CÉA-R-4238 - FAUSSAT Armand, HOUPAILLE Brigitte, MILLET

CÉA-R-4238 - FAUSSAT Armand, HOUPAILLE Brigitte, MILLET'Pierre
ETUDE, »E LA DIFFUSION DU.PLUTOMIUM DANS L'ALLIAGE Mg-Zr, , ^ . _
DE SES CONSEQUENCES ET DE SOLUTIONS POUR L'INHIBER
'"~
Sommaire. - La diffusion du plutonium à travers l'alliage de magnésium zirconium a été décelée en 1963. Cette diffusion provoque une élévation parasite
des\slgnaux du système de détection des^ ruptures.de gaines, gênante pour l'exploitation des réacteurs de centrales nucléaires de la filière graphite-gaie,
L'étude du phénomène et de ses conséquences sur la P. R.G. ». permis-de conserver en réacteur la charge d'éléments combustibles de CHENON 1. Deux solutions pour s'affranchir de ce problème ont été mises au point. L'une consiste à interposer .une couâbe dé graphite colloïdal entre 'uraniunTet gaine et est
utilisée pour l'ensemble des éléments tabulaires. L'autre consiste & bloquer .<•.le plutonium dans une couche d'ahuninium déposée par metallisation à la flam. me, ce qui permet en outre de ' réaliser une liaison métallurgique entre uranium et gaine pour l'élément annulaire de BUGEY 1,
i
:; ;
1971 '
-'
75 p.
Commissariat a l'Energie Atomique - France
CEA-R-4238 - FAOT3AT Armand, HOUDAILLE Brigitte, MILLET Pierre
STUDY OF THE^'JlFFUSION OF PLUTONIUM IN A ïtëg-Zr ALLOY, THE
CONSEQUENCES^ AND--METHODS OF INHIBITION {'
i Summary. - The diffusion of plutonium through a magnesium zirconium i*Ilciy
was discovered in 1563. This diffusion leada to a parasitic increase of the
signal used in failed element detention and location' and thup presents a nul- '
sance in the operation of graphite gas type reactors. • The study-of this phenomenon and its effect on F E D A L has permitted the initial fuel element load
in the CHINON 1 reactor to be used without any modifications. Two solutions
«ere developed to overcome this problem :• a colloidal graphite layer was in-_.,:
terposed between the uranium and the can and was used for the assembly of '
•^ubular elements ; the plutonium waa sealed by an aktminium deposit formed
by flame metallization ; furthermore this latter method allowed n métallurgie
bonding between the uranium and the cladding for the annular element .of
BUGEY 1 to be made..
:
:
1971
•
Commissariat,a l'Energie Atomique - France
^
' 75V
J »
g
2
s
CEA-R-4236
COMMISSARIAT A L'ENERGIE ATOMIQUE
6.1
ETUDE DE LA DIFFUSION DU PLUTONIUM
DANS L'ALLIAGE Mg-Zr,
DE SES CONSEQUENCES ET DE SOLUTIONS
POUR L'INHIBER
par
Armand FAUSSAT, Brigitte HOUDAILLE
et Pierre MILLET
DIVISION DE METALLURGIE ET D'ETUDE
DES COMBUSTIBLES NUCLEAIRES
Centre d'Etudes Nucléaires de Saclay
Rapport CEA-R-4238
1971
Ga
SERVICE CENTRAL
DE D O C U M E N T A T I O N
DU C.E.A
C.E.N-SACLAY B.P. rv2, 91-GIF-sur-YVETTE-France
Rapport CEA-R-4238
Centre d'Etudes Nucléaires de Sachy
Division de Mêtalluigie et d'Etude
des Combustibles Nucléaires
ETUDE DE LA DIFFUSION DU PLUTONIUM DAN'3 L'ALLIAGE Mg-Zr,
DE SES CONSEQUENCES ET DE SOLUTIONS POUR L'INHI3ER
par
Armand FAUSSAT
Département de Technologie
Brigitte HOUDAILLE
Section d'Exploitation du Laboratoire
d'Etudes des Combustibles Irradiés
Pierre MILLET
Département de Développement
des Eléments Combustibles
août 1971
SOMMAIRE
I
-
Introduction
II
-
Etude expérimentale de la diffusion du plutonium
11.1 11.2 - Irradiations d'éléments combustibles
11.3 - Irradiations d'éprouvettes
11.4 - Méthodes de mesuré de la diffusion du plutonium
en laboratoire chaud.
11.5 - Résultats-de mesure de diffusion du plutonium
dans le Mg-Zr
III
-
Influence de la diffusion du plutonium sur les signaux
de détection de rupture de gaine
111.1 111.2 .''Analyse des problèmes
111.3 - Détermination du coefficient de diff.usion du
plutonium dans lé Mg-Zr.
111.4 - Détermination de la relation entre diffusion du
plutonium et signaux ORG
111.5 - Application: prévision de l'évolution des signaux
de DRG de CHINON 1
111.6 - Stabilisation des signaux de DRG
IV
-
Influence de la diffusion du plutonium sur la ductilité
des -gaines aprës" irradiation
V
-
Etude des solutions pour inhiber la diffusion du plutonium
VI
-
V.l
- Etude de barrières de diffusion
V.2
- Etudei'd'urT nouvel alliage de gaine
Conclusion
I
INTRODUCTION
Le phénomène de diffusion du plutonium â travers
le Mg-Zr, alliage des gaines des éléments combustibles de la
filière graphite-gaz, a été mis en évidence par ses conséquences
sur les signaux de détection de ruptures de gaine à la fin de
l'année 1963. En effet on a obtenu à peu près simultanément des
élévations anormales de ces signaux dans des canaux d'éléments
combustibles â température élevée dans les réacteurs 62-63 de
Marcoule et dans des canaux d'éléments du type CHINON 2 irradiés
en Grande-Bretagne à CHAPE1-CR0SS. Four ces derniers éléments
des essais de décompression brutale ont montré qu'il n'y avait
pas de ruptures de gaine à incriminer.
Un important programme d'études a alors été
développé au COMMISSARIAT A L'ENERGIE'ATOMIQUE avec pour objectifs :
.
.
-Immédiat: Mettre au point une solution au moins provisoire
permettant de s'affranchir au mieux de ce problème pour les
éléments combustibles du premier Jeu de CHINON 2 en cours de
fabrication.
- à court terme: connaître les lois de la diffusion et leur
influence sur l'évolution des signaux de détection de
rupture de gaine pour pouvoir piloter le réacteur CHINON 1
en cours de démarrage.
- à plus long terme: mettre au point une solution définitive
soit par interposition entre combustible et gaine d'une
couche bloquant la diffusion .du Pu».] soit par un nouvel alliage
de gaine qui à la fuis aurait: les propriétés mécaniques du
Mg-Zr et ne laisserait pas diffuser le plutonium.
Kous décrivons da:as le présent rapport comment
ces divers objectifs ont été atteints.
k
- ? II
ETUDE EXPERIMENTALE DE LA DIFFUSION DU
PLUTONIUM
1 - L'élément de programme clé pour l'ensemble de l'étude
a 7té bien évidemment la connaissance des lois régissant
la diffusion du plutonium à travers les gaines de Mg-Zr.
Dès le début de l'étude on a donc lancé ou transformé de nombreuses irradiations expérimentales soit
d'éléments combustibles dans les rëc-iteurs de Harcoule
ou dans PEGASE 3 Cadarache, soit d'iprouvettes dans les
piles piscines El 3 3 Saclay et SILOE 3 Grenoble.
Parallèlement étaient menées les études permettant de
mettre au point les mesures de la diffusion en laboratoire chaud au Laboratoire d'Examen des Combustibles
Irradiés de Saclay.
Enfin un certain nombre de mesures étaient effectuées par l'UKAEA sur des gaines des éléments CHINON 2
irradiés
à CHAPEL-CROSS, et Incorporées â nos résultats.
I!
2 - Irradiations d'éléments combustibles
. Nous ne nous étendrons pas sur ces irradiations»
qui en soi, n'ont pesé aucun problème, particulier. Elles
ont porté sur plusieurs dizaines de canaux d'éléments
combustibles comportant les diverses solutions envisagées
et irradiés i différentes températures. Le suivi de
- * l'évolution des signaux de DRG de certains de ces canaux
et les mesures de diffusion effectuées après irradiation
ont été 2 la base de tout le travail exposé au chapitre III.
II.3 - Irradiation d'éprouvettes
. Des couples U/Mg->3r ou U/matériau de gainage ont
été Irradiés dans les piles piscine SILOE de Grenoble et
EL 3 de Saclay. Cette technique a pour avantage de pouvoir
comparer un grand nombre de solutions dans des conditions
d'irradiation voisines. Chaque couple, .enfermé dans un
:
container en acier, est placS dans une capsule (une ':vingtaine de couples par capsule). Le NaK assure le
transféré, de chaleur entre containers et capsule et
permet d'appliquer une pression voisine de 40 bars sur
chaque couple.
Un four entourant la capsule permet de porter les
couples de diffusion â des temperatures voisines de 500°C.
La temperature est mesurée â l'aide de plusieurs thermocouples (une dizaine) répartis d'une extrémité â l'autre
du montage.
Deux ou trois couples U/Mg-Zr sont incorpores à
chaque montage comme témoins de diffusion.
II.4 - Méthodes de mesure de diffusion du plutonlua en laboratoire
chaud
II.4.1 - Les méthodes mises en oeuvre au Laboratoire
d'Etude des Combustibles Irradiés (LECI) a Saclay
pour mesurer la diffusion du plutonium dans les
gaines irradiées de Mg-Zr sont basées sur l'émission
alpha du plutonium (Ea - 5,15 MeV
T - 24 400 ans)
fi
Ce sont d<4s techniques
- d'abrasions successives de l'échantillon, permettant
la mesure de l'activité a de .la surface ab.rasëe et
/
:
"\_
des analyses de spectrometries? sur des résidus de
l'abrasion
- d'enregistrement des particules alpha sur des emulsions
nucléaires (autoradiographie) ou du nitrate de cellulose
(alphagraphle).
La mesure de l'activité' alpha de la surface abrasëe
au moyen d'un sclntlllateur ZnS, associé â un photomultiplicateur
et â une chaîne de comptage 111 , mise en oeuvre dès le début
du programme a été progressivement abandonnée à mesure que l'es
taux de combustion des éléments, à analyser augmentaient*
L'activité BY des échantillons irradiés à 2 000 MWj/t était
si importante qu'elle saturait l'électronique de la chaîne de
comptage* Des tentatives de protection et de blindage du
photomultiplicateur se sont révélées infructueuses.
L'enregistrement des particules alpha sur emulsions
nccléairet et comptage de traces s été rapidement remplacé par
1'alphagraphle
|2I 1 cause de l'Interférence du rayonnement g.
Le nitrate de cellulose, insensible au rayonnement (3 et y émis
par l'échantillon a été préféré pour établir les analyses qualitatives et quantitative* des émetteurs alpha dans l'échantillon
de Mg-Zr.
- 6'•!
Les émetteurs alpha présents dans les échantillons
de Mg-Zr sont exclusivement :
239
Pu
Ea
-
5,15 MeV
'
T * 24. 400 ans
240
Ea
«
5,16 MeV
T £., 6 400 ans
D
p u
24\\
Eu
-
5,45 MeV
T -
470 ans
242
Ea
-
6,11 MeV
T -
162 jours
C m
La spectrometrie a de sources minces réalisées
sur les résidus d'abrasion permet de déparer les différents
émetteurs alpha et d'évaluer leurs proportions dans
l'échantillon.
En associant les deux Méthodes, alphagraphie et
spectrometrie a 11 est ainsi possible d'établir les courbes
concentration - pénétration du plutonium dans le magnésium
zirconium.
Les mesures d'analyses du plutonium dans les gai .les
ont tout d'abord.été effectuées dans des boites à gants (faible
activité des échantillons). Hais â mesnre que les taux de combustion des éléments devenaient plus élevés, l'activité des
échantillons a atteint des niveaux
supérieurs
aux normes de
travail en botte à gants et il a été nécessaire de construire
une sorbonne blindée pour continuer les analyses sur les
échantillons très irradiés (3 OOO MWj/t d'D et plus).
II.4.2 - Techniques d'analyses
Les échantillons de gaine à étudier sont prélevés
par deâ moyens classiques d'usinage dans une cellule Haute
Activité du LECI.
-7 - i«ur la spectromëtrie alpha, des cylindres de 3 mm de
diamètre prélevés par carottage dans l'épaisseur de la
gaine.
- pour 1'alphagraphie, un morceau de rondelle de gaine
de 1 mm d'épaisseur prélevé par tronçonnage.
£>
Les prélèvements après transfert dans'îles boîtes à
gants ou sorbonne blindée sont soigneusement décontaminés de
manière a éviter tout résidu parasite dans les comptages.
1
Technique d alphagraphie
•„,
L'échantillon est enrobé dans la bakélite et
poli mécaniquement. Un film de nitrate de cellulose est placé
en contact intime avec 1'échantillon pendant un temps variable
avec la concentration des émetteurs alpha.
Après exposition, le fit est révélé
dans de
la soude, rincé et séché.
L'examen optique au microscope par transparence
donne une analyse qualitative de la diffusion du Pu. Sur ce
verre dépoli, les zones endommagées se traduisant en noir
tandis que les endroits non attaqués laissent passer la lumière.
Ainsi il est possible de mettre en évidence
(fig.l) =
- des diffusions homogènes (gaine sans couche antidiffusion)»
- de localiser des défauts de couche antidiffusion (gaines
graphitées)
-8 L'analyse quantitative des émetteurs alpha contenus
dans l'échantillon s'effectue par densitométrie des alphagraphies.
Le micro densitomètre de la Compagnie des Compteurs
type HD 3 permet de tracer la^variàtion de la densité optique
de 1'alphagraphle en fonction de l'épaisseur de la gaine (fig.2).
La concentration en émetteurs a enregistrée
sur
aitrate de cellulose est donnée en fonction de la densité
optique D de 1'alphagraphle, du temps de pose t par une formule
simple
C « —-r
où a est un coefficient d'étalonnage
Ce coefficient "a" a été déterminé par étalonnage
en mesurant la densité optique d'alphagraphies
d'échantillons
irradiés et dont la concentration en Pu avait été préalablement
déterminée par comptage de traces alpha enregistrées sur
emulsions nucléaires Zlford. Ce coefficient dépend de la nature
du nitrate employé et de l'élément alpha enregistré
(rendement
d'enregistrement).
L'enregistrement simultané d'autres émetteurs
241
alpha (
242
Am,
Cm) que le plutonium rend obligatoire
l'appli-
cation d'un facteur correctif à la valeur de la densité optique
mesurée.
Ce coefficient est obtenu à partir des résultats de
spectrométrie alpha sur les résidus d'abrasion recueillis à des
profondeurs déterminées de la gaine.
|U
- 9 -
Abrasion et speotrométrie alpha - .
Les carottes enrobées dans un porte-échantillon
sont positionnées sur une machine à abrasion permettant d'abraser en partant de l'interface combustible gaine des couches
minces et parallèles, f3j
Les résidus des abrasions (30 microns d'épaisseur
en général) sont recueillis et dissous dans de l'acide nitrique.
Une partie aliquote de la dissolution est déposée sur une
feuille de platine. Ce dépôt, séché très lentement, constitue
une souroe mince qui est alors comptée dans une chambre à
grilles.
Le détecteur
mono-canal associé à cette chambre
permet d'obtenir les spectres des émetteurs alpha contenus
dans la source.
La figure 3 donne un exemple de spectre d'émetteurs
alpha contenus dans un échantillon irradié. On remarque
4
l'importance du spectre de curium après 12 mois de refroidissement.
Le coefficient correcteur déterminé à partir de
la valeur de ces spectres tient compte des parcours des alpha
du Pu, de l'Ara et du Cm dans le Mg-Zr et des rendements d'enregistrements de ces émetteurs dans le nitrate de cellulose (2).
Le
S > t 0
Pu, émetteur rf (Eoi= 5,16 MeV
T -= 6400ans)
enregistré sur nitrate de cellulose n'est pas separable du
2
'9 p
u
(E<at" 5,15 MeV
T « 24 400 ans) par speetrométrlec*.
dans la chambre à grille (résolution de l'ensemble de speotrométrie de l'ordre de 80 à 100 keV).
- 10
Or, comme nous le verrons plus loin, ceci est très
Important pour les problèmes de signaux de la détection des
ojin
ruptures de gaine.
La quantité de
Pu présente dans quel-
ques échantillons de gaines irradiées à différents taux dé
combustion a été déterminée par spectrométrle de masse {fig.4).
on en a déduit un facteur correctif à appliquer aux résultats
d'analyses par les méthodes décrites précédemment
{fig.5).
II.4.3 - Sensibilité et précision des analyses de diffusion
du plutonium La technique d'alphagraphie permet de détecter de
très faibles quantités de plutonium.
L'insensibilité de
l'enregistreur aux rayonnements f>Y permet des expositions
très longues et la mise en évidence de
quantités de Pu très
faibles : une exposition de 2 mois permet d'analyser 10
ppn
de Pu.
Les résultats d'analyses pour l'établissement des
courbes concentration-pénétration du Pu dans la gaine sont
entachés d'un certain nombre d'erreurs difficilement évaluables.
-
imprécision sur l'emplacement exact de la face combustible ;
très souvent au dégainage de la cartouche, une pellicule
de Mg-Zr peut rester adhérente à l'uranium (elle peut
atteindre dans les plus mauvais cas jusqu'à 200 microns).
-
erreurs statistiques des comptages de spectrométrle alpha
et risque de perte de matière dans les manipulations de
fabrication de sources.
-
en alphagraphie, imprécision sur le coefficient d'étalonnage
"a" déterminé à partir de comptages de traces sur emulsions
nucléaires.
-
application des facteurs correctifs dûs à la présence des
<\netteurs alpha * ° P u ,
Am et * Cm.
2
I-
2 4 1
2
2
- 11 -
Toutes ces accumulations d'erreurs rendent
cette méthode quelque peu imprécise dans ses valeurs absolues.
Cependant les résultats d'analyse de tous les échantillons
de gaine restent cohérents entre eux.
II.5 - Résultats de mesure de diffusion du plutonium dans le Mg-Zr -
La technique décrite ci-dessus a été utilisée
pour déterminer la diffusion du plutonium sur des échantillons
provenant, soit d'éléments combustibles, soit de montages
expérimentaux.
Les éléments combustibles étudiés ont été sélectionnés parmi le3 cartouches de différents programmes d'irradiation dans les réacteurs G2, G3, Chlnon I, II, Chapel Cross
et Pégase, selon le taux de comptage de la DRG, le taux
d'irradiation et la température de fonctionnement.
Les examens de ces différents éléments ont permis
d'effectuer aussi un contrSle de la diffusion du plutonium
dans les gaines non protégées, afin d'établir une corrélation
entre la diffusion du Pu et les signaux DRG comme on le verra
plus loin.
Dans les montages expérimentaux irradiés, soit
dans EL.?, soit dans SiloS, les échantillons de Mg-Zr sans
barrière ont surtout été utilisés comme élément de référence
pour l'étude du solution antidiffusion du plutonium soua
irradiation.
- 12 -
Les courbes concentration-pénétration du plutonium
dans la gaine d'une quarantaine d'éléments combustibles sans
couche antidiffusion et dans les échantillons témoins d'une
dizaine de montages expérimentaux ont été établies.
Dans tous les échantillons de Mg-Zr, le plutonium
a diffusé d'une manière homogène.
L'alphagraphie sur nitrate
de cellulose a permis de matérialiser cette diffusion (flg.l).
Le gradient de concentration du plutonium a été
établi dans des échantillons de gaine d'éléments combustibles
ou de montages expérimentaux irradiés à des taux de combustion
variant de 200 MWj/t d'U à 6500 Mtfj/t d'U dans un domaine
de température de 350 à 550°C.
Les figures 6, 7, 8 donnent plusieurs exemples de
courbes concentration-pénétration du plutonium dans le magnésium zirconium pour des taux de combustion de 800 a 38OO MWj/t,
et pour des températures de gaine de 350 à 500°C.
Le diagramme
de la figure 9 regroupe toutes les valeurs mesurées dé la
quantité de plutonium (en ppm) k l'Interface combustiblegaine en fonction du taux de combustion de l'élément combustible ou de l'échantillon.
1
On a trouvé une loi de la forme :
5
P
-
Kf '
P
«
quantité de Pu en ppm
*•
-
taux de oombustlon en MWJ/t
- 13 III
INFLUENCE DE LA DIFFUSION DU PLUTONIUM SUR LES
SIGNAUX DE DETECTION DE RUPTURE DE GAINE
III.1 - La conséquence directe de la diffusion du plutonium dans
les gaines en Mg-Zr est de perturber le système de détection de rupture de gaine en créant des signaux parasites.
En effet, la méthode de DRG la plus utilisée dans les
piles refroidies par gaz et en particulier pour les réacteurs Graphite-Gaz est la mesure de la concentration dés
gaz de fission, à vie courte, par mesure de la radio-activité des descendants de ces gaz' après leur collection
électrique M E ) ,
c,
Les atomes de krypton et de- xénon sortant d'une
fissure de gaine se'mélangent au gaz dé refroidissement et
sont transportés avec lui. Les atomes gazeux se désintègrent en donnant des atomes de rubidium et de césium
qui sont ionisés positivement au moment de leur naissance.
En effet, la particule 3 sortant du noyau bouscule le
cortège éleotronlque en éjectant" un ou plusieurs électrons
périphériques : un essai effectué sur un montage spécial a
montré que ces atomes de rubidium et de césium étaient
tous chargés positivement à leur naissance.
Ces ions peuvent être séparés du gaz par précipitation sur une électrode négative au moyen d'un champ
électrique, et oonme certaines eapèoea sont elles-mêmes radioactives, une mesure dé la radlo-aotlvlté aoquise par
l'éleotrode de collection permet de déduire la concentration des gaz de fission dans le gaz de refroidissement
qui a traversé le champ éleotrique de collection.
- 14 -
Un appareil de mesure des gaz de fission à vie
courte se compose donc essentiellement :
-
d'une chambre où se forment les ions,
-
d'un champ électrique de collection
-
d'une électrode fixe ou mobile recueillant les ions,
-
d'un détecteur de particules radio-actives £ , transformant
l'énergie' cinétique de l'électron du rayonnement, soit en
énergie lumineuse : scintillateur, soit en énergie électrique :
tube compteur Geiger-MUller.
Or le plutonium émet par fission des atomes de
xénon et krypton qui peuvent sortir du magnésium s'ils ont
été produits à une distance inférieure à environ 50 -n_de la
surface de gaine, ce qui est le cas après diffusion..
L'un des objeotifs principaux de nos études a
donc été d'essayer de connaître les lois régissant la diffusion
du plutonium dans les gaines des éléments combustibles, les relations entre ces lois et l'évolution des signaux de DRG
et enfin, prévoir l'évolution de ces signaux pour en déduire
une stratégie de fonctionnement et de déchargement du réacteur
Chinon I.
III.2 - Analyse des problèmes Le problème de la diffusion du plutonium est complexe
pour plusieurs raisons :
--15 -
-
il ne s'agit pas d'une simple' diffusion, car le plutonium
ne préexiste pas dans les éléments combustibles, mais se
forme au cours de l'irradiation suivant la chaîne représentée fig. 10. La source de plutonium est donc variable au
cours du temps;
-
Ce qui importe pour le système de DRO, ce sont les isotopes
fissiles, c'est-à-dire essentiellement le "
rieurement le
Pu (et ulté-
Pu). L'équation de la diffusion doit
donc comporter des termes représentant la production et la
disparition du 239 Pu*
-
Les signaux de la DRO sont une fonction de la radio-aotivité
des descendants des gaz de fission à vie courte présents
dans le C0„ à la sortie du canal.
produits émis par le plutonium
^
Ils intègrent donc les
présent près de la surface
de toutes les gaines des éléments combustibles du canal.
' Il faut donc calculer à partir des .courbes longitudinales
de répartition du flux et des températures la quantité de
Pu arrivant en surface des gaines, puis corriger ces quantités pour tenir compte du flux, la désintégration du Pu
étant proportionnelle à ce flux.
Ne disposant pas au début de tous les éléments
permettant d'effectuer un calcul précis, nous avons effectué
vine étude essentiellement expérimentale à partir des mesures
de diffusion et du suivi de l'évolution des signaux de DRU.
Les calculs plus théoriques ont ensuite été repris pour tenter
d'expliquer certains phénomènes.
- 16 -
Les différentes étapes de notre étude ont donc
été s
-
Détermination du coefficient de diffusion du plutonium dans
le Mg-Zr
-
Détermination de la quantité de plutonium présente à 1'interface uranium-gaine, en fonction du taux de combustion.
-
Détermination de la relation entre la quantité de Pu à la
surface des gaines d'un canal et les signaux de DRO
-
Estimation de l'évolution des signaux de DRF de Chinon I.
III.3 - Détermination du coefficient de diffusion du plutonium
dans le Mg-Zr La détermination du coefficient de diffusion du
plutonium dans le Mg-Zr a' été abordée par deux voies différentes, d'une part en laboratoire de façon classique, d'autre
part en exploitant les mesures de diffusion effectuées sur
les éléments combustibles irradiés dans les réacteurs de
puissance.
Les deux.méthodes ont donné des résultats parfai-
tement concordants,
(flg. 13).
III.3.1 - Méthode de laboratoire 161 Des couples de diffusion constitués par
du magné-
sium et par un alliage plutonium-magnésium ont été réalisés
par recuit sous pression h basse température pendant 1 heure.
Après soudure, les couples ont subi des recuits de diffusion
entre 300 et 550*C sous atmosphère d'argon pendant des durées
- 17
de S a 25 Jours. Lea échantillons ont ensuite été sectionnés perpendiculairement à l'interface de soudure et polis à
la poudre de diamant.
Lea'courbes concentration-pénétration'
du plutonium dans le magnésium ont été obtenues par analyse
ponctuelle au micro-analyseur à sonde électronique de Castalng
ou par oomptage QC .. Les coefficients de diffusion ont été
calculés pour les fortes concentrations par la méthode de
Matano
et pour lea faibles concentrations par la méthode
de Hall. Les valeurs moyennes obtenues ont été portées sur
la courbe de la figure 1?.
III.3.2 - Exploitation des mesures de dlffualon du Pu dans les
gaines d'éléments'combustibles Irradiés III.3.2.1 - Principes du calcul Rappel de l'équation de Pick Premiere loi
ÔC
de Pick : J « - D -=—-
(1)
Cr X
(plus généralement J - D grade)
J - Plux de matière diffusante
D - coefficient de diffusion
C « concentration en substance diffusante
Deuxième loi de Pick :
La diffusion se faisant dans une seule direction x, on peut.
écrire (
3c
a
TE" • -55-
M
(2)
par differentiation de (1)
- 18
Si D est indépendant des coordonnées, c'est-à-dire
pratiquement de la concentration, on peut écrire pour une
température donnée :
~hc
(3)
•ôt
Hypothèses de résolution et conditions au», limites du problème
On suppose que D ne dépend pas de la concentration [
en Pu ; celle-ci restant toujours très faible (elle s'exprime
en. ppm), cette hypothèse est légitime ; les calculs sont faits
à différentes températures, mais celles-ci sont supposées
constantes pendant la diffusion.
Cette étude a été déjà faite mathématiquement de
plusieurs façons suivant que la solution veuille serrer de
plus ou moins près la réalité des faits.
- M.q. BREBEC
a donné une solution complète du problème en
partant du système suivant :
à Cl
ot
Dl
3--BC!
3*
2
D2 a c
ot
2
+
A U , t) - B C
9
à?"
Gaine
Uranium
Région S
Région 1
x«-t
x -0
- 19
avec l e s conditions aux U n î t e s
t = 0
C
Pu
= °
c (o, t) = P c (o, t)
1
2
X -
0
X = 0
\ à x y* - - î
Cette solution était trop complexe pour pouvoir être employée
facilement dans les calculs.
Aussi lui a-t-on préféré la
solution proposée par M.V. SPEIGHT £ 7.]
- M.V. SÏ-EIOHT
résout l'équation à i L = D ÎLiL
bt
2>x2
avec les axes suivants :
Gaine
D.C
x = 0
et les conditions
C — O
pour t — O
» - O
dx
pour x - 0
t> 0
ft. pour x » 1
Barreau
x » 1
- 20 H.V. SPEIGHT suppose donc le flux a l'interface
proportionnel au temps en tenant le raisonnement suivant :
le flux à l'interface est proportionnel à la quantité de Pu
formée laquelle est proportionnelle au temps : ce facteur Fo
devra en principe tenir compte de la quantité de Pu qui
disparaît.
La résolution du système conduit à la solution :
2
C (x.t) - * L (4 t ) ^ f I P e r f c ,(2^l)f-x
+
VD
*
\ ^
v
t
a
(Snj-
2>TDF
(Solution donnée par M. ROSE,
reprise par M. SPEIOHT)
soit
= JLg£
[Z^erfc
5
X, •
|i erfcl ]
2
(2n + 1) l - x
?
(2n + 1) £ + x
2 Dt
*.
Note sur la fonction erf :
•"
2
erfc x
erf o i • i • erf x
n
n
i erfc x - / i
n
2 n
h
_
1
erfc x
n
2
x -0
erf- c x - 1
X s »»
erf c x = 0
dje
n
i erfc x - i " erfc x - 2 x 1
<X)
" "l^T
erf
*
-
1
erfc x
21 -
soit
6 i? erf c x =
(x* + 1) — =
- x
*3
(J?
+-3-) erf e x
*•
(voir flg. 11)
On note la très rapide décroissance de la fonction
i? erfc*% dès que \
Ici on a \
croît.
x
<-\z
• Dans le cas limite (x
=
I, correspondant au ^ ^
minimal), on a s
Vît
avec
1 = 2 mm
D = d.10"
î j ( n = 0) « 0
10
2
cm /s
0<d<10
^
(n = 1) = \/-|2-<2 pour d > 5
ce qui permettra de nous limiter au premier terme de la série.
Nous avons mis ceci en application dans le calcul des
résultats qui suivent.
III.3.2.2 - Application aux gaines d'éléments combustibles
Irradiés Pour un temps d'irradiation donné à température
constante, et une épaisseur de gaine donnée-(2 mm par exemple)
on peut donc déterminer les points théoriques des courbes
de diffusion.
22
Rappel des axes
Combustible
Gaine
x = 0
x- 1
On obtient en particulier :
- Concentration a la surface externe
La concentration en Pu à la surface externe est le
facteur important pour l'évolution des signaux de détection
de rupture de gaine (D.R.G.).
On a alors s
J_™îx
2
2 I I ? erfc l*»!)*** Pot
2lfôt
Vôt
J
e r f 0
VTTb
£
zTW
On vérifie en effet que dès que n ?> 1, l e terme
i ' erfc \ devient négligeable.
Donc :
16 Po t
C
2
i ' erfc
° ' V5t
2\f5t
En faisant varier les paramètres D e t f, on obtient
le système de courbes de l a figure 12, pour un temps d ' i r r a diation de
t » 2 x 10' s .
- Interface uranium-gaine (x - i)
02 o
S
J°
t S
^St
fi
3
L
erfc 0 + i
3
erfc
J
1
TSt J
- 25 -
III.3.2.? - Calcul de D (ou d)
En utilisant les courbes de diffusion déterminées
expérimentalement sur les gaines irradiées (voir § II)
et les équations définies ci-dessus, on a pu calculer le
coefficient de diffusion applicable à chaque courbe en faisant
le rapport des concentrations en plutonium à diverses abscisses
x.
S'agissant de gaines d'éléments combustibles
irradiés dans des réacteurs de puissance, il n'était pas
possible de connaître avec précision la température à laquelle
s'était produite la diffusion, mais seulement une température
probable.
On a ainsi obtenu pour chaque type d'élément
combustible et de réacteur un nuage de points
(G2-CÇ, -
Chinon I, éprouvettes dans EL.3, éléments type EDP.S dans
Chapel-Cross, éléments type EDF.3 dans Pégase).
Il s'est avé-
ré que les points moyens pour chaque groupe de valeurs étaient
bien alignés et concordaient en particulier avec les points
déterminés en laboratoire (voir fig. 13). L'application du
modèle de SPEIGHT semble donc valable pour notre problème
- Determinatlon_.de la relation entre diffusion du plutonium
et signaux PRO III.4.1 - Les signaux de DRG étant une fonction de la quantité
d
Je et de Kr présente dans le C0_ à la sortie du
canal, il faut donc déterminer la quantité de plutonium
présente à la surface des gaine de tous les éléments
combustibles du canal.
- 24 -
Cette quantité se détermine à partir de la quantité de
plutonium présente à l'interface uranium-gaine (voir fig. 9)
et des lois de diffusion que nous avons établies au § III.5,
en fonction de la durée d'irradiation,de la température et
du taux de combustion.
Si l'on veut suivre les signaux DRG d'un canal
dans un réacteur de puissance, on effectue donc les calculs
suivants !
- A une date donnée (durée d'irradiation égale pour tous les
éléments combustibles du canal) :
Calculer pour chaque cartouche la pente de la courbe de
diffusion, compte tenu du temps d'irradiation et du
coefficient D déterminé à partir de la figure 15 et de la
courbe de répartition des températures moyennes des gaines
le long du canal.
.
En déduire la quantité de Pu présente à la. surface exté­
rieure de chaque gaine à partir de la quantité à l'inter­
face (fig.9).
Corriger cette valeur par le flux neutronique, les gaz
de fission émis pour une quantité donnée de Pu étant
proportionnels à ce flux.
Tracer la courbe de répartition du "Pu efficace" en
surface des gaines le long du canal (fig. 14).
Calculsr l'aire délimitée par cette courbe, aire propor­
tionnelle à la quantité totale de Pu émisslf donc agissant
sur la DRG.
- 25
_
On effectue ce calcul pour diverses durées d'irradiation,
ce qui permet de connaître en fonction du temps l'évolution de la quantité totale de plutonium présente à la
surface des gaines des éléments combustibles.
III.4.S - Ce calcul a été effectué pour plusieurs canaux de G3
dont on a suivi particulièrement l'évolution des signaux
de DRG, ce qui a permis d'effectuer la correspondance entre
les signaux et la qualité moyenne de plutonium présente en
surface le long du oanal (fig. 15).
En principe, on aurait dû obtenir une relation
linéaire entre ces deux paramétrés.
En fait, on trouve une
loi en :
C
=
K P0,9
C '. en
P
coup par seconde
en ppm de Pu
Compte tenu de toutes les causes d'erreurs aux
diverses étapes du calcul, l'éoart est faible et peut être
attribué, en grande partie, au fait qu'on a assimilé l'ensemble des éléments combustibles du oanal & un seul, en ne
tenant pas compte des extrémités des cartouches.
aussi que l'estimation de la quantité de
^
Il se peut
Pu à partir
des courbes de pénétration obtenues par spectrométrie alpha
et la correction apportée par le» mesures de spectrographle
de masse ne soit pas correcte, si la proportion des isotopes
du plutonium n'est pas constante dans toute l'épaisseur de
le gaine, ce qui reste à démontrer.
- 26 III.5 - Application - Prévision de l'évolution des signaux de
D.R.G. de Chlnon I III.5.1 - Afin de pouvoir prévoir et suivre l'évolution des
signaux de DRS du réacteur Chinon 1, dont tout le chargement d'origine ne comportait que des éléments combustibles à gaine en Mg-Zr non graphitées, on a tracé un
abaque donnant les signaux de DRG en fonction de la
température maximale de gaine et du nombre de Jours
équivalents à la pleine puissance, qui sont des grandeurs
caractéristiques pour le fonctionnement du réacteur
(fig. 16). Pour cela, on a
-
:
utilisé des courbes d'évolution expérimentales obtenues
en suivant particulièrement des canaux de 03 et de
Chinon I
-
calculé des évolutions de certaines zones du coeur
par la méthode .exposée au § III.4 connaissant les températures et puissances spécifiques de ces zones.
Cette transposition du calcul fait à partir de
canaux G3 était possible parce que la DHG des deux
réacteurs est identique et que les gaines des éléments
combustibles sont semblables.
On a tenu
compte bien
entendu de l'augmentation de diamètre de ces gaines, qui
augmente la "surface emissive" et des débits de C 0
pour la dilution des gaz de fission.
2
Y'
- 27 -
III.5.2 - Grâce à ces courbes, on a pu suivre avec le service
d'exploitation de la tranche Çhinon I, l'évolution des
signaux de DRG afin de séparer ceux qui étaient dûs à la
diffusion du plutonium de ceux d'éventuelles ruptures de
gaines. En particulier, il a été possible> en fin. 1967,
d'expliquer une augmentation sensible des signaux dans
une zone par une élévation de la température moyenne du
C0
2
dans cette zone et de prévoir la stabilisation à
un niveau plus élevé.
D'une manière générale, la moyenne des signaux
d'une zone suit régulièrement la courbe prévue, mais la
dispersion entre les valeurs individuelles des canaux
est assez importante.
Ceci est dû à l'influence très
importante des variations de température.
La dispersion
autour de la valeur moyenne est constante au cours du
temps.
Ce travail a permis de conserver en réacteur la
charge d'éléments combustibles à gaines non protégées centre
la diffusion du plutonium et de réaliser ainsi une importante économie.
III.6 - Stabilisation des signaux de D.R.G. On a constaté que l'évolution des signaux de DRG
est d'autant plus rapide que les températures de gaine
sont élevées, ce qui est logique puisque la vitesse de
diffusion est fonction croissante de la température.
- 28 -
On a aussi constaté qu'au bout d'un certain temps
les signaux se stabilisent à une valeur à peu près constante,
d'autant plus élevée et d'autant plus rapidement que la température de gaine est élevée.
Pour tenter d'expliquer ce fait
on a repris les calculs de diffusion, uniquement sous l'angle
théorique, afin de ohercher si la quantité" de plutonium
présente à la surface extérieure des gaines tend vers une
limite quand le temps augmente (Travail"effectué par
Monsieur Jean GIRAUÎ), stagiaire IKSTN, (Décembre 1967)).
A cet effet, on a :
S
- déterminé la loi de diffusion du P u ^ dans U
*>°g « D
â_£2- + A (x, t) - BC-
2
2
àx
àt
avec
2
t - 0—*C„ (x, 0) - O V x
c
t > 0 3 g
&x
= 0
(symétrie du problème)
x = R
(au centre du barreau)
- supposé que la forme de cette loi n'était pas altérée par
une éventuelle "chute au contact Pu" à l'interface et qu'en
conséquence :
C (0, t) - K C
K variant avec : -
2
(0,t)
la nature du contact
la pression d'application
la.température (Dl et D2)
(!2 (0, t)
- résolu l'équation de diffusion du Pu 239 & travers la gaine :
- 29 -
avec
t « 0 — » C , (x, 0) = O V x
t » 0 — * C^ (0, t) = K C
\ax
-
cherché
/X
g
(0, t)
- 0
= !»
la limite de Cj
(x, t) t — » a"
On démontre effectivement que C, (x, t) tend vers
une limite lorsque t-Wet que ceci est valable pour tous les
isotopes du Pu.
Ceci permet d'expliquer les phénomènes de
stabilisation des signaux de DRG au cours du temps et leurs
sauts lorsque les températures de gaine augmentent puisque la
limite est fonction du coefficient de diffusion.
24l
Par ailleurs, l'isotope
apparaissant postérieurement au
Pu également fissile,
Pu, on doit s'attendre à un
nouveau saut des signaux suivant le schéma ci-dessous, lorsque
la quantité de celui-ci croît, le
2 3 9
libre.
2394 241
D R Q <*'•"» canal
Pu étant déjà à l'équi-
- 30 -
Il est possible qu'on eh soit actuellement à ce
stade sur le réacteur Cblnon 1, mais compte tenu de la
complexité du phénomène, cela est impossible à démontrer.
I-
- 31 -
IV
INFLUENCE DE LA DIFFUSION DU PLUTONIUM
SUR LA DUCTILITE DES GAINES APRES IRRADIATION
Une conséquence moins évidente que l'augmentation
des signaux de D.R.G., mais fort importante, de la diffusion
du plutonium est la fragilisation de l'alliage Mg-Zr (8).
La ductilité des gaines après irradiation a été
déterminée sur des cartouches provenant des réacteurs G2 et G3
de Mareoule.
5000 MWj/t.
Les taux de combustion s'échelonnent jusqu'à
Des éprouvettes de longueur utile 25 mm et de
p
section voisine de 5 mm
ont été prélevées par électroérosion
dans le corps de gaine, l'axe de l'éprouvette étant parallèle
à celui de la cartouche.
La figure 17 regroupe, en fonction du taux
d'irradiation, les valeurs de ductilité obtenues en traction
à 450°C (vitesse de déformation* 1 #/mm) et en fluage en
traction (rupture en 100 ou 200 heures).
A taux de combustion
identique et pour des valejrs de déformation de l'uranium équivalentes, une nette différence apparaît suivant que la surface
interne de la gaine a été ou non graphitée.
Les ductilités très
faibles ( ^ 10£ à 5000 MHj/t) obtenues pour les gaines des
cartouches non graphitées s'accompagnent d'une augmentation
de la résistance à la rupture R et de la limite élastique E
n
„.
- 32 Au contraire, on n'observe pas de variation de résistance
sur les gaines des cartouches graphitées.
La figure 18 montre les micrographies obtenues
sur les éprouvettes précédentes après fluage en traction à
450°C.
On retrouve l'influence de la couche graphite.
En son absence, il apparaît de nombreuses cavités intergranulaires, observation qui rend compte
de la fragilisation observée
lors des essais mécaniques. Au contraire, on ne retrouve aucune
cavité lorsque cette couche graphite existe.
Sur les éprouvettes tirées de cartouches non
graphitées, l'analyse a montré la présence de plutonium et de
produits de fission issus de ce plutonium.
La concentration de
ces produits décroît de la surface interne à la surface externe
de la gaine. Par contre, on n'a pas observé de bulles de gaz
lors d'examens en microscopie électronique.
Ces produits de
fission sont absents lorsque la cartouche est graphitée.
Ces observations mettent en évidence le rôle de
la diffusion du plutonium sur la fragilisation des gaines Mg-Zr.
En présence d'une couche graphite entre uranium et gaine (qui
empêche la diffusion du plutonium) la ductilité de la gaine à
450"C reste supérieure à 20# après 5000 MWj/t..
u
- 55 -
ETUDE DES SOLUTIONS POUR INHIBER
LA DIFFUSION DU PLUTONIUM
Deux types de solutions ont été étudiés pour
arrêter la diffusion du plutonium dans le Mg-Zr. Le premier
consiste à interposer une "barrière de diffusion" entre 1'uranium,
source du plutonium et la gaine. L'autre est la recherche
d'un alliage de magnésium dans lequel la mise en solution du
plutonium freine sa diffusion.
V. 1 - Etude de bai-rleres de diffusion V. 1.1 -
Plusieurs barrières ont été essayées, chacune donnant
des résultats plus ou moins satisfaisants vis à vis de
la diffusion, ou créant de nouveaux problèmes pour la
tenue de l'élément combustible ou sa fabrication. Ce
sont essentiellement des traitements de la surface
interne de la gaine (fluoration, oxydation par le COp),
des dépôts métalliques (molybdène, aluminium) et le
graphite colloïdal.
Toutes ces solutions ont fait l'objet d'irradiations
sur éprowettes ou sur éléments combustibles pour en
déterminer l'efficacité et de nombreux essais en laboratoire pour connaître :
-
leur influence sur la tenue des gaines au cyclage
thermique
- 34 -
la valeur de la résistance thermique supplémentaire créée
entre le combustible et la gaine.
-
les possibilités de fabrication.
Les couches obtenues par traitement de la gaine se
sont révélées inefficaces.
Le molybdène a une efficacité
aléatoire, fonction des conditions de dépôt et de l'état de
porosité ou de fissuration de la couche. L'aluminium et le
graphite colloïdal sont parfaitement efficaces.
.1.2 - Couche de graphite colloïdal Les propriétés "antidiffusion" d'une couche de
graphite colloïdal étant bien connues des spécialistes de
laboratoires d'étude de la diffusion, cette solution a été
adoptée d'emblée comme solution provisoire pour la fabrication de la charge de Chinon 2 et a fait l'objet d'études
plus approfondies.
Efficacité de la solution Nous ne-nous étendrons pas sur les essais qui ont
tous prouvé l'efficacité de la solution, nous bornant à
signaler que tous les éléments combustibles comportent
maintenant des gaines graphitées sans qu'il y ait d'évolution
des signaux D.R.G., en particulier dans Chinon 2 où des
éléments de la première charge ont atteint 7000 MWJ/t.
- 55 -
Far ailleurs, on a irradié des éléments dont les gaines
présentaient des défauts systématiques dans la couche de
graphite tels que rayures, frottements. Ces défauts n'ont
pas d'influence très importante.
Tenue au cyclage thermique La présence de la couche de graphite favorise le
glissement relatif de la gaine et du combustible lors des
eyeleges thermiques.
Il s'en suit une fatigue pour le métal
de gaine un peu plus importante que dans le cas où il y a
contact direct entre les deux matériaux.
Néanmoins, cette
différence de comportement n'est pas très importante et ne
met pas en cause la tenue de l'élément combustible.
Par
contre, comme nous l'avons vu plus haut la ductilité du Mg-Zr
en fin d'irradiation est meilleure en présence .de couche
graphite ce qui est beaucoup plus favorable.
Résistance thermique de contact On a effectué de nombreux essais pour déterminer
l'isolement thermique induit par la présence d'une couche
de graphite entre l'uranium et le magnésium, sur les appareillages ut suivant les méthodes décrits dans de précédents
rapports
[9] 0-Oj. En be qui concerne la couche de graphite
utilisée, on n'a pas constaté sur les essais de courte durée,
d'augmentation de la valeur de la résistance thermique de
C
contact, celle-ci étant de l'ordre de 0,2 à 0,85 W cm* C
- 1
à *50°C. En fait, en réacteur cette résistance thermique
décroît Jusqu'à devenir pratiquement nulle sous l'effet du
- 36 -
fluage du magnésium dans les aspérités de l'uranium lorsque
11 n'y a pas de graphite; alors que le graphite maintient
cette valeur constante.
Problèmes liés à la fabrication Pour la mise au point du dépôt de graphite sur la
face interne des gaines, les principaux problèmes qui ont
dû être résolus concernent l'homogénéité de l'épaisseur de
la couche déposée, d'une part le long de chaque gaine, d'autre
part pour les divers lots de gaines, et le dégazage de cette
couche lors des opérations de soudure des bouchons et de
gainage thermopneumatique .
Des méthodes de mesure destructives et non destructives, par rétrodiffusion j3 , ainsi qu'une étude statistique
des résultats obtenus en liaison avec les Industriels ont
permis de définir un mode opératoire qui donne satisfaction.
Couche d'aluminiumUne autre solution consiste à interposer une couche
d'aluminium ou d'alliage Mg-Al entre uranium et gaine. La
nécessité d'une liaison entre gaine et combustible dans le
cas de l'élément Bugey (qui interdit l'emploi d'une barrière
graphite) a conduit à développer cette solution.
L'aluminium
Joue alors un double rôle de liaison métallurgique et blocage
du plutonium.
effectués s
Deux types de réalisation peuvent être
3T
a) - Dépôt de l'aluminium sur l'uranium par metallisation
à la flamme (épaisseur du dépôt 60 - 100 *<_), puis
gainage et traitement de diffusion (il).
b) - fabrication d'une gaine
"duplex"
obtenue par cofilage
de deux alliages Mg-Zr/Mg-Al (ou Mg-Zr/Mg-Al-Si).
Compte tenu de certaines difficultés rencontrées
lors de la mise au point industrielle de la gaine duplex,
la solution schoopage a été retenue.
Néanmoins, les deux solutions ont été testées vis
à vis de la diffusion du plutonium jusqu'à des taux de combustion de 65OO MWj/t à 500°C. Les examens montrent le blocage
du plutonium d'ans une zone très proche de l'interface uraniumgaine.
Plus particulièrement dans la solution qui consiste
à déposer l'aluminium par metallisation, une zone de structure complexe a été formée lors du traitement effectué en
fabrication et destiné à lier la. gaine de l'uranium.
Cette
zone qui s'étend sur une centaine de microns est formée de
composés UAlg, UAlj, ZrAl„ et d'aluminium en solution solide
dans le magnésium.
C'est dans cette zone qu'est bloqué le
plutonium, comme ^ montrent les alphagraphies effectuées
(fig. 19) : lorsque, après sa séparation de l'uranium, la
gaine possède encore cette zone de structure complexe, il se
forme en alphagraphie un liseré noirâtre signe de la présence
de plutonium dans cette zone ; au contraire lorsque la
rupture est telle que cette zone s'est détachée de la gaine
- 38 -
.aucune trace n'apparaît plus en alphagraphle. Les deux
types de rupture pouvant apparaître sur le même échantillon,
ceci explique les Interruptions du liseré noirâtre observées
sur 1'alphagraphle figure 19.
Des expériences ont été faites en métalllsant des '
alliages Hg-Al à différentes teneurs en aluminium.
L'épais-
seur du dépôt étant toujours comprise entre 60 et 100 J{_.
Le comportement des alliages dont la teneur en aluminium est
de l'ordre de 90 % est identique à celui de l'aluminium pur.
Au contraire lorsque la teneur en aluminium est de l'ordre
de 10 # le plutonium n'est plus bloqué. Compte tenu de la
formation de composés UAl d'une part et ZrAl„ (ces derniers
y
continuant à se former au cours du temps par diffusion de
l'aluminium dans la gaine), on peut supposer qu'il ne reste
plus assez d'aluminium en solution solide dans le magnésium
pour bloquer le plutonium.
Ceci nous a conduit à fixer
en fabrication une limite inférieure à l'épaisseur du dépfit
d'aluminium.
V.2 - Etude d'un nouvel alliage de gaine La seconde solution consiste à rechercher un
alliage de magnésium ayant des caractéristiques mécaniques
voisines de celles du Mg-Zr et capable de bloquer le
plutonium.
- 39 -
On sait que le plutonium diffuse dans le magnésium
non allié et l'alliage Mg-Zr, mais que sa diffusion reste en
revanche très limitée dans d'autres alliages de magnésiumL'alliage Mg-Al^ g* appartient à cette dernière catégorie :
après 3700 MWj/t à 405°C, par exemple, la profondeur de
diffusion du plutonium dans une gaine Mg-Al n'est que de
25 Jt{_ [12].
Pour des conditions semblables, cette .pro-
fondeur atteindrait *> 1500 f* dans une gaine Mg-Zr.
Cette
différence de comportement est due à la différence de solubilité du plutonium dans les deux alliages : l'aluminium
contenu dans l'alliage Mg-Al précipite le plutonium sous
forme de PuAl ett- Pu (Al, Mg)„ limitant ainsi la vitesse de
p
diffusion alors qu'aucune précipitation ne ralentit la
diffusion dans l'alliage Mg-Zr
[133.
Cette précipitation du plutonium par l'élément
d'addition a été retrouvée lors d'essais hors pile avec
d'autres alliages binaires de magnésium « Mg Si, Mg Ca, Mg Sn
Mg Pb (teneur en élément d'addition voisine de 1 %) G-*].
Les caractéristiques mécaniques de ces alliages,
intéressants vis à vis du problème de la diffusion du
plutonium dans la gaine, sont malheureusement inférieures à
celles de l'alliage Mg-Zr. C'est pourquoi l'étude d'un
alliage ternaire Mg-ZrX capable de bloquer la diffusion du
plutonium tout en considérant les caractéristiques mécaniques
du Mg-Zr a été entreprise.
- 40 -
Parmi les 5 éléments (Al, Si, Sn, Oa, Pb) qui
sous forme d'alliage binaire MgX ont montré, hors irradiation
leur aptitude à bloquer le plutonium, seul le plomb est
susceptible de former un alliage ternaire avec Mg-Zr. Des
Irradiations de couples diffusion U/MgPb 256 (pour comparai-.
son avec les résultats obtenus''hors irradiation) et U/Mg-Zr-Pb
avec une teneur en plomb comprise entre 0,2 et 3 % ont été
effectuées.
Les figures 20 et 21 montrent les courbes de
diffusion obtenues.
La figure 20 montré que l'alliage MgPb g£ ralentit
la diffusion du plutoniunet de cette diffusion.
mais ne procure pas un blocage
Après 1500 MWj/t à SOCC, on trouve
encore plus de 10 ppm de plutonium à une distance de 700 M^_
de la face combustible.
Pour ce taux d'irradiation et cette température
la figure 20 montre également que les courbes de diffusion
des alliages Mg-Zr, Mg-Zr-Pb. -g et Mg-Zr-Pb-g sont confondues
Des
résultats obtenus sur une irradiation de plus
longue durée sont regroupés figure 21. Cette irradiation
permettait de comparer deux alliages Hg-Zr-Pb avec des teneurs
en Pb de 0,2 et 1,355* à l'alliage Mg-Zr.
Après 650OMWJA
(durée d'Irradiation voisine de 11 000 heures) à 500*0, les
courbes sont décalées sans que leurs pentes soient modifiées.
k
- 41 -
A 1 mm de l'interface la teneur en Pu est supérieure à •
400 ppm quel que soit l'alliage considéré.
L'irradiation de quelques cartouches avec une
gaine en Mg-Zr-Pb, ,-* confirme les résultats précédents :
la diffusion du plutonium, dans ces gaines est très voisine
de celle observée dans les gaines Mg-Zr.
Compte tenu des bons résultats obtenus avec la
solution "barrière antidiffusion Pu" et malgré les caractéristiques mécaniques Intéressantes des alliages Mg-Zr-Pb, „g
(15), la solution "alliage homogène" pour bloquer la diffusion
du plutonium a été abandonnée.
La ..diffusion du plutonium dans l'alliage Mg-Zr-Pb
n'a pas encore reçu d'explication satisfaisante.
Il faut
cependant remarquer que l'alliage binaire Mg-Pfr-g ne bloque
pas la diffusion du plutonium de manière analogue à celle de
l'alliage Mg-Al ; il ne fait que limiter la vitesse de
diffusion. On peut alors supposer une certaine solubilité
du plutonium dans l'alliage Mg-Pb, solubilité qui serait encore
plus importante dans l'alliage ternaire Mg-Zr-Pb, ce qui,
compte, tenu,, d'une teneur en plutonium relativement faible
lors des irradiations, expliquerait les différences de
comportement observées.
- 42 -
VI -
CONCLUSION
Lorsque le phénomène de la diffusion du plutonium
dans l'alliage de Magnesium-Zirconium a été découvert, on a
craint qu'il constitue un grave problème mettant en cause
la durée de vie des combustibles de la filière graphite-gaz
et nécessite de modifier l'alliage des gaines de ceux-ci.
Une solution simple et extrêmement bon marché
a pu être rapidement mise au point par l'interposition d'une
couche de graphite entre uranium et gaine. La qualité
"antidiffuslon" de ce genre ie couche étant bien connue, il
a surtout fallu résoudre des problèmes de fabrication et
étudier les conséquences de cette couche sur le comportement
de l'élément combustible vis à vis
d'autres problèmes.
Cette solution donne toute satisfaction et est utilisée pour
l'ensemble dés éléments combustibles de Chinon 1, 2, 3,
St Laurent 1, 2
et Vandellos.
Par ailleurs, une autre solution a également été
mise au point et est utilisée pour l'élément combustible
annulaire de Bugey 1, il s'agit d'une couche d'aluminium
déposée par metallisation à la flamme qui permet de réails er
en outre une liaison métallurgique entre uranium et gaine.
- 43 -
Enfin l'étude de la diffusion et l'influence de
celle-ci sur l'évolution des signaux de la D.R.G. menée
en étroite collaboration entre les servies de l'actuelle
Division de Métallurgie et d'Etude des Combustibles Nucléaires
du CE.A. et les exploitants des Centrales de Harcoule (CEA)
et Chinon (Electricité de France) ont permis de conserver
en réacteur la charge de Chinon 1.
LISTE DES FIGURES
1 -
Mise en évidence de la diffusion du plutonium par alphagraphle
S -
Graphique d'enregistrement de la densité optique de l'alphagraphie d'un échantillon irradié à 1500 MWj/t
3 - Spectre des émetteurs « contenus dans une gaine EDF.2
4 -
Pourcentage de l'isotope 240 du plutonium contenu dans une
gaine en Mg-Zr d'élément combustible irradié
5 -
Facteur correctif à appliquer aux quantités de plutonium
déterminées par alphagraphle, pour éliminer le 240 Pu.
6 - Courbe de diffusion du 239 Pu dans une gaine d'élément
combustible Chinon 1
7 - Courbes de diffusion du -^ p
mjg i
combustible Chinon 3 irradié dans Pégase.
u d a n s
8 -
Courbe de diffusion du 239 Pu
combustible Cf. 3
9 -
Quantité de
g a
n e
d'élément
dans une gaine d'élément
'^ Pu présent à la surface Interne des gaines en
fonction du taux de combustion
10 -
Chaîne simplifiée de production du plutonium
11 - Variation de la fonction 6i ' erfc x = f (x)
12 - Concentration superficielle pour D et 1 variables
13 - Détermination du coefficient de diffusion du plutonium
dans le Mg-Zr en fonction de la température.
u
J y
14 - Evolution au cours du temps de la répartition du
Pu
"efficace" en surface des gaines des éléments combustibles
d'un canal de G.3.
15 -
Relation entre les signaux de D.R.G. et la quantité moyenne
de •" Pu ("• surface des gaines des éléments combustibles
d'un canal de G.3.
16 - Evolution au cours du temps des signaux D.R.G. dans
Chinon 1.
6
17 - Traction et fluage à 450 C - Allongement & rupture d'éprouvettes de Mg-Zr prélevées dans des gaines Irradiées dans
0.2 - G.3.
18 -
Micrographies d'éprouvettes tirées de gaines G.2 irradiées
à 4800 MWj/t après fluage en traction à 450°C<r= 150g/mm
2
19 -
Alphagraphie et micrographie d'une gaine avec barrière en
aluminium.
20 - Comparaison de la diffusion du Pu dans les alliages Mg-Zr,
Mg-Pb et Mg-Zr-Pb après 1500 MWj/t à 525°C.
21 - Comparaison de la diffusion du Pu dans l'alliage Mg-Zr
et dans deux alliages Mg-Zr-Pb après 6500 MWJ/t à 500 C.
C
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Mém. Scie. Rev. Met.
Manuscrit reçu le 9 Juillet 1971
emplacement de
la gaine
:
%
,r
;• •;.'•[«• •.;*•'•;•,;'... • . . • • i v ï - '.>V? --.»-"'-
emplace-J
ment du
combustible
x 10
la) diffusion homogëne
".
'
r
> * '• .te*'?'••'•
:•..
. ' .•-•••.•
emplacement
de la gaine <
défaut au
niveau d'un*
gorge d'ancrage
x 100
lb) diffusion a l'endroit d'un défaut
Flg.l - Mis» en Evidence de la diffusion du plutonium
par alphagraphie
Dtniitt
optiqut
Epaisseur dt (a
galn« tn microni
FIG.2 -GRAPHIQUE D'ENREGISTREMENT DE LA DENSITE OPTIQUE DE
L'ALPHAGRAPHIE D'UN ÉCHANTILLON IRRADIÉ A 1S00 M W i / t .
ii
Nombre de coups
stockés on SO mn
2 tu*
242 Cm
6,11 M.v
T s 162 jours
239 Pu + 240 Pu
5,15 M•V
T s 24.400 ans •
•
1.10*
70
M
—
J,
100
241 Am
,5M»v
470«ni
J
120
130
N* du canal
d* stokafo
140
FIG.3 - SPECTRE DES ÉMETTEURS CX CONTENUS DANS UNE GAINE EdF2 _
( T . 2910 MWj/t _ Ttmpi dt rtfroidissomtnt : 12 mors )
\ -
r
2000
FIG.4_ POURCENTAGE DE L'ISOTOPE 240
3000
(000
DU PLUTONIUM CONTENU DANS UNE GAINE EN Mg2f
D'ÉLÉMENT COMBUSTIBLE IRRADIÉ-
r
FIG.5 _ FACTEUR CORRECTIF A APPLIQUER AUX QUANTITÉS DE PLUTONIUM DÉTERMINÉES
PAR ALPHAGRAPHIE POUR ÉLIMINER LE
2 4 0
Pu _
. PPI» d.
»».
V
ICO
Taux d'irradiation : 145 MWj/t
Tamaâratui* gain* : 350-4Q0*C
\
\
1
I-
\
Prafondtur d* la
gain* an microns
1000
500
FIG.6 _ COURBE DE DIFFUSION DU
2 3 9
P u DANS UNE GAINE
D'ÉLÉMENT COMBUSTIBLE CHINON 1 _
«00
ppm da
2 3 9
P«
1000
510 «c
Taut d'irradiation : S00 M W j / t
TampâVatura
saint : S10 à 5C0 *C
10
Profandaur da la
aafcta an microns
0
500
FIG. 7 _ COURBES OE DIFFUSION OU
WOO
2 3 9
Pu
1500
PANS UNE GAINE D'ÉLÉMENT
COMBUSTIBLE IRRADIE DANS PEGASE _
ppm do * " Pu
10000
Taux d'irradiation : 3777 MWj.'t
Ttmpîratiiri gain» : 450 «C
1000
^s:
100
Profontiour di la
gain*, sn microns
1S00
500
FIG.8_ COURSE DE DIFFUSION DU
2 3 9
Pu
D'ELEMENT COMBUSTIBLE 63 _
DANS UNE GAINE
:
100C
FIG.9 _ QUANTITE DE
2 3 9
Pu
PRÉSENT A LA SURFACE INTERNE
EN FONCTION DU TAUX DE
COHBUSTION _
DES
GAINES
h
.*1
231U
H
*3
239 U
240Pu
241 Pu
»*;
N,(t)
N,(t)
»1 «Oîui
*2
N,(t)
i
' 0"eU» I
N,(t)
« 2,«.10~" {
* 22.10*"
I
2
*2 * P> us i ••• H . 10" *
I
*3 » 0*Pu9 I « 274.10"" §
c
*3 " °fPM9 I
h
" 741.10"" {
* O " p u 4 o l * 286.10"" {
e
*S " Ôip„4li •• 425.»"" f
V5 « OfP„4ii - 950.10"" f
FIG. 10 _ CHAINE SIMPLIFIÉE DE PRODUCTION DU PLUTONIUM-
NrCt)
© ® ® ©
3
FIG.11-VARIATION DE LA FONCTION 6 i erfc x = f (x) _
FIG.12_ CONCENTRATION SUPERFICIELLE POUR 0
7
[ i « 2.10 *]
ET L VARIABLES —
___
Paint! abtunut *ur ilinwnts
combtlfttiblat i r r a d f » 4ans :
+
ChipH-Croj!
x
Ptaast
o
Chilian 1
.
62 . 63.;-—.
O
Moy«nn» par frauaa
+
Esta» d t
hoiaofint
lakaratoira
FI0.13 _ DÉTERMINATION DU COEFFICIENT DE DIFFUSION
DU PLUTONIUM PANS LE M Z r
9
DE LA
TEMPÉRATURE-
,
EN .FONCTION
3
ppm de " P u
pondiXs
par
tft
la dtnsitf
1 _ A200
2 -
flux
hcurtf
SOOO
3 _ 5500
..
4 _ 6400
5 _ 7200
6 _ 7900
10
15
Positions tfts fitments
-MBIM
dui
la
cftmavs-
canal.
FI6.1t- ÉVOLUTION AU COURS DU TEMPS DE LA RÉPARTITION DU
2 3 9
Pu
•EFFICACE» EN SURFACE DES SAINES DES ÉLÉMENTS COMMIS -T»LES D'UN
CANAL DE G3 __
FIG.15 _ RELATION ENTRE LES SIGNAUX D.R.6. ET LA QUANTITÉ
MOYENNE DE
2 3 9
P u EN SURFACE DES GAINES DES
ÉLÉMENTS COMBUSTIBLES D'UN
CANAL DE 63 -
0
100
200
FIG.1E-ÉVOLUTION
300
400
500
600
AU COURS DU TEMPI DES SIGNAUX
700
(00
D.R.G. DANS CHINON 1 _
1000
1
f O Traction t o )
Gaines non graphita»* c
1 • Ftuage to o)
A rupture (an •/•)
,
J^
H
,
Glints graphitées
Q477
Témoins non
irradié»
D 477
f • Traction t a )
( _
1 • Ftuage (• • )
( • ) : Vitesse dt déformation : 0,5 - 1 A/minute
*
(• • ) : Rupture an ~ 100 à 200 heurei
•
A36(| «429
|A29 o
436*42
t*"
O 477
«4»
• 429
0473
• 4 !9
ulî*
0472
,
()4SI
o °*"
U
1000
2000
°*73
•
477
2000
l
11
4
°
O470
.
11 4SI)
TauK dc combustion ( M W j / t )
1
kt.
5000
4000
FIG. 17 _ TRACTION ET FLUA6E A 450«C_ ALLONGEMENT A RUPTURE D'EPROUVETTES DE MgZr
PRÉLEVÉES DANS DES GAINES «RADIEES
DANS 6 2 - 6 3 - L E S
CHIFFRES REPRESEN­
TENT LES TEMPÉRATURES ESTIMEES D t LA GAINE AU COURS DE
L'IRRADIATION-
x 125
18a - Cartouche non graphitée
x 150
18b - Cartouche graphitée
Fig.18 - Micrographies d'ëprouvettes tirées de gaines G2 irradiées
à 4 800 MWj/t après fluage en traction â 450°C.
a = lSOg/mm^
Plutonium bloqué
dans l a couche
de d i f f u s i o n
Flg.19
Alphagraphie et micrographie d'une gaine avec
barrière d'aluminium (Taux de combustion: 3138 MWj/t)
FIG.20 _ COMPARAISON DE LA OIFFUSION OU Pu DANS LES ALLIAGES
Mg.Zr, Mg Pb ET Mg Zr Pb APRES 1500 MWj/t
A 525*C _
10000
Courbl I _ M g Z r
10G
1 0
l
1
1
(riftrcn»)
,.
H - Mg Zr Pb 0,2 •/•
»
I f f . . Mg Zr Pb 1,35 V .
-I
J-
500
1000
I
1
L.
1S00
J
microns
1—1
FIG.21 _ COMPARAISON DE LA DIFFUSION DU Pu DANS L'ALLIAGE Mg Zr
ET DANS DEUX ALLIAGES Mg Zr Pb APRES 6500 HWj/t A 500'C _
IL