FR3030579B1 - Procede de passivation d'un element en alliage de nickel, element obtenu par ce procede, et procede de fabrication d'un circuit primaire de reacteur nucleaire associe - Google Patents

Abstract

Ce procédé (120) de passivation d'un élément fabriqué en un alliage à base de nickel est destiné à limiter la corrosion et le relâchement en cations dudit élément au contact d'un liquide. Le procédé comprend une étape d'application d'un traitement thermique (126) sur au moins une face de l'élément, le traitement thermique (126) étant effectué à une température comprise entre 500°C et900°C, sous une atmosphère inerte constituée au moins à 99,9% d'un gaz neutre ou d'un mélange de gaz neutres. L'atmosphère inerte est à une pression sensiblement égale à la pression atmosphérique, et le traitement thermique (126) est effectué pendant une durée comprise entre dix et cinquante heures.

Description

Procédé de passivation d’un élément en alliage de nickel, élément obtenu par ce procédé, et procédé de fabrication d’un circuit primaire de réacteur nucléaire associé L’invention concerne en général les éléments en un alliage métallique à base de ckel, notamment les tubes de générateur de vapeur de réacteur nucléaire.

Des tubes et des plaques de ce type sont utilisés dans des générateurs de vapeur j réacteur nucléaire. Le liquide primaire circule à l’intérieur des tubes et cède sa chaleur j liquide secondaire. Il passe ensuite à l’intérieur du cœur du réacteur nucléaire, où il se chauffe avant d’être redirigé vers le générateur de vapeur. Les plaques sont au contact j liquide primaire.

La surface interne des tubes constitue environ 75% de la surface interne du circuit imaire dans certains réacteurs nucléaires.

Dans les réacteurs à eau pressurisée, le liquide primaire, appelé aussi milieu imaire, est une solution dont les principaux composants sont l’eau, l’acide borique et la hine afin d’obtenir un pH proche de la neutralité en température. Lors des phases de oduction d’électricité, la température du milieu primaire est proche de 300 °C énéralement entre 280 et 345°C). Le milieu primare contient de l’hydrogène dissous. Le |uide primaire est purifié à froid dans un circuit de chimie des centrales afin de limiter sa incentration en cations métalliques et colloïdes issus de la corrosion des matériaux du rcuit. Dans l’état de la technique, les concentrations en cations métalliques dans les ilieux primaires des centrales en exploitation ne sont pas connues avec précision mais jnt proches des concentrations limites de solubilité les plus basses publiées.

Pour les réacteurs à eau bouillante le milieu primaire est de l’eau la plus pure jssible contenant des traces d’hydrogène et d’oxygène dissous, et la température se tue autour de 290°C.

Par la suite on entendra par milieu primaire tout milieu primaire de réacteur à eau essurisée lors des phases de production d’énergie, respectant les spécifications des incipaux exploitants de réacteurs ou des principaux organismes de recherche et de icurité du domaine. La solubilité de la plupart des composés dans un milieu primaire a é étudiée et est publiée notamment sous forme de bases de données commerciales Iles que celles proposé par la société OLI Systems.

Un inconvénient observé dans les circuits primaires des réacteurs nucléaires estant est la corrosion des éléments constituant le circuit primaire, en particulier la irrosion des éléments constituant le générateur de vapeur, cette corrosion ayant pour inséquence le relâchement de nickel dans le liquide primaire. Or ce nickel, entraîné vers cœur par le liquide primaire, se retrouve activé dans le cœur selon le mécanisme jivant :

Ni-58 + 1 n -> Co-58 + p

Co-58 + 1 n -> Co-60 + γ

Ce relâchement de nickel a ainsi pour conséquence la formation des isotopes dioactifs du cobalt C06O et Co58, qui sont connus pour générer 80% des débits de dose esurés autour du circuit primaire.

Il a été proposé des solutions pour limiter la corrosion d’éléments fabriqués en liage métallique à base de nickel, afin de pouvoir fabriquer des tubes de générateur de ipeur moins facilement susceptibles de libérer du nickel dans le circuit primaire du acteur nucléaire. Une de ces solutions est présentée dans EP-A-1 312 688.

La solution divulguée par ce document consiste en l’application d’un traitement ermique sur une face d’un élément en alliage métallique à base de nickel, sous une mosphère contrôlée comprenant un mélange d’argon et de dihydrogène, de façon à rmer un revêtement de surface comprenant une couche profonde comportant une ajorité de chromine (Cr2O3) et une couche de surface comportant une majorité de nCr2O4.

Une autre solution pour augmenter la résistance à la corrosion d’un élément briqué en un alliage métallique à base de nickel est présentée dans JP-A-64-055366. ette solution consiste en l’application d’un traitement thermique sur une face de dément, sous une atmosphère contrôlée ayant une pression comprise entre 10-2 et 10-4 orr de façon à former un revêtement de surface comprenant une couche comportant une ajorité d’oxyde de chrome.

Par ailleurs JP-A-01-159362 divulgue une solution pour augmenter la résistance tergranulaire de la surface d’un tube d’échangeur de chaleur lorsqu’un film de juverture résistant à la corrosion est formé en surface du tube. Cette solution consiste 1 l’application d’un traitement thermique à l’élément, sous une atmosphère de gaz inerte <ant une pression comprise entre 10_1 et 10-3 atmosphères.

Toutefois, ces solutions ne donnent pas entière satisfaction. En effet, dans le cas j la solution proposée par EP-A-1 312 688, le traitement thermique doit être effectué )us une atmosphère comprenant du dihydrogène, qui est un gaz explosif et donc fficilement manipulable. Quant aux solutions proposées par JP-A-64-055366 et JP-A-01 -593 62, elles requièrent de faire un vide au moins partiel dans l’espace où est effectué le alternent thermique, ce qui complique la mise en œuvre du traitement thermique.

Un objectif de l’invention est ainsi de limiter la corrosion d’éléments fabriqués en liage métallique à base de nickel au moyen d’un procédé simple et facile à mettre en >uvre. Un autre objectif est de réduire le relâchement de nickel dans le circuit primaire un réacteur nucléaire, en limitant les surcoûts pour la fabrication du circuit primaire. A cet effet, l’invention a pour objet un procédé de passivation d’un élément briqué en un alliage à base de nickel pour limiter la corrosion et le relâchement en liions dudit élément au contact d’un liquide, le procédé comprenant une étape application d’un traitement thermique sur au moins une face de l’élément, le traitement ermique étant effectué à une température comprise entre 500°C et 900°C, sous une mosphère inerte constituée au moins à 99,9% d’un gaz neutre ou d’un mélange de gaz autres, dans lequel l’atmosphère inerte est à une pression sensiblement égale à la ession atmosphérique, et le traitement thermique est effectué pendant une durée imprise entre dix et cinquante heures.

Selon des modes de réalisation particuliers de l’invention, le procédé de issivation présente également l’une ou plusieurs des caractéristiques suivantes, prise(s) olément ou suivant toute(s) combinaison(s) techniquement possible(s) : - le gaz neutre ou le mélange de gaz neutres comprend un gaz noble ; - le gaz noble comprend de l’argon ; - l’élément est un tube de générateur de vapeur pour réacteur nucléaire, et le alternent thermique est appliqué à une face interne dudit tube destinée à être en contact /ec un liquide primaire du réacteur ; - l’alliage présente une teneur massique en nickel supérieure à 50% et une teneur assique en chrome comprise entre 14% et 45% ; - l’alliage est un alliage 690 selon la norme UNS N06690/W Nr 2.4642 ; - le traitement thermique est effectué à une température sensiblement égale à )0°C pendant une durée sensiblement égale à cinquante heures ; - le traitement thermique comprend les sous-étapes suivantes : • chauffage de l’élément, sous l’atmosphère inerte, avec une rampe de température sensiblement égale à 10°C.miri1, • maintien de l’élément à une température sensiblement égale à 700°C pendant une durée sensiblement égale à cinquante heures, sous l’atmosphère inerte, et • refroidissement de l’élément. - lors des étapes de chauffage et de maintien, une énergie thermique est apportée l’élément traité thermiquement par un système de chauffage, et le refroidissement de dément est obtenu exclusivement par arrêt de l’apport en énergie thermique à l’élément.

On notera que, ici comme dans la suite, lorsqu’un paramètre est indiqué comme ant « sensiblement égal >> à une valeur, on comprend que la valeur dudit paramètre est jmprise entre 95 et 105% de la valeur mentionnée. L’invention a également pour objet un procédé de fabrication d’un circuit primaire ï réacteur nucléaire, comprenant les étapes suivantes : - fourniture d’un élément constitué d’un alliage comprenant du nickel, - passivation de l’élément suivant un procédé tel que défini ci-dessus, et - intégration de l’élément passivé à un circuit primaire de réacteur nucléaire.

Selon des modes de réalisation particuliers de l’invention, le procédé de fabrication ésente également la caractéristique suivante : - l’étape d’intégration comprend l’intégration de l’élément passivé à un générateur de vapeur du circuit primaire. L’invention a également pour objet un élément comportant un corps, fabriqué en î alliage à base de nickel, et un revêtement de surface recouvrant au moins une face jdit corps, ledit revêtement de surface comprenant une couche comportant une majorité ï chromine, caractérisé en ce que ledit élément est obtenu au moyen d’un procédé de issivation tel que défini ci-dessus.

Enfin, l’invention a également pour objet un circuit primaire de réacteur nucléaire itenu au moyen d’un procédé de fabrication tel que défini ci-dessus. D’autres caractéristiques et avantages de l’invention apparaîtront à la lecture de la ïscription qui va suivre, donnée uniquement à titre d’exemple et faire en se référant aux ïssins annexés, dans lesquels : la Figure 1 est une représentation schématique simplifiée d’un circuit primaire de réacteur nucléaire selon l’invention, la Figure 2 est une représentation schématique en coupe du côté interne d’un tube de générateur de vapeur du circuit de réacteur nucléaire de la Figure 1, la Figure 3 est un graphique donnant la teneur massique en éléments majeurs, en fonction de la profondeur, mesurée sur un échantillon du tube de la Figure 2, la Figure 4 est un graphique donnant la teneur massique en éléments mineurs, en fonction de la profondeur, mesurée sur l’échantillon du tube de la Figure 2, la Figure 5 est un histogramme comparant le taux de relâchement en nickel du tube de la Figure 2 au taux de relâchement un nickel d’un tube de générateur de vapeur standard, et la Figure 6 est un diagramme en blocs illustrant un procédé de fabrication du circuit primaire de la Figure 1.

Le circuit primaire de réacteur nucléaire 10, représenté sur la Figure 1, comprend, ï façon connue, une cuve de réacteur nucléaire 12 et un générateur de vapeur 13.

Le générateur de vapeur 13 comprend une enveloppe externe 15. Il comprend paiement une plaque tubulaire 17 divisant le volume interne de l’enveloppe en une boîte eau 19 et un volume supérieur 21.

La boîte à eau 17 est divisée par une cloison interne 22 en un compartiment nont 23 et un compartiment aval 25.

Le générateur de vapeur 13 comporte une entrée de liquide secondaire 27 et une irtie de vapeur 29, débouchant toutes deux dans le volume supérieur 21. Elles sont ccordées respectivement à une pompe secondaire et à une turbine à vapeur (non présentées).

Le générateur de vapeur 13 comprend également des tubes 30 débouchant îacun par une extrémité amont dans le compartiment amont 23 de la boîte à eau, et par îe extrémité aval opposée à l’extrémité amont dans le compartiment aval 25.

Les tubes 30 présentent chacun une forme en U et leurs extrémités sont jidement fixées à la plaque tubulaire 17.

Le compartiment amont 23 est raccordé fluidiquement à une sortie 31 de la cuve Le compartiment aval 25 est raccordé fluidiquement à une entrée 35 de la cuve 12.

Quand le réacteur nucléaire est en fonctionnement, le liquide primaire est chauffé ins la cuve 12 du réacteur, puis circule jusqu’au compartiment amont 23 de la boîte à lu. Il circule ensuite du compartiment amont 23 au compartiment aval 25, à l’intérieur is tubes 30. Il cède au passage une partie de son énergie thermique au liquide icondaire. Il circule ensuite depuis le compartiment aval 25 jusqu’à l’entrée 31 de la jve 12.

En référence à la Figure 2, chaque tube 30 est fabriqué en un alliage à base de ckel. L’alliage présente à l’échelle macroscopique les teneurs massiques suivantes : - Ni supérieur à 50% ; - Cr entre 14% et 45%. L’alliage présente de préférence à l’échelle macroscopique les teneurs massiques j ivantes : - Ni supérieur à 50% ; - Cr entre 14% et 45% ; - Fe entre 0% et 16% ; - le reste étant composé d’impuretés résultant de la fabrication. L’alliage présente encore de préférence les teneurs massiques suivantes : - Ni compris entre 50% et 75% ; - Cr entre 14% et 35% ; - Fe entre 0% et 16% ; - le reste étant composé d’impuretés résultant de la fabrication.

Typiquement, l’alliage est un alliage 690 selon la norme UNS N06690/W Nr 2.4642 innu aussi sous le nom d’INCONEL® alloy 690. A l’échelle macroscopique, les teneurs assiques des éléments chimiques composant cet alliage sont les suivantes : - Ni supérieur à 58.0% ; - Cr entre 27% et 31 % ; - Fe entre 7% et 11 % ; - Carbone inférieur à 0.05% ; - Silicium inférieur à 0.50% ; - Manganèse inférieur à 0.50% ; - Soufre inférieur à 0.015% ; - Cuivre inférieur à 0.50%. A l’échelle microscopique ces teneurs peuvent varier.

Le tube 30 présente une surface interne 40 délimitant un passage interne dans quel s’écoule le liquide primaire.

Cette surface interne 40 est généralement recouverte d’une couche d’oxyde 42. ette couche d’oxyde 42 comprend typiquement une couche d’oxyde dite couche externe on représentée) composée d’oxydes de type spinelle de fer, chrome et nickel, qui couvre une autre couche d’oxyde dite couche d’oxyde interne (non représentée) jnéralement riche en chrome. Exposés à l’air, les tubes neufs présentent une couche oxyde simple (sans couche externe) dont l’épaisseur est en général de 2 à 10 nm. Sur s tubes neufs la couche d’oxyde native peut en certains endroits être substituée par des articules d’oxydes ou de carbures notamment d’alumine formées par des phénomènes i ségrégation thermique ou apportées par sablage. Sur un tube exposé plusieurs inées au milieu primaire du réacteur les couches d’oxydes peuvent avoir une épaisseur taie allant jusqu’à quelques micromètres.

Sous la surface interne 40, on trouve une couche superficielle 44 dont la imposition s’écarte de la composition de l’alliage utilisé pour fabriquer le tube 30, puis le eur 46 du tube 30. Typiquement, la couche 44 a une épaisseur sensiblement égale à 10 pm ; ainsi la couche 44 est suffisamment épaisse pour remplir son rôle de barrière, imme cela sera détaillé par la suite, tout en restant suffisamment fine pour ne pas écailler.

La composition du cœur 46 présente sensiblement les teneurs massiques de illiage utilisé pour fabriquer le tube 30. La couche superficielle 44 présente des teneurs assiques qui sont différentes de celles du cœur 46, résultant des traitements appliqués rs de la fabrication du tube 30.

La composition de la couche superficielle 44 en fonction de la profondeur p à partir j la surface interne 40 du tube 30 va maintenant être décrite, en référence aux Figures 3 4, dans le cas où l’alliage dans lequel est fabriqué le tube 30 est un alliage 690. omme visible sur la Figure 2, la profondeur p est prise radialement, à partir de la surface terne 40, vers l’extérieur du tube 30.

Cette composition a en particulier été mesurée à différentes profondeurs p du tube ), sur un échantillon du tube 30. Cet échantillon du tube 30 présentait par exemple un amètre de 20± 1 mm au niveau de la surface interne et une épaisseur de 1 mm.

Typiquement, la couche superficielle a été analysée à 100 profondeurs différentes, parties entre 0 et 0,4 pm.

Pour chaque profondeur p, plusieurs mesures ont été faites, en différents points. js teneurs massiques retenues correspondent par exemple à la moyenne des résultats j mesure.

La teneur massique en chaque élément a été mesurée par spectrométrie de jcharge luminescente (SDL, GDOES en anglais). Cette technique est connue et ne sera is détaillée ici.

Alternativement, la teneur massique des différents éléments composant l’alliage jut être mesurée par spectrométrie Auger ou spectrométrie photoélectronique X couplée /ec une méthode d’abrasion de la surface interne du tube (par exemple abrasion nique). Alternativement encore, la teneur massique des différents éléments composant illiage peut être mesurée par spectroscopie à rayons X à dispersion d'énergie (EDS, jréviation de l'anglais Energy Dispersive X-ray Spectroscopy) sur une coupe transverse u lame microscopique obtenue par sonde ionique focalisée) du tube étudiée par icroscope électronique à balayage (MEB) ou à transmission (MET). Ces techniques sont jnnues et ne seront pas détaillées ici. Ces techniques permettent par ailleurs de esurer la composition des couches d’oxydes.

Comme visible sur la Figure 4, la teneur massique en nickel dans la couche jperficielle 44 est inférieure à 2%. La couche superficielle 44 peut donc être considérée imme étant exempte de nickel.

Par ailleurs, comme visible sur la Figure 3, les éléments majoritaires dans cette juche superficielle 44 sont le chrome et l’oxygène. Le chrome présente en particulier îe teneur massique supérieure à 20%, et l’oxygène une teneur massique supérieure à )%. Ces éléments forment au sein de la couche superficielle des cristaux de chromine îr2O3) qui composent majoritairement la couche superficielle 44. La diffusion de nickel ins la chromine étant faible, la couche superficielle 44 forme ainsi une barrière npêchant le nickel d’atteindre la surface interne 40 du tube 30 et donc d’être dilué dans liquide primaire.

Cet effet est facilement observable, comme on peut le voir sur la Figure 5, qui irmet de comparer le taux de relâchement en nickel du tube 30 au taux de relâchement î nickel d’un tube de générateur de vapeur standard.

Les mesures présentées sur cette figure ont été obtenues dans une boucle d’essai 1 titane du Centre Technique AREVA NP dans laquelle circulait un milieu primaire mulé de composition B - H3BO3 dissous - à 990 ppm, Li - forme LiOH dissous - à 1,75 >m, hydrogène 25 à 30 cm3.kg_1, les valeurs précédentes étant données pour des mpérature et pression normalisées, et oxygène inférieur en moyenne à 5 pg/L. Ce ilieu primaire simulé initialement exempt de nickel circulait en condition d’écoulement minaire, le relâchement étant calculé par un produit du nickel dissous par le débit du luide étant entré en contact avec le matériau étudié et division de ce produit par la jrface mouillée du matériau.

En référence à la Figure 5, le relâchement de nickel par le tube 30 est ainsi jnsiblement égal à 0,4 pg.drri2 lors de la montée en température du fluide primaire, 1 pg.drri2 lors de la phase nominale du réacteur, et 0,3 pg.drri2 lors de la descente en mpérature du fluide primaire, contre respectivement 2,5 pg.drri2, 0,8 pg.drri2 et 6 pg.drri2 pour un tube de générateur de vapeur standard. Ainsi, sur l’ensemble d’un <cle, le relâchement de nickel par le tube 30 est sensiblement égal à 1,8 pg.drri2, contre 8 pg.drri2 pour un tube de générateur de vapeur standard : le gain apporté par nvention est donc clairement observable.

Un procédé 100 de fabrication du circuit primaire 10 va maintenant être décrit, en férence à la Figure 6.

On fournit tout d’abord, lors d’une première étape 110, un tube de générateur de ipeur standard, fabriqué en un alliage à base de nickel, typiquement en alliage 690.

Ce tube est ensuite passivé lors d’une étape 120. A cet effet, le tube est placé, lors une sous-étape 122, dans une chambre chauffante (non représentée), comprenant un <stème (non représenté) de chauffage de la chambre.

La chambre est ensuite remplie, lors d’une sous-étape 124, d’un gaz neutre ou un mélange de gaz neutre pour former à l’intérieur de la chambre une atmosphère inerte instituée à 99,9% dudit gaz neutre ou mélange de gaz neutre. On entend par « gaz jutre >> un gaz qui ne réagit pas avec les éléments constituant l’alliage du tube

Le gaz neutre ou le mélange de gaz neutre comprend de préférence un gaz noble, ir exemple de l’argon.

Le remplissage de la chambre est effectué par balayage de gaz, c’est-à-dire que j gaz est en permanence injecté dans la chambre, le gaz en surplus s’évacuant à extérieur de la chambre. La pression de l’atmosphère inerte est ainsi établie de façon à re sensiblement égale à la pression atmosphérique.

La proportion de gaz neutre dans l’atmosphère inerte et la pression de itmosphère inerte sont en particulier ajustées de manière à ce que la pression partielle i dioxygène dans la chambre soit inférieure à 10-6 bar.

Un traitement thermique est ensuite appliqué au tube à l’intérieur de la chambre, jus l’atmosphère inerte à la pression atmosphérique, lors d’une sous-étape 126. Ce alternent thermique est notamment appliqué à la surface interne du tube. A cet effet, lors d’une sous-étape 126a, le système de chauffage est activé, de anière à ce que la température à l’intérieur de la chambre augmente avec une rampe de mpérature sensiblement égale à 10°C.miri1. Ce faisant, le tube 30 est chauffé par iport d’énergie thermique fournie par le système de chauffage, ce chauffage se faisant paiement avec une rampe de température sensiblement égale à 10°C.miri1.

Une fois le tube porté à une température comprise entre 500 °C et 900 °C, de éférence sensiblement égale 700°C, l’énergie theimique apportée par le système de îauffage est réduite de manière à maintenir le tube à une température sensiblement instante. Le tube est ainsi maintenu, lors d’une sous-étape 126b, à une température imprise entre 500°C et 900°C, de préférence sensitbement égale 700°C, pendant une jrée comprise entre dix et cinquante heures, de préférence sensiblement égale à nquante heures.

Une fois ladite durée écoulée, le système de chauffage est arrêté, de sorte que le be cesse d’être alimenté en énergie thermique fournie par le système de chauffage. Le be refroidit alors, lors d’une sous-étape 126c.

On notera que le refroidissement du tube est obtenu exclusivement par l’arrêt de ipport en énergie thermique au tube. En particulier, le tube n’est pas soumis à un flux invectif de refroidissement, et est simplement maintenu dans la chambre, sous itmosphère inerte, à la pression atmosphérique. La vitesse de refroidissement du tube >t ainsi déterminée exclusivement par l’inertie thermique du tube et l’inertie thermique de chambre.

Une fois le refroidissement du tube achevé, on obtient le tube 30.

Ce tube 30 est ensuite intégré à un générateur de vapeur, lors d’une étape 130, jis ce générateur de vapeur est raccordé fluidiquement à une cuve de réacteur jcléaire, lors d’une étape 140, de manière à former un circuit primaire de réacteur jcléaire.

On obtient ainsi le circuit primaire 10.

Grâce à l’invention décrite ci-dessus, le relâchement de nickel dans le circuit imaire d’un réacteur nucléaire est réduit. Cette réduction est obtenue en limitant la jrrosion d’éléments du circuit primaire fabriqués en alliage métallique à base de nickel j moyen d’un procédé simple et facile à mettre en oeuvre. Les surcoûts pour la brication du circuit primaire liés à cette réduction du relâchement de nickel sont ainsi duits.

On notera que, bien que la description ne présente que le cas où un tube 30 du jnérateur de vapeur 13 du circuit primaire 10 est passivé, l’invention n’est pas limitée à j seul mode de réalisation. En variante, l’élément passivé au moyen du traitement ermique décrit ci-dessus est un autre organe du générateur de vapeur 13, par exemple îe plaque montée dans le générateur de vapeur 13 et dont une surface interne est en jntact avec le liquide primaire, ou un autre équipement du réacteur nucléaire, par temple un tube monté dans un autre échangeur de chaleur, ou un équipement implanté ins une installation industrielle qui n’est pas un réacteur nucléaire.

Claims (4)

11 REVENDICATIONS

1. - Procédé (120) de passivation d’un élément (30) fabriqué en un alliage à base nickel pour limiter la corrosion et le relâchement en cations dudit élément (30) au ntact d’un liquide, l’alliage présentant une teneur massique en nickel supérieure à 50% une teneur massique en chrome comprise entre 14% et 45%, le procédé comprenant e étape d’application d’un traitement thermique (126) sur au moins une face de lément (30), te traitement thermique (126) étant effectué à une température comprise tre 500“C et 900°C, sous une atmosphère inerte constituée au moins à 99,9% d’un gaz utre ou d’un mélange de gaz neutres et comprenant du dioxygène avec une pression rtielle de dioxygène inférieure à 10's bar, caractérisé en ce que l’atmosphère inerte est à une pression sensiblement égale à pression atmosphérique, et le traitement thermique (126) est effectué pendant une rée comprise entre dix et cinquante heures.

2. - Procédé de passivation (120) selon te revendication 1, dans lequel le gaz utre ou le mélange de gaz neutres comprend un gaz noble. 3. - Procédé de passivation (120) selon la revendication 2, dans lequel le gaz noble rnprend de l’argon. 4. - Procédé de passivation (120) selon l’une quelconque des revendications roédentes, dans lequel l’élément (30) est un tube de générateur de vapeur pour jeteur nucléaire, et le traitement thermique (126) est appliqué à une face interne (40) dit tube destinée à être en contact avec un liquide primaire du réacteur. 5. - Procédé de passivation (120) selon l’une quelconque des revendications îcédentes, dans lequel l’alliage est un alliage 690 selon te norme UNS N06690/W Nr 1642. 6. - Procédé de passivation (120) selon l’une quelconque des revendications icédentes, dans lequel le traitement thermique (126) est effectué à une température risiblement égale à 700°C pendant une durée sensiblement égale à cinquante heures. 7. - Procédé de passivation (120) selon la revendication 6, dans lequel le itement thermique (126) comprend les sous-étapes suivantes : chauffage (126a) de l’élément (30), sous l’atmosphère inerte, avec une rampe de température sensiblement égale à 10°C.min'\ maintien (126b) de l’élément (30) à une température sensiblement égale à 700°C pendant une durée sensiblement égale à cinquante heures, sous l’atmosphère inerte, et refroidissement (126c) de l’élément (30). 12

8, - Procédé de passivation (120) selon la revendication 7, dans lequel, lors des spes de chauffage (126a) et de maintien (126b), une énergie thermique est apportée à lément traité thermiquement (30) par un système de chauffage, et le refroidissement 26c) de l’élément (30) est obtenu exclusivement par arrêt de l’apport en énergie îrmique à l’élément (30). 9, - Procédé (100) de fabrication d'un circuit primaire de réacteur nucléaire (10), ractérisé en ce qu'il comprend les étapes suivantes : - fourniture (110) d’un élément (30) constitué d’un alliage comprenant du nickel, - passivation (120) de l’élément (30) suivant un procédé selon l'une quelconque des revendications 1 à 9, et intégration de l'élément (30) passive à un circuit primaire de réacteur nucléaire.

10, - Procédé de fabrication (100) selon la revendication 9, dans lequel l’étape "itégration comprend l’intégration (130) de l’élément (30) passive à un générateur de peur (13) du circuit primaire (10). 11, - Elément (30) comportant un corps (46), fabriqué en un alliage à base de kel, et un revêtement de surface recouvrant au moins une face dudit corps (46), ledit bêtement de surface comprenant une couche (44) comportant une majorité de Omine, caractérisé en ce que ledit élément (30) est obtenu au moyen d’un procédé de ssivation (120) selon l’une quelconque des revendications 1 à 8. 12, - Circuit primaire de réacteur nucléaire (10), caractérisé en ce qu’il est obtenu moyen d’un procédé de fabrication (100) selon la revendication 9 ou 10.