Etude de l’effet des défauts induits par irradiation sur la corrosion des matériaux de structure des réacteurs de recherche

Abstract

Dans cette étude, nous avons exploré l’impact des dommages dus aux radiations sur le comportement à la corrosion du zircaloy-4 et de l’acier inoxydable 304L, principalement utilisés comme matériaux de gainage nucléaire et cuve de réacteur nucléaire. À cet effet, les deux échantillons ont été irradiés respectivement par des ions Au⁺ de 20 MeV et des ions Ni⁺ de 20 MeV, puis soumis à un test de corrosion dans un autoclave à 350°C et 2 Psi. Les échantillons ont été immergés dans une solution similaire à celle du modérateur du réacteur de recherche NUR (eau déminéralisée avec une conductivité inférieure à 10⁻⁷ S/cm). L’irradiation par faisceau d’ions a été réalisée à l’accélérateur du Centre National de Physique (NCP), Islamabad, Pakistan. Toutes les expériences ont été effectuées au centre de recherche nucléaire de Draria (CRND). Après les essais en autoclave, les propriétés microstructurales et structurales ont été étudiées à l’aide de la microscopie optique, de la microscopie électronique à balayage et des techniques de diffraction des rayons X. Les observations en microscopie optique ont révélé des taches de corrosion sur les deux alliages, indiquant que la surface métallique avait subi une dégradation. Cependant, les taches observées sur les échantillons non irradiés étaient plus grandes, tandis qu’elles devenaient plus petites et plus denses après irradiation, ce qui est attribué à la réduction de la taille des domaines due à la formation de dislocations (amas de lacunes/interstitielles). La MEB associée à la spectroscopie dispersive en énergie (EDS) et à la DRX a révélé la formation de corrosion de différentes phases. Il a été constaté que la concentration des différentes phases augmente avec l’augmentation de la fluence du faisceau d’ions. Cela nous a amenés à conclure que l’irradiation par faisceau d’ions accélère le processus de corrosion. Les défauts formés, principalement des boucles de dislocations de type lacune ou interstitiel, génèrent des contraintes intergranulaires qui, combinées à un environnement corrosif, conduisent à la fissuration, d’où l’explication du phénomène de fissuration par corrosion sous contrainte assistée par irradiation (IASCC).