie d’impédance électrochimique (SIE). Les films passifs ont également été caractérisés par XPS, NRA, MEB, et par des mesures de rendement quantique. Un modèle de composition chimique et de structure électronique de la couche d’oxydes en fonction de l’état de surface étudié est proposé. Des essais à haute température (325°C) et haute pression (140 bars) ont été réalisés avec une caractérisation in situ du comportement des tubes lors de l’oxydation par des mesures d’impédance et des mesures de relâchement en Ni. La caractérisation ex situ électrochimique et photoélectrochmique de ces couches d’oxydes a permis de déterminer les paramètres directement liés au comportement des tubes vis-à-vis du relâchement en milieu primaire.
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Origine : Fichiers produits par l'(les) auteur(s)

Dates et versions

tel-02304680 , version 1 (03-10-2019)

Identifiants

  • HAL Id : tel-02304680 , version 1

Citer

Salma El Euch. Recherche d'une corrélation entre caractéristiques électrochimiques et relâchement en nickel de l'alliage 690 en milieu primaire d'un Réacteur à Eau Pressurisée. Matériaux. Sorbonne Université, 2019. Français. ⟨NNT : 2019SORUS090⟩. ⟨tel-02304680⟩
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