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Etude expérimentale et modélisation de l'usure d'un contact 316LN/304L soumis à sollicitations d'Impact-Fretting en milieu REP: Eau Lithium-Bore 315°C / 155 bar // Experimental analysis and Modeling of Wear in a 316LN/304L Contact Subjected to Impact-Fre

Company

Mines Paris-PSL

Location

Versailles, Île-de-France

Posted

July 20, 2026

Position Overview

Topic description

Lien du sujet avec Figure :

Problématiques scientifiques et industrielles : La société Framatome souhaite développer de nouveaux réacteurs nucléaires plus sûrs et plus pérennes. Un point crucial de leur fonctionnement concerne le système de contrôle des réactions nucléaires dans le milieu primaire (REP : Réacteur à eau pressurisée), assuré par les grappes de contrôle. Celles-ci sont constituées de tubes en INOX LN nitruré contenant des pastilles de bore (absorbeur de neutrons). Ces tubes coulissent au sein de l'assemblage combustible et sont guidés par des cartes de guidage en L. Plongés dans la cuve et soumis au flux de l'eau du circuit primaire, les tubes en LN subissent des vibrations induites par les écoulements turbulents. Ces vibrations engendrent des micro-glissements alternés (fretting), combinés à des sollicitations d'impact qui usent les contacts LN/L. Ces usures peuvent entraîner une perte de fonctionnalité du système de guidag...

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