Article de référence | Réf : BN3768 v1

Conclusion
Matériaux avancés pour les combustibles des réacteurs à eau légère - Matériaux nucléaires évolutifs et révolutionnaires

Auteur(s) : Raul B. REBAK

Date de publication : 10 mai 2024

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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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ABSTRACT

Advanced Materials for Light Water Reactor Fuels. Evolutionary and Recolutionary Nuclear Materials

For over sixty years light water reactors (LWRs) used a similar fuel rod geometry and architecture, which consisted in pellets of uranium dioxide (UO2) encased in a cladding of a zirconium (Zr) based alloy. Currently there is an effort by the international materials community to find nuclear fuel materials that can better withstand a loss-of-coolant accident in a LWR core. These newer materials can be classified as evolutionary or revolutionary, both for the cladding and the fuel. Among the evolutionary materials, the use of coatings for the current Zr cladding and the doping of the fuel are being explored. Revolutionary materials include for example the use of monolithic iron-chromium-aluminum (FeCrAl) alloy or silicon carbide-based composites for the cladding.  

Auteur(s)

  • 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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KEYWORDS

zirconium   |   pellets of uranium dioxide   |   cladding   |   FeCrAl

DOI (Digital Object Identifier)

https://doi.org/10.51257/a-v1-bn3768


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4. Conclusion

Il est reconnu que l’électricité générée par récupération de la chaleur provenant d’une réaction de fission nucléaire est une énergie propre, puisqu’elle ne contribue pas aux facteurs associés au changement climatique. L’énergie nucléaire contribue donc aux efforts de décarbonatation dans le monde entier. Pendant plus de soixante ans, les réacteurs à eau légère ont utilisé une conception similaire de leurs crayons combustibles, consistant en pastilles de dioxyde d’uranium empilées dans des gaines en alliage à base de zirconium. Depuis 2011, la communauté internationale s’est efforcée de rendre la conception de ces crayons plus robuste, à savoir plus résistante aux accidents des centrales nucléaires. Des nouveaux matériaux ont été étudiés pour le combustible et le gainage. Certains matériaux sont des modifications de l’architecture traditionnelle, d’autres sont révolutionnaires, c’est-à-dire qu’ils n’ont jamais été employés auparavant dans un réacteur. Un concept évolutif consisterait à revêtir de chrome les gaines actuelles en alliage de zirconium, par exemple, pour fournir une résistance supplémentaire à l’oxydation et à l’abrasion. Un concept révolutionnaire serait de remplacer le gainage actuel à base d’alliage de Zr par une gaine (plus fine) monolithique de FeCrAl.

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BIBLIOGRAPHIE

  • (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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