Comprendre le vieillissement des centrales nucléaires
En gardant à l'esprit que la durée de vie des centrales nucléaires est limitée par le vieillissement de certains composants irremplaçables, les services publics ont mis au point des procédures dédiées afin d'évaluer leur intégrité structurelle. Les mesures de la résistance à la fracture sur des spécimens de laboratoire jouent un rôle extrêmement important pour garantir le fonctionnement en toute sécurité des centrales nucléaires jusqu'à leur fin de vie. Cependant, des obstacles importants persistent concernant l'application de représentations en laboratoire de l'initiation d'une fracture pour l'analyse des défauts présupposés dans des composants indispensables tels que les caissons sous pression de réacteurs. Les disparités entre les mesures concernant les spécimens en laboratoire et celles sur les composants des réacteurs ont donné une motivation au projet VOCALIST, financé au titre du cinquième programme-cadre d'EURATOM. Les partenaires du projet du centre de recherche technique de Finlande ont contribué au projet VOCALIST grâce à leur grande expertise dans l'application de résultats obtenus à partir de modèles de «courbe maîtresse». Le modèle de base de «courbe maîtresse» a permis de simuler deux ensembles de données sur la résistance à la fracture dérivées de spécimens présentant des fissures profondes et peu profondes. Les tests de choc thermique se caractérisent par la plus haute probabilité d'extension des défauts sur la surface des composants, ce qui complique l'analyse de la résistance à la fracture en raison de l'effet de contrainte. Dans cette optique, les résultats expérimentaux ont été réévalués afin d'améliorer les corrélations imprécises entre les résultats obtenus par le biais de méthodes d'essais empiriques et les courbes de résistance à la fracture avec une utilisation directe des données sur cette résistance. Grâce à la comparaison de la probabilité du développement des fissures pour des valeurs données de température et de répartition du stress au-delà de la pointe de la fissure, la sensibilité du modèle à des paramètres individuels a été optimisée. Bien que difficilement applicable, le modèle de «courbe maîtresse» a fourni des estimations fiables sur la propagation de la fracture dans des échantillons de matériaux à partir de caissons de réacteurs nucléaires réels.
