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EnglishRÉSUMÉ
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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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
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3. Mise en forme à froid des pièces finies
De manière générale, tous les procédés classiques de mise en forme à froid sont potentiellement applicables aux alliages de Zr et de Hf. Nous nous limiterons dans le cadre de cet article aux procédés utilisés dans l’industrie nucléaire pour la fabrication des composants constituant les assemblages de combustible.
Les alliages de Hf sont de manière générale moins ductiles que ceux de Zr (avec un effet important de la teneur en oxygène qui les fragilise) et nécessitent plus de traitements thermiques intermédiaires pour être mis en forme à froid.
3.1 Laminage des tubes, barres et plats
Le laminage à froid des tubes est classiquement réalisé par le procédé de laminage à pas de pèlerin. Lors de ce procédé, l’épaisseur et le diamètre intérieur du tube sont réduits simultanément entre les matrices à gorges roulant sur l’extérieur du tube et le mandrin conique positionné à l’intérieur. Entre chaque aller-retour des matrices, le tube est avancé et tourné afin de réaliser un nouvel incrément de déformation. Chaque section du tube voit ainsi passer les matrices une centaine de fois entre son entrée et sa sortie du laminoir. Pour plus de détails sur ce procédé, le lecteur pourra s’orienter vers l’article [M 3 068].
Dans le cas de son application aux tubes de gainage en alliages de Zr, les avantages de ce procédé sont principalement :
-
la bonne précision dimensionnelle, de l’ordre de 10 µm ;
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la bonne qualité de surface obtenue avec une lubrification adaptée, ce qui limite les opérations de finition de surface nécessaires ;
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la...
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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).
-
(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).
-
(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).
-
(5) - CHAKRAVARTTY (J.K.) et al - Dynamic Recrystallization in Zirconium Alloys, Zirconium in the Nuclear Industry : 16th International Symposium. - ASTM STP 1529, pp. 121-149 (2011).
- ...
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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