FR 2526213 A1 19831104 FR 8221912 A 19821228 Cette invention concerne, d'une manière générale, un perfectionnement des éléments de combustible nucléaire des- tinés à être utilisés dans le coeur de réacteurs à fission nucléaire et, plus particulièrement, un élément de combusti- ble nucléaire perfectionné ayant une gaine composite compor- tant une chemise métallique d'alliage de zirconium dilué constitué par du zirconium et un métal choisi dans le groupe constitué par le fer, le chrome, le fer plus le chrome, et le cuivre, liée à la surface intérieure du substrat en allia- ge de zirconium de la gaine. On conçoit, on construit et on fait actuellement fonc- tionner des réacteurs nucléaires dans lesquels le combustible nucléaire est contenu dans des éléments de combustible qui peuvent se présenter sous des formes géométriques diverses, par exemple sous la forme de plaques, de tubes ou de barreaux. On enferme habituellement le combustible dans une gaine résis- tant à la corrosion, non réactive et conduisant la chaleur On assemble les éléments de combustible en un réseau à des dis- tances fixes les uns des autres dans un canal ou région o circule le réfrigérant pour former un assemblage combustible, et on combine suffisamment d'assemblages combustibles pour former l'ensemble o se produisent les réactions en chaîne de fission nucléaire ou coeur du réacteur capable d'une réaction de fission auto-entretenue On enferme à son tour le coeur dans une cuve de réacteur à travers laquelle on fait passer un réfrigérant La gaine remplit plusieurs offices, dont les deux principaux sont en premier lieu d'empêcher le contact et les réactions chimiques entre le combustible nucléaire et le réfrigérant ou le modérateur dans le cas o on utilise un mo- dérateur ou entre le combustible nucléaire, le réfrigérant et le modérateur dans le cas o on utilise les deux; et en second lieu d'empêcher les produits de fission radioactifs, dont cer- tains sont des gaz, de passer du combustible dans le réfrigé- rant ou dans le modérateur ou dans les deux dans le cas o on utilise à la fois un réfrigérant et un modérateur On peut citer parmi les matériaux pouvant classiquement constituer la gaine, l'acier inoxydable, l'aluminium et ses alliages, le zirconium et ses,alliages, le niobium (columbium), cer- tains alliages du magnésium, etc La rupture de la gaine, c'est-à-dire une perte d'étanchéité de celle-ci, peut en- traîner une contamination du réfrigérant ou du modérateur et des systèmes qui leur sont associés par des produits ra- dioactifs à longue vie au point de perturber le fonctionne- ment de l'installation. On s'est heurté à des difficultés dans la fabrication et l'utilisation d'éléments de combustible nucléaire pour lesquels on avait employé certains métaux et alliages comme matériau constituant la gaine, difficultés d Mes à des réac- tions mécaniques ou chimiques de ces matériaux dans certains cas Dans des conditions normales, le zirconium et ses allia- ges constituent d'excellentes gaines de combustible nucléaire puisqu'ils présentent des sections efficaces d'absorption des neutrons peu élevées et, qu'à des températures inférieures à environ 3980 C, ils sont résistants, ductiles, extrêmement stables et relativement non-réactifs en présence de vapeur d'eau ou d'eau déminéralisée que l'on utilise couramment com- me réfrigérants et modérateurs dans les réacteurs. On s'est toutefois heurté à des difficultés lors de l'utilisation des éléments de combustible dûes à la rupture fragile de la gaine en raison des interactions combinées du combustible nucléaire, de la gaine et des produits de fission formés au cours des réactions de fission nucléaire On a dé- couvert que ce mauvais comportement avait pour origine des contraintes mécaniques localisées dues à des différences de dilatation entre le combustible et la gaine (les contraintes à l'intérieur de la gaine sont concentrées au niveau de fissu- res du combustible nucléaire) Le combustible nucléaire libère des produits de fission corrosifs qui se retrouvent à l'in- tersection des fissures du combustible et de la surface de la gaine Ces produits de fission se forment dans le combustible nucléaire au cours de la réaction de fission en chaîne lors du fonctionnement du réacteur nucléaire La friction impor- tante entre le combustible et la gaine exagère les contrain- tes localisées. A l'intérieur des limites d'un élément combustible scellé, de l'hydrogène gazeux peut se former au cours de la réaction lente entre la gaine et l'eau résiduelle à l'inté- rieur de la gaine Cet hydrogène gazeux peut s'accumuler au point, dans certaines conditions, d'entraîner une hydrura- tion localisée de la gaine avec détérioration concurrente locale des propriétés mécaniques de la gaine Des gaz comme l'oxygène, l'azote, le monoxyde de carbone et le dioxyde de carbone exercent également une action nuisible sur la gaine sur un large domaine de températures La gaine de zirconium d'un élément de combustible nucléaire est exposée à un ou plusieurs des gaz énumérés plus haut et aux produits de fis- sion pendant l'irradiation dans un réacteur nucléaire et ceci en dépit du fait que ces gaz peuvent ne pas être présents dans le réfrigérant ou le modérateur du réacteur, et que l'on a pu les exclure dans la mesure du possible de l'atmosphère ambiante pendant la fabrication de la gaine et de l'élément combustible Les compositions de céramiques et réfractaires frittés, comme les compositions de dioxyde d'uranium et d'au- tres compositions utilisées comme combustible nucléaire libé- rent des quantités mesurables des gaz indiqués précédemment lorsqu'on les chauffe, par exemple pendant la fabrication des éléments de combustible et libèrent encore des produits de fission pendant l'irradiation On sait que des compositions de céramiques et réfractaires particulaires comme des poudres de dioxyde d'uranium et d'autres poudres utilisées comme com- bustible nucléaire, libèrent des quantités encore plus impor- tantes des gaz indiqués précédemment au cours de l'irradiation. Ces gaz ainsi libérés sont capables de réagir avec la gaine de zirconium contenant le combustible nucléaire. Ainsi, à la lumière de ce qui précède, on a pensé qu'il serait souhaitable de réduire au minimum l'attaque de gaine par l'eau, la vapeur d'eau et d'autres gaz, en particu- lier l'hydrogène, qui sont réactifs envers la gaine depuis- l'intérieur de l'élément de combustible pendant toute la durée d'utilisation de l'élément de combustible pour le fonc- tionnement decentrales nucléaires On s'est ainsi efforcé de trouver des matériaux-qui réagissent chimiquement rapide- ment avec l'eau, la vapeur d'eau et les autres gaz pour les éliminer de l'intérieur de la gaine On appelle ces matériaux des pièges. Une autre tentative a consisté à revêtir le combus- tible nucléaire avec un matériau choisi parmi divers maté- riaux pour empêcher l'humidité de venir au contact du combus tible nucléaire Le revêtement du combustible nucléaire est à l'origine de difficultés en ce qui concerne la fiabilité dans la mesure o la réalisation de revêtements uniformes, dépourvus de défauts est difficile De plus, la détérioration du revête- ment peut créer des difficultés quant au comportement de lon- gue durée du combustible nucléaire. On décrit, dans le document GEAP-4555, daté de Février 1964, une gaine composite en alliage de zirconium ayant un chemisage intérieur d'acier inoxydable lié métallurgique- ment à l'alliage de zirconium, cette gaine composite étant fa- briquée par extrusion d'une billette creuse d'alliage de zir- conium ayant une chemise intérieure d'acier inoxydable Cette gaine présente un inconvénient dû à ce que l'acier inoxydable donne naissance à des phases fragiles, et à ce que la couche d'acier inoxydable absorbe environ dix à quinze fois plus les neutrons qu'un alliage de zirconium de même épaisseur. Le brevet des E U A No 3 502 549 décrit un procédé de protection du zirconium et de ses alliages par dépôt électrolytique de chrome pour produire un matériau composite que l'on pourra utiliser dans les réacteurs nucléaires On a présenté un procédé de dépôt électrolytique de cuivre sur des surfaces de Zircaloy-2 suivi d'un traitement thermique dans le but d'obtenir une diffusion en surface du métal déposé électrolytiquement, dans Energia Nucleare, Volume 11, N 9, (Septembre 1964), pages 505-508 Dans Stability and Compatibi- lity of Hydrogen Barriers Applied to Zirconium Alloys, (Sta- bilité et compatibilité de barrières à l'hydrogène appliquées aux alliages du zirconium), de F Brossa et al (European Atomic Energy Community, Joint Nuclear Research Center, EUR 4098 e, 1969), on décrit des procédés de dépôt de différents revêtements et leur efficacité en tant que barrières à la dif- fusion de l'hydrogène ainsi qu'un revêtement de Al-Si considé- ré comme la barrière la plus prometteuse à la diffusion de l'hydrogène On décrit des procédés de galvanoplastie du nickel sur du zirconium et des alliages zirconium-étain et de traite- ment thermique de ces alliages pour produire des liaisons par diffusion à l'intérieur de l'alliage dans Electroplating on Zirconium and ZirconiumTin (galvanoplastie sur le zirconium et les alliages zirconium-étain), de W C Schickner et al. (BMI-757, Technical Information Service, 1952). Le brevet des E U A N 3 625 821 décrit un élément de combustible pour réacteur nucléaire, comprenant un tube de graissage du combustible dont la surface intérieure est revê- tue d'un métal présentant une section efficace de capture des neutrons peu élevée, comme le nickel, et contenant des parti- cules finement dispersées d'un poison consommable Reactor Development Program Progress Report (Rapport sur les progrès réalisés sur le programme de réalisation des réacteurs) d'août 1973 (ANL-RDP-19) décrit l'utilisation d'un piège chi- mique constitué par une couche de chrome sacrifiée sur la sur- face intérieure d'une gaine d'acier inoxydable. Une autre tentative a constitué à introduire une bar- rière entre le combustible nucléaire et la gaine contenant le combustible nucléaire comme le décrivent le brevet des E U A. N 3 230 150 (feuille de cuivre), la publication du brevet allemand DAS 1 238 115 (couche de titane), le brevet des E U A. N 3 212 988 (feuille de zirconium, d'aluminium ou de béryllium), le brevet des E U A No 3 018 238 (barrière de carbone cris- tallin entre l'UO 2 et la gaine d'alliage de zirconium) et le brevet des E U A N' 3 088 893 (feuille d'acier inoxydable). Bien que l'idée d'utiliser une barrière se soit révélée pro- metteuse, certaines des références précédentes font appel à des matériaux incompatibles avec le combustible nucléaire (par exemple, le carbone peut se combiner avec l'oxygène du combustible nucléaire) ou avec la gaine (par exemple, le cuivre et d'autres métaux peuvent réagir avec la gaine et en altérer les propriétés), ou avec la réaction de fission nu- cléaire (par exemple, en agissant comme absorbeurs de neu- trons) Aucune des références citées ne donne de solution au problème des interactions chimiques-mécaniques localisées entre le combustible nucléaire et la gaine. On trouve d'autres tentatives, utilisant toujours l'idée de barrières, dans le brevet des E U A No 3 969 186 (métal réfractaire comme le molybdène, le tungstène, le rhé- nium, le niobium et leurs alliages, utilisé sous la forme d'un tube ou d'une feuille en couche unique ou multiple ou d'un revêtement sur la surface intérieure de la gaine) et dans le brevet des E U A No 3 925 151 (chemise de zirconium, de niobium ou de leurs alliages entre le combustible nucléai- re et la gaine avec une couche d'un matériau d'onctuosité élevée entre la chemise et la gaine). Le brevet des E U A No 4 045 288 décrit une gaine composite comprenant un substrat en alliage de zirconium, une barrière métallique liée métallurgiquement au substrat et une couche interne d'alliage de zirconium métallurgiquement liée 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 La barrière métallique ensevelie réduit la corrosion dûe aux produits de fission et aux gaz corrosifs, mais elle est soumise à la fissuration dûe à la corrosion sous contrainte et à la fragilisation par -formation de métal liquide. Le brevet des E U A No 4 200 492 décrit une gaine composite 'comprenant un substrat d'alliage de zirconium et une chemise de zirconium spongieux La chemise de zirconium mou minimise la déformation localisée et diminue la fissura- tion due à la corrosion sous contrainte et la fragilisation par formation de métal liquide, mais entraîne des pertes par meulage, etc, pendant sa fabrication et par oxydation De plus, si une brèche s'ouvre dans la gaine, permettant à l'eau et/ou à la vapeur d'eau de pénétrer dans le barreau de com- bustible, la chemise de zirconium a tendance à s'oxyder ra- pidement. Il restait donc souhaitable de réaliser des éléments de combustible nucléaire réduisant au minimum les difficultés indiquées plus haut. L'invention concerne un élément de combustible nu- cléaire particulièrement efficace pour être utilisé dans le coeur d'un réacteur nucléaire qui comprend une gaine composi- te constituée par un substrat à la surface intérieure duquel est lié métallurgiquement une chemise métallique en alliage de zirconium dilué L'alliage de zirconium dilué comprend du zirconium et un métal choisi dans le groupe constitué par du fer, du chrome, du fer plus du chrome, et du cuivre, la quan- tité de fer allié au zirconium étant comprise entre environ 0,2 % et environ 0,3 % en poids, la quantité de chrcoe entre environ 0,05 % et env-iron 3 % en poids, la quantité totale de fer et de chro- me entre environ 0,15 % et environ 0,3 % en poids, le rapport du poids de fer au poids de chrome étant compris entre envi- ron 1:1 et environ 4:1 et la quantité de cuivre étant compri- se entre environ 0,02 % et environ 0,2 % en poids. Le substrat de la gaine reste complètement inchangé dans sa conception et sa fonction par rapport à la pratique antérieure en ce qui concerne les réacteurs nucléaires et est fait d'un matériau choisi parmi les matériaux classiquement utilisés pour les gaines comme les alliages de zirconium Un substrat de gaine en alliage de zirconium présente une teneur en alliage plus élevée que la chemise en alliage de zirco- nium dilué La chemise en alliage de zirconium dilué forme un écran continu entre le substrat et le combustible nuclé- aire contenu dans la gaine, et isole aussi l'alliage de zir- conium ou tout autre substrat de la gaine des produits de fission et des gaz. La chemise en alliage de zirconium dilué représente d'environ 1 à environ 20 pour cent de l'épaisseur de la gaine. La chemise reste molle par rapport au substrat pendant l'irradiation et réduit au minimum les contraintes locali- sées à l'intérieur de l'élément de combustible nucléaire, protégeant ainsi la gaine de la fissuration par corrosion sous contraintes ou de la fragilisation par formation de métal liquide La chemise en alliage de zirconium dilué s'oppose à la réaction entre le substrat et les produits de fission ou les impuretés volatiles présents à l'intérieur de l'élément de combustible nucléaire et protège, de cette ma- nière, le substrat de la gaine de l'attaque par des produits de fission ou des impuretés volatiles. Cette invention présente l'avantage remarquable de protéger le substrat de la gaine contre la fissuration par corrosion sous contraintes et la fragilisation par formation de métal liquide et, en plus, du contact avec les produits de fission, les gaz corrosifs, etc grâce à la chemise en allia- ge de zirconium dilué et cette chemise n'augmente pas de ma- nière appréciable la capture des neutrons, et n'introduit pas de difficultés de transfert de chaleur ou d'incompatibilité combustible/chemise De plus, la chemise apporte une résis- tance supérieure à l'oxydation par la vapeur d'eau ou par l'eau chaude par rapport au zirconium non allié dans le cas de l'ouverture d'une brèche dans la gaine. La suite de la description se réfère aux figures annexées qui représente respectivement: Figure 1, une vue en coupe partielle d'un assemblage -35 combustible contenant des éléments de combustible nucléaire fabriqués conformément aux enseignements de cette invention. Figure 2, une vue en coupe transversale agrandie d'un élément de combustible nucléaire de la Figure 1, illus- trant les enseignements de cette invention. Si on se reporte maintenant plus particulièrement à la Figure 1, on a représenté en coupe partielle un assembla- ge combustible 10 Cet assemblage combustible 10 est consti- tué par un canal d'écoulement tubulaire de section droite approximativement carrée muni à son extrémité supérieure d'un étrier de levage 12 et à son extrémité inférieure d'un nez (non représentée puisque l'on a omis la partie inférieure de l'assemblage 10) L'extrémité supérieure du canal il est ouverte au niveau de la sortie 13 et l'extrémité inférieure du nez comporte des ouvertures pour la circulation du réfri- gérant Un réseau d'éléments ou de barreaux de combustible 14 est enfermé dans le canal 11 et y est maintenu au moyen d'une plaque-d'extrémité supérieure 15 et d'une plaque d'extrémité inférieure (non représentée puisque l'on a omis la partie inférieure) Le liquide de réfrigération pénètre généralement par les ouvertures aménagées dans l'extrémité inférieure du nez, monte autour des éléments de combustible 14 et s'évacue par la sortie supérieure 13 à une température élevée à l'état partiellement vaporisé pour les réacteurs à eau bouillante ou à l'état non vaporisé pour les réacteurs sous pression. Les éléments de combustible nucléaire ou barreaux 14 sont scellés à leurs extrémités au moyen de bouchons d'extré- mité 18 soudés à la gaine 17, qui peuvent comporter des tiges 19 pour faciliter le montage du barreau de combustible dans l'assemblage On a laissé un espace vide 20 à une extrémité de l'élément pour permettre la dilatation longitudinale du combustible et l'accumulation des gaz libérés par le combusti- ble On a placé un dispositif pour retenir le combustible nucléaire, 24, sous la forme d'un élément hélicoïdal à l'in- térieur de l'espace 20 pour s'opposer au déplacement axial de la colonne de pastilles, particulièrement pendant la mani- pulation et le transport de l'élément de combustible. On a conçu l'élément de combustible de manière à assurer un excellent contact thermique entre la gaine et le combustible, une absorption parasite minimum des neutrons et une bonne résistance au gauchissement et aux vibrations qui sont occasionnellement provoqués par la circulation à vites- se élevée du réfrigérant. On a représenté Figure 1, en coupe partielle un élé- ment ou barreau de combustible nucléaire 14, fabriqué confor- mément aux enseignements de cette invention L'élément de combustible comprend un noyau ou partie centrale cylindrique de matériau nucléaire 16, représenté ici sous la forme d'un ensemble de pastilles de combustible de matériau fissile et/ou fertile placées à l'intérieur d'une gaine structurale 17. Dans certains cas, les pastilles de combustible peuvent être de formes diverses, par exemple de forme cylindrique ou sphé- rique et dans d'autres cas on peut utiliser des formes de combustible différentes, et par exemple un combustible parti- culaire La forme physique du combustible est sans importance pour cette invention On peut utiliser divers matériaux de combustible nucléaire parmi lesquels on peut citer des composés de l'uranium, des composés du plutonium, des composés du tho- rium, et leurs mélanges On recommande d'utiliser comme com- bustible le dioxyde d'uranium ou un mélange comprenant du dioxyde d'uranium et du dioxyde de plutonium. Si on se reporte maintenant à la figure 2, le combus- tible nucléaire 16 formant le noyau central de l'élément de combustible 14 est entouré par une gaine 17, que dans cette invention on appelle également gaine composite La gaine com- posite enferme le noyau fissile de manière à laisser un inter- valle 23 entre le noyau et la gaine lorsqu'on l'utilise dans un réacteur nucléaire La gaine composite comprend un substrat externe 21 choisi parmi des matériaux que l'on utilise clas- siquement pour les gaines comme l'acier inoxydable et les alliages de zirconium et, dans une réalisation recommandée de cette invention, le substrat est un alliage de zirconium comme le Zircalloy-2. Une chemise en alliage de zirconium dilué 22 est liée métallurgiquement sur la circonférence intérieure du substrat 21, de manière à ce que la chemise en alliage de zirconium dilué forme un écran protégeant le substrat, entre le substrat et le combustible nucléaire 16 à l'intérieur de la gaine composite La chemise en alliage de zirconium dilué représente, de préférence d'environ 1 à environ 20 % de l'épaisseur de la gaine Il serait difficile, dans une production cammerciale de réaliser une chemise en alliage de zirconium dilué représen- tant moins d'environ 1 %o de l'épaisseur de la gaine, et l'utilisation d'une chemise en alliage de zirconium dilué représentant plus de 20 % de l'épaisseur de la gaine n'appor- te pas d'avantage supplémentaire De plus, une chemise re- présentant plus d'environ 20 % de l'épaisseur de la gaine signifie une diminution concomitante de l'épaisseur du subs- trat et un affaiblissement possible de la gaine. L'alliage de zirconium dilué se compose de zirconium et d'un élément d'alliage choisi dans le groupe constitué par du fer, du chrome, du fer plus du chrome et du cuivre Tel qu'on l'utilise ici, l'expression alliage de zirconium dilué désigne un alliage de zirconium présentant une teneur en alliage suffisamment peu élevée pour entraîner une ductilité plus élevée et une vitesse de déformation plus élevée que ne présenterait le matériau constituant le substrat dans des conditions équivalentes de contrainte. La quantité de fer allié au zirconium est comprise entre environ 0,2 % et environ 0,3 % en poids, et de préfé- rence entre environ 0,2 % et environ 0,25 % en poids. La teneur en chrome est comprise entre environ 0,05 % et environ 0,3 % en poids et de préférence entre environ 0,15 % et environ 0,25 % en poids. On peut incorporer du fer plus du chrome de façon à ce que la quantité totale des deux composants soit comprise entre environ 0,15 % et environ 0,3 'O en poids et de préfé- rence entre environ 0,2 % et environ 0,25 % en poids, le rap- port pondérai du fer au chrome étant compris entre environ 1:1 et environ 4:1, et-de préférence égal à environ 2:1. On utilise le cuivre en une quantité comprise entre environ 0,02 % et environ 0,2 % en poids et de préférence entre environ 0,05 et environ 0,15 % en poids. La chemise en alliage de zirconium dilué isole le substrat des impuretés gazeuses et des produits de fission, protège cette partie de la gaine en lui évitant d'entrer en contact et en réaction avec ces impuretés et ces produits de fission et s'opposeà la création de contraintes localisées. L'addition au zirconium de petites quantités d'un métal choisi dans le groupe constitué par du fer, du chrome, du fer plus du chrome et du cuivre, améliore la résistance à la corrosion, et en particulier la résistance à l'oxydation par l'eau chaude ou la vapeur d'eau si la teneur en élément d'addition fait partie de la gamme indiquée pour cet élément. La limite inférieure de la quantité de métal allié au zirco- nium indiquée pour chacun des éléments d'alliage est suffi- sante pour améliorer nettement la résistance à la corrosion par rapport à celle du zirconium non allié. La limite supérieure de la quantité de métal allié au zirconium indiquée pour chacun des éléments d'alliage correspondant généralement à la quantité maximum de métal qui améliore nettement la résistance à la corrosion par rapport à celle du zirconium spongieux Des additions de métaux en quan- tités supérieures à la limite supérieure indiquée n'amélio- rent pas de manière importante la résistance à la corrosion du zirconium et peuvent être nuisibles en diminuant la mallé- abilité et la ductibilité de la chemise. On a indiqué comme définissant les gammes recomman- dées les quantités de métal allié au zirconium qui entraînent l'amélioration la plus importante de la résistance à la corro- sion, pour chacun des éléments d'alliage. Le fer, le chrome et le cuivre sont faiblement so- lubles dans le zirconium On peut traiter thermiquement les alliages de zirconium dilués contenant un ou plusieurs de ces métaux pour produire un matériau comportant une fine dispersion de particules intermétalliques qui sont nobles par rapport à la matrice de zirconium Comme les éléments d'alliage sont faiblement solubles, on obtient un durcisse- ment peu important du zirconium par la solution solide. L'effet de durcissement est suffisamment faible pour conser- ver la malléabilité nécessaire à la chemise en alliage de zirconium dilué pour empêcher ou diminuer la rupture du combustible due à l'interaction pastilles-gaine. La chemise en alliage de zirconium dilué de la gaine composite résiste au durcissement provoqué par l'irradiation comparativement au Zircaloy ou à d'autres alliages classiques * du zirconium, et cela permet à la chemise en alliage de zir- conium dilué de maintenir, après une irradiation prolongée, dés propriétés structurales recommandées comme la limite d'élasticité et la dureté, à des valeurs considérablement plus basses que celles des alliages de zirconium classiques. En fait, la chemise en alliage de zirconium dilué ne durcit pas autant que les alliages de zirconium classiques lors de l'irradiation et ceci, ajouté à sa limite d'élasticité initia- lement peu élevée, permet à la chemise en alliage de zirconium dilué de se déformer plastiquement et de relaxer les contrain- tes induites par les pastilles dans l'élément de combustible, qui peuvent être provoquées, par exemple, par le gonflement des pastilles de combustible nucléaire aux températures de fonctionnement du réacteur ( 3000 C à 3500 C), les pastillesvenant en contact avec la gaine. L'utilisation d'une chemise en alliage de zirconium dilué comprenant du zirconium et un métal choisi dans le groupe constitué par le fer, le chrome, le fer plus le chrome et le cuivre-et représentant, de préférence d'environ 5 à environ 15 pour cent de l'épaisseur de la gaine, dans laquelle elle est liée à un substrat d'alliage de zirconium classique, permet d'obtenir une réduction des contraintes suffisante pour éviter ou diminuer les ruptures dans la gaine composite. La pureté du zirconium métallique allié au fer, au chrome, au fer plus le chrome ou au cuivre est importante et permet d'obtenir des propriétés particulières pour la chemise en alliage de zirconium dilué Le zirconium métallique ren- ferme généralement moins de 5000 ppm d'impuretés Parmi ces impuretés l'oxygène doit se trouver à une concentration aussi faible que possible en pratique, mais pouvant aller jusqu'à environ 1000 ppm. Dans la gaine composite de l'élément de combustible nucléaire de cette invention, une chemise en alliage de zirco- nium dilué est liée métallurgiquement au substrat L'examen métallographique montre qu'il existe une diffusion transver- sale suffisante entre le substrat et la chemise en alliage de zirconium dilué pour former des liaisons métallurgiques, mais insuffisante pour former de manière importante un allia- ge avec la chemise en alliage de zirconium dilué elle-même. Parmi les alliages de zirconium classiques convenant comme substrats, on peut citer le Zircaloy-2 et le Zircaloy-4. Le Zircaloy-2 comprend, 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 on l'utilise beaucoup dans les réacteurs à refroidissement par eau Le Zircaloy-4 contient moins de nickel que le Zircaloy-2 mais légèrement plus de fer. On peut fabriquer la gaine composite utilisée dans les élé- ments de combustible nucléaire de cette invention par n'im- porte lequel des procédés suivants. Dans un de ces procédés, on insère un tube de maté- riau devant constituer la chemise en alliage de zirconium dilué dans une billette creuse du matériau choisi pour le substrat, puis on soumet l'ensemble à une liaison par explo- sion du tube au substrat On extrude le composite en utili- sant un procédé classique d'extrusion de tubes à des tempéra- tures élevées comprises entre environ 5380 C et 7600 C Puis on soumet le composite extrudé à un processus mettant en oeuvre une réduction classique de tube pour obtenir la taille voulue pour la gaine On choisi les épaisseurs de paroi rela- tives de la billette creuse et du tube de matériau devant constituer la chemise en alliage de zirconium dilué de ma- nière à obtenir dans le tube fini constituant la gaine, le rapport d'épaisseurs voulu. Dans un autre procédé, on insère un tube de matériau devant constituer la chemise en alliage de zirconium dilué dans une billette creuse du matériau choisi pour le substrat, puis on soumet l'ensemble à une étape de chauffage (par exemple à 750 C pendant 8 heures) en exerçant une compression pour assurer un bon contact métal-métal et une liaison par diffusion entre le tube et la billette On extrude le composi- te lié par diffusion en utilisant un procédé classique d'ex- trusion de tubes comme on l'a décrit plus haut dans le para- graphe précédent Puis on soumet le composite extrudé à un processus mettant en oeuvre une réduction classique de tube pour obtenir la taille voulue pour la gaine. Dans un autre procédé encore, on insère un tube de matériau devant constituer la chemise en alliage de zirconium dilué dans -une billette creuse du matériau choisi pour le substrat et on extrude l'ensemble en utilisant un procédé classique d'extrusion de tubes comme on l'a décrit précédem- ment Puis on soumet le composite extrudé à un processus mettant en oeuvre une réduction classique de tube pour obte- nir la taille voulue pour la gaine. Les précédents procédés de fabrication de la gaine composite de cette invention sont économiques par rapport à d'autres procédés utilisés pour la fabrication de gaines, comme des procédés de galvanoplastie ou de dépôt de vapeur. On peut former un élément de combustible nucléaire en fabri- cànt une gaine composite ouverte à une extrémité et composée d'un substrat et d'une chemise intérieure en alliage de zirconium dilué constitué par du zirconium et par un métal choisi dans le groupe constitué par le fer, le chrome, le fer plus le chrome, et le cuivre liée métallurgiquement à la surface intérieure du substrat, en remplissant la gaine composite avec le combustible nucléaire, en laissant une cavité du côté de l'extrémité ouverte, en insérant dans la cavité un dispositif pour retenir le combustible nucléaire, en appliquant un système de fermeture à l'extrémité ouverte de la gaine laissant la cavité en communication avec le combustible nucléaire, puis en liant l'extrémité de la gaine à ce système de fermeture de manière à former entre eux un joint hermétique. La présente invention présente plusieurs avantages assurant une durée d'utilisation prolongée de l'élément de combustible nucléaire, parmi lesquels on peut citer la dimi- nution de l'interaction chimique de la gaine, la réduction au minimum des contraintes localisées sur la partie de la gaine constituée par le substrat en alliage de zirconium, la réduction au minimum de la corrosion sous contraintes de la partie de la gaine constituée par le substrat en alliage de zirconium, et la diminution de la probabilité d'une rupture par fissuration se produisant dans le substrat en alliage de zirconium. La chemise en alliage de zirconium dilué ne réduit pas seulement au minimum les contraintes et la corrosion sous contraintes dans le substrat, mais elle est également résistante à l'oxydation par la vapeur d'eau et par l'eau chaude au cas o la gaine se romprait, alors que le zirconium non allié s'oxyde rapidement dans ces conditions L'alliage de zirconium dilué présente une plasticité semblable à celle du zirconium non allié et permet de bénéficier de ses avantages tout en apportant une résistance accrue à la corrosion, en particulier à l'oxydation par l'eau chaude et par la vapeur d'eau. La gaine composite de la présente invention présente la propriété importante de faire bénéficier des améliora- tions précédentes sans augmenter désavantageusement l'absor- tion des neutrons On acceptera facilement cette gaine dans les réacteurs nucléaires puisqu'elle n'entraînera pas de formation d'eutectique lors d'un accident de perte de réfri- gérant ou d'un accident mettant en jeu la chute d'une barre de commande De plus, la gaine composite n'affecte que très peu le transfert de chaleur, dans la mesure o il n'existe pas de barrière thermique au transfert de chaleur comme c'est le cas lorsqu'on insère une feuille distincte dans un élément de combustible On peut également examiner la gaine composite de cette invention par des procédés d'essai non destructeurs classiques au cours de différentes étapes de sa fabrication et de son utilisation. REVENDICATIONS 1 Gaine composite pour réacteur nucléaire caractérisée en ce qu'elle comprend une partie externe en alliage de zir- conium formant un substrat ( 21) et une chemise ( 22) en allia- ge de zirconium dilué constitué par du zirconium et un métal choisi dans le groupe constitué par le fer, le chrome, le fer plus le chrome, et le cuivre, liée mâtallurgiquement à la surface intérieure du substrat, la chemise en alliage de zir- conium représentant d'environ 5 à environ 15 pour cent de l'épaisseur de la gaine composite. 2 Gaine composite selon la revendication 1, caractéri- sée en ce que la chemise en alliage de zirconium dilué com- prend d'environ 0,2 % à environ 0,3 % en poids de fer, le reste étant constitué par du zirconium. 3 Gaine composite selon la revendication 1, caractérisée en ce que la chemise en alliage de zirconium dilué comprend d'environ 0,2 % à environ 0,25 % en poids de fer, le reste étant constitué par du zirconium. 4 Gaine composite selon la revendication 1, caractérisée en ce que la chemise en alliage de zirconium dilué comprend d'environ 0,05 % à environ 0,3 % en poids de chrome, le reste étant constitué par du zirconium. Gaine composite selon la revendication 1, caractérisée en ce que la chemise en alliage de zirconium dilué comprend d'environ 0,15 % à environ 0,25 % en poids de chrome, le reste étant constitué par du zirconium 6 Gaine composite selon la revendication 1, caractérisée en ce que la chemise en alliage de zirconium dilué comprend du fer et du chrome, la quantité totale de fer et de chrome étant comprise entre environ 0,15 % et environ 0,3 % en poids, le reste étant constitué par du zirconium et le rapport pondéra I du fer au chrome étant compris entre environ 1:1 et environ 4:1. 7 Gaine composite selon la revendication 1, caractérisée en ce que la chemise en alliage de zirconium dilué comprend du fer et du chrome, la quantité totale de fer et de chrome étant comprise entre environ 0,2 % et environ 0,25 % en poids, le reste étant constitué par du zirconium et le rap- port pondérai du fer au chrome étant compris entre environ 1:1 et environ 4:1. 8 Gaine composite selon la revendication 1, caracté- risée en ce que la chemise en alliahe de zirconium dilué comprend d'environ 0,02 % à environ 0,2 % en poids de cuivre, le reste étant constitué par du zirconium. 9 Gaine composite selon la revendication 1, caracté- risée en ce que la chemise en alliage de zirconium dilué comprend d'environ 0,05 % à environ 0,15 % en poids de cuivre, le reste étant constitué par du zirconium.