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Fabrication des combustibles au plutonium pour les REP et REBArticle de référence | Réf : BN3640 v1
Auteur(s) : Mayeul PHÉLIP, Michel MASSON, Christophe PERRAIS, Michel PELLETIER
Date de publication : 10 juil. 2007
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2.1 Procédés d’élaboration des noyaux
Les procédés d’élaboration du noyau combustible fissile ou fertile ont notablement évolué depuis l’origine dans les années 1960, suivant les projets et la connaissance des procédés de fabrication. Dans le cadre du programme Peach Bottom (réacteur prototype américain arrêté en 1974, voir [Réacteurs à haute température]), pour les noyaux de type UC2, ThC2 ou (U, Th)C2, le procédé initialement mis en œuvre était la fusion sous vide à haute température (supérieure à 2 500 ˚C) d’un mélange de poudre de carbone et d’oxydes d’uranium et/ou de thorium pour former le dicarbure. Dans le cadre du projet DRAGON (réacteur de recherche européen arrêté en 1975, voir [Réacteurs à haute température]), le procédé d’agglomération par voie sèche (AVS) a initialement été mis en œuvre à l’atelier de fabrication de Winsfrith, où se trouvait le réacteur DRAGON. Par la suite, compte tenu des développements réalisés par les Allemands et de la meilleure qualité des noyaux obtenus, les procédés de type sol-gel ont supplanté les autres. Aujourd’hui, le procédé de référence pour la fabrication des noyaux d’UO2 est un pseudo-procédé sol-gel appelé procédé GSP (Gel Supported Precipitation), figure 2.
Le principe du procédé consiste tout d’abord à préparer un pseudo-sol (appelé également broth)...
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GÉNIE NUCLÉAIRE
(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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