Brevet FR2526211A1 — publié le 19831104

La présente invention se rapporte, d'une manière générale, à un perfectionnement apporte aux éléments de combustible nucléaire destinés à etre utilisés dans le coeur de réacteurs nucleaires à fission et elle a trait plus particulièrement à un élément de combustible nucléaire perfectionné qui comprend une gaine composite qui comporte un substrat en alliage de zirconium, une barrière en zirconium non allié, liée métallurgiquement à la surface intérieure du substrat et une couche interieure en alliage de zirconium, liée métallurgiquement à la surface intérieure de la barrière. On étudie, construit et utilise actuellement des réacteurs nucleaires dans lesquels le combustible nucléaire est contenu dans des éléments de combustible qui peuvent avoir diverses formes géométriques et avoir, par exemple, la forme de plaques, de tubes ou de tiges. Le combustible est habituellement enfermé ou enveloppé dans un récipient ou gaine qui résiste à la corrosion, n'est pas réactif et est bon conducteur de la chaleur.Les éléments de combustible sont assemblés entre eux en un réseau à des distances fixes les uns des autres dans un canal ou passage d'écoulement de fluide de refroidissement (appelé également fluide caloporteur) formant ainsi un assemblage combustible et on combine un nombre suffisant de tels assemblages combustibles pour former l'installation nucléaire à réactions de fission en chaine ou coeur de réacteur capable de produire une réaction de fission auto-entretenue. Le coeur est, à son tour, enfermé dans une cuve de réacteur dans laquelle circule un fluide de refroidissement. La gaine remplit plusieurs rôles dont les deux principaux sont les suivants : en premier lieu.elle empêche qu un contact et des réactions chimiques se produisent entre le combustible nucléaire et le fluide de refroidissement ou le modérateur si un modérateur est présent ou les deux si l'installation utilise à la fois un fluide de refroidissement et un modérateur; et, en second lieu, elle empêche que les produits de fission radio-actifs dont certains sont gazeux soient expulsés du combustible dans le fluide de refroidissement, ou dans le modérateur, ou dans les deux si l'installation utilise à la fois un fluide de refoidissement et un modérateur. Les matériaux de gainage habituels sont notamment l'acier inoxydable, l'aluminium et ses alliages, le zirconium et ses alliages, le niobium (ou colombium) et certains alliages de magnésium.La défaillance de la gaine, c'est-à-dire une perte de 1 'étanchéité peut provoquer la contamination du fluide de refroidissement ou du modérateur et des installations associées par des produits radio-actifs de longue période à un degré qui entrave le fonctionnement de la centrale. On a rencontré des problèmes lors de la fabrication et de l'utilisation des éléments de combustible nucléaire qui utilisent certains métaux et alliages comme matériau de gainage du fait des réactions mécaniques ou chimiques de ces matériaux de gainage dans certaines circonstances. Le zirconium et ses alliages, dans les circonstances normales, sont d'excellents matériaux de gainage étant donné qu'ils ont des faibles sections efficaces de capture des neutrons et qu'aux températures inférieures à environ 398"C (750F), ils sont résistants, ductibles, extrêmement stables et non réactifs en présence d'eau ou de vapeur d'eau déminéralisée qui sont habituellement utilisées comme fluides de refroidissement ou fluides caloporteurs et comme modérateurs dans les réacteurs. Cependant, l'examen du comportement des éléments de combustible a révélé le problème de la rupture fragile des gaines due aux interactions combinées entre le combustible nucléaire, la gaine et les produits de fission produits pendant les réactions de fission nucléaire. On a découvert que ce comportement indésirable était favorisé par des contraintes mécaniques localisées dues à la différence de dilatation entre le combustible et la gaine (l-es contraintes dans la gaine sont localisées aux interfaces avec les pastilles de combustible et quelques fois au niveau de fissures formées dans le combustible nucléaire). Ce phénomène est appelé interaction pastilles-gaine ou interaction PG. Des produits de réaction corrosifs sont dégagés par le combustible nucléaire et sont présents à l'intersection des interfaces des pastilles de combustible avec la surface de la gaine.De tels produits de fission sont engendrés pendant la réaction de fission en chaine qui se produit pendant le fonctionnement d'un reacteur nucléaire. A l'intérieur des limites d'un élement de combustible scellé, de l'hydrogéne gazeux peut etre engendré par la réaction lente entre la gaine et l'eau résiduelle qui se trouve à l'intérieur de la gaine. Cet hydrogène gazeux peut s'accumuler à des niveaux qui, dans certaines circonstances, peuvent provoquer une hydruration localisée de la gaine avec une détérioration locale correspondante des propriétés mécaniques de la gaine. La gaine est egalement attaquée par des gaz, tels que l'oxygène, l'azote, le monoxyde de carbone et le dioxyde de carbone, sur un large intervalle de températures.La gaine en zirconium d'un élément de combustible nucleaire est exposée à un ou plusieurs des gaz énumérés ci-dessus et aux produits de fission pendant son irradiation dans un réacteur nucléaire et ceci se produit malgré le fait que ces gaz peuvent ne pas être présents dans le fluide de refroidissement ou dans le modérateur du réacteur et qu'ils peuvent, en outre, avoir été exclus, dans toute la mesure du possible, de l'atmosphère ambiante pendant la fabrication de la gaine et de l'élément de combustible.Des compositions céramiques et réfractaires frittées, telles que du dioxyde d'uranium et autres compositions utilisées comme combustible nucléaire, degagent des quantités mesurables des gaz ci-dessus mentionnés lorsqu'elles sont chauffées, comme ceci est le cas pendant la fabrication des éléments de combustible et, en outre, elles dégagent des produits de fission pendant l'irradiation. Les compositions céramiques et réfractaires particulaires, telles que la poudre de dioxyde d'uranium et autres poudres utilisées comme combustible nucléaire, se sont avérées dégager des quantités encore plus importantes des gaz précités pendant l'irradiation. Ces gaz dégagés sont capables de réagir avec la gaine de zirconium qui renferme le combustible nucléaire. Ainsi, compte-tenu de ce qui précède, il s'est avéré souhaitable de réduire au minimum l'attaque de la gaine par l'eau, la vapeur d'eau et les autres gaz, en particulier l'hydrogene, qui réagissent avec la gaine à partir de 1 'in- térieur de la cartouche de combustible pendant toute la période pendant laquelle la cartouche de combustible est utilisée pour le fonctionnement de centrales nucléaires. Une solution envisagee pour-resoudre ce problème a consisté à rechercher des matières qui réagissent rapidement avec l'eau, la vapeur d'eau et les autres gaz pour éliminer ceux-ci de l'intérieur de la gaine. De telles matieres sont appelées des "pièges" (getters). Une autre solution envisagée a consisté à revêtir le combustible nucléaire d'une céramique pour empêcher que l'humidité vienne en contact avec le combustible nucléaire, comme décrit dans le brevet des EUA n" 3.108.936. Le brevet des EUA n" 3.085.059 décrit un élément de combustible qui comporte une enveloppe métallique contenant une ou plusieurs pastilles de matière céramique fissile et une couche de matière vitreuse liée aux pastilles de céramique, la couche étant disposée entre l'enveloppe et le combustible nucléaire pour assurer une bonne conduction uniforme de la chaleur depuis les pastilles vers l'enveloppe.Le brevet des EUA no 2.873.238 décrit des blocs d'uranium fissile chemisés entourés d'une enveloppe métallique, les chemises ou revêtements des blocs étant formés par une couche de liaison zincaluminium. Le brevet des EUA n" 2.849.387 décrit un corps fissile chemisé qui comprend plusieurs tronçons de corps chemisés à extrémités ouvertes de combustible nucléaire qui ont été trempés dans un bain fondu d'une matière de liaison ce qui produit une liaison efficace thermiquement conductrice entre les tronçons du corps d'uranium et l'enveloppe (ou gaine). Le revêtement est indiqué comme étant en alliage métallique quelconque qui possede de bonnes propriétés de conduction de la chaleur dont des exemples sont notamment des alliages aluminium-silicium et zinc-aluminium.La publication de brevet japonais n" SHO 47-46559 datée du 24 novembre 1972 decrit un procédé de consolidation ou agglomération de particules discretes de combustible nucléaire en une matière composite comportant du combustible et une matrice ou gangue contenant du carbone qui consiste à enrober les particules de combustible dans un revêtement contenant du carbone, lisse, à haute densité qui entoure les pastilles. Encore un autre revêtement est décrit dans la publication de brevet japonais n SHO 47-14200, suivant laquelle l'enrobage d'un de deux groupes de pastilles est effectué avec une couche de carbure de silicium tandis que l'autre groupe est revêtu d'une couche de pyrocarbone ou de carbure métallique. L'enrobage de la matière combustible nucléaire introduit des problèmes de fiabilité du fait qu'il est difficile d'obtenir des revêtements uniformes exempts de défauts. En outre, la détérioration du revêtement peut être à l'origine de problèmes en ce qui concerne le comportement pendant une longue periode du combustible nucléaire. La demande de brevet des EUA n" 330.152 déposée le 6 Février 1973 décrit un procédé pour empêcher la corrosion du gainage des combustibles nucléaires, qui consiste à ajouter un mental, tel que du niobium, au combustible. L'additif peut être sous forme d'une poudre, à condition que l'opération de traitem-ent suivante du combustible n'oxyde pas le métal, ou il peut être incorporé à l'élément de combustible sous forme de fils, de feuilles ou sous d'autres formes, dans, autour ou entre les pastilles de combustible. Le document GEAP-4555, daté de février 1964, décrit une gaine composite en alliage de zirconium munie d'un revê- tement intérieur en acier inoxydable lié métallurgiquement à l'alliage de zirconium; cette gaine composite est fabriquée en extrudant une billette creuse de l'alliage de zirconium munie d'un revêtement intérieur en acier inoxydable. Cette gaine présente l'inconvénient que l'acier inoxydable donne naissance à des phases fragiles et que la couche d'acier inoxydable présente l'inconvénient d'avoir une capacité d'absorption des neutrons qui est d'environ dix à quinze fois celle d'une couche d'alliage de zirconium de la même épaisseur. Le brevet des EUA n" 3.502.549 décrit un procédé pour protéger le zirconium et ses alliages au moyen d'un dépôt électrolytique de chrome afin de former une matière composite utilisable dans les réacteurs nucléaires. Un procédé pour déposer électrolytiquement du cuivre sur des surfaces en Zircaloy-2 puis pour effectuer ensuite un traitement thermique dans le but d'obtenir une diffusion superficielle du métal déposé électrolytiquement a été exposé dans Energia Nucleare, volume 11, n 9 (septembre 1964) pages 505-508. L'article Stability and Comptability of Hydrogen Barriers Applied to Zirconium Alloys (Stabilité et comptabilité des barrieres arrêtant l'hydrogène appli quées aux alliages de zirconium) de F.Brossa et autres (Communaute européenne de 1 'énergie atomique, Centre nucléaire de recherch-e commun EUR 4098e, 1969) contient une description des procédés de dépôts de différents revêtements et de leur efficacité en tant que barrières s'opposant à la diffusion de l'hydrogène, un revêtement en Al-Si étant men tionné comme étant la barrière la plus prometteuse vis-à-vis d'une diffusion de l'hydrogène. Des procédés pour électrodéposer du nickel sur du zirconium et sur des alliages de zirconium-étain et qui prévoient de soumettre ces alliages à un traitement thermique afin de produire des liaisons par diffusion dans l'alliage sont décrits dans l'article intitulé Electroplating on Zirconium and Zirconium-Tin (Electrodéposition sur le zirconium et le zirconium-etain) de W.C.Schnicker et autres (BMI-757, Technical Information Service, 1952). Le brevet des EUA nO 3.625.821 décrit un élement de combustible pour un réacteur nucléaire ayant un tube de gainage double, la surface interieure du tube étant revêtue d'un métal ayant une faible section efficace de capture des neutrons, tel que du nickel, et ayant des particules finement dispersées d'un poison combustible qui y sont disposées. La publication "Reactor Development Program Process Report" Août 1973, (ANL-RDP-19) décrit un agencement de piège chimique qui comporte une couche de chrome sacrifiée sur la surface intérieure d'une gamine en acier inoxydable. Une autre solution envisagée a été d'introduire une barriere entre la matière combustible nucléaire et la gaine qui renferme la matière combustible nucléaire comme décrit dans le brevet des EUA n" 3.230.150 (une feuille de cuivre), dans la publication de brevet allemand DAS nO 1.238.115 (une couche de titane), dans le brevet des EUA n" 3.212.988 (une enveloppe-en zirconium, alumine ou beryllium), dans le brevet des EUA n" 3.018.238 (une barrière en carbone cristallin entre le UO2 et la gaine en zirconium) et dans le brevet des EUA n" 3.Q88.893 (une feuille d'acier inoxydable). Bien que le concept de la barrière s'avère prometteur, certaines des techniques citées ci-dessus nécessitent l'emploi de matières qui sont incompatibles soit avec le combustible nucléaire (par exemple, le carbone peut se combiner avec l'oxygène dégagé par le combustible nucléaire) soit avec la gaine (par exemple, le cuivre et d'autres métaux peuvent réagir avec la gaine, en portant atteinte aux propriétés de la gaine) soit avec la réaction de fission nucléaire (par exemple, en agissant comme des absorbeurs de neutrons). Aucun des documents antérieurs cités ne décrit de solution au problème récemment découvert des interactions chimiquesmécaniques localisées entre le combustible nucléaire et la gaine. D'autres manières d'aborder le concept de barrière ont été décrites dans le brevet des EUA n" 3.969.186, délivré le 13 Juillet 1973 (qui décrit l'emploi d'un métal réfractaire, tel que du molybdène, du tungstène, du rhénium, du niobium, et leurs alliages sous la forme d'un tube ou d'une feuille comportant une ou plusieurs couches ou d'un revêtement formé sur la surface interne de la gaine) et dans le brevet des EUA n" 3.925.151 (qui décrit l'emploi d'une chemise en zirconium, niobium ou en l'un de leurs alliages disposée entre le combustible nucléaire et la gaine, un revêtement en une matière possédant un pouvoir lubrifiant élevé etant disposé entre la chemise et la gaine). Le brevet des EUA n 44.045.281 décrit une gaine composite qui comporte un substrat en alliage de zirconium avec une barrière métallique liée métallurgiquement au substrat et une couche interieure en alliage de zirconium liée métallurgiquement à la barrière métallique. La barrière est choisie dans le groupe constitué par le niobium, l'-aluminium, le cuivre, le nickel, l'acier inoxydable et le fer. A l'exception de la barrière en niobium, toutes les autres matières forment des phases eutectiques à bas point de fusion avec le substrat en alliage de zirconium, ce qui les rend indésirables, si, comme il a été posé comme postulat, on désire éviter les accidents entraînant la perte du fluide de refroidissement. Le brevet des EUA n" 4.200.492 décrit une gaine composite qui comporte un substrat en alliage de zirconium muni d'une chemise en zirconium non allié. La chemise en zirconium tendre réduit au minimum les tensions localisées et réduit la fissuration par corrosion sous tension et la fragilisation par le métal liquide mais elle est susceptible de subir des dommages ou des pertes de matière résultant de la rectification et des opérations analogues exécutées pendant la fabrication et de se corroder dans le cas ou la gaine est ébréchée. Par conséquent, il reste souhaitable de mettre au point des éléments de combustible nucléaire qui réduisent au minimum les problèmes ci-dessus décrits. Par conséquent, l'invention a notamment pour objet un élément de combustible nucléaire particulièrement efficace, destiné à être utilisé dans le coeur d'un réacteur nucléaire, cet élément comportant une gaine composite ayant un substrat, une barriere en zirconium non allié, liée métallurgiquement à la surface intérieure du substrat et une couche intérieure liée métallurgiquement à la surface intérieure de la barrier'e en zirconium. Le substrat de la gaine est complètement inchan gé dans sa conception et sa fonction par rapport à la pratique antérieure utilisée dans l'application aux matériaux nucléaires et il est choisi parmi les matériaux de gainage classiques, tels que les alliages de zirconium. La barrière de zirconium et la couche intérieure forment un écran entre le substrat et le combustible nucléaire contenu dans la gaine tout en protégeant le substrat des produits de fission et des gaz. La couche intérieure protège, à son tour, la barrière en zirconium des produits de fission dégagés par le combustible et les autres éléments réactifs présents dans la cartouche de combustible. Cette protection permet à la barrière en zirconium de conserver un degré maximal de pureté et de ductilité en empêchant le durcisse ment par les produits de fission de recul ou par reaction avec les éléments chimiques présents dans 1 'élément de combustible. La barrière de zirconium représente entre environ 1 et environ 30 pour cent de l'épaisseur de la gaine. Une barrière représentant moins de 1 pour cent de 1 'épaisseur de la gaine serait difficile à réaliser dans une fabrication industrielle et une barrière de zirconium représentant plus de 30 pour cent de 1 'épaisseur de la gaine n'offrirait aucun avantage découlant de l'épaisseur accrue. En outre, une bar rière représentant plus de 30 pour cent environ de 1 'épais- seur de la gaine produirait une réduction concomitante de l'épaisseur du substrat et un affaiblissement de la gaine composite. La couche intérieure peut être formée de façon à représenter entre 1 pour cent et 10 pour cent de 1 'épaisseur totale de la gaine. Cet intervalle d'épaisseurs a été spécifié pour fournir une couche intérieure d'une épaisseur minimale fabricable par des techniques de co-extrusion et de co-rétreinte de tubes. Du fait de sa pureté et de l'effet de protection produit par la couche intérieure, la barrière reste tendre pendant l'irradiation et réduit au minimum les contraintes localisées à l'intérieur de la cartouche de combustible nucléaire, servant ainsi à protéger le substrat de la fissuration par corrosion sous tension ou de la fragilisation par le métal liquide. La couche intérieure et la barrière de zirconium fournissent un site de réaction préfé- rentiel pour la réaction avec les impuretés volatiles ou les produits de fission présents à l'intérieur de l'élément de combustible nucléaire et, de cette manière, elles servent à protéger la barrière et la gaine des attaques par les impuretés volatiles ou par les produits de fission. En outre, la couche intérieure est utile pendant la fabrication pour empêcher les pertes de matière de la barrière tendre ou l'endommagement de cette barriere et faciliter la fabrication. En outre, la couche intérieure protège la barriere de la corrosion par l'eau dans le cas d'une rupture de la cartouche de combustible. La présente invention présente un avantage notable du fait que le substrat de la gaine et la barrière sont protégés contre la fissuration par corrosion sous tension et contre la fragilisation par le métal liquide et sont également protégés d'un contact avec les produits de fission, avec des gaz corrosifs, etc... par la couche intérieure, laquelle n'a pas d'influence nuisible appréciable en ce qui concerne la capture des neutrons, la transmission de la chaleur et ne pose pas de problème d'incompatibilité des matières. Ainsi, l'invention a notamment pour but de réaliser un élément de combustible nucléaire capable de fonctionner dans les réacteurs nucléaires pendant de longues péri on des de temps sans qu'il se produise de rupture de la gaine, de corrosion de la gaine ni d'autres problèmes de pannes de combustible. Un autre but de la présente invention est de réaliser un elément de combustible nucléaire comportant un substrat, une barrière en zirconium, liée métallurgiquement à la surface intérieure du substrat et une couche intérieure, liee métallurgiquement à la surface intérieure de la barrière en zirconium de sorte que les liaisons métallurgiques assurent un assemblage de longue durée de vie entre le substrat et la barriere en zirconium et entre la barrière en zirconium et la couche intérieure. La suite de la description se réfere aux figures annexées qui représentent respectivement Figure 1 : une vue d'élévation, avec coupe et arrachement partiels d'un assemblage combustible nucléaire contenant des éléments de combustible nucléaire construits conformément aux enseignements de la présente invention; Figure 2 : une vue en coupe transversale, à plus grande échelle, d'un élément de combustible nucléaire du bloc de la Figure 1 qui illustre les enseignements de la présente invention. Sur la Figure 1 à laquelle on se référera maintenant plus particulièrement, on a représenté une vue d'élé- vation, avec coupe et arrachement partiels, d'un assemblage combustible 10. Cet assemblage combustible 10 est constitué par un canal d'écoulement tubulaire 11 ayant une section transversale approximativement carrée muni à son sommet d'une anse de levage 12 et à son extrémite inférieure d'une coiffe (non représentée du fait que la partie inférieure de l'ensemble 10 n'est pas représentée). L'extrémité supérieure du canal il comporte une ouverture 13 et l'extrémité inferieure de la coiffe est munie d'ouvertures d'écoulement pour le fluide de refroidissement ou fluide caloporteur.Un groupe d'élements de combustible ou barreaux de combustible 14 est enfermé à l'intérieur du canal 11 dans lequel il est porté au moyen d'une plaque d'extremité superieure 15 et d'une plaque d'extrémité inférieure (non représentée- étant donné que la partie inférieure de l'ensemble n'est pas représentée). Le liquide de refroidissement entre habituellement par les ouvertures formées dans l'extrémité inférieure de la coiffe, s'ecoule vers le haut autour des cartouches de combustible 14 et est évacué par l'orifice de sortie supérieure 13 à une température élevée dans une condition partiellement vaporisée pour les réacteurs à eau bouillante et dans une condition non vaporisée dans les réacteurs sous pression. Les éléments ou barreaux 14 de combustible nuclé- aire sont obturés à leurs extrémités par des bouchons d'extrémité 18 soudés aux gaines 17, bouchons qui peuvent comporter des tiges de guidage 18 pour faciliter le montage des barreaux de combustible dans l'ensemble. Un espace ou chambre vide 20 est prévu à une extrémité de l'élément pour permettre la dilatation longitudinale du combustible et l'accumulation des gaz dégages par le combustible. Des moyens 24 de retenue du combustible nucléaire, constitués par un organe helicoldal, sont disposes dans l'espace 20 pour produire une force de retenue s'opposant au mouvement axial de la colonne de pastilles, en particulier pendant la manipulation.et le transfert de l'élément de combustible. L'élément de combustible est conçu pour assurer un contact thermique excellent entre la gaine et le combustible, une absorption parasite des neutrons minimale et une résistance au gauchissement et aux vibrations qui sont parfois provoquees par l'écoulement du fluide de refroidissement à grande vitesse. On a représenté, en coupe partielle sur la Figure 1, un élément ou barreau 14 de combustible nucléaire construit conformément aux enseignements de la présente invention. L'élément de combustible comporte un coeur ou partie cylindrique centrale de combustible nucléaire 16, représente ici comme étant constitué par une série de pastilles de matière fissile et/ou fertile disposées à l'intérieur d'une gaine ou récipient structural 17. Dans certains cas, les pastilles de combustible peuvent avoir diverses formes, par exemple se présenter sous la forme de pastilles cylindriques ou de sphères et, dans d'autres cas, on peut utiliser des formes de combustible différentes, par exemple un combustible particulaire. La forme physique du combustible est sans importance en ce qui concerne la présente invention. On peut utiliser diverses matières combustibles nucléaires, et notamment des composés d'uranium, des composés de plutonium, des composés de thorium et des mélanges de ces composés.Un combustible recommandé est le dioxyde d'uranium ou un mélange comprenant du dioxyde d'uranium et du dioxyde de plutonium. Comme représenté sur la Figure 2 à laquelle on se référera maintenant, le combustible nucléaire 16 qui forme le noyau central de l'élément 14 de combustible. est entouré d'une gaine 17 qui, dans la présente description, est appelée également une gaine composite. Le récipient formant la gaine composite enferme le noyau fissile de façon à laisser un espace ou intervalle entre le noyau et le récipient formant gaine pendant 1 'emploi de 1 'élément dans un réacteur nucléaire. La gaine composite comporte un substrat extérieur 21 choisi parmi les matériaux de gainage de combustible classiques et, dans un mode de réalisation recommande de la présente invention, le substrat est en un alliage de zirconium, tel que le Zircaloy-2 ou le Zircaloy-4. Une barrière 22 en zirconium non allié est liée métallurgiquement à la surface intérieure périphérique du substrat 21 de sorte que la barrière de la matière de zirconium forme un écran protégeant le substrat de la matière combustible nucléaire 16 contenue à l'intérieur de la gaine composite. La barrière en zirconium représente entre environ 1 et environ 30 pour cent de l'épaisseur de la gaine composite Une couche intérieure 23 est liée mêtallurgiquement à la surface intérieure périphérique de la barriere 22 en zirconium, de sorte que la couche intérieure est la partie de la gaine composite qui est la plus proche du combustible nucléaire 16.La couche intérieure représente, de préférence, entre environ 1 pour cent et environ 10 pour cent de l'epais- seur de la gaine et elle est composée de matériaux de gainage classiques et, dans un mode de réalisation recommandé, la couche intérieure est formée en un alliage de zirconium tel que le Zircaloy-2 ou le Zircaloy-4. La barrière en zirconium sert de site de réaction pour les impuretés gazeuses et les produits de fission qui peuvent pénétrer à travers les fissures ou défauts'de la couche intérieure 23 et protège la partie de substrat de la gaine et 1 'empêche d'entrer en contact et de réagir avec de tels produits de fission et impuretés; en outre, elle réduit au minimum l'apparition de contraintes localisées et de ruptures de la gaine par interaction pastilles-gaine. Dans un mode de réalisation choisi à titre d'exemple, la barrière en zirconium a une épaisseur d'environ 0,076 mm et la couche intérieure en Zircaloy-2 a une épaisseur d'environ 0,025 mn. La couche intérieure et la couche de barrière doivent être toutes deux continues, c'est-à-dire qu'elles ne doivent pas comporter de perforations ni de pailles. La gaine composite de l'élément de combustible nucléaire de la présente invention comporte une barrière en zirconium allié, liée métallurgiquement au substrat, et une couche intérieure liee métallurgiquement à la barrière en zirconium. Un examen métallographique montre qu'il y a une diffusion croisée suffisante entre le substrat et la barrière en zirconium et entre la barriere en zirconium et la couche intérieure po-ur former des liaisons métallurgiques mais que la diffusion croise est insuffisante pour réduire de maniere significative la pureté de la barrière de zirconium elle-même. De même, il résulte clairement de la Figure 2 que l'on peut appeler la barrière en zirconium une barriere de zirconium "enterrée" étant donné qu'elle est prise en sandwich entre le substrat et la couche intérieure. Le zirconium non allié qui forme la barrière dans la gaine composite est fortement résistant au durcissement par le rayonnement et ceci permet à la barriere en zirconium, après une irradiation prolongée, de conserver des propriétés structurales souhaitables, telles que la limite élastique et la dureté, à des niveaux nettement inférieurs à ceux des alliages de zirconium classiques. En effet, la barrière en zirconium ne durcit pas autant que les alliages de zirconium classiques lorsqu'elle est soumise à des irradiations et ceci, en combinaison avec sa faible limite élastique initiale, permet à la barrière en zirconium de se déformer plastiquement et de soulager les contraintes induites par les pastilles dans 1 'élément de combustible lors des perturbations transitoires de puissance.Les contraintes induites par les pastilles dans l'élément de combustible peuvent être provo quées, par exemple, par la dilatation thermique et/ou le gonflement des pastilles de combustible nucléaire aux températures de fonctionnement du réacteur (300 à 350oC) de sorte que les pastilles entrent en contact avec la gaine. On a, en outre, découvert qu'une barrière en zirconium dont 1 'épaisseur représente de préférence entre environ 5 pour cent et environ 15 pour cent de l'épaisseur de la gaine et plus avantageusement encore de l'ordre de 10 pour cent de l'épaisseur de la gaine, liée au substrat extérieur en alliage de zirconium assure une réduction des contraintes et un effet de barrière suffisants pour empêcher les rupture de la gaine composite. Un mode de réalisation recommandé construit selon les principes de la présente invention utilise un zirconium de qualité "mousse à faible teneur en oxygène" pour la couche de barriere enterrée bien qu'on puisse également employer un "zirconium cristallin en barre" de plus haute pureté ou une "mousse de zirconium de qualité réacteur", de moins grande pureté. La teneur en impuretés résiduelles de la mousse de zirconium sert à conférer des propriétés particu lières à la barriere en zirconium. D'une manière generale, il y a au minimum environ 1000 parties par million (ppm) en poids d'impuretés dans la mousse de zirconium qui doit contenir moins de 50000 ppm et, de préférence, moins de 4200 ppm d'impuretés. La teneur en oxygène est de préférence maintenue entre environ 200 et environ 1200 ppm.D'autres niveaux d'impuretés caractéristiques sont les suivants : aluminium-75 ppm ou moins; bore 0,4 ppm ou moins; cadmium 0,4 ppm ou moins; carbone 270 ppm ou moins; chrome 200 ppm ou moins; cobalt 20 ppm ou moins; cuivre 50 ppm ou moins; hafnium 100 ppm ou moins; magnésium 20 ppm ou moins; manganèse 50 ppm ou moins; molybdène 50 ppm ou moins; nickel 70 ppm ou moins; niobium 100 ppm ou moins; azote 80 ppm ou moins; silicium 120 ppm ou moins; étain 50 ppm ou moins; tungstène 100 ppm ou moins; titane 50 ppm ou moins, et uranium 3,5 ppm ou moins. La mousse de zirconium (zirconium spongieux) est habituellement préparée par réduction avec du magnésium élément à des températures élevées et à la pression atmos phérique. La reaction se produit sous une atmosphère inerte, telle que de l'hélium ou de l'argon. Un autre mode de réalisation recommandée utilise une couche de barrière enterrée formée à partir de zirconium cristallin en barres. Le zirconium cristallin en barres est produit par décomposition en phase vapeur du tétraiodure de zirconium. Le zirconium cristallin en barres est plus onéreux, mais il contient moins d'impuretés et il présente une plus grande résistance aux dommages provoqués par les radiations que la mousse de zirconium. L'utilisation d'une couche enterrée de zirconium se traduit également par des avantages de fabrication intéres- sants. La réduction de section du tube lors de la finition a tendance à enlever une certaine quantité de matière de l'intérieur du tube. En enterrant le zirconium non allié, plus onéreux, dans la paroi du tube, les pertes de fabrications sont uniquement des pertes de l'alliage de zirconium moins onéreux, ce qui entraine une utilisation à 100 pour cent du zirconium non allié. En outre, les défauts de fabrication éventuels sur l'intérieur du tube sont produits dans la couche intérieure moins critique, ce qui garantit la continui~te de la barrière en zirconium qui n'a typiquement que quelques centaines de millimètres d'épaisseur.En outre, une couche intérieure en zirconium allié est plus avantageuse qu'une couche intérieure en zirconium non alliée étant donné que les alliages de zirconium sont plus faciles à usiner, à rectifier, etc ... que le zirconium non allié plus tendre. Cependant, si l'on désire que la couche enterrée soit située à la surface intérieure du récipient formant gaine, on peut enlever la couche intérieure en alliage de zirconium par attaque chimique après que le tube a été mis sous ses dimensions finales. Parmi les divers alliages de zirconium qui consti tuent des substrats en alliages appropriés, on mentionnera en particulier le Zircaloy-2 et le Zircaloy-4. Le Zircaloy-2 contient, en pourcentage en poids environ : 1,5 pour cent d'étain; 0,12 pour cent de fer; 0,09 pour cent de chrome, et 0,005 pour cent de nickel et son emploi est très répandu dans les réacteurs refroidis par eau. Le Zircaloy-4 contient moins de nickel mais légèrement plus de fer que le Zircaloy-2. La gaine composite utilisée dans les éléments de combustible nucléaire de la présente invention peut être fabriquée par l'un quelconque des procédés suivants. Selon un premier procédé, on introduit un tube d'une matière de barrière constituée par du zirconium non allié dans une billette creuse de la matière choisie pour constituer le substrat, on introduit un tube de la matière choisie pour constituer la couche intérieure dans le tube de barrière en zirconium, puis on soumet l'assemblage à une liaison par explosif des tubes à la billette. On extrude l'ensemble composite en utilisant un procédé de filage de tubes à la presse classique à des températures élevées de l'ordre d'environ 538 à 760oC (1000 à 1400"F). Ensuite, on soumet le tube composite extrudé à un traitement qui comporte une réduction de la section du tube classique jusqu'à ce que les dimensions voulues de la gaine soient obtenues. Les épaisseurs de paroi relatives de la billette creuse, du tube de bdrrière en zirconium et du tube formant la couche intérieure sont choisies de façon à donner les rapports d'épaisseur voulus dans le tube de gainage fini. Selon un autre procédé, on introduit un tube de matière de barrière constituée par du zirconium non allié dans une billette creuse de la matière choisie pour constituer le substrat, on introduit un tube de la matière choisie pour constituer la couche intérieure dans le tube destiné à constituer la barrière en zirconium, puis on soumet l'assemblage à un traitement thermique (par exemple à 750"C pendant huit heures) sous une contrainte de compression pour assurer un bon contact métal contre métal et une liaison par diffusion entre les tubes et la billette. On extrude l'ensemble composite en utilisant un procéde de filage de tubes à la presse classique comme décrit dans le paragraphe immédiatement précédent.Ensuite, on soumet la pièce composite extrudée à un traitement qui comporte une réduction de la section du tube jusqu'à ce que les dimensions voulues de la gaine aient été obtenues. Selon un autre procédé, on introduit un tube de matière de barrière constituée par du zirconium non allié dans une billette creuse de la matière choisie pour constituer le substrat, on introduit un tube de la matière choisie pour constituer la couche intérieure dans le tube de matière de barrière en zirconium et on extrude l'assemblage en utilisant un procédé de filage de tubes à la presse classique, comme décrit ci-dessus. Ensuite, on soumet la pièce composite extrudee à un traitement qui comporte une reduction de la section du tube classique jusqu'à obtention des dimensions voulues de la gaine. Les procédés ci-dessus décrits de fabrication de la gaine composite de la présente invention permettent de réaliser des économies par rapport aux autres procédés utilisés pour la fabrication des gaines, tels que ltelectrodeposition ou le dépôt de vapeurs.La présente invention vise également un procédé de fabrication d'un élément de combustible nucleaire qui consiste à fabriquer un récipient formant gaine com-posite qui est ouvert à une extrémite, le récipient formant gaine comprenant un substrat, une barriere en zirconium non allie qui est liée métallurgiquement à la surface intérieure du substrat et une couche intérieure liée métallurgiquement à la surface intérieure de la barrière en zirconium; à remplir le récipient formant gaine composite d'une matière de combustible nucléaire en laissant une cavité à l'extrémité ouverte; à introduire des moyens de retenue de combustible nucléaire dans la cavité qui laissent la cavité en communication avec le combustible nucléaire; puis à disposer un organe d'obturation dans ltextrémité ouverte, au-dessus des moyens de retendue, et à souder l'organe d'obturation au récipient formant gaine pour former entre eux un joint étanche. La présente invention offre plusieurs avantages qui favorisent une longue duree de vie en service de 1 'élément-de combustible nucléaire due notamment à la réduction de l'interaction chimique de la gaine, à la réduction au minimum de l'application de contraintes localisées à la partie de substrat en alliage de zirconium de la gaine; la réduction au minimum de la corrosion sous tension de la partie de substrat en alliage de zirconium de la gaine et à la réduction de la probabilité qu'une défaillance par fissuration se produise dans le substrat en alliage de zirconium par suite de l'interaction des pastilles et de la gaine. L'invention empêche, en outre, un contact direct entre les produits de fission et le substrat en alliage de zirconium et l'apparition de contraintes localisées dans le substrat en alliage de zirconium. L'invention empêche ainsi l'amorce des fissures ou la propagation des fissures dues a la corrosion sous tension dans le substrat en alliage. L'emploi de zirconium non allie en tant que couche enterrée présente plusieurs avantages particuliers. Le zirconium non allié est très malléable et, dans le cas ou des fissures dues à la corrosion sous tension commencent à se former dans la couche intérieure, leur propagation peut être arrêtée efficacement dans la couche de zirconium. On pense que le rayon de courbure à l'extrémité d'une fissure dans le zirconium non allie est bien plus grand qu'il ne l'est dans les alliages de zirconium de sorte que des niveaux de contrainte bien plus élevés sont nécessaires pour la pro pagation de la fissure.Le zirconium non allié est également moins susceptible de se corroder sous tension en présence d'iode, ce qui tend également à empêcher la propagation des fissures Une propriété importante de la gaine composite de la présente invention reside en ce que les perfectionnements ci-dessus sont obtenus sans aucune influence défavorable supplementaire en ce qui concerne l'absorption des neutrons. Un tel gainage est facilement accepté dans les réacteurs nucléaires étant donné que la gaine n'a pas de formation d'eutectique lors d'un accident entrainant la perte du fluide de refroidissement ou d'un accident d'insertion de réactivité provoquant la chute d'une barre de commande nucléaire. En outre, la gaine composite n'a pas d'influence nuisible en ce qui concerne la transmission de la chaleur étant donné qu'il n'y a pas de barrière thermique comme ceci est le cas dans les situations dans lesquelles une feuille ou chemise séparée est introduite dans la cartouche de combustible. En outre, la gaine composite de la présente invention peut être inspectée au moyen de procédés classiques non destructifs au cours des diverses etapes de sa fabrication et de son utilisation. REVENDICATIONS 1. Elément de combustible nucléaire caractérisé en ce qu'il comprend a) un noyau central (16) constitué par un corps de combustible nucléaire choisi dans le groupe constitué par les composés de l'uranium, du plutonium, du thorium et par les mélanges de ces composés; et b) un récipient formant gaine composite allongé (17) enfermant le noyau et comprenant un substrat extérieur (21), une barriere continue (22) en zirconium, formée en zirconium non allié, liée métallurgiquement à la surface intérieure du substrat, la barrière en zirconium représentant entre environ 1 pour cent et environ 30 pour cent de 1 'épaisseur du récipient formant gaine et une couche intérieure continue (23) liée métallurgiquement à la surface intérieure de la barrière en zirconium, la couche intérieure représentant entre environ 1 pour cent et environ 10 pour cent de l'épaisseur du récipient formant gaine. 2. Elément de combustible nucléaire, caractérisé en ce qu'il comprend a) un noyau central (16) constitué par un corps de combustible nucléaire choisi dans le groupe constitue par les composés de uranium, du plutonium, du thorium et par les mélanges de ces composés; et b) un récipient formant gaine composite allongé (17) enfermant le noyau et comprenant une partie extérieure (21) formée en une matière choisie dans le groupe constitué par le zirconium et les alliages de zirconium de façon à constituer un substrat, une barrière continue (22) en zirconium, formée en zirconium non allié, liée métallurgiquement à la surface intérieure du substrat, la barrière en zirconium représentant entre environ 1 pour cent et environ 30 pour cent de 1 'épais- seur du récipient formant gaine et une couche intérieure continue (23) formée en zirconium ou en alliage de zirconium, liée métallurgiquement à la surface intérieure de la barrière en zirconium, la couche intérieure représentant entre environ 1 pour cent et environ 10 pour cent de 1 'épaisseur du récipient formant gaine. 3. Elément de combustible nucléaire, caractérisé en ce qu'il comporte un récipient formant gaine composite allongé (17) qui comprend une partie exterieure (21) formée en une matière choisie dans le groupe constitué par le zirconium et les alliages de zirconium de façon à constituer un substrat, une barrière continue (22) en zirconium formée de zirconium non allié, liée métallurgiquement à la surface intérieure du substrat, cette barrière en zirconium représentant entre environ 5 pour cent et environ 15 pour cent de l'épaisseur du revêtement formant gaine et une couche intérieure continue (23) formée en zirconium ou en alliage de zirconium, liée métallurgiquement à la surface interieure de la barrière en zirconium, la couche intérieure représentant entre environ 1 pour cent et environ 10 pour cent de l'épaisseur du récipient formant gaine, un noyau central (16) en matériau combustible nucléaire choisi dans le groupe constitué par les composés de l'uranium, du plutonium, du thorium et par les mélanges de ces composés disposé dans le récipient qu'in remplit partiellement en laissant une cavité interne (20) dans le récipient, un organe d'obturation (18) fixé et soudé de manière étanche à chaque extrémité du réci- pient et des moyens (24) de retenue de combustible nucléaire positionnés dans la cavité, le récipient formant gaine enfermant le noyau de façon à laisser subsister un intervalle entre le noyau et la gaine pendant l'emploi dans un réacteur nucléaire. 4. Elément de combustible nucléaire selon la revendication 1, caractérisé en ce que le substrat exterieur (21) est formé en alliage de zirconium. 5. Elément de combustible nucléaire selon la revendication 1, caractérisé en ce que la couche intérieure (23) est formée en un alliage de zirconium. 6. Elément de combustible nucléaire selon l'une quelconque des revendications 1 et 2, caractérisé en ce que la barrière (22) en zirconium a une épaisseur comprise entre environ 5 pour cent et environ 15 pour cent de l'epaisseur du récipient formant gaine (17). 7. élément de combustible nucléaire selon l'une quelconque des revendications 1 à 3, caractérisé en ce que la barrière (22) en zirconium non allié est formée en mousse de zirconium. 8. Elément de combustible nucléaire selon 1 'une quelconque des revendications 1 à 3, caracterisé en ce que la barrière (22) en zirconium non allié est formée en zirconium cristallin en barres. 9. Elément de combustible nucléaire selon l'une quelconque des revendications 1 et 2, caractérisé en ce que le combustible nucléaire (16) est choisi dans le groupe constitué par les composés de l'uranium, les composés du plutonium et par leurs mélanges. 10. Elément de combustible nucléaire selon l'une quelconque des revendications 1 et 2, caractérisé en ce que le combustible nucléaire (16) est constitue par un mélange composé de dioxyde d'uranium et de dioxyde de plutonium. 11. Gaine composite pour réacteurs nucléaires, caractérisée en ce qu'elle comprend une partie extérieure (21) en un alliage de zirconium formant un substrat, une barrière continue (22) en zirconium formée en zirconium non allié, liée métallurgiquement à la surface interieure du substrat, cette barrière en zirconium représentant entre environ 5 pour cent et environ 15 pour cent de l'épaisseur du récipient formant gaine et une couche intérieure continue (23) formée en un alliage de zirconium, liée métallurgiquement à la surface intérieure de la barrière en zirconium, cette couche intérieure représentant entre environ 1 pour cent et environ 10 pour cent de l'épaisseur de la gaine. 12. Gaine composite creuse pour combustible nucléaire conçue pour être utilisée dans un réacteur nucléaire, du type comprenant un substrat extérieur (21) en alliage de zirconium et une chemise intérieure (23) en alliage de zirconium, caractérisée en ce qu'elle comporte une couche de barrière (23) en zirconium non allié, liée métallurgiquement au substrat intérieur et a la chemise intérieure entre lesquels elle est disposée. 13. Gaine selon la revendication 12, caractérisée en ce que la barriere (22) en zirconium non allié a une épaisseur comprise entre environ 1 pour cent et environ 30 pour cent de l'épaisseur de la gaine. 14. Gaine selon l'une quelconque des revendications 11 et 12, caractérisée en ce.que la barrière (22) en zirconium a une épaisseur comprise entre environ 5 pour cent et environ 15 pour cent de l'épaisseur de la gaine (17). 15. Gaine selon la revendication 12, caractérisée en ce que la chemise intérieure (23) en alliage de zirconium a été enlevée par décapage chimique de sorte que le récipient formant gaine composite comporte une surface intérieure en zirconium non allié. 16. Gaine selon l'une quelconque des revendications 11, 12 et 15, caractérisée en ce que la barrière (22) en zirconium non allié est formée en mousse de zirconium. 17. Gaine selon l'une quelconque des revendications 11, 12 et 15, caractérisée en ce que la barrière (22) en zirconium non allié est formée en zirconium cristallin en barres.