FR 3003991 A1 20141003 FR 1352898 A 20130329 Crayon combustible comprenant un élément anti-corrosion à base d'un élément appartenant au groupe platine Le domaine d'application de l'invention concerne les éléments combustibles avec des gaines en acier des réacteurs à neutrons rapides refroidis au sodium (RNR Na) ou également les éléments combustibles des réacteurs à eau pressurisés refroidis à l'eau (REP), ou bien encore ceux des lo réacteurs bouillants (BWR) ou de tout autre réacteur nucléaire. Dans le cadre des réacteurs RNR Na, le crayon combustible est constitué d'une gaine en acier inoxydable dans laquelle est enfermé le matériau fissile constitué de pastilles fissiles de MOX (MOX pour Mixed OXide fuel) (avec M =U et/ou Pu et/ou Th), et par exemple en particulier de 15 pastilles d' (Ul_y, Puy)02, avec y de l'ordre de 15 à 40%. Les gaines des crayons combustibles des REP sont quant à elles constituées d'alliages à base de zirconium dans lesquelles sont aussi empilées des pastilles fissiles d'UO2 ou de MOX (avec M =U et/ou Pu et/ou Th). Dans les années 1980, l'observation de nombreux crayons de 20 combustible irradiés dans des réacteurs à neutrons rapides a permis de mettre en évidence des profondeurs importantes de corrosion sur la face interne des gaines en inox allant jusqu'à 200 um. De manière générale, le taux de combustion massique du combustible (appelé aussi burn-up en anglais) est exprimé en Giga Watt jour 25 par tonne de combustible (GWJ/t) (dans les REP et les REB). Dans le cadre des réacteurs expérimentaux, on définit également un taux de combustion exprimé en atome % (at.%) correspondant au nombre d'atomes lourds fissionnés en % du nombre initial d'atomes lourds (U + Pu + Th). La relation entre taux de combustion et combustion massique est à peu près la 30 suivante : 1 ar/o = 8 500 MWj/t UOX ou MOX. Les épaisseurs maximales de corrosion observées sur les gaines des RNR-Na dépendent du taux de combustion, qui est directement lié à la quantité des espèces corrosives crées, qui est aussi lié au potentiel d'oxygène élevé que nécessite cette corrosion pour se développer. Elles ne 35 dépendent peu ou pas de la nature du matériau de gainage. La déformation 3003 991 2 de la gaine joue aussi un rôle indirect ; les corrosions les plus fortes ont été observées dans des aiguilles avec des aciers austénitiques (comme le AISI Ti ou le 15-15Tie) qui ont montré à fort burn-up (et forte dose) une bosse de gonflement dans la moitié inférieure de l'aiguille. Cette déformation de la 5 gaine conduit localement à une surchauffe du combustible oxyde, qui favorise la migration axiale des produits de fission volatils des régions à forte température (le bas) vers des régions à plus basse température (partie supérieure non déformée), accroissant ainsi localement les quantités d'espèces corrosives, comme l'écrit Y Guerin dans Comprehensive Nuclear 10 Materials, 2012 Elsevier édité par RJM Konings. Ces fortes corrosions sont un obstacle à l'atteinte de forts taux de combustion comme décrit dans l'article de Ph Martin et Al., Nuclear technology, vol. 161, janv 2008. La gaine présente une épaisseur en début de vie de l'ordre de 570 pm et le risque de rupture à fort taux de combustion 15 est donc beaucoup plus élevé. Dans le cas des REP, lorsque le jeu entre les pastilles d'oxyde fissiles et la gaine est rattrapé, la corrosion des gaines intervient en cas de transitoire de puissance conduisant à une puissance locale supérieure à la puissance nominale du crayon. Dans ce cas, la température à coeur de la 20 pastille s'accroit fortement. L'effet diabolo (forme prise par la pastille REP dès sa première montée en puissance) s'exacerbe et des produits de fission volatils, agressifs pour la gaine, tels l'iode, sont relâchés, préférentiellement au niveau des fissures du combustible. S'amorce alors la corrosion sous contrainte (CSC) en peau interne de la gaine, se traduisant par une fissure 25 radiale et parfois une rupture de la gaine comme le décrit H. Bailly dans son livre « Le combustible nucléaire des réacteurs à eau sous pression et des réacteurs à neutrons rapides », éditions Eyrolles. Il est donc essentiel de limiter voire supprimer la corrosion interne des éléments combustibles (crayons, plaques, ..) des réacteurs nucléaires et 30 notamment celle des réacteurs à eau légère et des réacteurs à neutrons rapides, pour permettre l'atteinte de forts taux de combustion et/ou une meilleure manoeuvrabilité du réacteur et éviter le relâchement dans le réfrigérant des produits de fission volatils. La recherche des remèdes à la corrosion interne des gaines (ou boitier) nécessite l'identification des principaux paramètres qui influent sur celle-ci et la connaissance des mécanismes thermochimiques qui la génère. Il va être rappelé ci-après des mécanismes physicochimiques à l'origine de la corrosion permettant une meilleure compréhension des 5 phénomènes mis en jeu. Concernant l'état des connaissances des mécanismes physico-chimiques de corrosion en RNR Na: On peut rappeler que deux principaux types de corrosion interne ont 10 été observés dans les aiguilles de combustibles RNR Na après irradiation : - la corrosion appelée la ROG (Réaction Oxyde Gaine), corrosion située dans le tiers supérieur du crayon combustible ; - la corrosion appelée RIFF (Réaction à l'Interface Fissile-Fertile), corrosion localisée à l'interface entre le sommet de la colonne 15 fissile et la cale fertile en UO2. Des observations expérimentales de nombreuses aiguilles de combustibles de réacteur à neutrons rapides montrent que le JOG (Joint Oxyde Gaine, composé de produits de fission existant dans l'espace entre le combustible et la gaine), est essentiellement constitué de composés volatils 20 à base de molybdène, de césium, de tellure, d'iode et d'oxygène, dont la quantité croit avec le taux de combustion. Le molybdène en particulier, produit de fission créé dans les pastilles de combustible comme décrit dans les publications : RGJ Bali, "Chemical constitution of the fuel clad gap", JNM 167 (1989), 191-204, est en 25 effet relâché progressivement dans le JOG à cause de l'augmentation du potentiel d'oxygène avec le taux de combustion et de la température élevée du combustible. Les examens des coupes métallographiques radiales et axiales des aiguilles au niveau des zones de corrosion mettent en évidence les 30 observations suivantes : - du côté de la gaine : la baisse des concentrations des éléments comme le nickel, parfois le fer et rarement le chrome de la gaine est associée à une augmentation des concentrations en molybdène, en césium et parfois en tellure ; 3003 991 4 - dans le jeu entre l'oxyde et la gaine, le césium, le tellure et le molybdène ou bien le césium, le tellure et le chrome sont associés avec les éléments métalliques provenant de la gaine. Le produit de fission baryum est souvent mis en évidence dans le 5 jeu entre l'oxyde et la gaine sauf au niveau des parois internes des gaines fortement corrodées. Du molybdène, du césium et du baryum en quantité significative ont été observés associés au niveau d'une interface combustible fissile - combustible fertile d'aiguilles combustibles qui n'ont pas présenté de profondeur de corrosion significative. 10 Les mécanismes des corrosions ROG et RIFF sont identiques et font intervenir de nombreux produits de fission dont le principal agent corrodant est le tellure comme décrit dans la littérature : M.G. Adamson, et Al, JNM 130 (1985) 375-392 ; Millet et al; "In the nuclear fuel of PWR and FR" ; Bailly, eds CEA, Paris 1999, pp 437-529; Y. Guerin, « Fuel performance of fast 15 Spectrum Oxide fuel », Comprehensive Nuclear materials (2012), voI2, pp 547-578; Ratier, JL, « Phénomène de corrosion des gaines de réacteur à neutrons rapide », In conférence EUROCORR, Epsoo, Finland, Jun 4, 1992. Le tellure est normalement stabilisé par le césium sous la forme de Cs2Te dès que la production de césium excède les teneurs en tellure, c'est- 20 à-dire après quelques jours d'irradiation. A fort taux de combustion, le césium est toujours en excès par rapport au tellure. L'attaque de la gaine passe par la dissociation des composés de Cs2Te. Ceci n'est possible que si un composé de césium plus stable que ceux de Cs2Te peut se former. Parmi les trois composés de césium plus 25 stables identifiés par MG Adamson et Al, Journal of Nuclear Material (JNM)130 (1985) 375-392, que sont l'uranate de césium, le chromate de césium et le molybdate de césium, RGJ Bali dans « Chemical constitution of the fuel clad gap », JNM 167 (1989), 191-204, a calculé que la réaction importante libérant le tellure corrosif dans le combustible était la formation de 30 molybdate de césium. Concernant l'état des connaissances des mécanismes physico-chimiques de corrosion en REP : On peut rappeler que la corrosion interne des gaines de REP à base 35 de zirconium est appelée CSC (Corrosion Sous Contrainte) par IPG 3003 991 (Interaction Pastille Gaine). Il s'agit d'une sollicitation chimique et thermomécanique du combustible sur la gaine pouvant amener celle-ci à perdre son étanchéité par fissuration lors de transitoires de puissance en réacteur de type PWR et BWR. Le rapport IZNA-6 Special Topic, Pellet 5 Cladding Interaction (PCI, PCMI), de R. Adamson & al, October, 2006, identifie les trois paramètres fondamentaux qui doivent coexister pour conduire à la rupture par CSC. Il s'agit : - d'une contrainte de traction de la gaine suffisante ; - d'un matériau de gainage sensible ; - et d'un environnement agressif en peau interne de la gaine. Tous ces paramètres sont liés entre eux essentiellement par l'irradiation (et donc le taux de combustion ou le burn-up) qui est à l'origine, entre autres, de la production de produits de fission corrosifs, d'une augmentation de la sensibilité à la corrosion sous contrainte du matériau de gainage et du gonflement de la pastille combustible. Ainsi, pour prévenir la rupture par IPG, il est nécessaire de supprimer au moins l'une des conditions fondamentales à l'origine de la corrosion sous contrainte. Des expériences ont conduit à la conclusion que l'iode est le principal produit de fission corrosif impliqué (comme décrit dans le rapport 20 précédemment cité) dans la CSC. L'iode est normalement stabilisé par le césium sous la forme de Cs1 dès que la production de césium excède les teneurs en iode, c'est-à-dire après quelques jours d'irradiation. A fort taux de combustion, le césium est toujours en excès par rapport à l'iode. L'attaque de la gaine passe donc par 25 la dissociation de Csl. Ceci n'est possible que si un composé de césium plus stable que Cs1 peut se former. Afin de remédier à ces problèmes de corrosion, il a notamment été proposé les solutions suivantes : 30 - de piéger l'oxygène, par exemple en agissant sur l'augmentation du potentiel d'oxygène du combustible irradié (brevets FR 2 394 154 ou US 4 229 260) ; les expériences menées par le Demandeur dans le réacteur Phénix (Superfact 1) ont montré que l'effet tampon sur le potentiel d'oxygène du 35 combustible en début de vie d'un métal était rapidement annihilé par suite de la perte du contact physique entre le métal et la colonne combustible par la formation de l'oxyde de métal introduit. De plus, des manifestations de surchauffe locale du combustible en regard du piège à cause de la baisse du rapport 0/M ont été mises en évidence ; - d'immobiliser les produits de fission (PF) réactifs, par exemple dans le brevet FR 2 695 507, il y est décrit une gaine revêtue d'un agent piégeant les produits de fission : il s'agit de divers oxydes : A1203, Ce02 Nb205, etc..., néanmoins les oxydes ne peuvent piéger chimiquement les produits de fission et la protection ne peut être que mécanique. A ce moment, l'efficacité de ces revêtements peut être réduite par fissuration pendant l'irradiation puisque les dilatations thermiques différentielles de la gaine et de ces revêtements ne sont pas identiques. Dans le brevet FR 2 142 030 (US 3 826 754), il est proposé une autre approche consistant à immobiliser les produits de fission césium, rubidium, iode et tellure avec 4% en masse d'additifs dans le combustible ou en surface de la pastille. Ces additifs se combinent aux produits de fission corrosifs. Les additifs utilisés sont sous forme de silicates ou d'oxydes silico-alumineux de métaux alcalino-terreux ou composé de graphite de césium et un mélange de ces additifs. L'inconvénient de ces additifs est que d'après l'inventeur de ce brevet, les oxydes métalliques et les oxydes mixtes à base de silicium et/ou de titane, « exercent une action de blocage ou de guetter sur les produits de fission » et en particulier « tendent à s'associer aux produits de fission métalliques tels que le césium (P7 ligne 13) » : or, le Demandeur considère que la consommation du césium aura l'effet inverse de celui recherché car cela déstabilisera les composés Cs1 ou le Cs2Te libérant ainsi l'iode et le tellure corrosifs ; - de créer une barrière sacrificielle notamment décrite dans le brevet US 4 567 017 avec une couche de nickel. Dans ce cas, le nickel de la couche sacrificielle est corrodé et non pas la gaine. L'inconvénient de ce type de remède est que le produit 3003 991 7 corrodant existe toujours et que, en cas de fissuration de la couche sacrificielle, l'agent corrodant peut toujours accéder et corroder la gaine. 5 En parallèle de ces publications, dans le cadre d'aiguilles de combustibles RNR, le Demandeur a réalisé des calculs de thermochimie à l'aide d'un code de calcul d'équilibre de thermochimie dont le principe est la minimisation de l'énergie libre du système chimique étudié, en prenant en compte les éléments de la gaine inox, le combustible UPu02 ainsi que les 10 produits de fission césium, iode, tellure, molybdène et l'oxygène en quantité proportionnelle à celles régnant dans le combustible et dans le JOG afin de déterminer, aux températures représentatives, les conditions d'apparition de la corrosion de la gaine : - à bas potentiel d'oxygène (-130 kcal/mol), la gaine reste 15 métallique, sauf le chrome qui s'oxyde, le tellure et l'iode sont combinés au césium, le molybdène est sous forme métal sauf un peu de molybdate ; il ne se forme pas d'uranate, ni de chromate de césium ; - à potentiel d'oxygène intermédiaire (-100 kcal/mol soit -418 20 kJ/mol), une corrosion par le tellure (formation de NiTe 0.9) est calculée avec un accroissement de la quantité de molybdate de césium. Le fer s'oxyde. Le molybdène restant est sous forme oxydée. La quantité d'oxygène globale dans le mélange solide s'accroît. 25 - à fort potentiel d'oxygène (-70 kcal/mol soit - 293 kJ/mol), une corrosion par le tellure du nickel (NiTe 0.9) est calculée avec une oxydation du nickel restant. Le FeO oxyde de fer s'oxyde en oxyde supérieur Fe304. Le molybdène restant est sous forme oxydée. La quantité d'oxygène globale dans le mélange solide 30 s'accroît. Ainsi, le mécanisme de la corrosion calculé passe par la déstabilisation du Cs2Te, libérant le tellure corrosif par la formation de composés plus stables de molybdate de césium suivant, par exemple, la réaction chimique de type suivante : 35 Cs2Te+ Mo + 202 -> Cs2Mo04 + Te puis Ni+ 0,9Te ->NiTe0,9 En effet, progressivement en fonction du taux de combustion, sous 5 l'effet de la température élevée et surtout de l'augmentation du potentiel d'oxygène lié à la fission oxydante du combustible, le molybdène, produit de fission dans la pastille combustible sort de la pastille et se retrouve dans le joint oxyde gaine (le JOG), de même que le Cs2Te, produits de fission volatils. Le molybdène forme alors des composés de césium plus stables que 10 le Cs2Te, libérant ainsi, le tellure, produits de fission corrosifs et conduisant à de fortes corrosions de la face interne de la gaine. Le Demandeur a également étudié les phénomènes de corrosion pour des crayons REP et lors de transitoires de puissance a considéré que le molybdène, produit de fission présent dans la pastille, pouvait également 15 former du molybdate de césium au détriment de l'iodure de césium. L'iode ainsi libéré corrode la gaine à base de zirconium en formant des iodures de zirconium suivant, par exemple, la réaction chimique suivante : 2Cs1 + Mo + 202 -> Cs2Mo04 + 12 puis Zr + 12 ->Zr12 20 Dans ce contexte, la présente invention propose une solution permettant de former à partir d'éléments peu corrosifs du groupe platine encore dénommés éléments platinoïdes des composés de tellures ou d'iodures tel que par exemple PdTe ou PdTe2 ou Pd12, piégeant ainsi 25 directement les espèces corrosives de tellure et d'iode et empêchant par voies de conséquences la formation de composés résultant de l'attaque de la gaine tels que Zr12, FeTe0,9 ou NiTe. Plus précisément la présente invention a pour objet un crayon de combustible nucléaire comprenant une gaine et un matériau combustible 30 nucléaire fissible générant des produits de fission tels que du tellure, de l'iode, caractérisé en ce qu'il comprend un matériau anti-corrosion de ladite gaine comportant au moins un élément appartenant au groupe platine, pouvant être du palladium ou du ruthénium ou du rhodium ou de l'osmium ou de l'iridium ou du platine, de manière à former des composés de tellures 35 et/ou d'iodures avec ledit élément du groupe platine. Selon une variante de l'invention, le crayon comprend un revêtement interne à ladite gaine, ledit revêtement interne comportant ledit élément appartenant au groupe platine. Selon une variante de l'invention, la gaine est en acier ou en alliage 5 de zirconium. Selon une variante de l'invention, le crayon de combustible nucléaire de l'invention comprend : - une gaine en acier inoxydable dans laquelle est enfermé le matériau fissile constitué de pastilles fissiles de MOX (avec M =U et/ou Pu 10 et/ou Th), le revêtement interne présentant une épaisseur de l'ordre de 5 pm ou ; - une gaine constituée d'alliage à base de zirconium dans laquelle sont empilées des pastilles fissiles d'UO2 ou de MOX (avec M =U et/ou Pu et/ou Th, ledit revêtement présentant une épaisseur de l'ordre de 10 pm. 15 Selon une variante de l'invention, le matériau combustible nucléaire fissile comprend l'élément appartenant au groupe platine. Selon une variante de l'invention, le crayon comprend au moins une colonne de matériau combustible nucléaire fissible et une pastille de matériau anti-corrosion placée à la surface de ladite colonne de matériau 20 combustible nucléaire fissible. Selon une variante de l'invention, la quantité en élément du groupe platine est au moins égale à la quantité en tellure et/ou en iode, produits de fission. 25 L'invention sera mieux comprise et d'autres avantages apparaîtront à la lecture de la description qui va suivre donnée à titre non limitatif et grâce aux figures annexées parmi lesquelles : la figure 1 illustre une vue en coupe longitudinale partielle d'un crayon de combustible nucléaire de l'art connu ; 30 la figure 2 illustre une variante de l'invention comprenant une enveloppe de matériau anti-corrosion autour du matériau combustible fissile ; la figure 3 illustre une variante de l'invention comprenant un revêtement interne de la gaine comportant le matériau anti- 35 corrosion ; la figure 4 illustre une variante de l'invention comprenant une pastille comportant l'élément anti-corrosion au-dessus d'une colonne de matériau fissile ; la figure 5 illustre une variante de l'invention comprenant des pastilles comportant l'élément anti-corrosion dans la colonne de matériau fissile. De manière connue, un crayon de combustible nucléaire 1 tel que celui illustré en figure 1, représenté dans sa configuration d'utilisation dans un réacteur nucléaire, comprend une gaine 2, pouvant être par exemple en alliage de zirconium, fermé à chacune de ses extrémités par un bouchon inférieur 3 et un bouchon supérieur 4. L'intérieur de la gaine est essentiellement divisé en deux compartiments, un compartiment 5 comprenant une colonne fissile formée par l'empilement de pastilles de combustible 6 et un compartiment 7 constituant une chambre d'expansion de gaz et comportant un ressort hélicoïdal 8 avec une extrémité en appui sur la colonne fissile. Selon la présente invention, le crayon de combustible nucléaire comporte en outre un matériau comportant un élément métallique du groupe 20 platine destiné à piéger le tellure et /ou l'iode aux dépens d'espèces plus corrosives. Premier mode d'introduction et de fabrication : 25 L'élément du groupe platine peut être introduit à l'intérieur de l'élément combustible et notamment dans la poudre de matières premières destinée à former des pastilles de combustible. Lors du procédé de fabrication des pastilles, la poudre est soumise au pressage sous forme de pastille ou au compactage par vibration. 30 L'additif peut être notamment incorporé dans le matériau combustible, par mélange mécanique, coprécipitation ou introduction à un emplacement convenable dans la chaine de fabrication du combustible. L'introduction de l'additif dans la pastille peut être réalisée par exemple par le procédé classique de métallurgie des poudres : les produits 35 de départ sont des poudres d'UO2, de Pu02 ou de Th02 et l'additif. Les 3003 991 11 poudres d'UO2, de Pu02 et l'additif avec des surfaces spécifiques par exemple de l'ordre de 2 à 30 m2/g sont mélangées et broyées. La poudre obtenue est précompactée à faible pression puis à nouveau concassée pour obtenir une poudre facilement coulable. Les pastilles crues sont obtenues 5 par pressage puis elles sont frittées 4 heures à environ 1700 °C. Ainsi par exemple, de la poudre de palladium métallique peut être mélangée à la poudre de combustible puis frittée avec les pastilles d'UO2. La quantité de palladium à rajouter dans les pastilles dépend de la quantité de produit de fission tellure et/ou iode généré dans les pastilles pendant l'irradiation. La 10 quantité de tellure produite dans un combustible UPu02 s'élève à 1,15. 10-06 mole Te / ar/o/g d'oxyde. La quantité d'iode générée dans les pastilles est égale à la moitié de celle du tellure. La quantité de palladium visée doit être sensiblement égale au nombre de mole de tellure plus le nombre de mole d'iode divisé par 2 car le 15 composé formé est du PdTe soit 1 mole de Pd pour 1 mole de Te formée et le composé du Pd12 soit 1 mole de Pd pour deux mole d'I. Ainsi, pour atteindre par exemple 20 at°/0 , il convient d'incorporer un poids de palladium de 1,26. 10-04 g / at°/0.g (UPu02) soit par exemple 1 g de Pd pour une colonne fissile de dimensions Superphenix (la longueur de la 20 colonne fissile étant de 100 cm, les diamètres des pastilles étant de 0.714 cm avec un trou de 0.18cm de diamètre). L'introduction de l'additif dans la pastille peut être réalisée par exemple par le procédé décrit dans la publication « A fabrication technique 25 for a UO2 pellet consisting of UO2 particles and a continuous W channel on the grain boundary », Jae HO et al., Journal of Nuclear Materials 353, (2006) 2002-208 . Des particules sphériques d'UO2 de l'ordre de quelques microns à quelques100 um de diamètre sont revêtues par PVD ou CVD de plusieurs microns de l'additif métallique. Puis les billes ainsi revêtues sont compactées 30 à chaud pour obtenir des pastilles. La microstructure obtenue présente, en outre l'avantage d'améliorer la conductivité de la pastille. Second mode d'introduction et de fabrication : Le matériau anti-corrosion peut également être placé sur le 35 combustible sous forme d'une enveloppe 61, sur des pastilles de combustible comme illustré en figure 3 qui met en évidence ladite enveloppe de matériau anti-corrosion autour des pastilles de combustibles 60, l'ensemble étant intégré au sein de la gaine 20, dont seule le bouchon de fermeture 40 du crayon est représentée. Il est également possible d'utiliser un revêtement de la paroi interne de la gaine, face au combustible, réalisé par exemple par pulvérisation à la flamme, ou dépôt par PVD (Physical Vapor Deposition) ou CVD (Chemical Vapor Deposition) pour les additifs métalliques, comme illustré en figure 4 qui met en évidence un tel revêtement interne 21 de la gaine. En particulier, pour les aiguilles de combustible à neutrons rapides refroidies au sodium de type Phénix ou Superphénix, la corrosion interne des gaines est localisée au niveau de la moitié supérieure de la colonne combustible et au niveau de l'interface supérieur fissile-fertile. Ainsi, l'ensemble des revêtements des pastilles de combustibles et ceux de le la 15 paroi interne de la gaine sont localisés avantageusement auxdits niveaux. Un procédé de fabrication de pastilles de combustible revêtues consiste à projeter uniformément sur la surface des pastilles un matériau en fusion (procédé décrit dans les brevets FR 2 394 154 ou brevet FR 2 394 146 par pulvérisation à la flamme pour les additifs métalliques). 20 Troisième mode d'introduction et de fabrication On peut également utiliser l'imprégnation en additif en phase liquide ou vapeur des combustibles sous forme de pastilles ou sous forme pulvérulente. 25 Quatrième mode d'introduction et de fabrication Le matériau anti-corrosion peut encore être introduit sous forme de feuilles autour du combustible. Il est encore possible d'utiliser le matériau anti-corrosif sous forme de 30 rondelles fines entre les couches de combustibles, sous forme de pastilles minces entre des pastilles de combustibles, sous forme de matériau anticorrosion métallique fondus avec emploi d'un outil de soudage. L'avantage du tronçon de tube autour du combustible ou recouvrant l'intérieur de la gaine avec un matériau anti-corrosion dans le cas des 35 crayons combustibles pour les REP est l'amélioration du comportement en IPG (Interaction Pastille Gaine) ou CSC (Corrosion Sous Contrainte) de l'élément combustible : en cas d'accroissement de la puissance, les contraintes exercées habituellement par le combustible sur la gaine sont absorbées par la déformation du tronçon de tube et dans ces conditions l'interaction mécanique pastille gaine est réduite voire supprimée Cinquième mode d'introduction et de fabrication : On peut également placer une pastille à base de platinoïde au sommet de la colonne fissile 60 composés de pastilles afin d'éviter la corrosion par RIFF comme illustré en figure 5. Un procédé de fabrication de pastilles à base d'additifs, qui peut être avantageusement placée en sommet de colonne fissile de combustible afin d'éviter la corrosion de type RIFF, est la métallurgie des poudres avec un pressage de poudre de d'additif sous la forme de pastille puis un frittage à des températures inférieures aux températures de fusion des additifs. La pastille 62 à base de matériau anticorrosion placée en sommet de colonne fissile peut bien sûr venir en complément des solutions précédentes. REVENDICATIONS1. Crayon de combustible nucléaire comprenant une gaine et un 5 matériau combustible nucléaire fissible générant des produits de fission tels que du tellure, de l'iode, caractérisé en ce qu'il comprend un matériau anticorrosion de ladite gaine comportant au moins un élément appartenant au groupe platine, pouvant être du palladium ou du ruthénium ou du rhodium ou de l'osmium ou de l'iridium ou du platine, de manière à former des composés 10 de tellures et/ou d'iodures avec ledit élément du groupe platine. 2. Crayon de combustible nucléaire selon la revendication 1 caractérisé en ce qu'il comprend un revêtement interne à ladite gaine, ledit revêtement interne comportant ledit élément appartenant au groupe platine. 15 3. Crayon de combustible nucléaire selon l'une des revendications 1 ou 2, caractérisé en ce que la gaine est en acier ou en alliage de zirconium. 20 4. Crayon de combustible nucléaire selon la revendication 3, caractérisé en ce qu'il comprend : - une gaine en acier inoxydable dans laquelle est enfermé le matériau fissile constitué de pastilles fissiles de MOX (avec M =U et/ou Pu et/ou Th), le revêtement interne présentant une épaisseur de l'ordre de 5 pm 25 OU - une gaine constituée d'alliage à base de zirconium dans laquelle sont empilées des pastilles fissiles d'UO2 ou de MOX (avec M =U et/ou Pu et/ou Th, ledit revêtement présentant une épaisseur de l'ordre de 10 pm. 30 5. Crayon de combustible nucléaire selon l'une des revendications 1 à 4, caractérisé en ce qu'il comprend une enveloppe dudit matériau combustible nucléaire fissible, comportant ledit élément appartenant au groupe platine. 6. Crayon de combustible nucléaire selon l'une des revendications 1 à 5, caractérisé en ce que le matériau combustible nucléaire fissile comprend l'élément appartenant au groupe platine. 7. Crayon de combustible nucléaire selon l'une des revendications 1 à 6, caractérisé en ce qu'il comprend au moins une colonne de matériau combustible nucléaire fissible et une pastille de matériau anti-corrosion placée à la surface de ladite colonne de matériau combustible nucléaire fissible. 8. Crayon de combustible nucléaire selon l'une des revendications 1 à 7, caractérisé en ce que la quantité en élément du groupe platine est environ égale à la quantité en tellure et/ou en iode, produits de fission.15