Le Centre nucléaire national du Kazakhstan progresse dans la recherche sur les matériaux pour les réacteurs du futur

Le 11 août, le Centre nucléaire national de la République du Kazakhstan (National Nuclear Center of the Republic of Kazakhstan) a présenté l'avancement de ses travaux de recherche sur les matériaux de structure pour les réacteurs avancés. Yerzhan Ernatuly Sapataev, responsable du laboratoire de science des matériaux sous irradiation de l'Institut de l'énergie atomique relevant du Centre, a indiqué que le développement des réacteurs de nouvelle génération et des technologies de fusion nucléaire impose des exigences plus élevées aux matériaux de structure en termes de résistance aux hautes températures, aux irradiations et à la corrosion, et que la fiabilité des matériaux sera directement liée à la sûreté et à la durée de vie des futurs systèmes nucléaires.

Les matériaux internes des réacteurs du futur doivent généralement supporter simultanément de multiples sollicitations, notamment des températures de 500 °C à 1 000 °C, voire plus, une irradiation neutronique intense et des environnements de caloporteur plus corrosifs. Dans les réacteurs de nouvelle génération, des caloporteurs tels que le sodium liquide, les alliages plomb-bismuth ou l'hélium à haute température peuvent remplacer l'eau, imposant des exigences plus sévères en matière de stabilité des matériaux métalliques. L'irradiation neutronique peut également modifier la microstructure des métaux, provoquant un gonflement et une dégradation des propriétés mécaniques.

Le Centre nucléaire national de la République du Kazakhstan s'appuie sur les infrastructures de recherche héritées de l'ancien site d'essais de Semipalatinsk pour mener des essais complets sur les matériaux destinés aux systèmes nucléaires avancés. Le Centre peut simuler une partie des conditions de fonctionnement réelles des réacteurs du futur et obtenir les données expérimentales nécessaires au développement de nouveaux matériaux de structure.

Parmi ces installations, le réacteur de recherche IVG.1M est utilisé pour les essais de matériaux en réacteur. Les échantillons expérimentaux sont encapsulés dans des ampoules spéciales et placés directement dans la zone du cœur du réacteur, afin d'être soumis simultanément à une irradiation sous spectre neutronique réel et à de fortes charges thermiques. Les objets d'étude comprennent des aciers ferritiques-martensitiques modernes, des aciers austénitiques, ainsi que des matériaux renforcés par dispersion d'oxydes, considérés comme des matériaux de structure candidats pour les réacteurs de nouvelle génération.

Le réacteur de recherche pulsé à graphite IGR est quant à lui principalement utilisé pour étudier le comportement des matériaux et des composants structurels dans les régimes transitoires et accidentels. Grâce à des impulsions de puissance élevée de courte durée, les chercheurs peuvent simuler des variations brutales de température et étudier la réponse des matériaux de structure dans des conditions d'accident grave, y compris les scénarios liés à la fusion du cœur, fournissant ainsi des données à l'appui de l'amélioration des technologies de sûreté des réacteurs.

Dans le domaine de la coopération internationale, les capacités d'essai des matériaux du Centre ont été mises à contribution pour les recherches liées au réacteur expérimental thermonucléaire international (ITER). Sur un banc d'essai sous vide spécialisé situé à Kourtchatov, les chercheurs testent les composants du divertor qui interagissent directement avec le plasma à haute température en conditions de fonctionnement, tout en étudiant les interactions entre les matériaux et l'hydrogène ainsi que ses isotopes, le deutérium et le tritium, afin d'évaluer l'impact de la fragilisation par l'hydrogène et de favoriser le développement de matériaux résistants à ce phénomène. En outre, les équipes concernées mènent également des recherches sur de nouveaux aciers pour les réacteurs à sodium refroidi et les réacteurs refroidis au plomb, ainsi que sur les matériaux composites à base de carbure de silicium.

Après une irradiation prolongée, les échantillons expérimentaux deviennent radioactifs et doivent être transférés dans des cellules chaudes pour les analyses ultérieures. Les cellules chaudes sont équipées de verres de protection et de dispositifs de manipulation à distance, permettant de réaliser en toute sécurité des essais mécaniques tels que la traction, la compression, la résilience, le fluage, la fatigue et la ténacité à la rupture. Ensuite, les chercheurs utilisent également la microscopie électronique pour observer les modifications de la structure cristalline des matériaux, identifier les cavités d'irradiation, les dislocations et les microfissures nanométriques, afin de déterminer le maintien des performances des matériaux après irradiation.

Selon les informations fournies, le cycle de développement des matériaux nucléaires est relativement long : il faut généralement de 10 à 15 ans pour qu'un nouveau matériau de structure passe du développement, à la réalisation de l'ensemble des essais, jusqu'à la confirmation de ses performances. Le Centre nucléaire national de la République du Kazakhstan dispose actuellement d'une chaîne complète de recherche en science des matériaux, allant des essais d'irradiation en réacteur de recherche jusqu'à l'analyse fine des échantillons après irradiation. Ses résultats peuvent servir au développement des matériaux pour les réacteurs du futur et fournir une base expérimentale pour l'amélioration de la fiabilité et de la sûreté des installations nucléaires.