Bibliographie & annexes
Présentation
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.
Lire cet article issu d'une ressource documentaire complète, actualisée et validée par des comités scientifiques.
Lire l’articleABSTRACT
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.
L'expertise technique et scientifique de référence
MOTS-CLÉS
KEYWORDS
zirconium | pellets of uranium dioxide | cladding | FeCrAl
DOI (Digital Object Identifier)
Cet article fait partie de l’offre
Génie nucléaire
(166 articles en ce moment)
Cette offre vous donne accès à :
Une base complète d’articles
Actualisée et enrichie d’articles validés par nos comités scientifiques
Des services
Un ensemble d'outils exclusifs en complément des ressources
Un Parcours Pratique
Opérationnel et didactique, pour garantir l'acquisition des compétences transverses
Doc & Quiz
Des articles interactifs avec des quiz, pour une lecture constructive
Présentation
Pourquoi avons-nous besoin de nouveaux matériaux pour les crayons combustibles ?1. Six décennies de performance du Zr
Depuis le début des années 1960 et au cours des 60 années suivantes, plus de 30 pays ont décidé de tirer parti de la source d’énergie de fission pour produire de l’électricité propre et sûre. À ce jour, plus de 400 réacteurs à eau légère (REL) commerciaux sont exploités dans le monde. Ces réacteurs de puissance peuvent être classés comme réacteurs à eau bouillante (REB) ou réacteurs à eau sous pression ou pressurisée (REP). Le combustible des réacteurs est constitué de pastilles de dioxyde d’uranium empilées à l’intérieur de tubes minces appelés gaines et qui sont en alliage de zirconium (Zr). L’ensemble pastilles-gaine est appelée crayon de combustible. Chaque crayon a généralement un diamètre d’environ 10 mm et une longueur d’environ 3 à 5 m. Chaque cœur de réacteur contient des milliers de crayons assemblés en grappes d’environ 100 à 250 crayons pour chacune d’elles. La gaine joue un double rôle :
(a) Elle protège les pastilles de combustible de l’eau de refroidissement ;
(b) Elle fournit une surface d’évacuation de la chaleur du crayon.
Le concept actuel du crayon combustible en dioxyde d’uranium (UO2) ou des pastilles d’uranium empilées à l’intérieur d’un gainage en alliage Zr est né à la fin des années 1950, et depuis plus de six décennies il est utilisé de manière fiable par les REL à travers le monde entier. La faible conductivité thermique de l’oxyde d’uranium en tant que combustible a tout d’abord été un frein à son utilisation ; cependant sa faible réactivité avec l’eau en cas de brèche dans la gaine a conduit à son adoption. Le combustible est le seul matériau céramique présent dans les REL actuels. Néanmoins il doit toujours être maintenu au sec. Les alliages Zr comme le Zircaloy-2 et le Zircaloy-4 ont été initialement choisis pour le gainage, principalement en raison de leur faible section d’absorption thermique des neutrons, malgré le coût élevé des alliages Zr dans les années 1950, parce que le procédé Kroll n’était pas industrialisé ...
L'expertise technique et scientifique de référence
Cet article fait partie de l’offre
Génie nucléaire
(166 articles en ce moment)
Cette offre vous donne accès à :
Une base complète d’articles
Actualisée et enrichie d’articles validés par nos comités scientifiques
Des services
Un ensemble d'outils exclusifs en complément des ressources
Un Parcours Pratique
Opérationnel et didactique, pour garantir l'acquisition des compétences transverses
Doc & Quiz
Des articles interactifs avec des quiz, pour une lecture constructive
Six décennies de performance du Zr
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).
L'expertise technique et scientifique de référence
Cet article fait partie de l’offre
Génie nucléaire
(166 articles en ce moment)
Cette offre vous donne accès à :
Une base complète d’articles
Actualisée et enrichie d’articles validés par nos comités scientifiques
Des services
Un ensemble d'outils exclusifs en complément des ressources
Un Parcours Pratique
Opérationnel et didactique, pour garantir l'acquisition des compétences transverses
Doc & Quiz
Des articles interactifs avec des quiz, pour une lecture constructive
