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Fabrication et contrôle des éléments combustibles
Combustibles à particules pour réacteurs à haute température
BN3640 v1 Article de référence

Fabrication et contrôle des éléments combustibles
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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2. Fabrication et contrôle des éléments combustibles

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 []), 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 []), 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) à partir d’une solution initiale de nitrate de l’actinide considéré (uranium, thorium ou plutonium). Ce pseudo-sol est obtenu en ajoutant divers additifs, liés au savoir-faire du procédé, dont un est plus particulièrement un polymère organique soluble qui gélifiera lors de la dispersion des gouttes et servira de support à la précipitation de l’actinide. La formation de billes sphériques est ensuite obtenue...

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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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