Brevet FR2990442A1 — publié le 20131115

La présente invention concerne un procédé de production d'un alliage de zirconium ayant une résistance améliorée à l'oxydation à très haute température. Le zirconium était peu connu avant 1940, mais a suscité l'intérêt principalement en raison de sa faible section efficace de capture des neutrons et a été utilisé surtout dans les matériaux d'ingénierie relatifs à l'énergie nucléaire et les substances d'énergie nucléaire. Du fait que le zirconium a en particulier une faible section efficace d'absorption des neutrons et une bonne résistance à la corrosion, et ne forme intrinsèquement pas d'isotopes radioactifs, le matériau est utilisé de manière critique dans les composants de réacteur nucléaire tels que la grille d'espacement, le tube-guide, le tube sous pression de réacteur à eau lourde ou le tube de gainage pour une barre de combustible nucléaire, ou en alliage avec l'uranium. Zr + 2H20 -> Zr02 + 2H2 Oxydation du zirconium Néanmoins, un composant d'alliage de zirconium génère de l'hydrogène en raison de la réaction d'oxydation entre le zirconium et l'eau, qui est absorbé dans le composant d'alliage de zirconium pour former une couche d'hydroxyde qui elle-même entraîne une déformation mécanique et une dégradation de la résistance jusqu'à l'instabilité des ensembles combustible. Pour surmonter cet inconvénient, des études ont été conduites en vue de trouver des manières d'augmenter la résistance à l'oxydation et la résistance à la corrosivité de l'alliage de zirconium. En considérant l'avantage de l'espérance de vie prolongée des structures de barre de réacteur, des études ont été conduites de manière active en vue de développer des alliages appropriés à utiliser dans ces dernières. Dans le même temps, la stabilité du tube de 10 gainage a fait l'objet d'une demande croissante en particulier dans le cas d'une urgence telle qu'un accident. Comme on l'a appris à partir de l'incidence des réacteurs 1, 2 et 3 de la centrale électrique de 15 Fukushima I (Japon), lorsque le refroidissement des réacteurs est interrompu en raison d'une catastrophe naturel tel qu'un tremblement de terre ou un tsunami ou un désastre provoqué par l'homme, le tube de gainage est exposé à une haute température si bien que de 20 l'hydrogène présentant un risque de détonation élevé est généré de manière massive en raison de la vitesse de corrosion considérablement élevée. L'hydrogène détone lorsqu'il fuit dans les bâtiments de confinement du réacteur. L'explosion de l'hydrogène dans la 25 centrale électrique doit être empêchée, car elle pourrait conduire à un désastre tragique qui pourrait s'accompagner d'une fuite de substances radioactives. En regardant de près les alliages de zirconium actuellement disponibles, on voit qu'ils ne posent pas 30 de problèmes inconsidérés en condition normale. Néanmoins, la sécurité des alliages n'est pas garantie lorsqu'un accident se produit, tel qu'une génération et une détonation d'hydrogène. Il faut garantir suffisamment de temps pour la gestion de la situation d'urgence avant la génération d'hydrogène afin d'améliorer la sécurité de la centrale électrique nucléaire, et cela serait possible si le tube de gainage du combustible nucléaire avait une résistance suffisante à l'oxydation une fois exposé aux conditions d'urgence. Le procédé actuellement disponible de fabrication d'un alliage de zirconium à utiliser dans un tube de gainage ajuste en gros les rapports des éléments d'alliage tels que le niobium (Nb), l'étain (Sn), le fer (Fe), le chrome (Cr), l'oxygène (0), ou similaire. Néanmoins, on prévoit une résistance à l'oxydation limitée par le procédé d'utilisation des éléments d'alliage dans un environnement à haute température. L'effet de la résistance à l'oxydation qui peut être conféré en ajustant les éléments d'alliage est particulièrement insuffisant pour maintenir une résistance à l'oxydation en condition d'urgence de la centrale électrique qui accompagne une exposition à une température extrêmement élevée pendant un temps prolongé. L'alliage de zirconium a une température à 25 l'oxydation se dégradant rapidement lorsque la température s'élève. La technique d'alliage actuellement disponible, qui est basée sur un ajustement fin de la composition d'alliage, ne serait pas suffisante pour garantir une efficacité dans une 30 condition de corrosion à haute température. En conséquence, il est nécessaire de faire un pas en avant pour améliorer la sécurité contre les accidents du combustible nucléaire. Dans le même temps, la stabilité des ensembles combustible nucléaire peut être accrue en revêtant un 5 matériau anti-oxydation sur la surface de l'alliage de zirconium pour améliorer ainsi la résistance de l'alliage de zirconium à l'oxydation à haute température. Si on revêt une substance anti-oxydation, qui est stable à haute température, sur la surface de 10 l'alliage de zirconium pour empêcher l'oxydation de se produire lorsque l'alliage est exposé de manière imprévue à un environnement à haute température en raison de changements dans l'environnement, la réaction d'oxydation peut être efficacement limitée et l'on 15 générera moins d'hydrogène, ce qui peut donc prévenir des facteurs de danger tels que l'explosion d'hydrogène. Néanmoins, peu de substances sont connues pour inhiber l'oxydation à haute température, et garantir une bonne liaison entre une couche d'alliage de zirconium et une 20 couche de revêtement de la substance anti-oxydation pour empêcher des détériorations physiques même à haute température constituerait également un sacré défi. Les brevets US n° 5 171 520 et 5 268 946 enseignent une technologie pour revêtir un matériau 25 céramique et de verre avec projection à la flamme pour accentuer la résistance à l'usure du tube de gainage. Le brevet US n° 5 227 129 divulgue un procédé de revêtement de nitrure de zirconium (ZrN) avec décomposition par arc plasma cathodique pour accentuer 30 la résistance à la corrosion et les caractéristiques d'usure. Les brevets précédentes visent à améliorer l'anticorrosion et la résistance à l'usure du tube de gainage du combustible nucléaire en condition normale, et présentent les inconvénients d'un pouvoir limité sur les compositions de la couche de revêtement en raison de l'utilisation de composés intermétalliques (ZrN, ZrC) ou de céramique (zircon) ou de verre (CaZnB, CaMgAl, NaBSi) en tant que matériau de revêtement. Les brevets présentent également le défaut selon lequel les différences considérables entre la couche de revêtement et le matériau parent provoquent des détériorations physiques (par exemple, fissure et usure par frottement) en raison de la dilatation thermique et de la déformation. En effet, des études ont rapporté que la couche se convertissait en couche poreuse une fois oxydée à haute température si bien que l'amélioration de la résistance à la corrosion est difficilement anticipable en condition d'urgence de la centrale électrique nucléaire (S. Shimada, Solid state ionics 141 (2001), 99 à 104 ; L. Krusin-Elbaum, M. Wittmer, Thin Solid Films, 107 (1983), 111 à 117). Des études classiques sur le revêtement du gainage du combustible nucléaire visent à surmonter la résistance à la corrosion limitée par l'utilisation d'éléments d'alliage, c'est-à-dire en formant une couche ayant une résistance à la corrosion et à l'usure à l'aide de méthodes telles que l'implantation ionique, le dépôt de couche Zr-N, ou similaire. Le brevet US n° 4 279 667 divulgue une structure 30 d'alliage de zirconium et un procédé de traitement associé, qui utilisent une implantation ionique pour améliorer la résistance à la corrosion. Le brevet coréen n° 2006-0 022 768 divulgue une technologie pour former une couche de Zr(C, N) sur la surface d'un tube de gainage par dépôt chimique en phase vapeur (CVD pour « chemical vapor deposition ») ou dépôt physique en phase vapeur (PVD pour "physical vapor deposition ») pour améliorer la caractéristique de corrosion du tube de gainage en alliage de zirconium. Néanmoins, ces technologies présentent le défaut selon lequel la couche nouvellement générée à la surface n'est pas suffisamment épaisse pour prévenir efficacement la corrosion, ou en raison de sa structure cristalline colonnaire, est incapable de prévenir l'oxydation en raison de la diffusion intragranulaire de l'oxygène. En conséquence, un procédé est nécessaire, lequel génère une couche qui ne permet pas facilement la diffusion d'oxygène à la surface du tube de gainage du combustible nucléaire à une épaisseur suffisante pour prévenir la corrosion du tube de gainage pendant la condition de fonctionnement normale dans le réacteur. Au regard des éléments précédents, la présente invention a pour but la mise à disposition d'un alliage de zirconium de résistance à l'oxydation grandement améliorée à très haute température en revêtant de manière uniforme une substance métallique pure ayant une excellente résistance à la corrosion sur un alliage de zirconium par projection au plasma. Un objectif de la présente invention consiste à 30 proposer un alliage de zirconium ayant une excellente résistance à l'oxydation à très haute température, et une excellente résistance à la corrosion et ayant également une excellente liaison avec le matériau parent. Un autre objectif de la présente invention 5 consiste à proposer un procédé de fabrication de l'alliage de zirconium. Afin d'atteindre les objectifs susmentionnés, la présente invention propose un alliage de zirconium ayant une excellente résistance à l'oxydation à très 10 haute température, et une excellente résistance à la corrosion et ayant également une excellente liaison avec le matériau parent, dans lequel du silicium (Si) ou du chrome (Cr) en tant que matériau métallique pur est revêtu de manière uniforme sur une surface du 15 matériau parent par projection au plasma. Selon une caractéristique de la présente invention, le matériau parent est un élément quelconque choisi dans un groupe consistant en un alliage de zirconium pour centrale nucléaire comprenant du Zircaloy-4, du 20 Zircaloy-2, du ZIRLO, du M5 et du HANA. Selon une autre caractéristique, le matériau métallique pur est revêtu sur le matériau parent à une épaisseur comprise entre 1 et 500 pm. Selon encore une autre caractéristique, l'alliage 25 de zirconium est utilisé pour un composant d'un ensemble combustible nucléaire. En outre, le composant de l'ensemble combustible nucléaire comprend au moins l'un parmi un tube de gainage, un tube-guide, un tube d'instrumentation et 30 une grille d'espacement. Selon d'autres caractéristiques de l'alliage de la présente invention, le matériau métallique pur a une résistance à l'oxydation en étant oxydé à haute température pour former du dioxyde de silicium (Si02) ou de l'oxyde de chrome (Cr203). Ce matériau métallique pur est un plastique déformé à haute température, limitant de ce fait la fissuration ou l'usure par frottement de la couche de revêtement et améliorant la liaison avec le matériau parent. La présente invention propose également un procédé de fabrication d'un alliage de zirconium, qui peut inclure les étapes de : a) prétraitement de la surface d'un matériau parent d'alliage de zirconium ; b) revêtement d'un matériau métallique pur sur la surface du matériau parent prétraitée de l'étape a) par projection au plasma ; et c) traitement thermique du matériau parent revêtu à l'étape b). Selon une caractéristique du procédé de l'invention, le prétraitement à l'étape a) comprend un broyage en utilisant des particules d'oxyde, un composé intermétallique ou un composé de silicium. Selon une autre caractéristique de ce procédé, le 25 traitement thermique de l'étape c) est réalisé à une température en dessous d'une température de fusion du matériau métallique pur pour revêtement. Selon la présente invention, étant donné que le revêtement de l'alliage de zirconium par projection au 30 plasma avec un matériau métallique pur n'est pas limité en termes de forme du produit revêtu et ne requiert également pas de matériel sous vide, il est très utile de traiter de manière uniforme des surfaces des composants tels qu'un tube de 4 m de longueur et une grille d'espacement ayant une forme plutôt compliquée. En outre, étant donné que l'ensemble combustible nucléaire utilisant un alliage de zirconium revêtu dessus a une excellente résistance à l'oxydation et à la corrosion en condition d'urgence ainsi qu'en condition normale, on peut améliorer les aspects économiques et sécuritaires du combustible nucléaire. En outre, étant donné que la technique de revêtement pour conférer une résistance à l'oxydation à très haute température est applicable à d'autres substances industrielles existantes, la technique confère des bénéfices, compte tenu du coût et du temps qui seraient autrement nécessaires pour mettre au point de nouveaux matériaux, lorsqu'on la met en oeuvre en particulier dans les domaines de l'industrie générale et de l'industrie logistique. Les aspects et avantages ci-dessus et/ou autres de la présente invention ressortiront et seront plus aisément appréciés à partir de la description détaillée suivante, prise conjointement avec les dessins annexés dans lesquels : la figure 1 est une image prise par un microscope électronique à balayage (MEB) d'un échantillon de l'exemple 1 qui est revêtu par projection au plasma ; la figure 2 est une image en coupe MEB d'un échantillon de l'exemple 5 revêtu par projection au 30 plasma, montrant le résultat d'un essai d'oxydation à très haute température avec un gaz mixte de vapeur et d'argon à 1 000 °C, 1 000 s ; la figure 3 est une image en coupe MEB d'un échantillon de l'exemple comparatif 5 revêtu par projection au plasma, montrant le résultat d'un essai d'oxydation à très haute température avec un gaz mixte de vapeur et d'argon à 1 000 °C, 1 000 s ; et la figure 4 est une vue fournie pour expliquer un procédé de fabrication d'un alliage de zirconium revêtu 10 selon la présente invention. On fera à présent référence en détail aux modes de réalisation de la présente invention, dont des exemples sont illustrés sur les dessins annexés, dans lesquels des références numériques identiques se réfèrent 15 partout à des éléments identiques. Les modes de réalisation sont décrits ci-dessous pour expliquer la présente invention en se référant aux figures. Un mode de réalisation de la présente invention propose un alliage de zirconium dans lequel un métal 20 pur est revêtu de manière uniforme sur une surface d'un matériau parent par projection au plasma. Dans un mode de réalisation, le matériau métallique pur peut de préférence être du silicium (Si) ou du chrome (Cr). 25 Pour être spécifique, le silicium (Si) ou le chrome (Cr) en tant que matériau métallique pur peut être revêtu par traitement à température ambiante. En outre, ces matériaux métalliques sont moins limités par la morphologie de surface. En outre, du fait qu'une 30 projection au plasma est utilisée pour le revêtement, du matériel additionnel tel que du matériel sous vide, qui est nécessaire pour le CVD ou PVD, n'est pas nécessaire et l'on économise donc un coût. En revêtant de manière uniforme les matériaux métalliques sur la surface du matériau parent à l'aide d'une projection au plasma très efficace, on génère une couche d'oxyde, qui reste stable dans une condition de haute température en raison de la présence de la couche de revêtement, conférant ainsi une résistance accrue à l'oxydation et à la corrosion. En outre, la vitesse de dilatation thermique des matériaux métalliques purs qui sont similaires au matériau parent peut minimiser les fissures et le décollement interfacial des portions liées. Par suite, il est possible de fabriquer un alliage de zirconium à utiliser dans des composants d'ensemble combustible nucléaire, en conférant une liaison améliorée au matériau parent. En outre, pour l'alliage de zirconium selon la présente invention, le matériau parent peut inclure du Zircaloy-4, du Zircaloy-2, du ZIRLO, du M5 ou du HANA, 20 sans y être limité. Les tubes de gainage utilisés dans le combustible nucléaire des centrales électriques nucléaires actuellement exploitées pour fournir de l'électricité sont faits d'alliage de zirconium, et plus 25 spécifiquement, on utilise surtout du Zircaloy-4 et du Zircaloy-2 comme tubes de gainage du combustible nucléaire pour des centrales électriques commerciales. En outre, on a développé relativement récemment le ZIRLO, le M5 et le HANA pour améliorer la résistance à 30 la corrosion et on les utilise dans des centrales électriques commerciales. Ces alliages constituent les matériaux parents préférables selon la présente invention. Bien que l'épaisseur de la couche de revêtement de matériau métallique pur sur le matériau parent selon la présente invention ne soit pas strictement limitée tant que la couche de revêtement améliore les propriétés des composants fabriqués telles que la résistance à l'oxydation, la résistance à la corrosion et la liaison, l'épaisseur de la couche de revêtement peut être ajustée pour se trouver dans une plage de 1 à 500 micromètres. Si l'épaisseur de la couche de revêtement de matériau métallique pur est en dessous de 1 micromètre, la couche de revêtement serait trop fine pour former une couche d'oxyde suffisante en vue d'empêcher l'oxydation de l'alliage de zirconium. Au contraire, si l'épaisseur de la couche de revêtement excède 500 micromètres, cette épaisseur accrue peut compromettre l'intégrité mécanique et elle n'est également pas bénéfique économiquement. Par ailleurs, l'alliage de zirconium selon la présente invention s'applique à un tas de domaines techniques comprenant non seulement les ensembles combustible nucléaire, mais également les matériaux métalliques ou céramiques à utiliser dans la production 25 d'électricité thermique, l'industrie aérospatiale ou le domaine militaire. En outre, les ensembles combustible nucléaire selon la présente invention peuvent inclure un tube de gainage, un tube-guide, un tube d'instrumentation ou 30 une grille d'espacement. Le matériau pour les ensembles combustible nucléaire doit avoir assez de résistance à l'oxydation pour empêcher la croissance de la couche d'oxyde et une déformation mécanique due à l'environnement corrosif sous haute température et pression, et doit également prévenir la détonation 5 d'une quantité massive d'hydrogène sous une atmosphère oxydative à haute température où la température du combustible nucléaire est extrêmement élevée comme dans le cas d'un accident. Au regard des éléments précédents, l'alliage de zirconium revêtu au plasma de métal selon 10 la présente invention peut être efficacement utilisé dans les ensembles combustible nucléaire. De plus, la substance métallique pure revêtue sur la surface du matériau parent d'alliage de zirconium selon la présente invention est oxydée à haute 15 température pour former des oxydes tels que le dioxyde de silicium (Si02) ou l'oxyde de chrome (Cr203), pour conférer ainsi une résistance à l'oxydation. Concernant les matériaux métalliques purs pour revêtement sur le matériau parent, le silicium (Si) a des propriétés 20 réduisant l'absorption d'hydrogène sur la matrice de zirconium, et retarde également le phénomène de transition dans lequel la corrosion augmente rapidement au cours du temps. Le silicium (Si) a également une résistance à l'oxydation de la température ambiante à 25 une haute température en formant un oxyde (à savoir, Si02) lorsqu'il est oxydé. Le chrome (Cr) est également un métal de transition et provoque des orientations irrégulières de la croissance des particules de la couche d'oxyde. Cela empêche la croissance de la couche 30 d'oxyde dans une direction. En conséquence, une désintégration brusque de la couche d'oxyde est restreinte. De façon similaire au silicium (Si), le chrome forme également une couche d'oxyde de chrome (Cr203) qui confère une résistance à l'oxydation de la température ambiante à une haute température à l'instar du dioxyde de silicium. Du fait que le matériau métallique pur revêtu sur le matériau parent d'alliage de zirconium se déforme plastiquement à haute température, la fissuration ou l'usure par frottement de la couche de revêtement est restreinte, et la liaison avec le matériau parent est améliorée. Les matériaux métalliques purs (Si, Cr) sont utilisés car les matériaux confèrent une haute conductivité thermique, qui est leur propriété caractéristique, à la céramique qui a été généralement utilisée, pour garantir de ce fait une conductivité thermique du tube de gainage au zirconium de la production d'énergie nucléaire après revêtement. En outre, le décollement interfacial ou la fissuration de la couche de revêtement se produit en raison de différences de vitesses de dilatation thermique selon l'augmentation de température lorsque le matériau métallique est revêtu avec un composé céramique et intermétallique. Toutefois, lorsque le matériau métallique (Si, Cr) similaire au matériau parent est revêtu, la plasticité relativement plus élevée que la céramique, la fissuration et le décollement interfacial dus aux vitesses de dilatation thermique peuvent être minimisés. En outre, le revêtement céramique classique ne garantit pas une couche de revêtement régulière en raison du haut point de fusion de la céramique, et les composés intermétalliques n'assurent pas une maîtrise précise des vitesses de dilatation et de la structure cristalline des composés. Toutefois, un revêtement avec le matériau métallique pur peut résoudre les problèmes susmentionnés. Par ailleurs, la présente invention propose un procédé de fabrication d'un alliage de zirconium, qui peut inclure les étapes de : a) prétraitement d'une surface d'un matériau parent d'alliage de zirconium ; b) revêtement d'un matériau métallique pur sur la surface du matériau parent d'alliage prétraitée de l'étape a) par projection au plasma ; et c) traitement thermique du matériau parent revêtu à l'étape b). On expliquera plus en détail ci-dessous les étapes respectives du procédé de fabrication. Tout d'abord, à l'étape a), la surface du matériau parent d'alliage de zirconium est prétraitée. Le prétraitement de la surface du matériau parent est réalisé dans le but d'améliorer la liaison interfaciale. Pour être spécifique, l'étape a) peut inclure une élimination de substances étrangères de la surface de l'alliage de zirconium. Le prétraitement de l'étape a) selon la présente invention peut de préférence inclure un broyage, en utilisant des particules d'oxyde, d'un composé intermétallique ou de composés de silicium. En traitant la surface avec ces particules, on élimine les substances étrangères, et un ajustement de la rugosité de surface améliore également la liaison avec le matériau de revêtement. Par exemple, le prétraitement peut être réalisé par décapage au sable ou décapage à la grenade. A l'étape b), le matériau métallique pur est revêtu sur la surface du matériau parent prétraité de l'étape a) par projection au plasma. Pour être spécifique, le revêtement par projection 5 au plasma de l'étape b) génère un gaz plasma inactif à une température comprise entre plusieurs milliers de degrés et plusieurs centaines et milliers de degrés (°C), pour convertir ainsi instantanément la poudre de matériau métallique pur en forme liquide pour le 10 revêtement. Cette technique de revêtement présente les avantages tels que la disponibilité de traitement température ambiante, moins de limites sur la morphologie de surface, et aucune nécessité de matériel sous vide pour le dépôt chimique ou physique en phase 15 vapeur. Ensuite, à l'étape c) selon la présente invention, le matériau parent revêtu à l'étape b) est traité thermiquement. Le traitement à la chaleur de l'étape c) selon la 20 présente invention peut de préférence être réalisé à une température en dessous d'une température de fusion du matériau métallique pur. Par le traitement à la chaleur du matériau parent de zirconium, qui est revêtu de manière uniforme, l'énergie issue de la contrainte 25 de surface facilite la réaction de diffusion avec le matériau de revêtement, pour augmenter de ce fait la liaison. Si la température du traitement à la chaleur excède la température de fusion du matériau métallique pur, le matériau métallique pur revêtu serait fondu 30 pendant le traitement à la chaleur, provoquant ainsi la formation d'une couche de revêtement irrégulière après le traitement à la chaleur, c'est-à-dire, pendant le processus de refroidissement, et des variations indésirables des dimensions du tube. On expliquera ci-dessous la présente invention plus en détail en référence aux exemples. Toutefois, les exemples ne sont donnés qu'à titre d'illustration, et le mode de réalisation de la présente invention n'est pas limité aux exemples spécifiques. Exemple 1 - Fabrication d'alliage de zirconium revêtu avec un revêtement par projection au plasma de métal pur Etape a) : surface de prétraitement du matériau parent 15 d'alliage de zirconium On a utilisé du Zircaloy-4 comme alliage de zirconium pour le revêtement, et on a coupé l'échantillon pour revêtement à une taille de 100 mm X 30 mm X 2,4 mm (longueur X largeur X épaisseur). 20 L'échantillon a subi un décapage au sable avec la sableuse de décapage (DSB-100, Depung, Corée) dans laquelle on a propulsé de l'oxyde d'aluminium de grain 150 (Yi Long), avec un alésage de 7,5 mm, et une pression de service de 6 kg/cm2. 25 Etape b) : revêtement par projection au plasma du matériau métallique pur sur la surface du matériau parent On a revêtu le métal pur, Si, à 90 microns sur 30 l'échantillon prétraité à l'étape a) de la manière suivante. On a utilisé un LCP Rev. A (Sulzer metcol) comme matériel de plasma, et on a utilisé de l'argon (Ar) comme gaz inactif. Avec l'utilisation du dispositif d'alimentation Twin 100C, on a propulsé de la poudre de silicium (Si) de haute pureté (Jungsei) à 5 travers l'admission d'Ar sous pression de 100 Mpadml, et on a réalisé trois fois le revêtement par projection au plasma, chaque fois pendant 20 s, selon la programmation pour propulser la poudre fondue contre la surface de l'échantillon selon un motif en zigzag. On a 10 maintenu le canon à plasma et l'échantillon à une distance de 10 cm l'un de l'autre. Etape c) : traitement à la chaleur du matériau parent revêtu 15 On a traité à la chaleur l'échantillon revêtu à l'étape b) avec une machine de traitement à la chaleur de type boîtier universel, sous atmosphère d'argon (Ar), 350 °C, 4 h, pour prévenir l'oxydation. 20 Exemples 2 à 9 - Fabrication d'alliage de zirconium revêtu avec un revêtement par projection au plasma de métal pur A l'exception des variations dans la condition de fabrication énumérée dans le tableau suivant, on a 25 fabriqué l'alliage de zirconium revêtu avec le revêtement par projection au plasma de métal pur de la même manière que dans l'exemple 1. Tableau 1 Surface non revêtue Matériau Décapage Epaisseur Traitement à de au sable de la chaleur revêtement avant revêtement après revêtement (micron) revêtement Ex. 1 Si 0 90 350 °Cx4h Ex. com. 1 Ex. 2 Si X 90 350 °Cx4h Ex. com. 2 Ex. 3 Si 0 90 X Ex. com. 3 Ex. 4 Si 0 20 X Ex. com. 4 Ex. 5 Si 0 130 350 °Cx4h Ex. com. 5 Ex. 6 Cr 0 5 350 °Cx4h Ex. com. 6 Ex. 7 Cr 0 20 350 °Cx4h Ex. com. 7 Ex. 8 Cr X 5 X Ex. com. 8 Ex. 9 Cr X 20 X Ex. com. 9 Exemples comparatifs 1 à 9 Afin de comparer les caractéristiques d'oxydation des couches de revêtement dans une condition de haute température, on a revêtu une seule surface de chacun des échantillons de l'exemple, tandis que l'on a laissé l'autre surface non revêtue et on l'a observée à titre d'exemples comparatifs 1 à 9. Le résultat de l'expérience d'oxydation à haute température du matériau parent d'alliage de zirconium, revêtu avec le matériau métallique pur, est fourni ci-dessous. Exemple 1 - Oxydation à haute température Afin d'étudier les différences de propriétés oxydatives entre l'alliage de zirconium revêtu selon la présente invention et l'alliage de zirconium non revêtu, 20 on a conduit l'expérience suivante sur les alliages de zirconium des exemples 1 à 9 et ceux des exemples comparatifs 1 à 9. On a coupé les alliages de zirconium des exemples 1 à 9 et les alliages de zirconium des exemples comparatifs 1 à 9 en échantillons de taille 10 X 10 mm, et on a poncé la surface coupée avec du papier de carbure de silicium (SiC). On a lavé l'échantillon poncé par nettoyage ultrasonique dans une solution d'acétone et d'alcool à 50 : 50 pendant 5 min, et on l'a séché. On a monté les échantillons séchés sur le matériel d'essai pour l'oxydation à haute température puis on a délivré un gaz mixte de vapeur et d'argon à un débit de 10 mL/min. On a élevé la température des échantillons de 20 °C par seconde en utilisant le four réverbère fixé au matériel, et on a maintenu la température à la très haute température de 1 000 °C pendant 1 000 s, puis on a coupé l'alimentation du four réverbère et on a refroidi en augmentant la pression de gaz argon de 3 fois ou plus. On a réalisé l'évaluation de la caractéristique d'oxydation en préparant les échantillons pour permettre l'observation de leur section après oxydation dans une condition de vapeur à haute température, de sorte que l'on observait les surfaces revêtues (figure 2 : exemples) et les surfaces non revêtues (figure 3 : exemples comparatifs) des échantillons au microscope électronique à balayage (MEB), et on a mesuré l'épaisseur de la couche d'oxyde, les résultats étant tabulés ci-dessous.30 Tableau 2 Epaisseur (micron) de la Epaisseur (micron) de la couche d'oxyde sur surface couche d'oxyde sur surface non revêtue revêtue (projection au plasma) Ex. 1 REVENDICATIONS1. Alliage de zirconium caractérisé en ce qu'il est revêtu avec un matériau métallique choisi parmi du silicium (Si) ou du chrome (Cr) sur une surface d'un matériau parent par projection au plasma. 2. Alliage de zirconium selon la revendication 1, dans lequel le matériau parent est un élément quelconque choisi dans le groupe consistant en un alliage de zirconium pour centrale nucléaire comprenant du Zircaloy-4, du Zircaloy-2, du ZIRLO, du M5 et du HANA. 3. Alliage de zirconium selon la revendication 1, dans lequel le matériau métallique est revêtu sur le matériau parent à une épaisseur comprise entre 1 et 500 pm. 4. Utilisation de l'alliage de zirconium selon la revendication 1, dans lequel l'alliage de zirconium est utilisé pour un composant d'un ensemble combustible nucléaire. 5. Utilisation de l'alliage de zirconium selon la 20 revendication 4, dans lequel le composant de l'ensemble combustible nucléaire comprend au moins l'un parmi un tube de gainage, un tube-guide, un tube d'instrumentation et une grille d'espacement. 6. Alliage de zirconium selon la revendication 1, 25 dans lequel le matériau métallique a une résistance à l'oxydation en étant oxydé à haute température pour former du dioxyde de silicium (Si02) ou de l'oxyde de chrome (Cr2O3) - 7. Alliage de zirconium selon la revendication 1, 30 dans lequel le matériau métallique se déformeplastiquement à haute température, limitant de ce fait la fissuration ou l'usure par frottement de la couche de revêtement et améliorant la liaison avec le matériau parent. 8. Procédé de fabrication d'un alliage de zirconium, caractérisé en ce qu'il comprend les étapes de : a) prétraitement d'une surface d'un matériau parent d'alliage de zirconium ; b) revêtement d'un matériau métallique choisi parmi du silicium (Si) ou du chrome (Cr) sur la surface du matériau parent prétraitée de l'étape a) par projection au plasma ; et c) traitement thermique du matériau parent revêtu à l'étape b). 9. Procédé selon la revendication 8, dans lequel le prétraitement à l'étape a) comprend un broyage en utilisant des particules d'oxyde, un composé intermétallique ou un composé de silicium. 10. Procédé selon la revendication 8, dans lequel le traitement thermique de l'étape c) est réalisé à une température en dessous d'une température de fusion du matériau métallique pour revêtement.