Les alliages de zirconium
Gรฉnรฉralitรฉs et microstructure du Zircaloyโ4 vierge
Le zirconium, รฉlรฉment chimique de numรฉro atomique 40, prรฉsente deux formes allotropiques (Partridge, 1967) :
โ la phase ฮฑ, stable ร basse tempรฉrature (T < 863 ยฐC, cโest-ร -dire dans le domaine de fonctionnement du rรฉacteur) et de structure cristalline hexagonale compacte (a = 0.323 nm et c/a = 1.594 ร tempรฉrature ambiante) ;
โ la phase ฮฒ, cubique centrรฉe (a = 0.361 nm), stable ร haute tempรฉrature (T > 863 ยฐC) jusquโร la tempรฉrature de fusion (Tf = 1855 ยฐC).
Dans la mesure oรน ce travail porte quasiโexclusivement sur lโรฉtude du matรฉriau aux tempรฉratures infรฉrieures ร la tempรฉrature de changement de phase, cette synthรจse bibliographique ne concerne que les alliages de zirconium en phase ฮฑ. Le Zircaloyโ 4 (Zyโ4) est actuellement lโalliage de zirconium le plus utilisรฉ pour les gaines des crayons combustibles des REP franรงaisย . Nรฉanmoins, de nouveaux alliages de zirconium, dont la plupart contiennent un ajout de Niobium (M5TM, alliage Zrโ1%NbโO optimisรฉ dรฉveloppรฉ par AREVA-NP ; ZIRLOTM, alliage Zr 1%Nbโ1%Snโ0.1%Fe dรฉveloppรฉ par Westinghouse Electric Company), commencent ร รชtre introduits dans les gestions actuelles. Le choix des alliages de zirconium pour le gainage du combustible est principalement liรฉ ร la conjonction de leur trรจs faible absorption des neutrons thermiques, leur bonne rรฉsistance mรฉcanique ร chaud et leur bonne rรฉsistance ร la corrosion par lโeau ร haute tempรฉrature.
Dans la phase Zrโฮฑ, lโรฉtain et lโoxygรจne sont en solution solide, respectivement en position substitutionnelle et interstitielle. Lโรฉtain amรฉliore les caractรฉristiques mรฉcaniques du matรฉriau (Kaufmann and Baroch, 1974; Hong et al., 1996). Nรฉanmoins parce quโil dรฉgrade la rรฉsistance ร la corrosion de lโalliage, sa teneur est limitรฉe. Lโoxygรจne amรฉliore considรฉrablement la rรฉsistance mรฉcanique de lโalliage sans nuire ร sa tenue ร la corrosion (Kelly and Smith, 1973; Ruano and Elssner, 1975; Hong et al., 1996). Jusquโร 800 ยฐC, le fer et le chrome sont trรจs peu solubles dans le Zrโฮฑ (Charquet et al., 1989; Toffolon-Masclet et al., 2008). Dans le Zircaloyโ4, ils prรฉcipitent sous forme de phases de Laves Zr(Fe,Cr)2, essentiellement de structure C14 hexagonale compacte (a = 0.5107 nm, c = 0.8279 nm). Gรฉnรฉralement, le rapport des concentrations Fe/Cr est dโenviron 2โ3 pour le Zircaloyโ4 (Charquet et al., 1989; Erwin et al., 2001). Ces prรฉcipitรฉs intermรฉtalliques, dont la taille moyenne est dโenviron 200 nm sont rรฉpartis alรฉatoirement dans la matrice ou aux joints de grains . Ils amรฉliorent la rรฉsistance ร la corrosion de lโalliage.
Aprรจs leur mise en forme par laminage ร froid au pas de pรจlerin, les tubes de gainage subissent un traitement de dรฉtentionnement qui consiste ร porter le matรฉriau ร 450โ500 ยฐC pendant quelques heures afin de relaxer lโessentiel des contraintes internes. Ce traitement ne restaure que partiellement lโรฉcrouissage du matรฉriau, sans recristallisation .
En raison du procรฉdรฉ de mise en forme des tubes et de lโanisotropie plastique des cristaux de Zrโฮฑ (maille hexagonale), les tubes de gainage en Zircaloyโ4 dรฉtendu affichent une texture cristallographique marquรฉe : les axes hci de la maille hexagonale sont prรฉfรฉrentiellement inclinรฉs ร ยฑ 30โ40โฆ de la direction radiale du tube dans le plan radialโcirconfรฉrentiel et les directions (10ยฏ10) sont majoritairement orientรฉes selon la direction de laminage (direction axiale) (Limon et al., 1995; Delobelle et al., 1996; Schรคffler et al., 2000; Murty and Charit, 2006).
Evolutions microstructurales en rรฉacteurย
La microstructure des gaines รฉvolue durant leur sรฉjour en rรฉacteur, sous les effets conjuguรฉs de lโirradiation et de lโoxydation par lโeau du circuit primaire qui libรจre de lโoxygรจne et de lโhydrogรจne dans le mรฉtal. Ces effets sont croissants en fonction du taux de combustion.
Dommage dโirradiation
Lโรฉvolution microstructurale des alliages de zirconium sous irradiation est essentiellement liรฉe aux collisions รฉlastiques entre les particules incidentes et les atomes du mรฉtal. Lors dโune collision รฉlastique avec un neutron rapideย , les atomes du mรฉtal peuvent รชtre รฉjectรฉs de leur site cristallin et ainsi crรฉer une paire lacuneโ interstitiel. Lโรฉnergie alors transfรฉrรฉe ร lโatome รฉjectรฉ est suffisante pour dรฉplacer dโautres atomes, qui ร leur tour peuvent en dรฉplacer dโautres ; ce phรฉnomรจne en chaรฎne est appelรฉ cascade de dรฉplacements dโatomesย . Cette cascade gรฉnรจre une zone riche en lacunes et une zone pรฉriphรฉrique riche en interstitiels. Ces dรฉfauts ponctuels รฉvoluent rapidement et leur agglomรฉration conduit ร la formation de dรฉfauts linรฉaires sous forme de boucles de dislocation lacunaires et interstitielles.
Oxydation
La rรฉaction dโoxydation de la face externe de la gaine par lโeau du circuit primaire (Zr+H2O โ ZrO2+4H) libรจre de lโoxygรจne et de lโhydrogรจne dans le mรฉtal.
La concentration en oxygรจne dans le mรฉtal augmente donc avec le taux de combustion, par diffusion de lโoxygรจne prรฉsent ร lโinterface mรฉtal/oxyde ; Chung and Kassner (1998) ont mesurรฉ une concentration de 2330 ppm dans une gaine en Zircaloyโ4 irradiรฉe ร 28 GWj/t (ร comparer aux 1200 ppm prรฉsents dans le matรฉriau vierge).
La corrosion du matรฉriau se traduit รฉgalement par la formation dโune couche dโoxyde, la zircone (ZrO2), ร lโinterface mรฉtal/eau (figure 1.5). Une accรฉlรฉration de la cinรฉtique dโoxydation du Zircaloyโ4 sous flux neutronique est observรฉe pour les forts taux de combustion (supรฉrieurs ร 30โ40 GWj/t). Cette accรฉlรฉration est principalement liรฉe ร la prรฉcipitation et lโaccumulation dโhydrures ร lโinterface mรฉtal/oxyde, ร la teneur en รฉtain et ร lโamorphisation et la dissolution des prรฉcipitรฉs de phase de Laves sous irradiation (Cheng et al., 1996; Huang et al., 1996; Blat et al., 2000; Bossis et al., 2005). Dans le Zircaloyโ4, lโรฉpaisseur de lโoxyde peut atteindre 100 ยตm aprรจs 5 cycles dโirradiation .
|
Table des matiรจres
Introduction
1 Etude bibliographique
1.1 Les alliages de zirconium
1.1.1 Gรฉnรฉralitรฉs et microstructure du Zircaloyโ4 vierge
1.1.2 Evolutions microstructurales en rรฉacteur
1.1.3 Modes de dรฉformation plastique
1.1.4 Comportement mรฉcanique
1.1.5 Endommagement et rupture
1.2 Les accidents dโinjection de rรฉactivitรฉ
1.2.1 Dรฉroulement
1.2.2 Rupture par interaction mรฉcanique pastilleโgaine
1.2.3 Essais de caractรฉrisation et critรจres de rupture
1.3 Synthรจse
2 Comportement mรฉcanique du Zircaloyโ4 vierge et irradiรฉ
2.1 Introduction
2.2 Experimental observations
2.2.1 Material and experimental database
2.2.2 Analysis of the experimental data
2.3 Model description
2.3.1 Model formulation
2.3.2 Model identification
2.3.3 Results and discussion
2.4 Example of FEA application
2.4.1 Introduction
2.4.2 Geometry and finite element modeling
2.4.3 Results and discussion
2.5 Conclusions
2.6 Rรฉsumรฉ
2.7 Remarques complรฉmentaires
3 Comportement mรฉcanique et rupture du Zircaloyโ4 hydrurรฉ
3.1 Introduction
3.2 Material and experimental procedure
3.2.1 Material
3.2.2 Mechanical testing
3.2.3 Digital image correlation
3.2.4 Damage quantification
3.3 Mechanical behavior
3.3.1 Tensile properties
3.3.2 Plastic anisotropy
3.3.3 Modeling
3.4 Damage and failure
3.4.1 Macroscopic failure modes
3.4.2 Macroscopic ductility
3.4.3 Microscopic failure mechanisms
3.4.4 Damage kinetics due to hydride cracking
3.5 Conclusions
3.6 Rรฉsumรฉ
4 Modรฉlisation de la rupture ductile du Zircaloyโ4 hydrurรฉ
4.1 Introduction
4.2 Formalisme du modรจle
4.2.1 Potentiel de GursonโTvergaardโNeedleman
4.2.2 Description de lโendommagement
4.2.3 Ecoulement viscoplastique
4.3 Identification des paramรจtres du modรจle
4.3.1 Introduction
4.3.2 Dรฉmarche dโidentification
4.3.3 Loi dโรฉcoulement et coefficients de Hill
4.3.4 Germination des cavitรฉs
4.3.5 Coalescence des cavitรฉs
4.3.6 Taille de maille
4.4 Rรฉsultats des simulations
4.4.1 Traction axiale
4.4.2 Traction circonfรฉrentielle
4.4.3 Expansion due ร la compression
4.4.4 Traction plane circonfรฉrentielle
4.4.5 Essais dโรฉcrasement
4.5 Conclusions
Conclusions