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NOTE DE L'ÉDITEUR
RÉSUMÉ
Le zirconium et le hafnium sont des métaux de la quatrième colonne du tableau périodique : le minerai de zirconium contient toujours de l'ordre de 2% de hafnium. Ces métaux furent développés pour des applications nucléaires, à cause de la transparence aux neutrons du zirconium, et de la forte section de capture des neutrons du hafnium. Dans cet article sont rassemblées quelques propriétés physiques et mécaniques. Leur excellente résistance à la corrosion dans de nombreux milieux (excepté certains milieux fluorés ou chlorés) qui permet leur utilisation dans l'industrie chimique est illustrée. Leur mise en oeuvre, proche de celle du titane, est résumée. Ils ne se soudent pas à l'acier ou à la plupart des autres matériaux. A l'état finement divisé, ils présentent des risques d'inflammabilité.
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Zirconium and hafnium stand in the fourth column of the periodic table. Zirconium ore always contains about 2% hafnium. These metals were first developed for nuclear applications to exploit the neutron transparency of zirconium and the neutron absorption of hafnium. In this article, some of their physical and mechanical properties are presented. Their excellent corrosion resistance in numerous environments (except fluorinated or chlorinated), which permits their use in the chemical industry, is illustrated. A summary of their processing methods, close to that of titanium alloys, is given. They can be welded, but not to steel or most other materials. They can ignite very easily if finely divided into powders.
Auteur(s)
-
Pierre BARBERIS : Ingénieur de recherche - AREVA NP, Centre de recherche, Ugine, France
INTRODUCTION
Le zirconium a été découvert en 1789 par Klaproth et obtenu pour la première fois sous forme métallique impure en 1824 par Berzelius. Il a fallu attendre 1925 pour que ce métal soit produit en laboratoire sous forme très pure et donc très ductile par Van Arkel et De Boer.
Le hafnium n'a été isolé qu'en 1923 par Coster et De Hevesy. La volonté de construire des sous-marins à propulsion nucléaire a conduit à retenir le zirconium comme seul élément de structure pouvant convenir pour la construction d'un réacteur compact. Ce besoin, à une époque où la métallurgie du zirconium n'existait pas, a initié, d'abord aux États-Unis puis en France, d'importantes études dont les principaux thèmes furent :
-
l'obtention de zirconium ductile,
-
la séparation zirconium-hafnium,
-
la mise au point des fours de fusion,
-
la recherche d'alliages résistant à la corrosion aqueuse,
-
les conditions de transformation,
-
le comportement sous irradiation.
La métallurgie de ces métaux a amorcé son développement industriel vers 1950 aux États-Unis, et vers 1960 en France. En 2013, la capacité mondiale est d'environ 7 000 tonnes d'alliages de zirconium, les principaux producteurs étant les États-Unis, la France, la Russie et l'Inde, la Chine entrant également sur le marché. Les capacités en hafnium sont très limitées et dépendent de celles du zirconium, puisque les seules sources de hafnium sont les minerais de zirconium qui n'en contiennent que 2 à 4 %.
Ces métaux, développés initialement pour des applications uniquement nucléaires, voient leur champ d'application s'élargir du fait d'une excellente résistance à la corrosion dans de nombreux milieux agressifs. Ils peuvent être utilisés dans des applications chimiques (résistances aux acides ou aux bases), et pour certaines applications médicales (prothèses).
Cet article présente les principales propriétés physiques, la résistance à la corrosion, les propriétés mécaniques (significativement anisotropes), ainsi que les principaux alliages et leur mise en œuvre.
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MOTS-CLÉS
KEYWORDS
metallurgy | corrosion | Nuclear | Corrosion
VERSIONS
- Version archivée 1 de mars 2009 par Pierre BARBERIS
DOI (Digital Object Identifier)
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Oxydation – Corrosion
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4. Propriétés mécaniques
Le tableau 2 résume les caractéristiques de traction et de dureté de quelques matériaux. L'influence du sens de prélèvement est surtout importante sur la limite élastique et les allongements à rupture.
Pour les tubes minces obtenus par laminage à pas de pèlerin utilisés dans le nucléaire (épaisseur de l’ordre de 0,5 mm), les facteurs de Kearns valent environ f L = 0,06, f T = 0,34, f N = 0,60. Pour des produits plus épais (tube extrudé, tôles laminée à chaud d’épaisseur 6 mm, par exemple), le facteur transverse f T peut être significativement plus élevé au détriment du f N (f T = 0,50, f N = 0,44). Enfin, pour un produit trempé depuis la phase β, la texture est pseudo-isotrope, et les trois facteurs de Kearns sont voisins de 1/3.
-
Influence de la température
La figure 2 résume l'influence de la température sur les caractéristiques de traction du Zircaloy 4 et du hafnium. Entre 400 et 500 °C environ, existe un palier athermique (les limites élastiques ou à rupture varient plus faiblement avec la température qu’aux températures inférieures ou supérieures, traduisant un léger durcissement), révélateur du phénomène de vieillissement dynamique.
Le module élastique E dépend de la température (dans la plage 0 – 750 °C) suivant la loi :
![]()
( 2 )
avec E en GPa et T en °C.
( 2 )
-
Influence de la direction de sollicitation
Le module élastique dépend en toute rigueur de la direction de sollicitation (ou plus précisément du tenseur de contraintes). Sur monocristal, la variation peut atteindre 25 % ; sur produits usuels (tôles ou tubes), l’anisotropie élastique reste généralement inférieure à 10 %.
La figure 3 présente des courbes de traction obtenues...
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Propriétés mécaniques
BIBLIOGRAPHIE
-
(1) - KEARNS (J.J.) - Thermal expansion and preferred orientation in Zircaloy - WAPD-TM-472. Pittsburgh (PA), Bettis Atomic Power Laboratory (1965).
-
(2) - BARBAT (J.D.) - Le concepteur et le producteur d'alliages de Zr - Revue Générale Nucléaire [3 : mai-juin], 210-217 (1992).
-
(3) - MARDON (J.-P.), BARBERIS (P.), HOFFMANN (P.-B.) - Un demi-siècle de développement des alliages de zirconium - Revue Générale Nucléaire [4 : Juillet-Août], 38-47 (2008).
-
(4) - BANERJEE (S.) - Zirconium alloys : an ideal system for studying phase transformations - Transactions of the Indian Institute of Metals 51[2], 91-110 (1998).
-
(5) - COX (B.), KRITSKY (V.G.), LEMAIGNAN (C.), POLLEY (V.), RITCHIE (I.G.), RUHMANN (H.), SHISHOV (V.N.) - Waterside corrosion of zirconium alloys in nuclear power plants – IAEA - TecDoc 996. Vienna, Austria, IAEA (1998).
-
...
DANS NOS BASES DOCUMENTAIRES
NORMES
-
Corrosion des métaux et alliages – Essais de corrosion aqueuse des alliages de zirconium utilisés dans les réacteurs nucléaires. - NF EN ISO 10270 - Juillet 2008
-
Descriptif et qualification d'un mode opératoire de soudage pour les matériaux métalliques – Épreuve de qualification d'un mode opératoire de soudage – Partie 5 : soudage à l'arc sur titane, zirconium et leurs alliages. - NF EN ISO 15614-5 - Septembre 2004
-
Épreuve de qualification des soudeurs – Soudage par fusion – Partie 5 : titane et ses alliages, zirconium et ses alliages. - NF EN ISO 9606-5 - Mai 2000
-
Implants chirurgicaux – Matériaux métalliques – Partie 14 : alliage corroyé à base de titane, de molybdène-15, de zirconium-5 et d'aluminium-3. - NF ISO 5832-14 - Janvier 2008
-
Standard Specification for Zirconium Sponge and Other Forms of Virgin Metal for Nuclear Application. - ASTM B349 / B349M-03 -
-
Standard Specification for Zirconium and Zirconium Alloy Ingots for Nuclear Application. - ASTM B350 / B350M-02 - (2006)
-
...
1 Constructeurs – Fournisseurs – Distributeurs
Se reporter surtout aux sites des fabricants, en particulier :
France
-
Areva NP
États-Unis
-
ATI Wah Chang
-
Westinghouse / Western Zirconium
Russie
-
Chepetsky Mechanical Plant (Glazov)
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