R590.1 Évaluation réglementaire des fuites qui s’écoulent par des fissures dans des composants de conduites

La capacité d’évaluer les débits de fuite par les fissures traversant les parois d’un tube d’un générateur de vapeur est importante pour calculer les termes sources, évaluer la gestion opérationnelle des générateurs de vapeur et démontrer la méthode d’analyse déterministe de fuite avant rupture.

Les tubes d’un générateur de vapeur sont sujets à plusieurs mécanismes de dégradation, comme la corrosion intergranulaire et la fissuration par corrosion sous contrainte (FCC) du diamètre extérieur, la fissuration primaire par corrosion sous contrainte hydrique, l’usure de contact des tubes, l’usure par corps étrangers, la corrosion par piqûres, la fatigue polycyclique et la détérioration ou l’amincissement. Parmi ces derniers, la dégradation environnementale par FCC intergranulaire et la corrosion intergranulaire sont les plus graves. Ces dégradations se produisent couramment dans des endroits caverneux aux plaques de soutien des tubes et aux plaques tubulaires, ou sous des piles de boue. On a aussi observé la FCC intergranulaire dans la portée libre des tubes de générateurs de vapeur.

Les tubes d’un générateur de vapeur doivent tolérer une différence de pression de 10 MPa en mode d’exploitation normale. En cas de rupture d’une conduite de vapeur principale, où le côté secondaire tombe à la pression atmosphérique, la différence de pression sur les parois des tubes peut atteindre le double de la pression en mode d’exploitation normale. Selon les exigences du Code ASME et de la Nuclear Regulatory Commission (NRC) des États-Unis, les tubes d’un générateur de vapeur doivent tolérer une pression de 1,4?PMSLR > 25 MPa [1]. Cette marge de sûreté est basée sur la pression de rupture ou d’éclatement d’un tube sans défaut. Généralement, dans l’industrie, on s’attend à ce qu’un tube d’alliage 600 sans défaut ait une pression d’éclatement d’environ 86 MPa [2].

À l’origine, une marge de sûreté suffisante contre la rupture des tubes constituait la base permettant de confirmer un niveau acceptable de sûreté et de fiabilité. L’exploitabilité d’un générateur de vapeur exige que l’on fasse des inspections des tubes du générateur en utilisant des techniques non destructives, généralement en effectuant un examen par courants, selon des intervalles allant de 12 à 40 mois. Les lignes directrices sur l’évaluation de l’intégrité des tubes de générateur de vapeur donnent des procédures et des critères d’évaluation pour estimer l’intégrité des tubes, ainsi que pour définir les définitions de charge et les marges de conception [3]. Pour appuyer une exploitation sécuritaire évaluée, les organismes de réglementation nucléaire acceptent le concept de fuite avant rupture, où un défaut traversant la paroi peut être décelé à l’aide de détecteurs de fuites bien avant la rupture du tube. Par conséquent, une grande partie des travaux de recherche dans le domaine de l’intégrité des tubes de générateur de vapeur porte sur la caractérisation de l’éclatement des tubes défectueux [4].

Jusqu’à présent, la plupart des données expérimentales concernant les fissures simulées des tubes de générateur de vapeur ont été obtenues à l’aide de spécimens de tubes qui ont fini par mener à un éclatement. Souvent, dans de telles expériences, la caractérisation de la géométrie de rupture n’a pas réussi à donner un lien détaillé avec la mécanique de fracture et des fluides; par conséquent, il est très difficile de prédire les débits de fuite et d’en faire des analyses comparatives à l’aide de tubes de générateur de vapeur dégradés. La plupart des études de l’écoulement restreint sous-refroidi sont liées à de longs tubes ayant de grands L:D et de grosses buses [5-7]. L’enquête démontre que cette géométrie a été étudiée avec de vastes plages de pressions et de conditions de sous-refroidissement de liquide, mais que dans les données, l’accent est mis sur des géométries L:D supérieures à 15. De plus, toutes les données ont une longueur de canal (épaisseur des parois) supérieure à 10 mm, ce qui ne correspond pas à des tubes de générateur de vapeur. En général, les tubes de générateur de vapeur ont une épaisseur inférieure à 3 mm. La CCSN a déjà mené un projet de recherche portant sur les fuites causées par des mini et micro fissures [9-12] pour combler les lacunes dans la base de données disponible. À la lumière de cela, il faut mener un programme expérimental dans le cadre duquel les paramètres et les résultats sont bien caractérisés et où les conditions comprennent des essais d’écoulement restreint d’eau sous-refroidie sur des échantillons de tubes de générateur de vapeur présentant des géométries ressemblant à des fissures réelles basées sur les mécanismes de dégradation abordés dans la référence [8].
Références
[1] S. Majumdar, S., 1999, « Prediction of structural integrity of steam generator tubes under severe accident conditions », Nuclear Engineering and Design, Volume 194, p. 31-55. 1999.
[2] Vaia, A. R., Stevens, J. M., Prabhu, P. J., 2005, « Laboratory examination of pulled steam generator tube with free span axial ODSCC », 12th International Conference On Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems, Salt Lake City, Utah, Minerals, Metals and Materials Society, pp. 1113-1123, 2005.
[3] E. Fuller et al., « Steam Generator Integrity Assessment Guidelines » Revision 2 Non-Proprietary Version 1012987, Final Report. EPRI Technical Report TR-1012987, 2006.
[4] R. F. Keating, P. Hernalsteen, J. A. Begley, « Burst pressure correlation for steam generator tubes with throughwall axial cracks », Electric Power Research Institute, Palo Alto, California, EPRI Technical Report TR-105505, 1955.
[5] R. E. Henry, « A study of one- and two-component twophase critical flows at low qualities », Argonne National Laboratory, Report ANL-7430, 1968.
[6] R. E. Henry, H. K. Fauske, « The two-phase critical flow of one-component mixtures in nozzles, orifices, and short tubes », Journal of Heat Transfer, 93, p. 179-187, 1971.
[7] R. E. Henry, Heat Transfer at Low Temperatures, Plenum Press, New York, 1975.
[8] S. Pagan, X. Duan, M.K. Kozluk, MB. Mills, G. Goszczynski, « Characterization and structural integrity tests of ex-service steam generator tubes at Ontario Power Generation », Nuclear Engineering and Design, Volume 239, p. 477-481, 2009.
[9] S. T. Revankar, Brian Wolf and Anand Vadlamani, (2013), Assessment of Leak Rates through Steam Generator Tubes, RSP-0294, Canadian Nuclear Safety Commission, 2013, (available at http://www.nuclearsafety.gc.ca/fra/resources/research/research-and-support-program/research-report-abstracts/reports-issues-2013-2014.cfm#rsp-0294)
[10] Revankar, S.T., Riznic, J. R., (2009), Assessment of Steam Generator Tube Flaw size and Leak Rate Models, Nuclear Technology, 167, (1), 157-168, July 2009.
[11] S. T. Revankar, B. Wolf, R.A. Vadlamani, and J.R. Riznic, Sub-Cooled Flashing Flow in a Steam Generator Tube Crack, Paper NURETH15-098, Proceedings of the 15th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics, NURETH-15, Pisa, Italy, May 12-17, 2013
[12] Revankar, S.T., Wolf, B., Riznic, J.R., (2013), Flashing Flow of Subcooled Liquid through Small Cracks, Procedia Engineering, Vol. 56, 454-461 (2013).

2.0 Objectifs

Élaborer une base de données et des modèles de débits de fuite consolidés sur les tubes de générateur de vapeur. Les résultats de ce projet proposeront une méthodologie améliorée d’évaluation de l’aptitude fonctionnelle des tubes de générateur de vapeur. Cette méthodologie peut constituer la base technique d’exigences réglementaires améliorées concernant le vieillissement et la dégradation des tubes de générateur de vapeur.

3.0 Portée du travail

Ce projet comprend un examen de la documentation, la collecte de données de sources ouvertes, la production d’une matrice d’essai, l’exécution de tests expérimentaux et la création de modèles à qualité assurée. Le travail portera sur les tubes de générateur de vapeur utilisés dans les technologies des réacteurs CANDU et des réacteurs à eau sous pression (REP).
Les tests expérimentaux produiront des données sur la dégradation de tubes de générateur de vapeur à partir de spécimens ayant subi une fissuration par corrosion sous contrainte hydrique dans le circuit primaire et/ou une fissuration par fatigue. Au moins un ensemble d’expériences seront menées de façon à reproduire la dégradation observée dans les conduites d’alimentation de réacteurs CANDU.

On évalue la durée du projet à trente-six (36) mois.

4.0 Tâches à accomplir

Phase I – Examen de la documentation et collecte des données

4.1 Faire un examen des documents suivants concernant les fuites dans des composants métalliques :

• documents réglementaires pertinents élaborés par la NRC des É.-U. (p. ex. RG 1.45, rapports NUREG)
• documents pertinents de l'Agence de l'OCDE pour l'énergie nucléaire
• travaux effectués par Battelle, l’INPO, l’EPRI et les Oak Ridge National Laboratories
• travailler de façon à appuyer l’élaboration de code informatique pour SQUIRT, xLPR et LEAPOR

4.2 Faire un examen de la documentation sur les sujets ci-dessous concernant la dégradation des tubes de générateur de vapeur :

• transfert de chaleur des éléments thermohydrauliques
• écoulement liquide dans des micro and nano canaux
• géométrie fractale applicable pour les fissures dans des tubes métalliques
• mécanique de fracture des fissures

4.3 Consolider les données sur les générateurs de vapeur des réacteurs CANDU et REP, en identifiant : 1) le mécanisme de dégradation, 2) la source estimée du développement du défaut, et 3) la propagation de fissure basée sur la modélisation de la mécanique de fracture pour chaque cas. Parmi les sources de ces données, citons : l’EPRI, l’Université de la Californie – Berkley, l’Université de Purdue, l’Argonne National Laboratory et l’International Steam Generator Tube Integrity Program (ISG TIP) de la NRC des É.-U.

Phase II – Expériences

4.4 Créer une matrice d’essais permettant de simuler les paramètres de fonctionnement prototypiques pertinents des tubes de générateur de vapeur utilisés dans des réacteurs CANDU et REP. La matrice d’essais devra être examinée et approuvée par la CCSN.

4.5 Préparer au moins dix (10) échantillons d’essai afin de reproduire de façon réaliste la fissuration par corrosion sous tension, la fissuration par corrosion sous contrainte hydrique dans le circuit primaire et/ou la fissuration par fatigue. Les échantillons d’essai devront convenir à la collecte de données dans des conditions de phase unique critique et de fuite de solins. Les encoches par EDM et les fissures coupées au laser ne sont d’aucun intérêt pour cette étude.

4.6 Caractériser chaque échantillon d’essai quant à sa profilométrie tridimensionnelle d’un trajet de fuite à travers la fissure. Cette caractérisation peut être faite par tomographie informatisée ou en soumettant les échantillons d’essai à un environnement d’azote liquide (ou une autre technique convenable) afin d’ouvrir les fissures et de préparer les échantillons en vue d’une analyse fractographique métallurgique.

Phase III – Modélisation

4.7 Créer des modèles pour rendre compte de la propagation des fissures basée sur le défaut et sur la taille à partir des expériences et des connaissances actuelles.

4.8 Créer une méthodologie d’évaluation déterministe et probabiliste pour modéliser le débit de fuite dans les tubes de générateur de vapeur. Combiner le modèle amélioré des débits de fuite basé sur les données expérimentales avec le modèle probabiliste de croissance des fissures (fracture) pour créer un modèle intégré déterministe et/ou probabiliste des débits de fuite pour les tubes de générateur de vapeur. Mettre en œuvre simultanément différentes croissances de débit et améliorer les prédictions des débits de fuite probables pour les tubes de générateur de vapeur.