Brevet FR2575761A1 — publié le 19860711

Composants métalliques composites, notamment pour des réacteurs nucléaires ". La présente invention concerne des composants métalliques composites, notamment pour des réacteurs nucléaires. Les structures métalliques dans les réacteurs nucléaires tels que des réacteurs à eau bouil- lante et des réacteurs à eau sous pression doivent avoir des caractéristiques particulières. Ces structures-doi- vent être réalisées en un matériau résistant à la corro- sion dans un environnement aqueux aux températures éle- vées, présenter une faible capacité d'absorption des neutrons et une résistance mécanique élevée. Pour arriver à de telles caractéristiques, l'utilisation de composants en alliage de zirconium s'est très largement développée. De tels alliages de zirconium en général zircaloy-2 et zircaloy-4 existent dans le commerce. Toutefois, même avec de tels alliages, on rencontre des difficultés. L'une des difficultés liées à l'uti- lisation d'alliages de zirconium est leur tendance à "fluer" ou a se déformer lentement sous l'effet d'une charge sur une période de temps. Le problème du fluage de l'alliage de zirconium se présente dans les tubes à combustibles ou les gaines contenant le combustible nucléaire dans le réacteur. Cette difficulté peut se traduire par la disparition du jeu nécessaire entre les boulettes de combustible et la gaine qui les contient et une interaction entre les boulettes et la gaine se tra- duisant par une amorce de fissure dans la gaine. Une autre difficulté liée à l'utili- sation d'alliage de zirconium pour les composants de réacteurs nucléaires est la tendance des pièces à "fléchir" ou à se déformer lorsqu'ils sont exposés pendant une durée prolongée aux conditions de fonctionnement d'un réacteur. Ce fléchissement est par exemple une difficulté dans le cas de barreaux à combustible, et de tiges de guidage de barreaux utilisées pour maintenir les barreaux de réglage et dans les réacteurs à eau bouillante dans le cas des canaux utilisés pour diriger le fluide de refroidissement à travers le noyau du réacteur. De même dans de nombreux réacteurs à eau, les grilles qui stabilisent et évitent les vibrations des barreaux à combustible au cours du passage du fluide de refroidissement dans le noyau, ont des projections en forme de ressorts qui subissent une relaxation de contrainte induite par ie rayonnement se traduisant par une diminution de la force élastique sus- ceptible de provoquer l'abrasion ou le "frettage" du composant du barreau à combustible. De nombreuses tentatives ont été faites pour améliorer les caractéristiques des alliages de zirconium destinés à des composants de réacteurs nucléaires, soit par traitement mécanique ou thermique du matériau, soit par des modifications de celui-ci. Le brevet U.S NO 3 775 823 décrit par exemple un procédé pour obtenir des produits en zirconium renforcés par dis- persion et contenant de fines particules d'oxyde d'yttrium, de magnésie, d'oxyde de cerium ou d'oxyde de beryllium dans une matrice de zirconium ou d'alliage de zirconium. Le procédédécritdans ce brevet consiste à mélanger le zirconium ou un alliage de zlrconium à l'état de poudre hydratée avec une poudre d'oxyde d'yttrium, d'oxyde de magnésium, d'oxyde de cérium ou d'oxyde de béryllium et à chauffer le mélange sous vide pour expul- ser l'hydrogène et pour obtenir un frittage simultané ou ultérieur à l'état comprimé, le chauffage se faisant à une température inférieure à environ 800 C. Les pro- duits préparés selon ce procédé contenant de l'oxyde d'yttrium à l'état dispersé sont décrits comme ayant des contraintes au fluage notablement plus élevées et une résistance limite à la traction plus élevée que les pro- duits en alliage de zirconium selon l'art antérieur con- tenant de l'oxyde d'yttrium dispersé. Le brevet U.S 3 782 924 décrit un procédé de fabrication de zirconium ayant des caractéris- tiques d'inhibition de développement des grains et qui consiste à faire fondre sous vide le zirconium, à ajouter 0,5 à 1,0 pour cent en poids de carbone et à agiter, à homogénéiser et à refroidir le matériau pour le faire solidifier. Le carbone peut s'ajouter à l'état de graphi- te ou de carbure de zirconium. L'addition d'éléments de carbure de silicium à l'aluminium pour former un matériau renforcé avec des éléments de carbure de silicium contenus dans une matrice d'aluminium a été décrite et est considérée comme proche de la commercialisation. De tels matériaux composites à matrice métallique ont été décrits par Atlantic Richfield Co Arco Metal Co. Div. dans l'utili- sation de Silar à Greer, S. C. Il a été indiqué que d'autres métaux y compris le titane, le magnésium et le cuivre peuvent également être renforcés. La présente invention concerne un composant métallique composite destiné à des réacteurs nucléaires et qui est caractérisé en ce que le composant métallique se compose de 90-60 pour cent en volume d'une matrice métallique comprenant principalement du zirconium ou un alliage de zirconium contenant moins de 5 pour cent en poids d'un élément allié et dans lequel est intégré de façon homogène entre 10 et 40 pour cent en volume d'éléments de carbure de silicium. Les composants de réacteurs nucléai- res tels que les canaux, les gaines de barreaux à combus- tible, les tiges de guidage de barreaux et les grilles sont réalisés à partir du matériau composite selon les techniques de formage classiques et présentent un module d'élasticité élevé et une résistance élevée par comparai- son à des composants à base de zirconium, classiques ou encore si l'on recherche seulement des caractéristiques comparables, on peut réaliser les composants métalliques plus minces par comparaison aux composants classiques à base de zirconium. La présente invention sera décrite de façon plus détaillée à l'aide de différents exemples de réalisation représentés dans les dessins annexés, dans lesquels: - la figure 1 est une vue en pers- pective schématique partiellement arrachée d'un mode de réalisation d'un assemblage combustible pour réacteur nucléaire comportant les composants métalliques composi- tes selon l'invention. - la figure 2 est une vue en pers- pective schématique d'un autre mode de réalisation d'une partie d'un assemblage de combustible pour réacteur nucléaire utilisant également les composants en métal composite selon l'invention. - la figure 3 est une vue en plan montrant la disposition d'un barreau de combustible et des bandes formant grilles, coopérant avec celui-ci selon le mode de réalisation de la figure 2. Selon la figure 1, un assemblage à combustible 1 pour un réacteur à eau bouillante comporte de façon générale un canal de passage 3, de section carrée, ayant une buse d'entrée 5 dans le fond et une section de sortie supérieure 7, avec généralement une poignée 9 pour la mise en place dans le réacteur. Le canal 3 contient un ensemble de barreaux à combustible 11 et des tiges de guidage de barreaux 13, imbriquées, réparties suivant des réseaux autour d'un diviseur cruci- forme 15. Les barreaux à combustible 11 sont constitués par des barreaux tubulaires creux, scellés, contenant le combustible nucléaire et les tiges de guidage de bar- reaux sont des éléments tubulaires dimensionnés de façon à recevoir des barreaux de réglage servant à régler la réaction nucléaire. Les réseaux de barreaux à combus- tible 11 et de tiges de guidage de barreaux 13 sont sta- bilisés géométriquement l'un par rapport à l'autre à l'aide de grilles 17 qui sont sous la forme de bandes métalliques minces, imbriquées suivant une structure en plateau à oeufs, les bandes imbriquées ayant des orifices dans lesquels sont placés séparément des barreaux à combustible et des tiges de guidage. Le brevet U.S 3 920 515 montre une structure de grille intéressante. Dans ce type de structure de grille tel que présenté dans le brevet U.S 3 920 515 et aux figures 2 et 3 de la présente description, les grilles 17 ont des ressorts 19 et des bossages 21 sur les bandes 23 de la grille, venant en saillie respectivement dans chaque ouverture pour maintenir correctement et refroidir les barreaux à com- bustible au voisinage de l'interface grille-barreaux à combustible. Pendant le fonctionnement du réacteur, le liquide de refroidissement s'écoule en remontant autour des barreaux à combustible et à travers les ouvertures des grilles et s'évacue à l'extrémité supérieure de l'assemblage de combustible, soit à l'état partiellement vaporisé dans les réacteurs à eau bouillante, soit essen- tiellement à l'état liquide dans les réacteurs à eau pressurisée. Les composants de réacteurs nucléai- res selon la présente invention sont réalisés à partir d'un matériau composite constitué d'un mélange homogène de carbure de silicium (SiC) dans une matrice de zirco- nium métallique; les composants sont réalisés à l'aide de ce matériau composite. La matrice métallique du matériau composite peut comporter du zirconium métallique ou un alliage de zirconium contenant moins d'environ 5 pour cent en poids d'éléments alliés utilisables dans des réacteurs nucléaires. De tels alliages de zirconium con- tiennent des éléments supplémentaires qui améliorent les caractéristiques mécaniques du zirconium métallique ou la résistance à la corrosion du zirconium métallique. Les éléments utilisés dans la formation de tels alliages comprennent le niobium, l'oxygène, l'étain, le fer, le chrome, le nickel, le molybdène, le cuivre, le vanadium ou analogue. Des alliages particulièrement intéressants sont ceux connus sous la dénomination Zircaloy-2 et Zircaloy-4. Le Zircaloy-2 contient en poids entre 1,2- 1,7 pour cent d'étain, entre 0,07-0,20 pour cent de fer, entre 0,05-0,15 pour cent de chrome et entre 0,03 et 0,08 pour cent de nickel, le complément étant du zirco- nium;-le Zircaloy-4 contient en poids entre 1,2 et 1,7 pour cent d'étain, entre 0,12 et 0,18 pour cent de fer et entre 0,05 et 0,15 pour cent de chrome, le complé- ment étant du zirconium. La matrice de zirconium métallique ou d'alliage contient des éléments de carbure de sili- cium répartis de façon homogène dans la matrice. De tels éléments de carbure de silicium sont connus et sont dis- ponibles sur le marché. Les éléments de carbure de sili- cium existent dans le zirconium métallique ou sous forme d'alliage suivant des quantités comprises entre 10 et pour cent en volume du matériau composite. Moins de pour cent en volume d'éléments de carbure de silicium ne seraient probablement pas suffisants pour avoir les avantages de structure recherchésalors qu'une quantité dépassant 40 pour cent en volume serait trop importante et ne permettrait pas l'usinage thermique ou mécanique approprié du matériau, par extrusion ou laminage pour obtenir les composants de réacteurs nucléaires aux for- mes et dimensions appropriées. Les éléments de carbure de silicium ont des dimensions d'environ 0,5 micron en diamètre et une longueur comprise entre 50 et 100 microns permettant un mélange intime de ces éléments de carbure de silicium et de zirconium en poudre ou d'alliages de zirconium pour obtenir une matrice de zirconium ou d'alliage de zirconium avec des enclaves de carbure de silicium-distribuées de façon homogène. Des exemples d'éléments utilisables sont des éléments de carbure de silicium du commerce vendus sous la marque SILAR par Arco Metals Company. Lors de la réalisation du matériau composite, on utilise du zirconium métallique ou un alliage de zirconium sous la forme d'une poudre de par- ticules finement divisées ayant moins de 325 mailles (tamis normalisé U.S) . A ce métal ou alliage de zirconium en poudre, on ajoute les éléments de carbure de silicium de dimensions précédemment définies et on mélange les deux composants pour obtenir un mélange homogène. Puis, on met le mélange sous forme de billettes par exemple par pressage à chaud, sous vide ou autre procédé connu. Le pressage à chaud se fait sur le mélange de poudre homo- gène principalement à 1 pour cent de la densité théori- que. Les techniques de pressage à chaud, sous vide, con- nues pour arriver à cette densité peuvent s'utiliser. De façon caractéristique, on obtient des billettes d'un poids de l'ordre de 250 à 1000 kilos, billettes que l'on peut traiter pour obtenir les composants de réacteurs nucléaires. La fabrication des composants de réacteurs nucléaires à partir du matériau composite selon l'invention utilise généralement les étapes de fabrication classiques pour obtenir de tels composants à partir de métal ou d'alliage de zirconium classique. Dans la réalisation de la gaine à combustible, des enveloppes tubulaires sont utilisées pour recevoir le combustible nucléaire ou des tiges de guidage de bar- reaux, on forge et/ou on extrude la billette de matériau composite pour obtenir une forme de barreaux. Puis, on perce un perçage axial central dans la tige et le tube résultant est extrudé, puis est étiré à la dimension finale voulue. Pour la fabrication de canaux ou de bandes en forme de grilles, on forge la billette de matière composite, puis on lamine à l'épaisseur voulue. Comme l'étape de fabrication des billettes est pratiquement identique à celle servant à réaliser le revêtement tubu- laire, les tiges, les canaux ou les bandes en forme de grilles utilisés lorsqu'on fabrique de tels composants à partir de métal ou d'alliage de zirconium classique comme matière première, on peut utiliser les installa- tions de fabrication et d'usinage classiques existant pour ce métal. On pense que les matériaux composi- tes selon l'invention comprenant une matrice d'alliage de ziroonium ou de ziroonium métallique avec une réparti- tion homogène d'éléments de carbure de silicium présen- tent un module d'élasticité et une résistance approxima- tivement double de celle des composants connus n'ayant pas-cette inclusion d'éléments de carbure de silicium. De telles caractéristiques perfectionnées augmentent considérablement la fiabilité des composants de réacteurs nucléaires. De façon alternative, on peut fabriquer des composants à partir de ces matériaux composites selon l'invention qui pour des propriétés égales à celles des composants existants, ont une épaisseur plus faible ce qui se traduit par une économie du coût d'un cycle de combustible. La possibilité d'utiliser des composants de structure plus mince dans des réacteurs à eau bouillante comme pour les canaux et les grilles augmente également le débit dans le noyau et réduit ainsi la perte de charge au niveau du noyau, ce qui donne un meilleur rendement et permet d'utiliser des unités de réacteur de plus petites dimensions. Dans certaines conditions, il peut être souhaitable d'avoir une mince couche de zirconium ou d'alliage de zirconium (sans éléments de carbure de silicium dans la couche),soit sur l'une, soit sur les deux faces du matériau composite de zirconium ou d'alliage de zirconium pour augmenter la résistance à la corrosion. Les alliages de zirconium d'une telle couche peuvent être choisis parmi les alliages décrits pour servir de matériaux composites. De façon générale, l'épaisseur d'une telle couche correspond au plus à pour cent de l'épaisseur du matériau composite. R E V E N D I C A T I 0 N S 1 ) Composant en métal composite destiné à des réacteurs nucléaires, caractérisé en ce que le composant métallique se compose de 90-60 pour cent en yolume d'une matrice métallique comprenant- prin- cipalement du zirconium ou un alliage de zirconium con- tenant moins de 5 pour cent en poids d'un élément allié et dans lequel est intégré de façon homogène entre 10 et 40 pour cent en volume d'éléments de carbure de silicium. 2 ) Composant métallique selon la revendication 1, caractérisé en ce que les éléments de carbure de silicium ont une longueur de 50 à 100 microns. 3 ) Composant métallique selon la revendication 2, caractérisé en ce que les éléments de carbure de silicium ont un diamètre d'environ 0,5 micron. 4 ) Composant métallique composite selon l'une quelconque des revendications 1, 2 ou 3, caractérisé en ce que l'élément allié est au moins l'un des éléments choisis dans le groupe formé par le niobium, l'oxygène, l'étain, le fer, le chrome, le nickel, le molybdène, le cuivre et le vanadium. ) Composant métallique composite selon la revendication 4, caractérisé en ce que l'alliage de zirconium est le Zircaloy-2w 6 ) Composant métallique composite selon la revendication 4, caractérisé en ce que l'alliage de zirconium est le Zircaloy-4. 7 ) Composant métallique composite selon l'une quelconque des revendications 1 à 6, caracté- risé en ce qu'il présente sur une face une couche de zir- conium ou d'alliage de zirconium. 8 ) Composant métallique composite selon la revendication 7, caractérisé en ce que la couche est réalisée sur les deux faces du composant.