C.E. A. - D. M. E.C.N. DEPARTEMENT DE METALLURGIE DE GRENOBLE

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1 C.E. A. - D. M. E.C.N. DEPARTEMENT DE METALLURGIE DE GRENOBLE Service d'elaboration et de Radiométallurgi e ^ \ 1 ' Le 13 juin 1975 COMPTE RENDU DMG N* 70 /75 RESTRUCTURATION DU BIOXYDE D'URANIUM SOUS IRRADIATION PROGRAMME FURET J.P. STORA C Hiif ôtm-' Joint noeting of the Amoricon Nucleor bociety and the Atomic Industrial Forum, ban Francisco, UbA, November IV/o tta-lunf WW frl&ollcq Centre d'etudes Nucléaires de Grenoble

2 CE.A. - D. M. E.C.N. DEPARTE Mi: NT DE METALLURGIE DE GRENOBLE RESTRUCTURATION DU BIOXYDE D'URANIUM SOUS IRRADIATION PROGRAMME FURET Jean-Pierre STORA - C.E.A. Claude HUEBER - C.E.A. Papier devant être présenté à l'ans Winter Meeting Novembre San Francisco (California) RESUME Un modèle complet de restructuration du combustible sous irradiation a été bâti à partir de nombreuses expériences d'irradiation de courtes durées effectuées dans Siloé à Grenoble entre 1970 et Les expériences bien contrôlées en température et en puissance ont permis d'établir une relation précise entre la microstructure et le régime de température et de proposer des formules de rattrapage de jeu et de création du trou central, Les principaux points étudiés ont été : - Le type de rccristallisation en fonction de la densité et du jeu mitial, - La restructuration et les déplacements de matière tendant à la formation du trou central, - La guérison des fissures et le rattrapage thermique du jeu, - Inefficacité des eyelages thermiques et le rattrapage mécanique du jeu.

3 Introduction Entrepris en 1970 pour étudier initialenient la recristallisation du bioxydc d'uranium, le programme Furet a permis d'établir expérimentalement un modèle complet de restructuration du combustible sous irradiation. 24 capsules de Zircaloy [tig. l] ont été irradiées pendant des temps très courts (6 heures à 14 jours) dans le réacteur Siloé à Grenoble entre 1970 et La capsule est un tube épais de Zircaloy 2 (diamètre intérieur 13 mm, épaisseur 7 mm) contenant des pastilles d'uo de densité 10,57 de diamètre 12,9-12,7 - ou 12,5 mm, la hauteur de l'empilement étant de 150 mm. Toutes les capsules comportent au moins 1 thermocouple chromel-alumel dans la gaine, très précisément positionné, et certaines 1 thermocouple central dans l'oxyde en W 5 % Re, W 26 % Re. L'irradiation se fait dans une boite à eau à déplacement qui permet de faire varier le flux de neutrons reçu par l'empilement combustible. Les capsules sont introduites dans un fourreau de refroidis: ement solidaire de la botte à eau et équipé de collectrons. Le principe de la mesure de puissance consiste à établir une relation entre la puissance et le courant des collectrons après un étalonnage préalable basé sur 2 méthodes indépendantes : l'une thermique, l'autre dosimétrique. I - Comme conséquence des mesures précises de puissance et de température l'intégrale de conductibilité thermique de l'uo a été mesurée sous irradiation entre 50 C et l 400 C. Les mesures de conductibilité précédemment effectuées dans le programme Cyrano entre 300 C et C [1 ] sont recoupées à mieux que 1 % dans le domaine commun de température. II - L'irradiation d'uo de densité 10,57 sans jeu à chaud montre qu'fl n'y a pas de transport de matière par evaporation-condensation et en particulier

4 pas de trou central. Le grossissement de grain est uniquement équiaxe. Les microstructures s'établissent en quelques heures d'irradiation, ] j III - Les modifications de structure pour un UO de densité 9,5 sans jeu à chaud sont dues au mouvement des pores. La mesure du déplacement des pores lenticulaires dont l'origine est la porosité initiale du fritte vérifie l'expression de Nichols [2] qui prévoit que la vitesse radiale passe par un maximum. IV - Les irradiations à jeu combustible -gaine en fonctionnement sont représentatives des conditions d'utilisation de l'uo dans les réacteurs à eau et ont permis d'établir un modèle de restructuration basé sur les étapes suivantes : Cm a. on calcule la géométrie à chaud et la largeur cumulée des fissures radiales e (r) au rayon r. La restructuration produit par evaporation-condensation des déplacements de matière qui concourrent à la formation d'un trou central, une couronne périphérique qui reste fissurée, une couronne interne restructurée et sans fissure à chaud. Les mécanismes qui interviennent dans la mise en place de ce nouveau faciès sont : i - la guérison des fissures circonférentielles, - le colmatage des fissures radiales - la migration de la porosité. La vitesse de guérison d'une fissure circonférentielle ainsi que l'extension de la zore dedensifiée qui l'accompagne, sont calculées. Le colmatage des fissures radiales par evaporation-condensation et la migration de la porosité par diffusion sont pris en compte pour expliquer la formation du trou central et pour calculer son rayon. b. Compte tenu des déplacements de matière dus à l'évaporation -condensation, la contraction thermique du combustible restructuré ne peut être réversible, il y a donc rattrapage thermique du jeu. La guérison d'une fissure circonférentielle donne un rattrapage de jeu égal â la fissure,

5 3. tandis que le colmatage d'une fissure radiale d'épaisseur f(r) donne un f( r) rattrapage de jeu ô(r) = * *-, L'expérience montre que les cyclages c* TT thermiques qui jouent un rôle essentiel dans le rattrapage du jeu, ne sont efficaces que si les fissures sont maintenues à température suffisamment élevée pendant des temps suffisamment longs, pour que la restructuration s'opère. Ainsi est introduite la notion de consolidation des fragments d'oxyde. A titre d'exemple, la figure 2 donne le nombre de cyclages thermiques efficaces, nécessaires pour rattraper mécaniquement le jeu en %. Chaque courbe est indicée de la température centrale de l'oxyde. Conclusion : Le modèle de restructuration permet de calculer à chaque pas d'une irradiation l'état structural du combustible, le rattrapage du jeu donc le jeu en fonctionnement et le coefficient d'échange ; il est possible alors de calculer les profils thermiques à chaque instant, donc la quantité des gaz de fission libérés et les modifications du coefficient d'échange qui en résultent. Il est possible aussi de prévoir et de calculer les interact: mécaniques combustible-gaine. La modélisation de ces résultats est introduite dans un code de calcul. [1] J.P, STORA. P. CHENEBAULT. Mesure de l'intégrale de conductibilité thermique d'uo fritte jusqu'à C. Evolution des gaz de fission Ce à puissance constante. Rapport CEA. R (1968) [2] F,A, NICHOLS Pore migration in ceramic fuel elements. JNM vol 27n 2 (1968)

6 """Cœur du réacteur'""' fm^i Inox NS/22S l&vss;! Alumine F?^ U0 2 f\w3 Zircaloy2 EXPERIENCE FURET» "«* FIG.1

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