FR 2128391 A1 19721020 FR 7206774 A 19720229 La technique de production dlénessgie en quantité-importante par des réactions nucléaires par fission dans des réacteurs nucléaires est actuellement bien connue. En général un atome fissile, tel l'uranium 233, l'uranium 235, le thorium 232 ou le plutonium 239, absorbe un neutron dans son noyau et est sujet à une désintégration nucléaire. Afin de maintenir un rendement suffisamment élevé dans ces réactions de fission pour produire des quantités importantes d'énergie, les réacteurs nucléaires sont conçus pour utiliser un matériau fissile ou combustible nucléaire, formé habituellement de pastilles contenues dans des éléments combustibles de formes diverses tels des plaques, des tubes ou des barreaux. Ces éléments combustibles sont habituellement enfermés dans des gaines inertes et résistantes à la corrosion qui servent à éviter le contact entre le combustible nucléaire et le réfrigérant ou le modérateur du réacteur nucléaire. Les éléments combustibles sont placés à des distances fixés ies uns des autres dans un canal ou une région d'écoulement de réfrigérant et forment un ensemble combustible.De tels ensembles sont groupés pour former le coeur du réacteur où les réactions de fission précitées sont autoentretenues. Le coeur est enfermé dans une enceinte où circule un réfrigérant. La gaine a deux rôles principaux. Elle empeche toute réaction chimique entre le combustible nucléaire et le réfrigérant ou le modérateur, ou les deux stils sont présents dans ltenceinte du réacteur. Elle empêche en outre les produits de fission fortement radioactifs, dont certains sont gazeux, de s'échapper dans le réfrigérant ou le modérateur. Les matériaux habituellement utilisés pour la fabrication des gaines sont l'acier inoxydable, l'aluminium et ses: alliages, le magnésium et ses alliages, le zirconium et ses alliages ainsi que dtautres matériaux. Une rupture de la gaine peut contaminer le réfrigérant ou le modérateur et les dispositifs associés,avec des produits radioactifs de durée de vie élevée, et à un degré pouvant avoir une influence néfaste sur le fonctionnement de la centrale. Dans un réacteur de puissance du type industriel, le combustible nucléaire est formé de pastilles cylindriques dispo -sées en colonnes et enfermées dans une gaine tubulaire. Le combustible est en général composé d'un matériau fissile associé à un matériau non fissile, par exemple de 1uranium 238 enrichi d'un isotope, lturanium 235. Le combustible peut contenir en outre d'autres éléments fissiles ou fertiles tels le plutonium et le thorium. On peut, de plus, ajouter de petites quantités d'additifs ayant une fonction particulière, tels des poisons combustibles. Les barreaux combustibles ainsi formés peuvent avoir une longueur de plus de 3 mètres et un diamètre de moins de 13 mm. Au cours du fonctionnement du réacteur, à mesure que le combustible nucléaire se consume et que divers produits de fission sont engendrés, le combustible augmente de volume. Ceci est dû à laceroissement de volume des produits de fission et à la dilatation, aux hautes températures de fonctionnement du réacteur, des sous-produits gazeux tels le xenon et le krypton. Cette modification de volume à lZintérieur du combustible a posé le problème du maintien de la solidité de la gaine dans un milieu d'irradiation à haute température. Llaceroissement de volume du combustible, dû à une dilatation thermique plus importante que celle de la gaine du fait de sa température plus élevée détermine des interactions mécaniques entre le combustible et la gaine. Des contraintes périphériques de tension se développent dans la gaine en correspondance aux contraintes périphériques de compression dans le combustible Ces contraintes périphériques de tension dans la gaine peuvent devenir suffisantes pour provoquer une rupture de la gaine en entraînant des fuites de combustible et de produits de fission dans le réfrigérant du réacteur. Une telle contamination est dangereuse et nécessite généralement l'arrêt du réacteur et le remplacement des barreaux combustibles défectueux. De nombreuses recherches ont été entreprises pour éviter la rupture des éléments combustibles du fait des interactions mécaniques entre le combustible et la gaine. Une solution consiste simplement à augmenter ltépaisseur de la gaine, ce qui réduit les contraintes périphériques de tension à lXintérieur de celleci. Toutefois cette solution donne lieu à des effets nuisibles en ce qu-'elle augmente ltabsorption parasite de neutrons dans l'élément combustible et diminue le transfert de chaleur entre l'élément combustible et le réfrigérant du réacteur en augmentant la chute de température à travers la gaine. Une autre méthode consiste à augmenter à l'intérieur de l'élément combustible l'intervalle entre les pastilles de combustible et la gaine afin de permettre aux pastilles de se dilater sans entrer en contact avec la gaine. Un tel espacement réduit toutefois le transfert de chaleur à partir de ltélément combustible, en créant d'importantes chutes de température entre la pastille et la gaine. Ces chutes sont particulièrement grandes pour des éléments combustibles neufs. A la fin de la vie de l'élément combustible, lorsque la pastille entre en contact avec la gaine, le risque de rupture de la gaine est très élevé car la plupart des matériaux formant la gaine perdent leur ductilité lorsqu'ils sont soumis à une irradiation prolongée. On a essayé de concevoir des éléments combustibles comprenant un espace vide où la pastille peut grossir ou se dilater. Dans un cas type la pastille peut posséder des sillons axiaux ménagés sur ses faces, des extrémités bombées, etre percée de trous axiaux, ou bien elle peut avoir une porosité résiduelle. Toutefois la viscosité du combustible de la pastille, même aux températures élevées de fonctionnement, est si importante que le fluage dans le volume libre prévu est impossible sauf dans le cas dtefforts appliqués qui créent dans la gaine des contraintes inacceptables. L'augmentation de plasticité du combustible nucléaire permettrait son fluage dans 11 espace libre prévu dans le mode de mise en oeuvre décrit ci-dessus, en produisant dans la gaine des efforts et des contraintes de valeurs faibles et acceptables. Les caractéristiques micro structurales du combustible peuvent avoir une influence importante sur sa plasticité. En particulier, une modification de la dimension des grains du combustible peut modifier grandement sa plasticité, des grains plus fins produisant une plus forte plasticité. Les procédés habituels de fabrication d'éléments combustibles nucléaires donnent des matériaux à grains relativement gros. En outre, au cours du fonctionnement du réacteur, la dimension des grains augmente de façon considérable du fait de la température. Il apparaît donc que des techniques qui permettraient de maintenir une finesse des grains au cours de la fabrication du combustible et du fonctionnement du réacteur amélioreraient considérablement la plasticité du combustible dont les performances seraient améliorées, car on éviterait alors les problèmes que posent la dilatation du combustible et les interactions mécaniques entre le combustible et la gaine. L'invention a donc pour but de fournir des combustibles nucléaires qui ne présentent pas les inconvénients mentionnés précédemment, qui possèdent une faible résistance au fluage aux températures de fonctionnement du réacteur, et des caractéristiques de plasticité améliorées dans les conditions de fonctionnement du réacteur. Elle a en outre pour but de fournir des combustibles nucléaires contenant des additifs destinés à maintenir une finesse des grains dans le combustible. L'invention concerne également des combustibles nucléaires ayant des durées de vie plus longues dans les conditions de fonctionnement du réacteur. Ce problème est résolu en incorporant au combustible nucléaire une petite quantité d'un additif afin de lui donner une finesse de grains, tout en réduisant sa viscosité et sa résistance au fluage En particulier, pour un combustible nucléaire contenant soit des composés d'uranium, de plutonium, de thorium, ou des mélanges de ces corps, l'addition d'une faible quantité dtun additif tel l'oxyde de gadolinium, le bioxyde de césium, l'oxyde d'yttrium, du tungstène, du molybdène, ou des mélanges de ces corps, se traduit par une augmentation sensible du taux de fluage du combustible nucléaire. Bien que lton ne puisse pas parfaitement expliquer le phénomène, on a émis la théorie que l'additif précipite directement aux joints de grains du combustible ou bien que, s'il est soluble, il se répartit dans les joints de grains. Dans les deux cas le processus normal de croissance des grains est empêché ou retardé, eeqai accroit la plasticité du combustible nucléaire du fait de la finesse des grains aux températures de fonctionnement du réacteur. Les additifs intervenant dans l'invention peuvent etre incorporés aux combustibles nucléaires qui comprennent au moins un composé dtun isotope fissile. Les améliorations précitées, en particulier pour la plasticité, sont alors mises en évidence. L'invention stapplique aux combustibles nucléaires de compositions diverses5 tels des oxydes, des carbures, des borures, des nitrures et des mélanges de ces corps, ainsi que d'autres composes céramiques dtisotopes fissiles. Dans une application courante le combustible est un oxyde et les additifs suivant l'invention augmentent sa plasticité. Dans une autre application, le combustible peut être un carbure dont la plasticité est également accrue à l'aide d'additifs. Tous les additifs ou mélanges décrits précedemment peuvent être ajoutés en quantités suffisantes pour réduire la viscosité du combustible et pour augmenter le fluage plastique de ce combustible. Bien que n'importe quelle quantité convenable d'additifs puisse être incorporée au combustible, il est préfé rable qu'elle soit comprise entre 0,01 et 5% en poids. Des quan tités inférieures ont une efficacité moindre alors que des quantités plus élevées accroissent dXune manière excessive le pourcentage de matériaux inertes dans le combustible au détriment du matériau-fissile.Avec la gamme indiquée, on obtient les meilleurs résultats en ce qui concerne la diminution de la vis cosité du combustible de sorte que, lors de la dilatation du combustible sous irradiation, sa plasticité permet de réduire les contraintes exercées sur la gaine. Ces additifs peuvent être incorporés au combustible dtune façon appropriée. On peut, par exemple, employer des techniques de mélange mécanique, de coprécipitation, ou d'introduction à un moment convenable au cours du processus de fabrication du combustible. Les éléments combustibles contenant les additifs de l'invention peuvent avoir toute forme appropriée. Ilspeuvent avoir la forme de pastilles cylindriques droites ou formes, ou bien etre pulvérulents. Au cours de l'irradiation, le gonflement des produits de fission dans le combustible peut être absorbé en créant des porosités dans la pastille de combustible. La pastille peut avoir des extrémités bombées, des~trous axiaux, etc., destinés à recevoir les produits de fission produisant le gonflement du combustible nucléaire. L'exemple suivant est donné à titre d'illustration de la mise en pratique de la présente invention et il ntest en rien limitatif. Une poudre contenant 2% en poids de PuO2 et 98% en poids de U02 est préparée par coprécipitation. Un premier groupe de pastilles de combustible de forme bombée est préparé par pressage à chaud de cette poudre. Cinq autres groupes de pastilles sont préparés de la même façon, sauf que l'on mélange de bioxyde de gadolinium à la poudre dans les proportions suivantes pour chaque groupe : 0,5, 1, 2%, 4% et 6% en poids de Gd203. Toutes les pastilles sont placées dans des barreaux à combustible en acier inoxydable. Une distance de 0,004 mm est ménagée entre les pastilles et la paroi interne de la gaine. Les barreaux sont soumis à une irradiation pendant 4 ans environ dans un réacteur de puissance classique ayant un flux moyen de 13 de 2 feutrons de : 2,5 x 10 3 neutrons/cm seconde. On retire ensuite les pastilles et on les examine. Les pastilles contenant l'oxyde de gadolinium à titre d'additif sont moins gonflées radialement que les pastilles ne contenant pas l'additif. Le combustible contenant l'additif stest d'abord dilaté dans les extrémités bombées puis il a rempli les porosités internes. Les pastilles contenant la plus grande quantité d'additif offrent la plus grande cohésion et la plus faible déformation de la gaine, alors que les pastilles contenant plus de 2% en poids de Gd203 montrent d'excellentes propriétés physiques. On a constaté que des quantités de plus de 5% de Gd203 en poids diminuent légèrement l'énergie émise sans l'amélioration sensible de plasticité que l'on observe pour les pastilles contenant jusqu'à 5% en poids de Gd . Ainsi, bien qu'on puisse en utili 23 ser des quantités plus importantes, on réalise un équilibre entre la transmission d'énergie et la plasticité avec environ 5% en poids de Gd203 . - REVENDICATIONS - 1 - Procédé pour réduire la viscosité et la résistance au fluage, aux températures de fonctionnement d'un réacteur, de combustibles nucléaires contenant au moins un composé dtun isotope fissile, caractérisé en ce qu'on incorpore au combustible un additif choisi dans le groupe comprenant l'oxyde de gadolinium, le bioxyde de césium, l'oxyde d'yttrium, le tungstène, le molybdène et des mélanges de ces corps, la quantité ajoutée étant suffisante pour diminuer la viscosité du combustible et permettre son fluage plastique. 2 -Procédé suivant la revendication 1, caractérisé en ce que le combustible nucléaire contient un composé choisi dans le groupe comprenant des composés d'uranium, de plutonium, de thorium et des mélanges de ces corps 3 - Procédé suivant la revendication 2, caractérisé en ce que le combustible nucléaire contient un composé choisi dans le groupe comprenant les oxydes d'uranium, de plutonium, de thorium et des mélanges de ces corps. 4 - Procédé suivant la revendication 1, caractérisé en ce que l'additif est l'oxyde de gadolinium. 5 - Procédé suivant la revendication 12 caractérisé en ce que l'additif est le bioxyde de césium. 6 - Procédé suivant la revendication 1, caractérisé en ce que l'additif est ltoxyde d'yttrium. 7 - Procédé suivant la revendication 1, caractérisé en ce que l'additif est le tungstène. 8 - Procédé suivant la revendication 1, caractérisé en ce que l'additif est le molybdène. 9 - Combustible nucléaire suivant le procédé de la revendication 1, caractérisé en ce qu'il contient de 0,1 a 5% en poids d'additif.