Brevet FR2401492A1 — publié le 19790323

La pressente invention concerne des éléments combustibles dans lesquels des sous-oxydes du curium servent comme getters pour absorber l'oxygène libéré pendant le fonctionnement. Le brevet DOS 2.213.025, par exemple, décrit I'incorporation de ces oxydes dans le combustible nucléaire pour des réacteurs à neutrons thermiques dans lesquels les éléments combustibles sont formés de U02 gainé de carbone pyrolytique. La présente invention utilise le pouvoir de réduction de l'oxygène des sous-oxydes de cérium dans les barreaux combustibles pour les réacteurs surgénerateurs à neutrons rapides dans lesquels la gaine est en acier inoxydable et, par suite, est exposée à la corrosion pendant l'irradiation par des neutrons dans le réacteur. Il a été découvert que la corrosion de l'acier inoxydable, qui dépend du rapport de l'oxygène au métal au bord du combustible, peut entre maintenue dans des limites raisonnables si une quantité efficace, par exemple environ 4% en poids, d'un sous-oxyde de cérium ou d'un sous-oxyde d'un autre lanthanide est contenue dans le barreau combustible. La présente invention a pour objet un barreau de combustible nucléaire pour l'utilisation dans un réacteur surgénérateur à neutrons rapides ce barreau comportant un mélange (U,Pu)02~x comme matière fissile et une gaine en acier inoxydable, le barreau contenant aussi une quantité de sous-oxyde de cérium ou de sous-oxyde d'un autre lanthanide efficace pour réduire la corrosion de l'acier inoxydable pendant l'irradiation par Les neutrons. Ce sous-oxyde est avantageusement disposé dans le barreau combustible partiellement sous la forme soit d'une solution solide, soit d'une dispersion dans la matière fissile et partiellement sous la forme de pastilles à chaque extrémité du barreau combustible. L'invention a aussi pour objet un réacteur nucléaire surgénérateur à neutrons rapides contenant un ou plusieurs barreaux combustibles tel que décrit ci-dessus. Les caractéristiques de l'invention ressortiront plus particulièrement de la description suivante, donnée à titre d'exemple. I1 sera noté que les caractéristiques thermodynamiques des sous-oxydes de cérium sont avantageusement assez similaires à celles des sous-oxydes de plutonium. Les pastilles se trouvant sur les cOtés supe- rieurs du combustible sont situées dans la zone fertile froide du coeur du réacteur, ce qui contribue au résultat positif de l'invention. Il est envisagé que les deux premières pastilles de la partie fertile ou de la partie d'isolateur thermique peuvent être remplacées par des pastilles de sous-oxyde de cérium. Pour du combustible hypostoechiométrique, le rapport oxygène/métal à la surface du combustible sera toujours inférieur à 2 pendant l'irradiation. La quantité nécessaire de sous-oxyde de cérium est calculée en utilisant comme donnée de base le rapport O/M initial du combustible, la consommation massique escomptée et le rapport O(M final désiré. La compatibilité supérieure du combustible en oxyde-acier inoxydable conduit à une augmentation de la durée de vie de l'élément combustible qui, autrement, ne pourrait entre obtenue qu'en réduisant le rapport O/M initial du combustible à un niveau très bas ou bien en augmentant la teneur en plutonium de 10 à 20%. Cependant, ces deux dernières solutions sont indésirables pour des raisons économiques et pratiques. Bien que l'addition des sesquioxydes de cérium provoque une diminution de la puissance spécifique du combustible, cette réduction peut être négligée en considérant la pénalisation élevée du point de vue neutronique habituel pour compenser environ 100 microns de perte de la gaine. La retenue de l'oxygène et la réduction de l'attaque chimique selon l'invention conduisent automatiquement à la possibilité d'une réduction de l'épaisseur de la gaine. La fabrication du combustible peut avoir lieu d'après le même procédé que celui utilisé pour (U,Pu)02, c'est-à-dire par coprécipi- tation ou par mélange mécanique de poudres de UOp, de PuO2 et de Ce02 sans impliquer les problèmes relatifs au mélange et à la cuisson à la température de frittage. Le mélange forme une solution solide pendant le frittage. La fabrication des pastilles d'oxyde de cérium peut être faite de la façon suivante. Des sesquioxydes de cerium sont préparés par compression de poudre de bioxyde de cérium sous la forme de pastilles suivie d'une cuisson à une température de 1400"C à 15000C sous atmosphère d'hydrogène pendant environ 7 h. L'action du cérium peut aussi être obtenue avec d'autres lanthanides. Bien entendu, la description qui précède n'est pas limitative et l'invention peut Outre mise en oeuvre suivant d'autres variantes, sans que l'on sorte de son cadre. REVEND I CÀT IONS 1. Barreau de combustible nucléaire pour l'utilisation dans un réacteur surgénérateur à neutrons rapides, caractérisé en ce qu'il comporte un mélange (U,Pu)02~x comme matière fissile et une gaine en acier inoxydable, ce barreau contenant aussi une quantité soit de sousoxyde de cérium, soit de sous-oxyde d'un autre lanthanide efficace pour réduire la corrosion de l'acier inoxydable pendant l'irradiation par les neutrons. 2. Barreau de combustible nucléaire selon la revendication 1, caractérisé en ce que le sous-oxyde est disposé dans le barreau combustible partiellement sous la forme soit d'une solution solide, soit d'une dispersion dans la matière fissile et partiellement sous la forme de pastilles aux extrémités du barreau combustible. 3. Banxau de combustible nucléaire selon l'une des revendications 1 et 2, caractérisé en ce que la quantité de sous-oxyde est d'environ 4% en poids sur la base du poids total du barreau combustible. 4. Barreau de combustible nucléaire selon l'une quelconque des revendications 1 à 3, caractérisé en ce que le sous-oxyde est du sesquioxyde de cérium.