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Comportement sous irradiation du combustible à particules
Combustibles à particules pour réacteurs à haute température
BN3640 v1 Article de référence

Comportement sous irradiation du combustible à particules
Combustibles à particules pour réacteurs à haute température

Auteur(s) : Mayeul PHÉLIP, Michel MASSON, Christophe PERRAIS, Michel PELLETIER

Date de publication : 10 juil. 2007 | Read in English

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Présentation

1 - Présentation du combustible

2 - Fabrication et contrôle des éléments combustibles

3 - Comportement sous irradiation du combustible à particules

4 - Retraitement du combustible à particules

5 - Conclusion

Sommaire

Présentation

RÉSUMÉ

Né à la fin des années 1950, le concept de combustible à particules de taille millimétrique est le concept de référence des réacteurs à haute ou très haute température à caloporteur gaz, appelés High or Very High Temperature gas cooled Reactor. La spécificité de ce combustible est qu’il est finement divisé, tout céramique et micro-confiné, ces trois particularités combinées permettant à la fois l’accès aux hautes températures et à un haut niveau de sûreté.

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Auteur(s)

INTRODUCTION

Né à la fin des années 1950, le concept de combustible à particules de taille millimétrique est le concept de référence des réacteurs à haute ou très haute température à caloporteur gaz (High or Very High Temperature gas cooled Reactor HTR/VHTR). La spécificité de ce combustible est qu’il est finement divisé, tout céramique (combustible et couches de revêtement) et micro-confiné (le confinement des actinides et des produits de fission se fait au plus près de la source), ces trois particularités combinées permettant à la fois l’accès aux hautes températures et à un haut niveau de sûreté (dossier BN 3 190, Réacteurs à haute température, § 4, sûreté).

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DOI (Digital Object Identifier)

https://doi.org/10.51257/a-v1-bn3640

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3. Comportement sous irradiation du combustible à particules

3.1 Comportement mécanique et thermique

La principale barrière de confinement des particules fissiles TRISO est la couche de SiC, qui est, d’une part, une barrière efficace de diffusion des produits de fission, et, d’autre part, de par sa grande rigidité comparée à celle du pyrocarbone (rapport de un à dix), la structure supportant la pression générée par les gaz de fission relâchés par le noyau dans la porosité ouverte du buffer.

Les couches de pyrocarbone dense, en dehors de leur utilité durant les étapes de fabrication, de leur rôle de barrière additionnelle à celle du SiC à la diffusion des produits de fission, jouent un rôle majeur dans la tenue mécanique de la couche de SiC. En effet, les couches de pyrocarbone, denses par rapport au buffer, mais contenant néanmoins 15 à 20 % de porosité, se densifient sous irradiation (effet du flux rapide, la fluence rapide, supérieure à 0,1 MeV, pouvant atteindre plusieurs 1025 n × m–2 dans un HTR). Accrochée mécaniquement au SiC, qui est très rigide, elle ne peut se densifier librement, générant en son sein des contraintes circonférentielles de traction et, par réaction, des contraintes circonférentielles de compression dans la couche de SiC. Ces contraintes de compression retardent la mise en traction de la couche de SiC sous l’effet de l’augmentation progressive de la pression des gaz de fission et de CO, différant du même coup la rupture de celle-ci.

Les contraintes de tension dans les couches de pyrocarbone sont générées par un chargement de type « déformation imposée » et sont de ce fait partiellement relaxées par l’effet du fluage d’irradiation. Cette relaxation limite le niveau de contrainte dans les couches de pyrocarbone, évitant ainsi leur rupture prématurée en début d’irradiation. L’effet bénéfique de cette précontrainte de la couche de SiC par la couche de pyrocarbone interne ne peut être effective que si l’interface entre ces deux couches est forte. La contrepartie d’une interface forte est que, lorsqu’une fissure se développe dans la couche de pyrocarbone, la probabilité est grande que cette fissure puisse se propager aussi dans la couche de SiC et ainsi conduire à une rupture du confinement.

Exemple

soit une particule dont la couche de pyrocarbone se densifie sous l’effet de l’irradiation à la vitesse constante ...

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BIBLIOGRAPHIE

  • (1) - NICKEL (H.), NABIELEK (H.), POTT (C.), MEHNER (A.W.) -   Long time experience with the development of HTR fuel elements in Germany  -  . Nuclear Engineering and Design, 217, 141-151 (2002).

  • (2) - SAWA (K.), TOBITA (T.), MOGI (H.), SHIOZAWA (S.), YOSHIMUTA (S.), SUZUKI (S.), DEUSHI (K.) -   Fabrication of the First Loading Fuel of the High Temperature Engineering Test Reactor  -  – Journal of Nuclear Science and Technology, Vol. 36, no 8, 683-690 (1999).

  • (3) - WU (Z.), LIN (D.), ZHONG (D.) -   The design features of the HTR-10  -  – Nuclear Engineering and Design, 218, 25-32 (2002).

  • (4) - TANG (C.), TANG (Y.), ZHU (J.), ZOU (Y.), LI (J.), NI (X.) -   Design and manufacture of the fuel element for the 10 MW high temperature gas-cooled reactor  -  . Nuclear Engineering and Design, 218, 91-102 (2002).

  • (5) - KOSTER (A.), MATZNER (H.D.), NICHOLSI (D.R.) -   PBMR design for the future  -  . Nuclear Engineering and Design, 222, 231-245 (2003).

  • ...

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