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En anglaisRÉSUMÉ
Après un bref rappel sur la métallurgie et les propriétés du zirconium et du hafnium, l’article se concentre sur la mise en forme de formes simples (barres, tubes et plats) constituant les assemblages de combustible nucléaire. Les procédés de mise en forme à chaud (demi-produits) et à froid (produits finis), ainsi que les traitements thermiques intermédiaires et finaux, sont passés en revue, en mettant l’accent sur les paramètres des procédés pouvant influencer les opérations en aval et les propriétés finales des produits, via la mise en évidence des évolutions de géométrie, d’état de surface et de microstructure au cours de la gamme.
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After a brief recall on zirconium and hafnium metallurgy and properties, this article focuses on the forming processes for simple geometries (bars, tubes and plates) used for nuclear fuel assemblies. Hot-forming processes (semi-finished products) and cold ones (finished products), together with associated intermediate and final heat treatments are discussed, emphasizing the process parameters that can influence the subsequent operations and the final properties of products. For this purpose, the evolution of geometries, surfaces and microstructure during the forming route is highlighted.
Auteur(s)
-
Alexis GAILLAC : Ingénieur R&D, Docteur en sciences et Génie des Matériaux - Framatome, CRC Centre de Recherche des Composants, Ugine, France
INTRODUCTION
Intimement liés à l’état naturel dans le minerai de zircon, et de propriétés chimiques voisines (ce qui rend leur séparation difficile), les éléments zirconium (Zr) et hafnium (Hf) possèdent des propriétés neutroniques singulières et diamétralement opposées qui font leur intérêt dans les applications nucléaires. Du fait de sa faible section efficace de capture neutronique, le zirconium est en effet le métal privilégié pour la constitution des assemblages de combustible nucléaire. Le hafnium ayant la propriété inverse, il peut être utilisé pour la régulation ou l’arrêt de la réaction de fission. En plus de ses propriétés neutroniques exceptionnelles, le zirconium présente une bonne résistance à la corrosion, au fluage et à l’irradiation, ce qui permet de répondre aux fortes exigences de sûreté de l’environnement nucléaire, en assurant l’intégrité du gainage du combustible tout au long de son utilisation et de son retraitement.
Que ce soit lors des opérations de métallurgie extractive, de l’élaboration des lingots ou de la mise en forme des demi-produits et des pièces finies, les propriétés finales du produit guident le choix des technologies et des paramètres des procédés utilisés. En effet, de nombreux paramètres métallurgiques tels que la chimie de l’alliage, la microstructure, la texture cristallographique, la composition chimique et la taille des précipités, qui sont hérités de la gamme de fabrication, ont une influence directe sur les propriétés durant l’utilisation dans les réacteurs. Tout en optimisant la performance économique des gammes, il convient donc de maîtriser l’ensemble des opérations d’un point de vue métallurgique, de manière à obtenir un produit conforme au cahier des charges très exigeant du domaine nucléaire.
L’objectif de cet article est de passer en revue les procédés de mise en forme par déformation plastique des alliages de zirconium et de hafnium, pour les formes simples (barres, tubes et plats) qui constituent les assemblages de combustible nucléaire. Après quelques rappels de métallurgie, qui permettront de mieux appréhender les évolutions de microstructure présentées par la suite, l’accent est mis sur les paramètres des procédés pouvant influencer les opérations en aval et les propriétés finales des produits, via la mise en évidence des évolutions de géométrie, d’états de surface et de microstructure au cours de la gamme.
Le lecteur trouvera en fin d'article un glossaire des termes utilisés.
MOTS-CLÉS
forgeage laminage fabrication fusion VAR filage mise en forme
KEYWORDS
forging | rolling | manufacturing | VAR melting | extrusion | forming route
DOI (Digital Object Identifier)
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BIBLIOGRAPHIE
-
(1) - JARDY (A.) et al - Segregation in Vacuum Arc Remelted Zirconium Alloy Ingots, Zirconium in the Nuclear Industry : 16th International Symposium. - ASTM STP 1529, pp. 219-243 (2011).
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(2) - DARRIEULAT (M.) et al - Transformation par forgeage à chaud des microstructures lamellaires d’alliages hexagonaux. - Matériaux & Techniques Vol. 103, N° 504 (2015).
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(3) - VANDERESSE (N.) et al - Channel-die compression at high temperature. - Materials Science and Engineering A 476, pp. 322-332 (2008).
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(4) - VANDERESSE (N.) - Morphologie et déformation à chaud de microstructures lamellaires dans les alliages de zirconium et de titane. - Thèse, École des Mines de Saint-Étienne (2008).
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- ...
DANS NOS BASES DOCUMENTAIRES
FORGE NxT, TRANSVALOR S.A., Parc de Haute Technologie – 694 Avenue du Dr. Maurice Donat – 06255 Mougins cedex – France, http://www.transvalor.com
HAUT DE PAGE
Conférence : International Symposium on Zirconium in the Nuclear Industry, ASTM B10
Committee, tous les trois ans https://www.astm.org/MEETINGS/index.html
HAUT DE PAGE
Normes françaises
NF EN ISO 10270 - juillet 2008 - Corrosion des métaux et alliages – Essais de corrosion aqueuse des alliages de zirconium utilisés dans les réacteurs nucléaires.
NF EN ISO 15614-5 - septembre 2004 - 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 9606-5 - mai 2000 - Épreuve de qualification des soudeurs – Soudage par fusion –...
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