Influence de l’irradiation et de la radiolyse sur la vitesse et les mécanismes de corrosion des alliages de zirconium

par Romain Verlet

Thèse de doctorat en Sciences et génie des matériaux

Sous la direction de Krzysztof Wolski.

Soutenue le 03-12-2015

à Saint-Etienne, EMSE , dans le cadre de ED SIS 488 , en partenariat avec CEA Saclay (laboratoire) et de Département Mécanique physique et interfaces (laboratoire) .


  • Résumé

    Le combustible nucléaire des Réacteurs à Eau sous Pression (REP), sous forme de pastilles d’oxyde d’uranium UO2 (ou MOx), est confiné dans un gainage en alliage de zirconium. Ce gainage est très important car il représente la première barrière de confinement contre la dissémination des produits de fission, générés par la réaction nucléaire, vers le milieu extérieur. La corrosion par le milieu primaire des alliages de zirconium, en particulier l’alliage Zircaloy-4, est un des facteurs limitant le temps de séjour en réacteur des crayons combustibles (pastilles UO2 + gainage). Afin de permettre aux exploitants de centrales d’optimiser la gestion des cœurs et de prolonger la durée de vie des crayons combustibles en réacteur, de nouveaux alliages à base de zirconium-niobium (M5®) ont été développés. Or, les mécanismes de corrosion de ces derniers ne sont, en l’état, pas complètement élucidés du fait notamment de la complexité de ces matériaux, de l’environnement de corrosion et de la présence de l'irradiation venant du combustible nucléaire. De ce fait, cette thèse porte spécifiquement sur l’effet de la radiolyse et des défauts induits par l’irradiation aux ions dans la matrice métallique et dans la couche d’oxyde sur la vitesse de corrosion de l’alliage Zircaloy-4 et M5®. L’objectif est de déconvoluer la part de l’influence des dommages d’irradiation subis par la matrice métallique, de celle relative aux défauts créés dans l’oxyde et de celle liée à la radiolyse du milieu primaire sur la vitesse d’oxydation des alliages de zirconium en réacteur.1) Concernant l’effet de l’irradiation de la matrice métallique sur la vitesse d’oxydation : des boucles de dislocation de type <a> apparaissent et entrainent une augmentation de la vitesse d’oxydation des deux alliages. Pour le M5®, en plus de ce premier effet, une précipitation d’aiguilles fines de niobium diminue la concentration en niobium en solution solide dans la matrice métallique et in fine dans l’oxyde, ce qui réduit fortement la vitesse d’oxydation de l’alliage.2) Concernant l’effet de l’irradiation de la couche d’oxyde sur la vitesse d’oxydation : les défauts générés par les cascades de déplacement dans l’oxyde augmentent la vitesse d’oxydation des matériaux. Pour le M5®, la germination de zones enrichies en niobium par irradiation de l’oxyde entraine une également diminution de la concentration en niobium en solution solide dans l’oxyde, ce qui réduit une nouvelle fois, la vitesse d’oxydation de cet alliage.3) Concernant l’effet de la radiolyse de l’eau : nous n’avons pas relevé d’effet considérable de la radiolyse sur la corrosion de l’alliage Zy4 ou M5® dans nos conditions expérimentales.

  • Titre traduit

    Influence of irradiation and radiolysis on the corrosion rate and mechanisms of zirconium alloys


  • Résumé

    The nuclear fuel of pressurized water reactors (PWR) in the form of uranium oxide UO2 pellets (or MOX) is confined in a zirconium alloy cladding. This cladding is very important because it represents the first containment barrier against the release of fission products generated by the nuclear reaction to the external environment. Corrosion by the primary medium of zirconium alloys, particularly the Zircaloy-4, is one of the factors limiting the reactor residence time of the fuel rods (UO2 pellets + cladding). To optimize core management and to extend the lifetime of the fuel rods in reactor, new alloys based on zirconium-niobium (M5®) have been developed. However, the corrosion mechanisms of these are not completely understood because of the complexity of these materials, corrosion environment and the presence of radiation from the nuclear fuel. Therefore, this thesis specifically addresses the effects of radiolysis and defects induced by irradiation with ions in the matrix metal and the oxide layer on the corrosion rate of Zircaloy-4 and M5®. The goal is to separate the influence of radiation damage to the metal, that relating to defects created in the oxide and that linked to radiolysis of the primary medium on the oxidation rate of zirconium alloys in reactor.1) Regarding effect of irradiation of the metal on the oxidation rate: <a> type dislocation loops appear and increase the oxidation rate of the two alloys. For M5®, in addition to the first effect, a precipitation of fines needles of niobium reduced the solid solution of niobium concentration in the metal and ultimately in the oxide, which strongly reduces the oxidation rate of the alloy.2) Regarding the effect of irradiation of the oxide layer on the oxidation rate: defects generated by the nuclear cascades in the oxide increase the oxidation rate of the two materials. For M5®, germination of niobium enriched zones in irradiated oxide also causes a decrease of the niobium concentration in solid solution in the oxide, which once again, reduced the oxidation rate of this alloy.3) Regarding the effect of water radiolysis: We did not identify any significant effect of radiolysis on corrosion of the alloys under our experimental conditions.


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