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RÉSUMÉ
La géométrie et l’architecture des crayons combustibles, composés de pastilles de dioxyde d’uranium (UO2) empilées dans un gainage en alliage à base de zirconium (Zr), alimentant les réacteurs à eau légère (REL) restent inchangées depuis plus de 60 ans. La communauté internationale des matériaux cherche à présent des combustibles nucléaires capables de mieux résister à un accident consécutif à une perte de réfrigérant dans un cœur de REL. Ces nouveaux matériaux peuvent être classés comme évolutifs ou révolutionnaires, tant pour le gainage que pour le combustible. Parmi les matériaux évolutifs, l’utilisation de revêtements pour le gainage Zr actuel et le dopage du combustible sont explorés. Entre autres matériaux révolutionnaires pour le gainage, il est fait appel à un alliage monolithique fer-chrome-aluminium (FeCrAl) ou à des composites à base de carbure de silicium.
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Raul B. REBAK : Ingénieur Corrosion - General Electric, Schenectady, New York, États-Unis
INTRODUCTION
En 1954, le raccordement au réseau de la centrale nucléaire d’Obninsk en Russie a permis d’utiliser la chaleur dégagée lors de la fission nucléaire pour produire de l’électricité. En 1957, la deuxième centrale nucléaire à être raccordée au réseau électrique civil a été la centrale atomique de Shippingport en Pennsylvanie, aux États-Unis. La fission nucléaire se produit lorsqu’un neutron entre en collision avec un atome d’U-235 qui, en se séparant, libère une grande quantité d’énergie. La majeure partie de cette énergie peut être captée pour faire bouillir l’eau, et la vapeur émise servira à produire de l’électricité.
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2. Pourquoi avons-nous besoin de nouveaux matériaux pour les crayons combustibles ?
Depuis les années 1940, on sait que si la température dépasse 400 °C, le taux de corrosion (oxydation) du Zr augmente progressivement. L’accident survenu sur le site de Fukushima Daiichi en mars 2011 en témoigne : les composants en Zr du cœur du réacteur sont oxydés en présence d’eau (liquide ou vapeur) générant de l’hydrogène selon la réaction fortement exothermique :
Jusqu’à environ 40 tonnes de Zr peuvent être présents dans un réacteur, ce qui laisse supposer que la quantité d’hydrogène généré soit importante, et puisse provoquer l’explosion de bâtiments, avec cependant un rejet minimal d’éléments radioactifs dans l’atmosphère. Même si le Zr s’est révélé être un matériau de gainage apprécié pendant plusieurs décennies, il est devenu évident pour la communauté internationale des matériaux nucléaires que le temps est venu d’explorer de nouveaux matériaux plus robustes pour les crayons combustibles avec une tolérance améliorée aux accidents de perte de fluide de refroidissement. Ces nouveaux matériaux sont appelés combustibles tolérants aux accidents ou combustibles à technologie avancée (ATF pour Advanced Tolerant Fuels) et peuvent être classés en deux catégories principales :
(a) Matériaux évolutifs ;
(b) Matériaux révolutionnaires.
La figure ...
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BIBLIOGRAPHIE
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(1) - ASTM International - Zirconium Production and Technology : The Kroll Medal Papers 1975-2010. - Edited by Ronald B. Adamson (ASTM International, West Conshohocken, PA) (2010).
-
(2) - TERRANI (K.A.) - Accident tolerant fuel cladding development : Promise, status, and challenges. - Journal of Nuclear Materials, volume 501, Pages 13-30, doi.org/10.1016/j.jnucmat.2017.12.043 (2018).
-
(3) - REBAK (R.B.) - Accident tolerant materials for light water reactor fuels. - Elsevier Book (2020).
-
(4) - TANG (C.), STUEBER (M.), SEIFERT (H.J.), STEINBRUECK (M.) - Protective coatings on zirconium-based alloys as accident-tolerant fuel (ATF) claddings. - Corrosion Reviews, vol. 35, no. 3, pp. 141-165. https://doi.org/10.1515/corrrev-2017-0010 (2017).
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