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Déplacements par atome (DPA) est une mesure fondamentale utilisée pour quantifier les dommages causés par les radiations dans les matériaux des réacteurs soumis à l'irradiation par neutrons. Les déplacements par atom (dpa) sont largement utilisés comme unité d'exposition pour prédire la durée de vie des matériaux dans les environnements de rayonnement.

Qu'est-ce que les déplacements par atome (DPA)?

Les déplacements par atome (DPA) sont une mesure des dommages dans les matériaux exposés à l'irradiation des neutrons. La valeur DPA représente le nombre moyen de fois que chaque atome d'un matériau a été déplacé de sa position de réseau d'origine en raison des interactions de particules énergétiques. Lorsque les neutrons à haute énergie entrent en collision avec des atomes dans des matériaux structurels du réacteur, ils transfèrent de l'énergie cinétique qui peut frapper des atomes hors de leurs positions cristallographiques, créant des défauts dans la structure cristalline du matériau.

La compréhension du DPA est essentielle à la sûreté et au fonctionnement du réacteur nucléaire. L'un des facteurs limitant la durée de vie d'une centrale nucléaire (NPP) est l'état du réservoir de pression du réacteur (RPV). L'embractement est l'effet le plus important qui affecte le vieillissement du RPV. L'irradiation par les neutrons, en particulier les neutrons rapides, est la principale cause de cette fragilisation.

La physique des dommages radiologiques

Atomes à écrou primaire (PKA)

De nombreux modèles, dont le modèle standard international Norgett-Robinson-Torrens (NRT), ont été développés pour calculer le nombre de déplacement par atome (DPA) en utilisant l'énergie de l'atome à atome à écrou primaire (PKA) comme paramètre majeur. Lorsqu'un neutron se heurte à un atome dans le matériau, il transfère de l'énergie à cet atome, créant ce qu'on appelle un atome à atome à écrou primaire. L'événement de dommages radiologiques est terminé lorsque l'atome déplacé (également connu sous le nom d'atome à atome à atome à atome principal, PKA) se repose dans le réseau comme un interstitiel.

Le PKA, qui possède maintenant une énergie cinétique significative, peut déclencher une cascade de collisions subséquentes avec des atomes voisins. Ce processus de cascade crée un réseau complexe de déplacements atomiques, de postes vacants (sites de réseau vides) et d'interstitiaux (atomes occupant des positions entre des sites de réseau normaux). L'énergie et la trajectoire du PKA déterminent l'étendue et la nature de la cascade de dommages.

Énergie de déplacement de seuil

Chaque collision n'entraîne pas un déplacement permanent. Chaque matériau a une énergie de déplacement de seuil caractéristique (Ed), qui représente l'énergie minimale nécessaire pour déplacer un atome de façon permanente de son site de réseau. Ed [eV] – énergie de seuil pour déplacer des atomes dans le réseau (p. ex. 40 eV pour Fe) Ce seuil varie selon la structure cristalline du matériau, les caractéristiques de liaison et la direction cristallographique du déplacement.

Si l'énergie transférée est inférieure à l'énergie de déplacement du seuil, l'atome oscillera autour de sa position d'équilibre et finira par revenir à son site d'origine, en dissipant l'énergie en phonons (vibrations de la lattice). Ce n'est que lorsque l'énergie transférée dépasse Ed que l'atome dispose d'énergie suffisante pour surmonter la barrière énergétique potentielle et créer un déplacement stable.

Paires de frenkel et formation de défauts

Le défaut fondamental créé par les dommages causés par les radiations est la paire Frenkel, qui consiste en un vide (le site de réseau vide laissé derrière) et un interstitiel (l'atome déplacé occupant maintenant une position non-latrice).Les dommages primaires par radiation, quantifiés par le nombre de paires Frenkel (FP) ou les déplacements moyens par atome (dpa), sont essentiels pour étudier le comportement des matériaux pendant et après l'irradiation.

Modèle Norgett-Robinson-Torrens (NRT)

Développement historique et normalisation

Depuis son introduction en 1975, le modèle de déplacement secondaire de Norgett, Robinson et Torrens (NRT) est une norme de dosimétrie de facto dans la communauté de la recherche sur les matières nucléaires. La norme internationale actuelle pour quantifier ces dommages de particules énergétiques, les déplacements Norgett-Robinson-Torrens par atome (NRT-dpa) ont aujourd'hui plusieurs limites bien connues.

Cette méthodologie a été intégrée aux pratiques normalisées ASTM E693 et ASTM E521 qui fournissent des lignes directrices pour le calcul et la déclaration des dommages causés par les rayonnements neutrons dans les matériaux des réacteurs, assurant ainsi la cohérence dans l'industrie nucléaire.

La formule de la TRN

Le modèle NRT fournit une procédure pour estimer le nombre de déplacements atomiques par atome (dpa) en raison de l'énergie cinétique que les atomes d'un matériau absorbent lors de l'exposition aux particules de haute énergie, l'énergie dite de dommages. La formule NRT de base pour le calcul du nombre de déplacements est:

Nd = 0,8 × T[D / (2 × Ed]

où:

  • Nd est le nombre de déplacements
  • TD est l'énergie de dommage (la partie de l'énergie PKA disponible pour créer des déplacements)
  • Ed est l'énergie de déplacement seuil
  • 0,8 est un facteur d'efficacité

Le facteur 0,8 a été déterminé à partir de modèles de collision binaire pour tenir compte de la diffusion réaliste, et Ed est l'énergie minimale nécessaire pour créer une paire de Frankel stable. Ce facteur d'efficacité tient compte du fait que toute l'énergie transférée aux atomes déplacés n'entraîne pas de déplacements supplémentaires, car une certaine énergie est perdue par excitation électronique et d'autres processus non déplacés.

Calcul de l'énergie de dommages

L'énergie de dommages est obtenue à partir de données de physique fondamentale et (le plus souvent) la théorie de partitionnement de l'énergie de Lindhard, et al. Quand un PKA est créé, son énergie cinétique initiale est divisée entre collisions nucléaires (qui créent des déplacements) et excitation électronique (qui ne contribue pas aux déplacements atomiques).

L'énergie de dommage dépend du spectre d'énergie neutronique, des sections transversales de la réaction nucléaire et de la composition du matériau. Pour un atome de frappe primaire donné (PKA), une gamme de collisions élastiques et inélastiques peut contribuer à l'énergie de dommage.

Limites du modèle NRT

Bien que le modèle NRT ait bien servi la communauté des matières nucléaires pendant des décennies, la recherche a révélé plusieurs limites importantes. En particulier, le nombre de défauts de rayonnement produits dans les cascades énergétiques dans les métaux est seulement ~1/3 la prédiction NRT-dpa, tandis que le nombre d'atomes impliqués dans le mélange atomique est d'environ 30 plus grand que la valeur dpa. Cependant, des expériences et simulations approfondies indiquent que le modèle NRT-DPA surestime sérieusement (environ 3 fois) le DPA réel.

Aujourd'hui, cette formulation est reconnue comme souffrant de certaines limitations : elle n'est pas applicable aux matériaux composés, ne tient pas compte de la recombinaison des atomes pendant l'évolution de la cascade, ne peut être validée directement et n'a aucune incertitude/covariance comme les sections transversales évaluées l'ont généralement maintenant.

La DPA ne peut pas être mesurée car seule une petite fraction des atomes déplacés conduit à des défauts permanents du réseau et la concentration de défauts permanents est fonction des conditions d'irradiation (surtout de la température), ce qui signifie que les calculs de DPA doivent être validés indirectement par des mesures des changements de propriétés des matériaux plutôt que par le comptage direct des défauts.

Modèles de calcul avancés DPA

Modèle de recombinaison athermale corrigée (ARC-DPA)

Comme le modèle de dpa corrigé par la recombinaison athermale (arc-dpa) est un modèle plus réaliste que le modèle standard Norgett–Robinson–Torrens (NRT), une nouvelle évaluation des dommages causés par les rayonnements pour diverses applications dans les installations de fission nucléaire, de fusion et d'accélérateur sera effectuée en utilisant le modèle arc-dpa comme norme. Le modèle ARC-DPA représente une avancée significative dans la modélisation des dommages par rayonnement en tenant compte de la recombinaison des défauts qui se produisent pendant l'évolution de la cascade.

L'arc-DPA (récombinaison athermique corrigée) prolonge l'approche NRT-DPA en supposant qu'après la soi-disant « épi thermique », « presque tous les atomes retrouvent des positions dans les sites parfaits du réseau [...] seuls les interstitiaux transportés à la périphérie externe de la cascade entraîneront des défauts stables ». Ce modèle reconnaît que beaucoup d'atomes initialement déplacés se recombineront rapidement avec des postes à proximité avant que l'énergie de la cascade ne se dissipe.

La formule ARC-DPA modifie l'équation NRT en introduisant une fonction d'efficacité --(TD:

Nd = (0,8 × TD[ / 2Ed) × -[TD]

où - est un facteur de fraction de défaut survivant et b et c sont des constantes pour un métal donné. Pour Fe, b=−0,568 et c=0,286. Ces paramètres spécifiques à la matière sont déterminés à partir de simulations de dynamique moléculaire et tiennent compte de la fraction de défauts qui survivent au processus de recombinaison athermique.

Dynamique moléculaire et rapprochement binaire

Nordlund a récemment développé le modèle DPA corrigé par recombinaison athermale (ARC-DPA), qui montre que les simulations de dynamique moléculaire (MD) peuvent être directement utilisées pour calculer la DPA en adaptant les données simulées pour chaque isotope. Les simulations de dynamique moléculaire fournissent une vue atomistique détaillée de l'évolution de la cascade de dommages, en traçant le mouvement des atomes individuels au moment où ils se rencontrent et interagissent.

Le modèle standard actuel Norgett-Robinson-Torrens (NRT)-dpa est dérivé de calculs d'approximation binaire de collision. Des simulations atomistes approfondies montrent la surestimation des dommages primaires de rayonnement prédits par la formule NRT parce que la recombinaison des atomes déplacés n'est pas considérée dans l'approximation binaire de collision. L'approximation binaire de collision traite les collisions comme des événements isolés à deux corps, négligeant les effets collectifs et les processus de recombinaison qui se produisent dans les matériaux réels.

D'après les simulations de la dynamique moléculaire (MD), le modèle amélioré de la recombinaison athermale corrigée (arc)-dpa a été proposé pour améliorer la description physique de la création des FP. Le modèle arc-dpa est physiquement plus réaliste que le modèle NRT-dpa. Les simulations MD capturent les interactions complexes de plusieurs corps et les effets thermiques qui régissent la formation et la recombinaison des défauts, fournissant une représentation plus précise du processus de production des dommages réels.

Considérations spécifiques aux matériaux

Dans ce travail, le modèle arc-dpa récent de divers matériaux, dont C, Al, Si, Fe, Cu et W, est incorporé dans le système de code de transport des particules et des ions lourds (PHITS), et les facteurs de rééchelonnement (NRT-dpa/arc-dpa) sur une large gamme d'énergie sont signalés.

L'acier inoxydable (SS) est utilisé pour le matériau du réservoir de pression du réacteur en LWR et le revêtement de combustible dans les réacteurs à neutrons rapides. La constitution principale de l'acier inoxydable est le fer, et le 56Fe constitue un élément de fer naturel à 91,75 %. Le fer et ses alliages sont particulièrement importants pour les applications nucléaires, et des recherches approfondies ont été menées sur la modélisation précise des dommages causés par les rayonnements dans ces matériaux.

Méthode de calcul de l'APD étape par étape

Étape 1: Déterminer le flux de neutrons et le spectre énergétique

La première étape du calcul de la DPA consiste à caractériser l'environnement de rayonnement neutronique, ce qui nécessite de déterminer à la fois le flux de neutrons (le nombre de neutrons passant par une unité de surface par unité de temps) et le spectre d'énergie neutronique (la distribution des énergies neutroniques).

Le flux et le spectre de neutrons peuvent être déterminés par:

  • Calculs du transport de neutrons à l'aide de codes tels que MCNP, MCNPX ou OpenMC
  • Mesures directes à l'aide de détecteurs et de dosimètres à neutrons
  • Calculs de la physique des réacteurs basés sur la conception du noyau et les conditions d'exploitation
  • Données opérationnelles historiques et programmes de surveillance

Dans cet article, nous identifions les zones où le rayonnement neutronique RPV est maximal et calculons le taux de déplacement par atom (DPA) dans ces zones en utilisant le code MCNP5. Les codes de transport de neutrons Monte Carlo sont particulièrement utiles pour calculer la distribution détaillée des flux dans les géométries complexes.

Étape 2 : Obtenir des données transversales sur les déplacements

La section transversale de déplacement est une mesure de référence utilisée pour caractériser et comparer les dommages causés par les rayonnements induits par les neutrons et les particules chargées dans les matériaux cristallins. Les sections transversales de déplacement représentent la probabilité de créer des déplacements atomiques en fonction de l'énergie neutronique. Ces sections transversales doivent être obtenues pour le matériau spécifique d'intérêt.

Les sources des données transversales sur les déplacements comprennent :

  • Bibliothèques de données nucléaires évaluées (ENDF/B, JEFF, JENDL)
  • Bases de données de la Section des données nucléaires de l ' AIEA
  • Bibliothèques spécialisées de section de dommages comme SPECTER
  • Calculs basés sur des modèles de réaction nucléaire et de cloisonnement énergétique endommageant

La base de données DXS de la Section des données nucléaires de l'AIEA, en format ENDF/B, comprend à la fois des sections transversales NRT et MD-BCA DPA ainsi que des sections transversales de production de gaz.

Étape 3: Calculer l'énergie de dommages

Dans le cas du DPA, un code neutronique ne peut pas calculer entièrement la valeur puisque les techniques de science des matériaux sont nécessaires pour tenir compte des effets des matériaux et de la recombinaison. Le calcul de l'énergie de dommage nécessite l'intégration du spectre de flux de neutrons avec les sections transversales de dommages dépendant de l'énergie et la prise en compte de la partition de l'énergie entre les processus nucléaires et électroniques.

Le compte d'énergie de MT 444 / dommages est en unités de eV par particule source. Dans les codes neutroniques comme MCNP et OpenMC, le numéro de réaction MT=444 correspond au compte de dépôt d'énergie de dommages, qui fournit directement l'énergie disponible pour créer des déplacements atomiques.

Par exemple, après un déplacement, il y a une chance que l'atome se déplace vers sa position de réseau originale (récombination) et différents atomes nécessitent différentes quantités d'énergie pour se déplacer. Le calcul doit tenir compte de ces effets spécifiques au matériau pour fournir des estimations précises des dommages.

Étape 4: Appliquer la formule DPA

La formule de calcul de base de la DPA intègre le flux neutron, la section transversale de déplacement et le temps d'irradiation:

DPA = -----------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------

où:

  • φ(E) est le flux de neutrons en fonction de l'énergie
  • εd(E) est la section transversale de déplacement en fonction de l'énergie
  • t est le temps d ' irradiation
  • N est la densité atomique du matériau
  • L'intégrale est réalisée sur toutes les énergies neutrons

Taux de dommages causés par les neutrons dans les matériaux où : F [n/cm2/s] ‐ flux de neutrons = F4[n/cm2]* Facteur de source [n/s] * 1.E‐3 / (e‐=1 602177E‐19 C) ‐ section transversale de déplacement (modèle NRT) DE [MeV*b] ‐ énergie de dommages (disponible en MT=444) Ed [eV] – énergie seuil pour déplacer les atomes dans le réseau (p. ex. 40 eV pour Fe)

Par conséquent, le résultat doit être étalonné par l'intensité de la source (en neutrons par seconde), la durée d'irradiation (en secondes) et le nombre d'atomes dans le volume.

Étape 5 : Compte rendu de l'historique opérationnel

Pour les composants réels du réacteur, l'accumulation de DPA doit tenir compte de l'historique opérationnel réel, y compris:

  • Variations du niveau de puissance du réacteur au fil du temps
  • Périodes d'arrêt et pannes de ravitaillement
  • Changements dans les modes de charge du noyau qui affectent le flux local
  • Variations de température qui influencent le recuit des défauts
  • gradients de flux sur l'ensemble du composant

Le DPA cumulatif est calculé en intégrant le débit instantané du DPA sur toute l'historique opérationnel. Pour les composants présentant des gradients de flux importants, comme les récipients à pression du réacteur, la distribution du DPA doit être calculée en fonction de la position.

Outils de calcul pour le calcul de la DPA

Codes de transport Monte Carlo

MCNPX est un code de transport de particules Monte Carlo qui fusionne MCNP (<20 MeV pour les neutrons) et LAHET pour le suivi des particules à haute énergie. Les codes Monte Carlo fournissent la méthode la plus précise pour calculer les distributions de flux de neutrons dans les géométries complexes, ce qui en fait des outils essentiels pour les calculs DPA dans les systèmes de réacteurs réels.

Les codes clés Monte Carlo utilisés pour les calculs DPA comprennent :

  • MCNP/MCNPX[: Codes Monte Carlo à usage général largement utilisés, élaborés au Laboratoire national Los Alamos
  • OpenMC: Code Monte Carlo open-source moderne avec des capacités de calcul DPA intégrées
  • PHITS: Système de code de transport des particules et des ions lourds, particulièrement utile pour les applications à haute énergie
  • Serpent: Code physique du réacteur Monte Carlo en énergie continue

Ces codes peuvent calculer directement les dépôts d'énergie endommagés en utilisant le compte MT=444, qui fournit l'énergie disponible pour créer des déplacements atomiques. Les résultats peuvent ensuite être convertis en DPA en utilisant le modèle de dommages approprié (NRT, ARC-DPA, etc.).

Codes de transport déterministes

STREAM développé par le Laboratoire de physique et d'expérimentation des réacteurs calculateurs (CORE) de l'Institut national des sciences et de la technologie d'Ulsan (UNIST) est un code de transport à neutrons déterministe spécialisé dans l'analyse des noyaux de réacteurs bidimensionnels ou tridimensionnels.

La génération d'une bibliothèque multigroupe de dommages et les étapes de calcul de la DPA dans STREAM sont présentées dans cet article. Les codes déterministes modernes intègrent de plus en plus les capacités de calcul de la DPA, ce qui en fait des outils précieux pour la conception et l'analyse de sûreté des réacteurs.

Outils spécialisés de calcul DPA

Plusieurs outils spécialisés ont été développés spécifiquement pour les calculs des dommages par radiation:

  • SPECTER: Code largement utilisé pour le calcul des dommages neutrons dans les matériaux, élaboré au Laboratoire national d'Argonne
  • SRIM/TRIM: Arrêt et plage des ions dans la matière, utilisés pour les calculs des dommages par irradiation ionique
  • FISPACT: Code d'inventaire qui comprend les calculs de l'APD et des dommages
  • NJOY: Code de traitement des données nucléaires pouvant générer des bibliothèques transversales de dommages

Ces outils offrent des capacités spécialisées pour le calcul des dommages et sont souvent utilisés en conjonction avec les codes de transport des neutrons pour fournir des évaluations complètes des dommages causés par les rayonnements.

Facteurs influant sur les calculs de l'APD

Effets du spectre de l'énergie neutronienne

Les neutrons rapides (E > 100 keV) sont beaucoup plus efficaces pour créer des déplacements que les neutrons thermiques (E < 1 eV) parce qu'ils transfèrent plus d'énergie aux PKA. Dans de tels cas, aucune corrélation n'est possible simplement en utilisant la fluence des particules, car les effets de dommages aux rayonnements sont très sensibles à la différence significative de l'énergie de dommages primaires produite par les différences spectrales.

L'unité dpa a été conçue comme un moyen de tenir compte de ces différences dans l'énergie de dommages et elle s'est avérée être assez efficace dans les données sur les effets des matériaux de corrélation pour différents environnements neutrons. C'est pourquoi DPA est préféré à la fluence des neutrons comme mesure de dommages – elle explique l'efficacité énergétique des neutrons dans la création de dommages.

Différents types de réacteurs produisent des spectres neutrons très différents:

  • Réacteurs d'eau légère (LWR): spectre thermique prédominant avec une queue de neutrons rapide
  • Réacteurs rapides: spectre dur dominé par les neutrons rapides, produisant des taux plus élevés de DPA
  • Réacteurs de fusion: Neutrons à très haute énergie (14 MeV de réactions D-T), créant des caractéristiques de dommages uniques
  • Réacteurs de recherche: spectres variables selon la conception et le but

Effets de la température

La température joue un rôle crucial dans l'évolution des dommages par radiation, bien qu'elle n'affecte pas directement le calcul initial du DPA. À des températures élevées, les défauts ponctuels deviennent mobiles et peuvent migrer, cluster ou annihiler par recombinaison.

Les effets de température comprennent:

  • Mobilité et recombinaison accrues des défauts
  • Formation de grappes de défauts et de boucles de dislocation
  • Gonflement de la voie à des températures intermédiaires
  • Précipitations et changements de stabilité de phase
  • Récupération des propriétés mécaniques pendant le recuit

Pour une prédiction précise du comportement matériel, les calculs DPA doivent être combinés avec des modèles d'évolution des défauts dépendant de la température et de changements microstructuraux.

Composition des matériaux et microstructure

La composition des matériaux affecte significativement le calcul du DPA et les dommages qui en résultent. Différents éléments ont des énergies de déplacement de seuil différentes, des masses atomiques et des sections transversales nucléaires, qui ont toutes une incidence sur la production de dommages.

Pour les alliages et les matériaux composés, le calcul devient plus complexe. L'approche traditionnelle de la TRN traite les composés en calculant séparément la DPA pour chaque élément et en combinant les résultats par la moyenne pondérée. Cependant, cette approche a des limites, car elle ne tient pas compte de la structure cristalline et de la liaison réelle du composé.

Les caractéristiques microstructurales influencent également l'accumulation de dommages:

  • Les limites des grains servent de puits pour les défauts ponctuels
  • Les dislocations peuvent absorber les interstitiels de préférence
  • Précipitations et deuxièmes phases affectent la migration des défauts
  • L'orientation cristalline influence les énergies seuils de déplacement
  • Le travail à froid et l'état microstructural antérieur affectent l'évolution des dommages

Effets sur le taux de dose

Le taux d'accumulation de DPA (DPA par seconde) peut influencer la microstructure et les changements de propriétés qui en résultent. À des taux de dose très faibles, il y a plus de temps pour le recuit thermique et la recombinaison des défauts entre les événements de déplacement.

Les effets de la dose sont particulièrement importants pour la comparaison:

  • irradiation des neutrons par réacteur par rapport à l'irradiation des faisceaux d'ions
  • Différents types de réacteurs avec des niveaux de flux variables
  • Conditions d'essai accélérées par rapport aux conditions de service
  • Éruption pulsée par rapport à une irradiation continue

Applications du DPA en génie nucléaire

Surveillance des récipients à pression des réacteurs

Les programmes de surveillance des récipients sous pression des réacteurs utilisent les calculs de l'APD pour suivre les dommages accumulés et prévoir quand le récipient peut atteindre des niveaux critiques de fragilisation. Les capsules de surveillance contenant des échantillons d'essai sont placées dans des régions à haut débit et sont périodiquement retirées pour être testées.

Le DPA accumulé par les échantillons de surveillance est calculé et corrélé avec les changements mesurés dans les propriétés mécaniques, comme :

  • Déplacement de la température de transition ducttile à fragile (TDTT)
  • Réduction de l'énergie de la tablette supérieure
  • Augmentation de la limite de rendement
  • Diminution de la résistance à la fracture

Ces corrélations permettent aux ingénieurs de prédire l'état du récipient sous pression réel et de déterminer les limites de fonctionnement et les possibilités d'extension de la durée de vie.

Performances de calage du carburant

Les matériaux de revêtement de combustible présentent certains des niveaux les plus élevés de DPA dans un réacteur en raison de leur proximité avec le combustible. Les alliages de zirconium utilisés dans le revêtement de combustible LWR et les aciers inoxydables utilisés dans le revêtement rapide de réacteur doivent maintenir leur intégrité malgré l'accumulation de dommages importants aux rayonnements.

Les calculs DPA pour le revêtement de carburant aident à prédire :

  • Croissance de l'irradiation et changements dimensionnels
  • Comportement de la crinière sous pression interne
  • Embrittment et perte de ductilité
  • Sensibilité à la fissuration par corrosion sous contrainte
  • Limites maximales réalisables de combustion

Structures internes de base

Les structures internes de base, y compris les tubes de guidage à tige de commande, les plaques de support de base et les glissières d'instrumentation, accumulent des DPA importants pendant la durée de vie du réacteur.

Les calculs du DPA guident les décisions concernant :

  • Calendriers de remplacement des composantes
  • Sélection de matériaux pour les nouveaux modèles
  • Intervalles et méthodes d'inspection
  • Évaluations de la marge structurelle
  • Faisabilité de la prolongation de la durée de vie

Fusion Reactor Premier Mur et couverture

Les réacteurs de fusion présentent des défis uniques pour les dommages causés par les rayonnements dus aux neutrons 14 MeV à haute énergie produits par les réactions de fusion de deutérium-tritium. Les premiers matériaux de paroi et de couverture de reproduction connaîtront des niveaux de DPA bien supérieurs à ceux des réacteurs de fission, pouvant atteindre 100 à 200 DPA pendant la durée de vie des composants.

Les calculs DPA pour les applications de fusion doivent porter sur:

  • Taux de déplacement très élevés
  • Transmutation significative et production d'hélium
  • Températures de fonctionnement élevées
  • Morphologies de dommages uniques des neutrons à haute énergie
  • Données expérimentales limitées aux conditions pertinentes

Accélérateur et matériaux cibles de dispersion

Les sources de neutrons de dispersion et les systèmes à accélérateur soumettent les matériaux à des champs de rayonnement intenses provenant de protons à haute énergie et de particules secondaires.

Validation et incertitude dans les calculs de l'APD

Méthodes expérimentales de validation

Ce nombre de remplacements d'atomes est mesurable expérimentalement par des expériences de mélange de radiations. Habituellement, un faisceau d'ions est utilisé pour bombarder une mince couche de marqueur à l'intérieur d'un matériau, et l'élargissement de la couche de marqueur est mesuré.

Les méthodes de validation comprennent :

  • Mesures de résistivité électrique[: Les défauts augmentent la résistance électrique dans les métaux, ce qui permet de mesurer la concentration de défauts
  • Microscopie électronique de transmission (TEM): Observation directe des grappes de défauts, des vides et des boucles de dislocation
  • spectroscopie d'annihilation de positrons: Défauts sensibles aux postes vacants
  • Essais de propriétés mécaniques[: Correlation de DPA avec des changements de dureté, de résistance et de ductilité
  • Expériences de mélange de radiation[: Mesure du transport atomique induite par l'irradiation

Pour les alliages commandés, il peut également être facilement mesuré par résistivité électrique. Ces techniques expérimentales fournissent des repères pour valider et affiner les modèles de calcul DPA.

Sources d'incertitude

Les calculs de l'APD impliquent de nombreuses sources d'incertitude qui doivent être prises en compte lors de l'utilisation des résultats pour les décisions techniques :

  • Incertitude du flux de neutrons: Généralement 10-20% pour les flux calculés, mieux pour les valeurs mesurées
  • Incertitude de la section de corrosion[: Varie par réaction et par énergie, généralement de 5 à 15 %
  • Énergie de déplacement seuil[: Peut varier de 20-30% selon la direction et la température du cristal
  • Incertitude du modèle de changement de comportement: Facteur de 2-3 différences entre la TRN et les défauts stables réels
  • Composition du matériau: Les variations de la composition de l'alliage affectent la production de dommages
  • Histoire de la température: Affecte le recuit et l'évolution des défauts

L'incertitude totale dans les calculs de l'APD varie généralement de 20 à 50 %, selon l'application et les données disponibles.

Comparaison avec l'irradiation par ion

Bien que le DPA de la NRT ne prévoie pas le nombre réel de paires de Frenkel, il fournit un moyen de corréler les dommages par rayonnement pour les aciers et d'autres métaux de poids moyen atomiques. L'irradiation par ion est souvent utilisée pour simuler les dommages par neutrons lors des essais accélérés, mais il faut tenir compte de l'équivalence entre les dommages par ion et les dommages par neutrons.

Les principales différences entre l'irradiation par ion et par neutrons sont les suivantes :

  • Taux de dose beaucoup plus élevés dans l'irradiation ionique (10-3 à 10-2 DPA/s versus 10-7 à 10-6] DPA/s pour les neutrons)
  • Profondeur de pénétration limitée des ions (typiquement micromètres par rapport aux centimètres pour les neutrons)
  • Différents spectres d'énergie PKA
  • Interstitiaux injectés à partir du faisceau ionique
  • Effets de surface et proximité des surfaces libres

Malgré ces différences, l'irradiation par ion demeure un outil précieux pour étudier les mécanismes de dommages par rayonnement et pour filtrer les nouveaux matériaux, à condition que les limites soient bien comprises.

Évolution future de la méthodologie du DPA

Modèles améliorés de dommages

Le présent travail propose une expression plus simple pour la fonction d'efficacité pour calculer le DPA sans exiger de paramètres d'ajustement comme nécessaire dans le modèle ARC-DPA. Les recherches en cours continuent à affiner les modèles de dommages, cherchant à équilibrer la précision physique avec la pratique informatique.

Les faits nouveaux à venir sont les suivants :

  • Intégration de l'apprentissage automatique pour prédire les paramètres de dommages à partir de simulations atomistiques
  • Modélisation à plusieurs échelles reliant les dommages à l'échelle atomique aux changements de propriétés macroscopiques
  • Modèles améliorés pour matériaux composés et alliages complexes
  • Meilleur traitement des cascades à haute énergie et des effets de chevauchement des cascades
  • Modèles de dommages dépendants de la température

Capacités informatiques améliorées

Les progrès de la puissance de calcul et les algorithmes permettent des calculs DPA plus sophistiqués :

  • Simulations Monte Carlo haute fidélité avec géométrie et composition détaillées
  • Modélisation de neutronique-matériaux couplés
  • Suivi en temps réel de l'APD pendant l'exploitation du réacteur
  • Quantification et analyse de sensibilité des incertitudes
  • Intégration avec des concepts numériques jumeaux pour les composants du réacteur

Efforts de normalisation

Pour évaluer le nombre d'atomes déplacés Norget, Torrens et Robinson ont proposé en 1975 une norme (la dite NRT-dpa), qui a été largement utilisée depuis lors. La communauté des matières nucléaires continue de travailler à des normes actualisées qui intègrent une compréhension moderne des dommages causés par les rayonnements.

La mise à niveau de la norme dpa signifie l'inclusion des résultats de la dynamique moléculaire (MD), de l'aproximation par collision binaire (BCA) ou d'autres simulations pour les défauts de rayonnement primaire (PRD), c'est-à-dire les paires de Frankel (FP) et les grappes interstitielles, qui survivent après la relaxation de la cascade des atomes de knockout primaire (PKA).

Considérations pratiques concernant les calculs de l'APD

Sélection de modèles appropriés

Le choix du modèle de calcul de l'APD dépend des exigences de la demande:

  • NRT-DPA: Convient aux études comparatives, à la conformité réglementaire et lorsque la cohérence avec les données historiques est importante
  • ARC-DPA: Mieux pour prédire les populations de défauts réels et quand une précision élevée est requise
  • Modèles simplifiés: utiles pour les calculs de cadrage et la conception préliminaire
  • Modèles à plusieurs échelles avancés: Nécessaires pour la recherche de pointe et les matériaux nouveaux

Pour les demandes de réglementation et de licence, la norme NRT demeure l'approche acceptée, même si des modèles plus précis sont disponibles, ce qui assure la cohérence et la comparabilité entre les différentes analyses et installations.

Documentation et assurance de la qualité

Une documentation adéquate des calculs de l'APD est essentielle pour l'assurance de la qualité et l'acceptation réglementaire :

  • Spécification claire du modèle de dommages utilisé (NRT, ARC-DPA, etc.)
  • Documentation des paramètres d'entrée (énergies seuil, facteurs d'efficacité)
  • Description de la méthode de calcul du flux de neutrons
  • Identification des bibliothèques de données nucléaires utilisées
  • Analyse d'incertitude et études de sensibilité
  • Validation par rapport aux données expérimentales lorsque disponibles
  • Traçabilité des calculs et contrôle de la version

Interprétation des résultats

Les valeurs DPA doivent être interprétées dans le contexte du matériau et de l'application spécifiques:

  • Le DPA est une mesure des déplacements initiaux, pas nécessairement des défauts stables
  • La relation entre le DPA et les changements de propriété est spécifique à la matière
  • L'historique de température affecte significativement l'évolution des dommages
  • Les effets de la dose peuvent être importants pour certaines applications
  • Les produits de transmutation (notamment l'hélium) peuvent avoir des effets au-delà du DPA

Le DPA n'est pas une mesure des défauts de réseau créés initialement dans le matériau, mais une mesure de l'énergie de dommage déposée par les neutrons en termes du nombre d'atomes déplacés en permanence de leur position à une position interstitielle stable.

Ressources et lectures supplémentaires

Pour ceux qui cherchent à approfondir leur compréhension des calculs du DPA et des dommages causés par les rayonnements, de nombreuses ressources sont disponibles:

Publications et normes clés

  • ASTM E693: Pratique standard pour caractériser les expositions aux neutrons dans les aciers fer et alliage faible
  • ASTM E521: Pratique standard pour étudier les effets des dommages causés par les rayonnements neutrons
  • Document original de la NRT : Norgett, Robinson et Torrens, Génie nucléaire et conception (1975)
  • Documents techniques de l ' AIEA sur les dommages causés par les rayonnements primaires
  • Série de manuels sur les matières nucléaires

Ressources et bases de données en ligne

Logiciels et outils

  • MCNP/MCNPX : Disponible par l'intermédiaire du CSIC (Centre de calcul des renseignements sur l'innocuité des radiations)
  • OpenMC: Code Monte Carlo open-source disponible sur GitHub
  • SPECTER: Disponible par l'intermédiaire de la Banque de données de l'OCDE sur l'AEN
  • SRIM: Logiciel libre pour les calculs d'irradiation par ion
  • FISPACT: Code d'inventaire et d'activation avec des capacités DPA

Conclusion

La valeur de la DPA (Displacement per Atom) indique les défauts de la matière solide cristalline qui sont créés par l'interaction incidente de neutrons avec la matière, qui est une évaluation importante pour les études de résistance des matériaux des composants du réacteur nucléaire sous irradiation. Bien que le modèle traditionnel de la NRT ait bien servi la communauté nucléaire pendant près de cinq décennies, les recherches en cours continuent d'affiner notre compréhension et de développer des modèles prédictifs plus précis.

L'évolution de la NRT-DPA vers des modèles avancés comme ARC-DPA représente un progrès important dans la prise en compte de la physique complexe des dommages causés par les rayonnements. Cependant, les applications pratiques doivent équilibrer le désir de précision avec le besoin de normalisation, d'efficacité de calcul et de cohérence avec les données historiques.

L'énergie nucléaire continue de jouer un rôle vital dans la production énergétique mondiale et, comme les nouveaux concepts de réacteurs poussent les matériaux à une exposition accrue aux rayonnements, des calculs précis de DPA resteront essentiels pour assurer un fonctionnement sûr, fiable et économique. L'intégration de méthodes informatiques avancées, de données nucléaires améliorées et de modèles de dommages sophistiqués promet des améliorations continues dans notre capacité de prévoir et de gérer les dommages causés aux rayonnements dans les matériaux des réacteurs.

Que vous soyez un opérateur de réacteur qui suit l'embrasement des récipients sous pression, un spécialiste des matériaux développant des alliages résistants aux rayonnements ou un ingénieur nucléaire qui conçoit des réacteurs de nouvelle génération, la compréhension des calculs DPA fournit des informations essentielles sur le comportement des matériaux sous irradiation.