Concrete permeability and damage : transposition of laboratory results to prediction of leakage rates on real structures

Les enceintes de confinement des centrales nucléaires sont conçues pour assurer des propriétés de confinement et d'étanchéité précises en situations d'usage normal et en cas d'accident nucléaire, afin d'éviter la dissémination de radioéléments dans l'environnement. Ces enceintes étant construites en béton, la maîtrise de l'évaluation de la perméabilité du béton et de ses évolutions sous contraintes permettrait d'évaluer les débits de fuite susceptibles d'intervenir dans le temps sous certaines sollicitations. Jusqu'aujourd'hui, il existe plusieurs techniques de mesure de la perméabilité et ces techniques aboutissent à des résultats différents pour une même éprouvette de béton. La première étude que nous avons réalisée a été donc de proposer une normalisation de la mesure de la perméabilité : cette normalisation a abouti à la détermination d'une perméabilité caractéristique du béton et indépendante de la technique de mesure. Parallèlement à cette démarche, nous avons aussi proposé d'évaluer la perméabilité du béton à l'aide d'observables du Contrôle Non Destructif comme la permittivité et la résistivité électrique. Les résultats obtenus montrent la possibilité d'estimer la perméabilité dans les conditions du béton sur site. La deuxième étude réalisée est relative à la maîtrise de la perméabilité sous contraintes. Au laboratoire, nous avons étudié la perméabilité d'éprouvettes en béton de différentes tailles dans diverses conditions de séchage, de sollicitation thermique, d'endommagements mécanique et couplés. Nous avons ainsi pu établir des modèles perméabilité-endommagements en fonction de chaque source d'endommagement. La troisième étude réalisé porte sur la transposition des résultats de laboratoire au site, à travers l'utilisation de maquette d'enceinte nucléaire de dimensions plus importantes et représentatives de l'ouvrage réel (VeRCoRs à l'échelle 1/3). L'ensemble des résultats des deux premières études ont été mise à contribution et ont permis d'aboutir à des calculs des débits de fuite et des Temps d'Etablissement du Régime Permanent d'Ecoulement cohérents avec les hypothèses de calculs.The building reactor of the nuclear power plants are designed to provide precise containment and sealing properties in normal use situations and in the event of a nuclear accident, to prevent the spread of radioelements in the environment. Since these enclosures are made of concrete, controlling the evaluation of the permeability of concrete and its evolutions under stress would make it possible to evaluate the leakage rates that may occur over time under certain conditions. Until today, there are several techniques for measuring permeability and these techniques lead to different results for the same concrete specimen. The first study we carried out was therefore to propose a standardization of the permeability measurement: this standardization resulted in the determination of a characteristic permeability of concrete and independent of the measurement technique. In parallel with this approach, we also proposed to evaluate the permeability of concrete using observables from Non-Destructive Testing such as permittivity and electrical resistivity. The results obtained show the possibility of estimating the permeability under concrete conditions on site. The second study carried out relates to the control of the permeability under constraints. In the laboratory, we investigated the permeability of concrete specimens of different sizes under various conditions of drying, thermal stress, mechanical and coupled damage. We could establish permeability-damage models according to each source of damage. The third study carried out relates to the transposition from laboratory results to the site, using nuclear power plants mock-up of larger dimensions and representative of the actual structure (VeRCoRs at scale 1/3). All the results of the first two studies have been used and have led to calculations of leak rates and Time to Reach Steady State (TRSS) consistent with the calculation assumptions