Brevet FR2290739A1 — publié le 19760604

La présente invention concerne, d'une manière générale, des éléments de combustible nucléaire, destinés à être utilisés dans le coeur de réacteurs nucléaires, et elle a trait, plus particulièrement à un élément de combustible nucléaire perfectionné comportant une gaine composite comprenant un substrat dont la surface intérieure porte une couche de métal. On conçoit, construit et fait fonctionner à l'heure actuelle des réacteurs nucléaires, dans lesquels le combustible nucléaire est contenu dans des élements de combustible qui peuvent avoir diverses formes géométriques, telles que des plaques, des tubes ou des barreaux. Le combustible est généralement enfermé dans une gaine conductrice de la chaleur, non réactive et résistant à la corrosion. Les éléments sont réunis en un réseau, à distances fixes les uns des autres, dans un canal d'écoulement de réfrigérant pour former un assemblage combustible, et on combine un nombre suffisant d'assemblages combustibles pour former le coeur du réacteur, capable d'une réaction de fission auto-entretenue. Le-coeur, à son tour, est enfermé dans une cuve de réacteur, à travers laquelle passe un réfrigérant. La gaine a plusieurs buts, dont les deux principaux sont : premièrement, empêcher un contact et des réactions chimiques entre le combustible nucléaire et le réfrigérant ou le modérateur si un modérateur est présent, ou les deux si à la fois un réfrigérant et un modérateur sont présents ; et deuxièmement, empêcher une contamination du réfrigérant ou du modérateur ou des deux par les produits de fission radioactifs, dont certains sont gazeux, dégagés par le combustible. Des matériaux de gainage classiques sont l'acier inoxydable, l'aluminium et ses alliages, le zirconium et ses alliages, le niobium, certains alliages de magnésium et d'autres. La rupture de la gaine, c'est-à-dire une perte d'étanchéité, peut provoquer la contamination du réfrigérant et du modérateur et des systèmes associés par des produits radioactifs de longue période à un degré, pouvant perturber le fonctionnement de la centrale. On a rencontré des difficultés dans la fabrication et dans l'utilisation d'éléments de combustible nucléaire employant certains métaux et alliages comme matériaux de gainage, dues à des réactions mécaniques ou chimiques de ces matériaux de gainage dans certaines circonstances. Le zirconium et ses alliages, dans des circonstances normales, fournissent d'excellentes gaines pour combustible nucléaire, car ils ont de faibles sections efficaces d'absorption des neutrons, et à des températures inférieures à 3980C sont résistants, ductiles, extrêmement stables et non réactifs en présence d'eau déminéralisée ou de vapeur d'eau qui sont des réfrigérants et modérateurs communément utilisés. Cependant, une difficulté est apparue concernant la déchirure fragile de la gaine due aux interactions combinées entre le combustible nucléaire, la gaine et les produits de fission engendrés durant des réactions de fission nucléaire. On a trouvé que cette déchirure fragile résulte de contraintes mécaniques localisées dues à une dilatation différente de la gaine et du combustible. (Les contraintes dans la gaine sont localisées au niveau de fissures dans le combustible nucléaire). Le combustible nucléaire dégage des produits de fission corrosifs qui sont présents à l'intersection des fissures du combustible avec la surface de la gaine. Des produits de fission sont engendrés dans le combustible nucléaire pendant la réaction de fission en chaine lors du fonctionnement d'un réacteur nucléaire.Les contraintes localisées sont exhaltées par la friction importante entre le combustible et la gaine. A l'intérieur d'un élément de combustible scellé, la lente réaction entre la gaine et l'eau résiduelle à l'intérieur de la gaine engendre du gaz hydrogène jusqu'à des teneurs qui, sous certaines conditions, peuvent entrainer une hydruration locale de la gaine et par conséquent une détérioration locale des propriétés mécaniques de la gaine. La gaine est également attaquée par des gaz tels que l'oxygène, l'azote, l'oxyde de carbone et le gaz carbonique sur un large domaine de températures. La gaine de zirconium d'un élément de combustible se trouve exposée à un ou plusieurs des gaz ci-dessus et des produits de fission lors de l'irradiation dans un réacteur nucléaire et ceci en dépit du fait que ces gaz et produits de fission puissent être absents du réfrigérant ou du modérateur du réacteur, et en outre aient été éliminés autant que possible de l'atmosphère ambiante pendant la fabrication de la gaine et de l'élément de combustible. Les compositions céramiques et réfractaires frittées utilisées comme combustible nucléaire, dégagent des quantités mesurables des gaz et des produits de fission ci-dessus lors de leur chauffage, par exemple pendant la fabrication d'élément de combustible et pendant l'irradiation. Les compositions céramiques et réfractaires particulaires, telles que la poudre de bioxyde d'uranium et d'autres poudres utilisées comma combustible nucléaire, dégagent encore de plus grandes quantités des gaz ci-dessus pendant l'irradiation. Ces gaz dégagés sont capables de réagir avec la gaine de zirconium contenant le combustible nucléaire. A la lumière de ce qui précède, on a trouvé souhaitable de réduire autant que possible l'attaque de la gaine par l'eau, la vapeur d'eau et d'autres gaz, en particulier l'hydrogène, qui réagissent avec la gaine à l'intérieur de l'élément de combustible pendant toute la durée d'utilisation de l'élément de combustible dans des centrales nucléaires. Un moyen a été de rechercher des matériaux qui réagissent chimiquement rapidement avec l'eau, la vapeur d'eau et d'autres gaz, afin d'éliminer ceux-ci de l'intE- rieur de la gaine. On a appelé de tels matériaux des "pièges" ou "getters . Une autre technique a consisté à revêtir le combustible avec une céramique pour empêcher un contact de 1 'humidité avec le combustible nucléaire, comme décrit dans le brevet des Etats Unis n 3.108.936.Le brevet des Etats Unis nO 3.085.059 décrit un élément de combustible comprenant une enveloppe métallique renfermant une ou plusieurs pastilles de matériau céramique fissile et une couche de matériau vitreux liée aux pastilles de céramique, de sorte que cette couche se trouve entre l'enveloppe et le combustible nucléaire afin d'assurer une conduction thermique uniforme et bonne, des pastilles vers l'enveloppe. Le brevet des Etats Unis nO 2.873.238 décrit un corps fissile revêtu d'une chemise se composant d'un ensemble de sections pourvues de chemise et à extrémités ouvertes que l'on a plongé dans un bain en fusion d'un matériau de liaison de façon à obtenir une liaison thermiquement conductrice entre les sections du corps et la gaine. Ce brevet indique également que le revêtement peut être tout alliage métallique ayant une bonne conduction thermique, parmi lesquels on peut citer les alliages aluminium-silicium et zinc- aluminium. Le brevet Japonais SHO 47-46559 décrit la consolidation de particules discrètes de combustible sous forme de combustible composite à matrice renfermant du carbone en revêtant les particules de combustible d'une couche lisse, de densité élevée, renfermant du carbone. Le brevet Japonais SHO 47-14200 décrit un autre procédé de revêtement dans lequel un des deux groupes de pastilles est revêtu d'une couche de carbure de silicium et l'autre groupe d'une couche de carbone pyrolytique ou de carbure métallique. Le procédé de revêtement d'un combustible nucléaire introduit un facteur de fiabilité car l'obtention de revêtements uniformes sans défaut est difficile. En outre, la dégradation du revêtement peut introduire des difficultés en ce qui concerne la performance prolongée du combustible nucléaire. La demande de brevet des Etats Unis nO 330.152 décrit un procédé pour empêcher la corrosion de la gaine de combustible nucléaire qui consiste à ajouter un métal tel que le niobium au combustible. Cette addition peut se faire sous forme d'une poudre, à condition que l'étape suivante de traitement du combustible n'oxyde pas le métal, ou sous forme de fils incorporés à l'élément de combustible, ou encore sous forme de feuilles et autres formes disposés à l'intérieur, autour ou entre des pastilles de combustible. Le document GEAP 4555 de Février 1964 décrit une gaine composite en alliage de zirconium pourvue d'une chemise intérieure en acier inxoydable'liée métallurgiquement à l'alliage de zirconium. On fabrique cette gaine composite par filage d'une billette creuse d'alliage de zirconium ayant une chemise intérieure en acier inoxydable. Cette gaine présente l'inconvenient que l'acier inoxydable engendre des phases fragiles, et que cette couche d'acier inoxydable accroit l'absorption des neutrons de 10 à 15 fois par rapport à celle d'une couche d'alliage de zirconium de la même passeur. Le brevet des Etats Unis nO 3.502.549 décrit un procédé de protection du zirconium et de ses alliages par dépôt électrolytique de chrome pour obtenir un matériau composite utilisable dans des réacteurs nucléaires. On a également décrit dans l'ouvrage Energia Nucleare Volume 11 nO 9 (Septembre 1964) pages 505 508, un procédé pour le dépôt électrolytique de cuivre sur des surfaces de Zircaloy-2 et de traitement thermique ultérieur dans le but d'obtenir une diffusion superficielle du métal déposé électrolytiquement. L'article "Stability and Compatibility of Hydrogen Barriers Applied to Zirconium Alloys" de F. Brossa et Al (European Atomic Energy Community, Joint Nuclear Research Center EUR 4098e 1969) décrit des procédés de dépôt de différents revêtements et leur efficacité comme barrières de diffusion vis-a-vis de l'hydrogène.En particulier un revêtement Al-Si est apparu comme la barrière la plus prometteuse vis-à-vis de la diffusion de l'hydrogène. L'article intitulé "Electroplating on Zirconium and Zirconium Tin" de W.C. Schickner et Al (BM1-757, Technical Information Service, 1952) décrit des procédés de galvanoplastie du nickel sur du zirconium et des alliages zirconium-étain, et un traitement thermique de ces alliages pour produire des liaisons par diffusion d'alliages. Le brevet des Etats Unis nO 3.625.821 décrit un élément de combustible pour un réacteur nucléaire ayant une gaine tubulaire dont la surface interne est revêtue d'un métal de renforcement de faible section efficace d'absorption des neutrons, tel que du nickel, et dans lequel se trouvent des particules finement dispersées d'un poison consommable.L'article intitulé "Reactor Development Program Progress Report" d'Aout 1973 (ANL-RDP-19) décrit l'utilisation d'un "piège" chimique se pré- sentant sous la forme d'une couche de chrome consommable disposée sur la surface interne d'une gaine en acier inoxydable. Une autre technique a été d'introduire une barrière entre le combustible nucléaire et la gaine qui le contient. Cette technique fait l'objet, en particulier, des brevets des Etats Unis nO 3.230.150 (feuille de cuivre), 3.212.988 (feuille de zirconium, aluminium ou beryllium), 3.018.238 (barrière de carbone cristallin entre UO2 et la gaine de zirconium); 3.088.893 (feuille d'acier inoxydable) et du brevet allemand nO 1.238.115 (couche de titane).Bien que cette technique de la barrière ait été encourageante, certaines des références ci-dessus concernent des matériaux incompatibles avec soit le combustible nucléaire (par exemple le carbone peut se combiner avec l'oxygène provenant du combustible, soit le matériau de la gaine (par exemple, le cuivre et d'autres métaux peuvent réagir avec la gaine en altérant ses propriétés), soit encore la réaction de fission nucléaire (par exemple, en agissant comme absorbeurs de neutrons). Aucune des références citées n'indique de solutions au problème, récemment découvert, des interactions chimiques-mécaniques entre le combus tible nucléaire et la gaine. On a également décrit d'autres façons de concevoir l'emploi de barrières dans les gaines d'éléments de combustible, en particulier l'emploi de métaux réfrataires tels que le molybdène, le tungstène, le rhénium, le niobium et leurs alliages sous la forme d'un tube ou feuil à couche unique ou multiple ou sous la forme d'un revêtement sur la surface de la gaine1 ou l'emploi d'une chemise de zirconium, niobium ou de leurs alliages disposée entre le combustible et la gaine avec un revêtement de matériau hautement lubrifiant disposé entre la chemise et la gaine. Toutefois, il reste souhaitable de réaliser des éléments de combustible nucléaire dans lesquels on a encore réduit les inconvénients mentionnés ci-dessus. Un élément de combustible nucléaire particulièrement efficace pour être utilisé dans le coeur d'un réacteur nucléaire comprend une gaine métallique composée d'un substrat pourvu sur sa surface intérieure d'une couche protectrice en un matériau choisi dans le groupe comprenant 1) des alliages résistant à l'oxydation renfermant du chrome, tels que des alliages nickel-chrome (par exemple Kanthal et Nichrome) et des aciers inoxydables è forte teneur en chrome, et 2) un revêtement allié avec le substrat cnnsistant en un revêtement chromé, un revêtement aluminié et un revêtement silicié. La couche protectrice sert de barrière pour empêcher une corrosion et une oxydation du substrat sous-jacent, durant une possible perte accidentelle de réfrigérant, et ainsi sert à conserver les propriétés mécaniques favorables de la gaine. Les procédés de fabrication de la gaine composite comprennent : la galvanoplastie, le co-filage, la galvanoplastie suivie d'une liaison par diffusion, le procédé de "bascule", procédé qui consiste à placer un matériau sur un autre et à les secouer d'avant en arrière dans un berceau afin d'écrouir les matériaux et les faire pénétrer l'un dans l'autre, et le dépôt en phase vapeur. On peut appliquer le revêtement métallisé par des procédés de métallisation. La présente invention possède l'avantage important que le substrat de la gaine se trouve protégé d'un contact avec des agents corrosifs et en outre, que cette couche métallique introduit une faible capture supplémentaire de neutrons. La suite de la description se réfère aux figures annexées qui représentent respectivementn: Figure 1, une vue en coupe, partielle, d'un assemblage combustible renfermant des éléments de combustible selon l'invention, Figure 2, une vue en coupe agrandie d'un élément de combustible selon l'invention, Sur la figure 1, on a représenté partiellement un assemblage combustible 10. Cet assemblage combustible se compose d'un canal d'écoulement tubulaire 11 de section droite généralement carrée, muni à son extrémité supérieure d'un étrier de levage 12 et à son extrémité inférieure d'un nez (non représenté). L'extrémité supérieure du canal 11 est ouverte en 13 et l'extrémité inférieure du nez comporte des orifices de passage du réfrigérant. Le canal 11 renferme un réseau d'éléments de combustible ou barreaux 14 qui y sont supportés par des plaques supérieure 15 et inférieure (non représentée). Le réfrigérant liquide entre habituellement par les orifices à l'extrémité inférieure du nez, s'écoule vers le haut autour des éléments de combustible 14, et se décharge à la sortie supérieure 13 sous forme partiellement vaporisée pour les réacteurs à eau bouillante ou non vaporisée pour les réacteurs à eau pressurisée et à température élevée. Les éléménts de combustible nucléaire ou barreaux 14 sont fermés de façon étanche à leurs extrémités par des bouchons 18 soudés à la gaine 17, et qui peuvent comporter des tiges 19 pour faciliter leur nontage dans l'assemblage. On prévoit a une extrémité de l'élément, un espace vide 20 pour permettre la dilatation longitudinale du combustible et l'accumulation des gaz dégagés par le combustible. Un organe de retenue 24 du combustible se présentant sous la forme d'un élément hélicoïdal vient se placer dans l'espace vide 20 pour empêcher un déplacement axial de la colonne de pastilles, en particulier lors de la manutention et du transport de l'élément de combustible. On conçoit l'élément de combustible pour qu'il y ait un excellent contact thermique entre la gaine et le combustible, une absorption parasite des neutrons minimale et une bonne résistance au flèchissement et aux vibrations provoqués occasionnellement par l'écoulement a grande vitesse du réfrigérant. On a représenté sur la figure 1 un élément de combustible ou barreau 14, construit selon la présente invention. L'élément de combustible comprend un coeur ou partie centrale cylindrique de combustible nucléaire 16, ici représenté sous la forme d'un ensemble de pastilles de matériau fissile et/ou fertile disposé a l'intérieur d'une gaine 17. Dans certains cas les pastilles de combustible peuvent être de formes diverses telles que des pastilles cylindriques ou sphériques, ou encore le combustible peut se présenter sous forme particulaire. La forme physique du combustible est indépendante de la présente invention. On peut utiliser divers combustibles nucléaires parmi lesquels on peut citer lescomposés d'uranium, les composés de plutonium, les composés de thorium et leurs mélanges.Un combustible recommandé est le bioxyde d'uranium ou un mélange composé de bioxyde d'uranium et de bioxyde de plutoniurn. En se référant a la figure 2, le combustible nucléaire 16 rormant le noyau central de l'élément de combustible 14 est entouré par une gaine 17 que l'on désignera dans la suite par gaine composite. Cette gaine composite possède un substrat 21 choisi parmi les matériaux de gainage classique, tels que les alliages de zirconium et dans une réalisation recommandée de l'invention du Zircaloy-2. Une couche protectrice est fixée sur la surface intérieure du substrat, de sorte que cette couche fonne un écran entre le substrat et la vapeur hautes températures que l'on pourrait rencontrer lors d'une perte possible de réfrigérant par accident.La couche protectrice a une épaisseur comprise entre 0,00127 mm et 0,0762 mm et se compose de : 13 des alliages résistant a l'oxydation renfermant du chrome, tels que les alliages nickel-chrome (par exemple Kanthal et Nichrome) et les aciers inoxydables a forte teneur en chrome et, 2) un revêtement allié au substrat consistant en un revêtement chromé, un revêtement aluminié et un revêtement silicié. La couche protectrice sert de barrière pour empêcher une corrosion et une oxydation du substrat sous-jacent pendant une perte possible de réfrigérant par accident, et ainsi, sert a maintenir les propriétés mécaniques favorables de la gaine.Des alliages résistant a l'oxydation indiqués dans 1) comprennent des aciers inoxydable a forte teneur en chrome tels que ceux a 26 % de chrome, le reste étant essentiellement du fer, les alliages nickel-chrome, tels que les alliages Kanthal et les alliages Nichrome. La pureté de la couche protectrice est une qualité importante du point de vue de l'absorption des-neutrons. Généralement, les impuretés doivent avoir un équivalent total en bore de moins de 40 parties par million. Les éléments alliant ne sont pas considérés combine des impureté. La gaine composite de I'élement de combustible nucléaire selon l'invention a une couche protectrice lie-e au substrat avec une forte liaison. On a en outre découvert, qu'une couche protectrice d'au moins 0,00127 nm liée au substrat, de préférence un alliage de zirconium, empêche un contact entre l'environnement gazeux de l'élément de combustible nucléaire et le substrat ce qui est particulièrement souhaitable pour éviter des corrosions et oxydations à des températures approchant 12040C rencontrées lors de perte de rfrigerant par accident. Les couches protectrices décrites ici ont aussi la propriété nécessaire de ne pas former de phases eutectiques liquides avec les alliages de zirconium à températures élevées. On peut fabriquer la gaine composite utilisée dans les éléments de combustible nucléaire selon l'invention, par l'un quelconque des procédés suivants On peut appliquer les alliages résistant à l'oxydation renfermant du chrome par plusieurs procédés de la technique comprenant le co-iflage et le procédé de "bascule". Dans la technique de co-filage, on insère une pièce rapportée d'alliage dans une billette de filage, formant le substrat, de préférence un alliage de zirconium, et on effectue une liaison par diffusion à la billette de filage. On file alors la billette composite en une ébauche. On réduit l'ébauche qui se compose d'un cylindre extérieur en alliage de zirconium et une couche intérieure concentrique en alliage des chrome lié au zirconium par des procédés classiques pour obtenir une gaine composite ayant la géométrie voulue et l'épaisseur de couche métallique interne voulue. Dans un autre procédé, on ajuste dans une ébauche tubulaire filée en alliage de zirconium, un manchon interne creux en un des alliages de chrome. L'épaisseur de paroi de ce manchon doit être uniforme et est détermine par l'épaisseur de paroi de l'ébauche tubulaire et l'épaisseur finale voulue pour la couche métallique. On réduit l'ensemble pour obtenir la gaine composite La gaine composite résultante a une couche en alliage de chrome liée métallurgiquement au substrat en alliage de zirocnium. Le procédé de réduction du tube peut comporter des traitements de recuit à diverses étapes de ce procédé. Des revêtements métallisés de chrome, aluminium ou silicium peuvent être appliqués par des techniques de pulvérisa tion classiques a la flamme ou au plasma. L'invention comprend un procédé de fabrication d'un élément de combustible nucléaire qui consiste a réaliser une gaine composite ayant un substrat et une couche protectrice comme décrit ci-dessus, liée a la surface intérieure du substrat. Cette gaine est ouverte a une extrémité, et on la remplit avec du combustible nucléaire en laissant une cavité à l'extrémité ouverte, on insère un élément de retenu du combustible nucléaire dans cette cavité, on applique un bouchon sur l'extrémité ouverte de la gaine, laissant la cavité en communication avec le combustible nucléaire, puis on lie l'extrémité de la gaine au bouchon pour former un joint étanche entre eux. La présente invention offre l'avantage que l'élément de combustible utilisant la couche protectrice décrite ci-dessus, protége la surface intérieure du substrat, de préférence en alliage de zirconium, d'une oxydation et d'une corrosion par la vapeur et l'eau lors d'une perte accidentelle de réfrigérant-dans un- réacteur nucléaire refroidi ou modéré par de l'eau. En empêchant toutes dégradations des propriétés mécaniques par corrosion et oxydation, et en outre toutes pénétrations d'oxygène de la sur face intérieure de la gaine, on réduit pratiquement à zéro le risque de fragmentation de la gaine lors du plus mauvais cas possible de perte accidentellede réfrigérant. Une propriété importante de la gaine composite selon l'invention est qu'on obtient les améliorations ci-dessus, sans absorption supplémentaire importante de neutrons. Une telle gaine s'adapte rapidement aux réacteurs nucléaires, car il n'y aura pratiquement pas de formationd'eutectique durant une perte accidentelle de réfrigérant, ou un accident comportant une chute de barre de commande. En outre cette gaine composite, entrain une très faible perte du transfert de chaleur en ce sens qu'il n'y a pas de barrière thermique au transfert de chaleur tel qu'il en résulte lorsque l'on utilise une feuille ou chemise séparée que l'on insère dans un élément de combustible. En outre, on peut inspecter la gaine composite selon l'invention par les procédés de contrôle non destructifs classiques durant les diverses étapes de la fabrication. REVENDICATIONS 1 - Elément de combustible nucléaire caractérisé en ce qu'il comprend un noyau central de combustible nucléaire et une gaine composite allongée, composé d'un substrat pourvu d'une couche protectrice sur sa surface intérieure, en un matériau choisi parmi les alliages résistant à l'oxydation renfermant du chrome, un revêtement chromé allié au substrat, un revêtement aluminié allié au substrat ou un revêtement silicié allié au substrat. 2 - Elément de combustible selon la revendication 1, caractérisé en ce que l'alliage résistant a l'oxydation est un acier inoxydable à haute teneur en chrome.