Petits réacteurs modulaires (SMR) et alliages de nickel : matériaux pour le nucléaire de nouvelle-génération

Les petits réacteurs modulaires (SMR) ne sont pas de simples-versions réduites des réacteurs à eau sous pression-classiques. Plusieurs conceptions avancées fonctionnent plus chaudes, utilisent différents liquides de refroidissement - hélium, sodium liquide ou sel de fluorure fondu au lieu de l'eau sous pression - et ciblent des durées de vie et des cycles de service qui poussent les matériaux de structure bien au-delà de l'enveloppe de température et de corrosion pour laquelle l'acier inoxydable de qualité nucléaire classique- était qualifié.

Alliages à base de nickel-sont la famille de matériaux la mieux placée pour combler cet écart, et ils apparaissent déjà tout au long de la chaîne d'approvisionnement des réacteurs avancés : comme tubes de générateur de vapeur dans les SMR à eau légère-, comme matériaux d'échangeur de chaleur intermédiaire dans les conceptions-refroidies au gaz, et comme matériaux candidats de boucle principale-de boucle dans les concepts refroidis au sel-. Ce guide explique pourquoi les alliages de nickel sont importants pour les SMR, quelles nuances sont déjà qualifiées par le code-ou encore en développement, et comment réfléchir à la sélection des matériaux dans les différentes classes technologiques SMR.

Que sont les petits réacteurs modulaires et pourquoi leurs besoins en matériaux diffèrent-ils de ceux des réacteurs conventionnels ?

Les SMR couvrent plusieurs classes de réacteurs distinctes avec des liquides de refroidissement et des températures de fonctionnement très différents, et c'est cette diversité - et pas seulement la plus petite taille - qui détermine le rôle élargi des alliages de nickel.

"SMR" décrit un réacteur modulaire fabriqué en usine-généralement de moins de 300 MWe, mais le terme couvre plusieurs technologies fondamentalement différentes. Les SMR à eau légère (tels que la conception de NuScale et le BWRX - 300 de GE Hitachi) utilisent la même chimie de refroidissement à eau sous pression ou bouillante que les grands réacteurs conventionnels et fonctionnent dans une plage de température similaire.

Les réacteurs-refroidis au gaz-à haute température, ou HTGR (tels que le Xe-100 de X-energy, utilisent un liquide de refroidissement à l'hélium et un combustible à particules TRISO et ciblent des températures de sortie beaucoup plus élevées pour améliorer l'efficacité thermique et permettre des applications de chaleur de processus industriel. Les réacteurs rapides refroidis au sodium-(tels que la conception Natrium de TerraPower) utilisent un liquide de refroidissement métallique à une température modérée-à-élevée et à basse pression. Les réacteurs à haute température refroidis au fluorure-sel-, ou FHR (tels que la conception Hermes de Kairos Power), font circuler du sel de fluorure fondu comme liquide de refroidissement autour du combustible solide à galets TRISO, tandis que les véritables réacteurs à sels fondus dissolvent le combustible directement dans un sel en circulation. Chacune de ces classes place une combinaison différente de température, de chimie du liquide de refroidissement et d'environnement neutronique sur ses matériaux structurels.

Tableau 1. Classes technologiques SMR représentatives, températures de fonctionnement approximatives et exemples de conceptions. Les chiffres sont généralisés par classe de réacteur à titre d'illustration ; Les conceptions spécifiques des fournisseurs varient et les spécifications officielles doivent être confirmées par rapport à la documentation actuelle du fournisseur et de la réglementation.

Pourquoi les réacteurs avancés ont-ils besoin d’alliages de nickel au lieu de l’acier inoxydable standard ?

L'acier inoxydable austénitique conventionnel de qualité nucléaire-perd trop de résistance au fluage et à l'oxydation au-dessus d'environ 550 à 650 degrés pour les durées de vie de conception de plusieurs-décennies requises par les réacteurs avancés, et les alliages de nickel étendent leur service structurel utilisable plus loin dans la plage de 700 à 950 degrés dont ont besoin le HTGR et certaines conceptions refroidies au sel-.

En vertu du Code ASME sur les chaudières et les appareils à pression, section III, division 5, régit la construction de composants nucléaires à haute température pour chaque type de liquide de refroidissement de réacteur avancé. Pendant des décennies, seuls cinq matériaux étaient qualifiés pour ce service : les aciers ferritiques 2,25Cr-1Mo et vanadium-9Cr-1Mo, les aciers inoxydables austénitiques de types 304H et 316H et l'alliage austénitique à haute teneur en nickel-800H. Parmi ceux-ci, seul l'alliage 800H est conçu pour une conception véritablement à haute température et à fluage négligeable approchant 760 degrés et plus.

Au-dessus d'environ 550 à 650 degrés, la contrainte de conception admissible de l'acier inoxydable 304H/316H standard diminue fortement car la déformation par fluage dépendant du temps - et non le rendement ou la résistance à la traction à court terme - devient le mode de défaillance déterminant, et l'échelle d'oxyde de chrome -de l'acier inoxydable devient également moins protectrice dans les environnements d'hélium ou de sel à haute température-. Les alliages de nickel tels que l'alliage 617 résolvent les deux problèmes : leur teneur plus élevée en nickel améliore la résistance au fluage et aux atmosphères de carburation/oxydation, étendant les températures de conception qualifiées jusqu'à environ 954 degrés (1 750 degrés F) dans le cadre du code ASME 2019.

Quels alliages de nickel sont qualifiés ou en cours d’évaluation pour la construction de réacteurs avancés ?

L'alliage 800H est actuellement le seul matériau à base de nickel-avec une qualification complète et de longue date de l'ASME Section III, Division 5 ; L'alliage 617 a été ajouté via deux cas de code dédiés, tandis que l'alliage 690, l'Hastelloy N, le GH3535 et l'alliage 709 jouent chacun un rôle mais se situent à différentes étapes du parcours de qualification.

Tableau 2. Alliages contenant du nickel-et adjacents au nickel-pertinents pour la construction de réacteurs avancés, leurs compositions approximatives et leur statut de qualification actuel selon le code américain-. Les numéros de cas de code, les limites de température et le statut de qualification doivent toujours être vérifiés par rapport à l'édition actuelle de l'ASME BPVC Section III, Division 5 et aux cas de code applicables en vigueur.

Comment les alliages de nickel fonctionnent-ils dans les environnements de réacteurs à sels fondus ?

Les alliages de nickel-molybdène-chrome tels que l'Hastelloy N et le GH3535 résistent bien mieux à la corrosion par les sels de fluorure fondus que l'acier inoxydable, car leur faible teneur en chrome limite la voie de corrosion dominante - lessivage du chrome des joints de grains dans le sel - tandis que leur ajout de molybdène préserve la résistance à haute température-.

Les sels de fluorure fondus tels que FLiBe (fluorure de lithium-fluorure de béryllium) et FLiNaK (fluorure de lithium-sodium-potassium) sont des liquides de refroidissement de réacteur attrayants en raison de leur faible absorption de neutrons, de leur capacité thermique volumétrique élevée et de leur faible pression de fonctionnement, mais ils sont également chimiquement agressifs envers la plupart des alliages structurels. Le mécanisme de dégradation dominant n'est pas une attaque générale de surface mais une lixiviation sélective du chrome des joints de grains dans le sel, entraînée par le potentiel rédox du sel ; cela peut laisser une couche souterraine poreuse et appauvrie en chrome-et, sous contrainte appliquée, favoriser la fissuration assistée par corrosion intergranulaire-.

L'Hastelloy N a été spécialement-développé au laboratoire national d'Oak Ridge dans les années 1950 et 1960 spécifiquement pour résister à ce mécanisme dans le cadre de l'expérience sur le réacteur à sels fondus. Il -, avec le GH3535 chinois de composition similaire, utilisé dans le programme d'essai du réacteur à sels fondus au thorium- de ce pays - reste la principale famille d'alliages structurels pour le fluorure-sel-refroidi concepts de réacteur. Étant donné que ces alliages n'ont pas encore terminé le parcours de qualification ASME Section III, Division 5 aux États-Unis, les développeurs qui recherchent des conceptions FHR et MSR à court terme planifient généralement un cas de code de matériau dédié, soutenu par des données de corrosion et d'essais mécaniques de longue durée, dans le cadre de leur stratégie globale de licence.

Comment les alliages de nickel fonctionnent-ils dans les réacteurs à gaz à haute température-refroidis à l'hélium ?

L'alliage 617 et l'alliage 800H sont les principaux alliages de nickel pour le service HTGR car tous deux forment une couche d'oxyde de chrome - stable et protectrice dans l'hélium et conservent une résistance au fluage utile bien au-dessus des limites de l'acier inoxydable, bien que les deux restent vulnérables à une carburation ou décarburation lente si le liquide de refroidissement à l'hélium contient des traces d'impuretés.

Le liquide de refroidissement à l'hélium de production dans un HTGR n'est jamais parfaitement pur - des traces de monoxyde de carbone, d'hydrogène, de méthane et d'humidité sont inévitables en raison du dégazage du carburant, du graphite et du système - et ces impuretés peuvent entraîner soit une carburation (captation du carbone, qui fragilise l'alliage), soit une décarburation (perte de carbone, qui l'affaiblit), en fonction de l'équilibre des impuretés et de la température locale. L'alliage 800H a des décennies d'expérience dans cet environnement, y compris dans les premières usines de démonstration HTGR, et reste l'un des cinq matériaux originaux qualifiés ASME Section III, Division 5.

L'alliage 617 a été largement caractérisé depuis le milieu des années 2000 comme le principal candidat pour l'échangeur de chaleur intermédiaire (IHX) - le composant qui transfère la chaleur de la boucle d'hélium primaire à un processus secondaire - car il combine une résistance à la température élevée- plus élevée que l'alliage 800H avec une stabilité adéquate de l'environnement hélium, aboutissant au cas N-898 du code ASME, qui a étendu la construction qualifiée de l'alliage 617 jusqu'à 954 degrés (1 750 degrés F).

Quel rôle l'alliage 690 joue-t-il dans les SMR légers à-eau- ?

L'alliage 690 est le matériau standard pour les tubes des générateurs de vapeur et des échangeurs de chaleur-pour les conceptions SMR à eau légère-en raison de sa haute résistance à la fissuration par corrosion primaire sous contrainte d'eau (PWSCC), un mode de défaillance qui a éloigné l'industrie nucléaire de son prédécesseur, l'alliage 600, à partir des années 1980 et 2000.

Les SMR à eau légère tels que la conception de NuScale et le BWRX 300 de GE Hitachi héritent de la plupart de leurs matériaux de base directement du grand parc d'eau pressurisée et bouillante des grands réacteurs, y compris le recours à l'alliage 690 partout où un alliage de tube de nickel -chrome-fer entre en contact avec de l'eau primaire de haute-pureté et haute-température sous contrainte résiduelle de flexion ou expansion. L'alliage 600, utilisé dans les usines précédentes, s'est révélé sensible au PWSCC aux joints de grains en cas de service à long -, entraînant des remplacements coûteux de générateurs de vapeur dans l'ensemble de l'industrie.

La teneur en chrome sensiblement plus élevée de l'alliage 690 favorise un film d'oxyde protecteur continu plus stable dans les mêmes conditions chimiques de l'eau et de contraintes, lui conférant une résistance à la fissuration nettement meilleure au cours des décennies d'expérience d'exploitation ultérieure. Étant donné que les SMR à eau légère-fonctionnent dans la même enveloppe de température et de chimie de l'eau-que le parc REP conventionnel, les tubes en alliage 690 restent un matériau qualifié et accepté par le code-plutôt que de nécessiter de nouveaux travaux de qualification à haute-température du type HTGR et les conceptions refroidies au sel-ont encore besoin.

Quels sont les principaux mécanismes de dégradation auxquels les alliages de nickel doivent résister en service SMR ?

Le mécanisme de dégradation dominant diffère selon le liquide de refroidissement : le fluage et la carburation des impuretés de l'hélium-gouvernent les conceptions refroidies au gaz-, la lixiviation du chrome régit les conceptions à sel fondu-, la fissuration par corrosion primaire sous contrainte d'eau régit les conceptions à l'eau légère-et la fragilisation par l'hélium induite par le rayonnement-est une préoccupation transversale-pour tout alliage de nickel utilisé dans une position à haute fluence neutronique.

Tableau 3. Principaux mécanismes de dégradation auxquels les alliages de nickel doivent résister dans toutes les classes de liquides de refroidissement SMR, et conception principale ou mesures d'atténuation métallurgiques utilisées dans la pratique actuelle.

Comment l'ASME Section III, Division 5 qualifie-t-elle un nouveau matériau pour une utilisation en réacteur avancé ?

Un nouveau matériau de structure nucléaire passe du statut de candidat au statut qualifié via un processus formel de cas du code ASME-qui nécessite un ensemble de données important-années sur le comportement au fluage, à la traction et à la fatigue dans la plage de températures de service prévue, examiné et voté par le sous-comité ASME concerné avant de pouvoir être utilisé pour une construction autorisée.

L'ASME Section III, Division 5 a été publiée pour consolider les règles de construction nucléaire à haute température pour tous les types avancés de caloporteurs de réacteurs sous une seule division, en s'appuyant sur les méthodes de conception développées à l'origine pour les réacteurs refroidis au sodium. L'ajout d'un nouveau matériau - comme cela s'est produit pour l'alliage 617 - nécessite que le producteur du matériau ou un consortium industriel rassemble un ensemble de données de conception de classe A couvrant les propriétés de rupture en traction et en fluage- sur la plage de température prévue, les courbes de contrainte isochrone-de déformation pour la conception à haute température-, les données d'interaction en fatigue et en fluage-, ainsi que les informations de soudabilité, toutes développées conformément aux « Lignes directrices pour les besoins en données de conception » du code. pour les nouveaux matériaux."

Le comité des chaudières et des appareils sous pression de l'ASME a ensuite examiné et voté ce paquet avant de publier un cas de code formel ; les cas de code de l'alliage 617 ont nécessité environ une décennie de travail de caractérisation, bien que l'ASME ait depuis rationalisé le cycle d'examen des matériaux ultérieurs en fonction des enseignements tirés. Ce processus est la principale raison pour laquelle certains alliages de nickel structurellement prometteurs, tels que l'Hastelloy N, restent des candidats plutôt que des matériaux qualifiés pour la construction sous licence américaine, même si leur corrosion et leur comportement mécanique ont été étudiés depuis des décennies.

Quel alliage de nickel devriez-vous spécifier pour votre composant de réacteur avancé ?

Faites correspondre l'alliage à la chimie du liquide de refroidissement et à la température du composant spécifique, et non à la classe de réacteur dans son ensemble, puisqu'une seule conception SMR peut inclure plusieurs environnements de fonctionnement différents dans ses systèmes primaire et secondaire.

Tableau 4. Conseils de sélection d'alliage de nickel au niveau des composants-en fonction de l'environnement du liquide de refroidissement SMR. La sélection finale des matériaux doit être confirmée par rapport à la conception approuvée du fournisseur de réacteur spécifique et à l'édition du code ASME/aux cas de code invoqués par la base d'autorisation.

Quel est l’état actuel du déploiement des SMR et pourquoi est-il important pour la chaîne d’approvisionnement en matériaux ?

À partir de 2026, les États-Unis sont passés de la conception en papier à la construction active pour la première fois depuis des décennies, et ce changement commence à créer une réelle demande à court terme à court terme pour des plaques, des tubes et des pièces forgées en alliage de nickel de qualité nucléaire plutôt que seulement des quantités à l'échelle de la recherche.

TerraPower a reçu le premier permis de construction jamais délivré par la Commission de réglementation nucléaire des États-Unis pour un réacteur commercial à eau non légère--en mars 2026 et a inauguré les travaux de construction de sa centrale Natrium refroidie au sodium-à Kemmerer, dans le Wyoming, peu de temps après. La conception SMR améliorée de NuScale Power a reçu l'approbation du CNRC, et les services publics, dont la Tennessee Valley Authority, ont lancé des programmes de déploiement SMR de plusieurs - gigawatts.

Le Xe-100 refroidi à l'hélium-de X-energy progresse dans l'examen du CNRC pour un site au Texas, et Kairos Power poursuit la construction d'unités de test successives refroidies au fluorure-au sel dans le Tennessee. De grandes entreprises technologiques ont signé séparément plus de dix gigawatts de capacité nucléaire avancée pour contribuer à alimenter la croissance des centres de données d’IA, une échelle d’engagement privé qui est nouvelle dans l’industrie.

Pour les fournisseurs d'alliages et de composants, cela signifie que les qualités d'alliage de nickel déjà abordées dans ce guide - Alliage 690, Alliage 617, Alliage 800H et la famille Hastelloy N -résistante aux sels fondus- - passent de programmes d'essais en laboratoire principalement universitaires et nationaux-à un approvisionnement commercial premier-de-a-approvisionnement commercial, avec une traçabilité des rapports d'essais en usine et la conformité des cas de code-devient une-exigence d'achat à court terme plutôt qu'une considération future.

Foire aux questions

Q: L’acier inoxydable standard 316 peut-il être utilisé dans les composants SMR ?

A: Oui, pour les composants-à basse température. Les types 304H et 316H restent des matériaux qualifiés ASME Section III, Division 5 et sont utilisés dans les conceptions de réacteurs avancées partout où la température de service reste dans leur plage de contraintes admissible - - généralement jusqu'à environ 550 à 650 degrés en fonction de la durée de vie et de la charge de conception. Au-dessus de cette plage, leur résistance au fluage diminue trop rapidement pour une durée de vie de plusieurs -décennies, c'est là que l'alliage 617 et l'alliage 800H prennent le relais.

Q: Quelle est la température la plus élevée qu'un alliage de nickel à qualification nucléaire-peut supporter ?

A: Dans le cadre des cas actuels du code ASME Section III, Division 5, l'alliage 617 est qualifié pour une construction jusqu'à 954 degrés (1 750 degrés F), la limite de température la plus élevée de tout matériau actuellement code-qualifié pour la construction nucléaire américaine. La température de conception réelle des composants est définie par l'analyse de base de conception spécifique du réacteur -, et non par la seule limite maximale du code de l'alliage.

Q: Pourquoi l'Hastelloy N n'est-il pas encore utilisé dans un réacteur commercial américain autorisé ?

A: Non pas parce que ses performances sont mises en doute -, il dispose de décennies de tests et de données d'exploitation limitées remontant à l'expérience du réacteur à sels fondus des années 1960 -, mais parce qu'il n'a pas encore terminé le processus formel de qualification des matériaux ASME Section III, Division 5 requis pour la construction commerciale sous licence aux États-Unis. Les développeurs qui recherchent des conceptions refroidies au sel fondu ou au fluorure-sel- devraient poursuivre un cas de code dédié dans le cadre de leur processus de licence.

Q: L’Alloy 690 utilisé dans les générateurs de vapeur SMR est-il différent de l’Alloy 690 utilisé dans les grands REP ?

A: Les conceptions SMR à eau légère-s'appuient généralement sur les mêmes spécifications de matériaux en alliage 690 qualifiés ASME-déjà établies pour le parc de réacteurs conventionnels à eau sous pression-, car les deux fonctionnent dans une chimie de l'eau primaire et une plage de température similaires. L'alliage lui-même n'a pas besoin d'une nouvelle qualification à haute température-pour cette application.

Q: Combien de temps faut-il généralement pour ajouter un nouveau matériau au code nucléaire ASME ?

A: Historiquement, de l'ordre d'une décennie pour un-premier-matériau à haute-température -, les boîtiers de code de l'alliage 617 prenaient à peu près autant de temps entre la caractérisation initiale et la publication. L'ASME a depuis rationalisé son flux de travail de révision en fonction des enseignements tirés de cet effort, mais l'assemblage de l'ensemble de données requis en matière de fluage, de fatigue et de soudabilité reste l'étape-limitante pour tout nouveau matériau candidat.