Nick Connor, Autor Material Properties

Oxygène – Résistance – Dureté – Élasticité – Structure cristalline

2022-05-04 par Nick Connor

À propos de l’Oxygène

L’oxygène est un gaz réactif incolore et inodore, l’élément chimique de numéro atomique 8 et le composant vital de l’air. C’est un membre du groupe chalcogène du tableau périodique, un non-métal hautement réactif et un agent oxydant qui forme facilement des oxydes avec la plupart des éléments ainsi qu’avec d’autres composés. En masse, l’oxygène est le troisième élément le plus abondant dans l’univers, après l’hydrogène et l’hélium.

Force de l’Oxygène

En mécanique des matériaux, la résistance d’un matériau est sa capacité à supporter une charge appliquée sans rupture ni déformation plastique. La résistance des matériaux considère essentiellement la relation entre les charges externes appliquées à un matériau et la déformation ou la modification des dimensions du matériau qui en résulte. Lors de la conception de structures et de machines, il est important de tenir compte de ces facteurs, afin que le matériau sélectionné ait une résistance suffisante pour résister aux charges ou forces appliquées et conserver sa forme d’origine. La résistance d’un matériau est sa capacité à supporter cette charge appliquée sans défaillance ni déformation plastique.

Pour la contrainte de traction, la capacité d’un matériau ou d’une structure à supporter des charges tendant à s’allonger est appelée résistance ultime à la traction (UTS). La limite d’élasticité ou la limite d’élasticité est la propriété du matériau définie comme la contrainte à laquelle un matériau commence à se déformer plastiquement, tandis que la limite d’élasticité est le point où la déformation non linéaire (élastique + plastique) commence.

Résistance à la traction ultime de l’Oxygène

La résistance à la traction ultime de l’oxygène est N/A.

Limite d’élasticité de l’Oxygène

La limite d’élasticité de l’oxygène est N/A.

Module de Young de l’Oxygène

Le module de Young de l’oxygène est N/A.

Le module d’élasticité de cisaillement de l’oxygène est N/A.

Le module d’élasticité de masse de l’oxygène est N/A.

Dureté de l’Oxygène

En science des matériaux, la dureté est la capacité à résister à l’indentation de surface (déformation plastique localisée) et aux rayures. Le test de dureté Brinell est l’un des tests de dureté par indentation, qui a été développé pour les tests de dureté. Dans les tests Brinell, un pénétrateur sphérique dur est forcé sous une charge spécifique dans la surface du métal à tester.

La dureté Brinell de l’oxygène est d’environ N/A.

La méthode d’essai de dureté Vickers a été développée par Robert L. Smith et George E. Sandland chez Vickers Ltd comme alternative à la méthode Brinell pour mesurer la dureté des matériaux. La méthode d’essai de dureté Vickers peut également être utilisée comme méthode d’essai de microdureté, qui est principalement utilisée pour les petites pièces, les sections minces ou les travaux en profondeur.

La dureté Vickers de l’oxygène est d’environ N/A.

La dureté à la rayure est la mesure de la résistance d’un échantillon à la déformation plastique permanente due au frottement d’un objet pointu. L’échelle la plus courante pour ce test qualitatif est l’échelle de Mohs, qui est utilisée en minéralogie. L’ échelle de Mohs de dureté minérale est basée sur la capacité d’un échantillon naturel de minéral à rayer visiblement un autre minéral.

L’oxygène a une dureté d’environ N/A.

Oxygène – Structure cristalline

Une structure cristalline possible de l’ oxygène est la structure cubique.

Dans les métaux et dans de nombreux autres solides, les atomes sont disposés en réseaux réguliers appelés cristaux. Un réseau cristallin est un motif répétitif de points mathématiques qui s’étend dans tout l’espace. Les forces de la liaison chimique provoquent cette répétition. C’est ce motif répété qui contrôle les propriétés telles que la résistance, la ductilité, la densité, la conductivité (propriété de conduire ou de transmettre la chaleur, l’électricité, etc.) et la forme. Il existe 14 types généraux de ces modèles connus sous le nom de réseaux de Bravais.

Structure cristalline de l’Oxygène

Force des éléments

Élasticité des éléments

Dureté des éléments

À propos de la force

Un diagramme schématique de la courbe contrainte-déformation de l’acier à faible teneur en carbone à température ambiante est présenté dans la figure. Il existe plusieurs étapes montrant des comportements différents, ce qui suggère des propriétés mécaniques différentes. Pour clarifier, les matériaux peuvent manquer une ou plusieurs étapes indiquées sur la figure, ou avoir des étapes totalement différentes. Dans ce cas, nous devons faire la distinction entre les caractéristiques de contrainte-déformation des matériaux ductiles et fragiles. Les points suivants décrivent les différentes régions de la courbe contrainte-déformation et l’importance de plusieurs emplacements spécifiques.

Limite proportionnelle. La limite proportionnelle correspond à l’emplacement de la contrainte à l’extrémité de la région linéaire, de sorte que le graphique contrainte-déformation est une ligne droite et le gradient sera égal au module d’élasticité du matériau. Pour les contraintes de traction et de compression, la pente de la partie de la courbe où la contrainte est proportionnelle à la déformation est appelée module de Young et la loi de Hooke s’applique. Entre la limite proportionnelle et la limite d’élasticité, la loi de Hooke devient discutable et la déformation augmente plus rapidement.
Point de rendement. La limite d’élasticité est le point sur une courbe contrainte-déformation qui indique la limite du comportement élastique et le début du comportement plastique. La limite d’élasticité ou la limite d’élasticité est la propriété du matériau définie comme la contrainte à laquelle un matériau commence à se déformer plastiquement, tandis que la limite d’élasticité est le point où la déformation non linéaire (élastique + plastique) commence. Avant la limite d’élasticité, le matériau se déforme élastiquement et reprend sa forme d’origine lorsque la contrainte appliquée est supprimée. Une fois la limite d’élasticité dépassée, une partie de la déformation sera permanente et irréversible. Certains aciers et autres matériaux présentent un comportement appelé phénomène de limite d’élasticité. Les limites d’élasticité varient de 35 MPa pour un aluminium à faible résistance à plus de 1400 MPa pour les aciers à très haute résistance.
Résistance à la traction ultime. La résistance à la traction ultime est le maximum sur la courbe technique de contrainte-déformation. Cela correspond à la contrainte maximale qui peut être soutenu par une structure en tension. La résistance à la traction ultime est souvent abrégée en « résistance à la traction » ou même en « l’ultime ». Si cette contrainte est appliquée et maintenue, une fracture en résultera. Souvent, cette valeur est nettement supérieure à la limite d’élasticité (jusqu’à 50 à 60 % de plus que le rendement pour certains types de métaux). Lorsqu’un matériau ductile atteint sa résistance ultime, il subit une striction où la section transversale se réduit localement. La courbe contrainte-déformation ne contient pas de contrainte supérieure à la résistance ultime. Même si les déformations peuvent continuer à augmenter, la contrainte diminue généralement après que la résistance ultime a été atteinte. C’est une propriété intensive; sa valeur ne dépend donc pas de la taille de l’éprouvette. Cependant, cela dépend d’autres facteurs, température de l’environnement et du matériau d’essai. Les résistances ultimes à la traction varient de 50 MPa pour un aluminium jusqu’à 3000 MPa pour les aciers à très haute résistance.
Point de rupture: Le point de rupture est le point de déformation où le matériau se sépare physiquement. À ce point, la déformation atteint sa valeur maximale et le matériau se rompt effectivement, même si la contrainte correspondante peut être inférieure à la résistance ultime à ce point. Les matériaux ductiles ont une résistance à la rupture inférieure à la résistance ultime à la traction (UTS), alors que dans les matériaux fragiles, la résistance à la rupture est équivalente à l’UTS. Si un matériau ductile atteint sa résistance ultime à la traction dans une situation de charge contrôlée, il continuera à se déformer, sans application de charge supplémentaire, jusqu’à ce qu’il se rompe. Cependant, si le chargement est contrôlé en déplacement, la déformation du matériau peut soulager la charge, empêchant la rupture.

À propos du module d'élasticité

En cas de contrainte de traction d’une barre uniforme (courbe contrainte-déformation), la loi de Hooke décrit le comportement d’une barre dans la région élastique. Dans cette région, l’allongement de la barre est directement proportionnel à la force de traction et à la longueur de la barre et inversement proportionnel à la section transversale et au module d’élasticité. Jusqu’à une contrainte limite, une caisse pourra retrouver ses dimensions au retrait de la charge. Les contraintes appliquées font que les atomes d’un cristal se déplacent de leur position d’équilibre. Tous les atomes sont déplacés de la même quantité et conservent toujours leur géométrie relative. Lorsque les contraintes sont supprimées, tous les atomes reviennent à leur position d’origine et aucune déformation permanente ne se produit. Selon la loi de Hooke, la contrainte est proportionnelle à la déformation (dans la région élastique) et la pente est le module de Young.

Nous pouvons étendre la même idée de relier la contrainte à la déformation aux applications de cisaillement dans la région linéaire, en reliant la contrainte de cisaillement à la déformation de cisaillement pour créer la loi de Hooke pour la contrainte de cisaillement:

Pour les matériaux isotropes dans la région élastique, vous pouvez relier le coefficient de Poisson (ν), le module d’élasticité de Young (E) et le module d’élasticité de cisaillement (G):

Les modules élastiques propres aux matériaux polycristallins :

Module de Young. Le module d’élasticité de Young est le module d’élasticité pour les contraintes de traction et de compression dans le régime d’élasticité linéaire d’une déformation uniaxiale et est généralement évalué par des essais de traction.
Module d’élasticité de cisaillement. Le module de cisaillement, ou module de rigidité, est dérivé de la torsion d’une éprouvette cylindrique. Il décrit la réponse du matériau à la contrainte de cisaillement. Son symbole est G. Le module de cisaillement est l’une des nombreuses quantités permettant de mesurer la rigidité des matériaux et il apparaît dans la loi de Hooke généralisée.
Module d’élasticité de masse. Le module d’élasticité de masse décrit l’élasticité volumétrique ou la tendance d’un objet à se déformer dans toutes les directions lorsqu’il est uniformément chargé dans toutes les directions. Par exemple, il décrit la réponse élastique à la pression hydrostatique et à la tension équilatérale (comme la pression au fond de l’océan ou d’une piscine profonde). C’est aussi la propriété d’un matériau qui détermine la réponse élastique à l’application d’une contrainte. Pour un fluide, seul le module de masse est significatif.

À propos de la dureté

En science des matériaux, la dureté est la capacité à résister à l’indentation de surface (déformation plastique localisée) et aux rayures. La dureté est probablement la propriété matérielle la plus mal définie car elle peut indiquer une résistance aux rayures, une résistance à l’abrasion, une résistance à l’indentation ou encore une résistance à la mise en forme ou à la déformation plastique localisée. La dureté est importante d’un point de vue technique car la résistance à l’usure par frottement ou érosion par la vapeur, l’huile et l’eau augmente généralement avec la dureté.

Il existe trois principaux types de mesures de dureté:

Dureté aux rayures. La dureté à la rayure est la mesure de la résistance d’un échantillon à la déformation plastique permanente due au frottement d’un objet pointu. L’échelle la plus courante pour ce test qualitatif est l’échelle de Mohs, qui est utilisée en minéralogie. L’ échelle de Mohs de dureté minérale est basée sur la capacité d’un échantillon naturel de minéral à rayer visiblement un autre minéral. La dureté d’un matériau est mesurée par rapport à l’échelle en trouvant le matériau le plus dur que le matériau donné peut rayer, ou le matériau le plus doux qui peut rayer le matériau donné. Par exemple, si un matériau est rayé par la topaze mais pas par le quartz, sa dureté sur l’échelle de Mohs se situerait entre 7 et 8.
Dureté d’indentation. La dureté d’indentation mesure la capacité à résister à l’indentation de surface (déformation plastique localisée) et la résistance d’un échantillon à la déformation du matériau due à une charge de compression constante d’un objet pointu. Les tests de dureté par indentation sont principalement utilisés dans les domaines de l’ingénierie et de la métallurgie. Les méthodes traditionnelles sont basées sur des tests physiques de dureté par empreinte bien définis. Des pénétrateurs très durs de géométries et de tailles définies sont enfoncés en continu dans le matériau sous une force particulière. Les paramètres de déformation, tels que la profondeur d’indentation dans la méthode Rockwell, sont enregistrés pour donner des mesures de dureté. Les échelles de dureté d’indentation courantes sont Brinell, Rockwell et Vickers.
Dureté de rebond. La dureté de rebond, également connue sous le nom de dureté dynamique, mesure la hauteur du « rebond » d’un marteau à pointe de diamant tombé d’une hauteur fixe sur un matériau. L’un des appareils utilisés pour prendre cette mesure est connu sous le nom de scléroscope. Il se compose d’une bille d’acier lâchée d’une hauteur fixe. Ce type de dureté est lié à l’élasticité.

À propos de la structure cristalline

Les trois motifs cristallins de base les plus courants sont :

cci. Dans un arrangement d’atomes bcc (BCC), la cellule unitaire se compose de huit atomes aux coins d’un cube et d’un atome au centre du corps du cube. Dans un arrangement bcc, une cellule unitaire contient (8 atomes de coin × ⅛) + (1 atome central × 1) = 2 atomes. Le garnissage est plus efficace (68%) que le simple cubique et la structure est courante pour les métaux alcalins et les métaux de transition précoce. Les métaux contenant des structures BCC comprennent la ferrite, le chrome, le vanadium, le molybdène et le tungstène. Ces métaux possèdent une résistance élevée et une faible ductilité.
fcc. Dans un arrangement d’atomes fcc (FCC), la cellule unitaire se compose de huit atomes aux coins d’un cube et d’un atome au centre de chacune des faces du cube. Dans un arrangement fcc, une cellule unitaire contient (8 atomes de coin × ⅛) + (6 atomes de face × ½) = 4 atomes. Cette structure, avec son parent hexagonal (hcp), a le garnissage le plus efficace (74%). Les métaux contenant des structures FCC comprennent l’austénite, l’aluminium, le cuivre, le plomb, l’argent, l’or, le nickel, le platine et le thorium. Ces métaux possèdent une faible résistance et une ductilité élevée.
hcp. Dans un arrangement d’atomes hcp (HCP), la cellule unitaire est constituée de trois couches d’atomes. Les couches supérieure et inférieure contiennent six atomes aux coins d’un hexagone et un atome au centre de chaque hexagone. La couche intermédiaire contient trois atomes nichés entre les atomes des couches supérieure et inférieure, d’où le nom de compact. Hexagonal Close Packed (hcp) est l’un des deux types simples de garnissage atomique avec la densité la plus élevée, l’autre étant le cubique à faces centrées (fcc). Cependant, contrairement au fcc, ce n’est pas un réseau de Bravais car il existe deux ensembles non équivalents de points de réseau. Les métaux contenant des structures HCP comprennent le béryllium, le magnésium, le zinc, le cadmium, le cobalt, le thallium et le zirconium. Les métaux HCP ne sont pas aussi ductiles que les métaux FCC.

Résumé

Élément	Oxygène
Résistance à la traction ultime	N / A
Limite d’élasticité	N / A
Module de Young	N / A
Module d’élasticité de cisaillement	N / A
Module d’élasticité de masse	N / A
Échelle de Mohs	N / A
Dureté Brinell	N / A
Dureté Vickers	N / A

Source : www.luciteria.com

Propriétés des autres éléments

Oxygène - Comparaison des propriétés mécaniques

Tableau périodique en résolution 8K

Autres propriétés de l’Oxygène

Que sont les aciers avancés – FeCrAl Fuel Clad – Définition

2022-05-072022-05-02 par Nick Connor

L’ATF à base de FeCrAl utilise un matériau d’alliage FeCrAl comme revêtement de barre de combustible en combinaison avec des pastilles de combustible de dioxyde d’uranium actuellement utilisées. Les barres de combustible revêtues d’alliage FeCrAl semblent présenter des propriétés qui satisfont ou dépassent les exigences techniques actuelles de conception du combustible tout en offrant un avantage accru en matière de sécurité lors d’événements de référence et de conditions d’accidents graves.

Les combustibles tolérants aux accidents (ATF) sont une série de nouveaux concepts de combustibles nucléaires, étudiés afin d’améliorer les performances du combustible pendant le fonctionnement normal, les conditions transitoires et les scénarios d’accident, tels que les accidents de perte de réfrigérant (LOCA) ou les accidents déclenchés par la réactivité ( RIA). Suite à l’accident de Fukushima Daiichi, une revue du comportement du combustible a été initiée. Le combustible gainé d’ alliage de zirconium fonctionne avec succès jusqu’à un taux de combustion élevé et est le résultat de 40 ans de développement et d’amélioration continus. Cependant, dans des conditions d’accident grave, l’interaction zirconium-vapeur à haute température peut être une source majeure de dommages à la centrale.

Ces mises à niveau incluent:

additifs spécialement conçus pour les pastilles de combustible standard destinés à améliorer diverses propriétés et performances
revêtements robustes appliqués à l’extérieur des revêtements standards destinés à réduire la corrosion, à augmenter la résistance à l’usure et à réduire la production d’hydrogène dans des conditions de haute température (accidentelles)
développement de conceptions de combustibles entièrement nouvelles avec revêtement en céramique et différents matériaux combustibles

La gaine de combustible actuelle est la couche externe des barres de combustible, située entre le caloporteur du réacteur et le combustible nucléaire (c’est-à-dire les pastilles de combustible). Il est constitué d’un matériau résistant à la corrosion à faible section efficace d’absorption des neutrons thermiques (~ 0,18 × 10^–24 cm²), généralement en alliage de zirconium. Il empêche les produits de fission radioactifs de s’échapper de la matrice combustible dans le caloporteur du réacteur et de le contaminer. Le gainage constitue l’une des barrières dans l’approche de «défense en profondeur», par conséquent, sa capacité de refroidissement est l’un des aspects clés de la sécurité.

Référence spéciale: Agence pour l’énergie nucléaire, État de l’art sur le combustible tolérant aux accidents des réacteurs à eau légère. NEA n° 7317, OCDE, 2018.

Aciers avancés

Les alliages FeCrAl sont principalement constitués de fer, de chrome (20 à 30 %) et d’aluminium (4 à 7,5 %). Ces alliages sont connus sous la marque Kanthal, qui est une famille d’alliages fer-chrome-aluminium (FeCrAl) utilisés dans une large gamme d’applications de résistance et à haute température. FeCrAl est très résistant à la corrosion en raison de la formation d’un oxyde mince riche en aluminium, Al₂O₃.

L’ATF à base de FeCrAl utilise un matériau d’alliage FeCrAl comme gaine de barre de combustible en combinaison avec des pastilles de combustible de dioxyde d’uranium (UO2) actuellement utilisées. Les barres de combustible revêtues d’alliage FeCrAl (avec du combustible UO2) semblent présenter des propriétés qui satisfont ou dépassent les exigences techniques actuelles de conception du combustible (avec les exceptions indiquées ci-dessous) tout en offrant un avantage accru en matière de sécurité lors d’événements de référence et de conditions d’accident grave. Le principal avantage du concept par rapport au Zircaloy est sa cinétique d’oxydation nettement plus lente jusqu’à 1773 K (1500 °C). Les alliages FeCrAl ont une résistance mécanique similaire ou supérieure à celle du zircaloy, avec des caractéristiques d’élasticité plastique (gonflement) et de perforation similaires ou meilleures que les alliages de zirconium.

Les gaines combustibles à base de FeCrAl présentent deux inconvénients principaux:

Augmentation de l’absorption des neutrons parasites. En raison de l’augmentation de la section transversale d’absorption des neutrons du fer.
Rejets de tritium. Il y a une augmentation potentielle des rejets de tritium dans le caloporteur du réacteur. Le tritium est produit sous forme de produit de fission (PF). FeCrAl ne réagit pas avec l’hydrogène pour former des hydrures stables de la même manière qu’un alliage à base de zirconium, ce qui entraîne une plus grande perméabilité du tritium à travers la gaine vers le caloporteur du réacteur.

Références :

Science des matériaux :

Département américain de l’énergie, science des matériaux. DOE Fundamentals Handbook, Volume 1 and 2. Janvier 1993.
US Department of Energy, Material Science. DOE Fundamentals Handbook, Volume 2 et 2. Janvier 1993.
William D. Callister, David G. Rethwisch. Science et génie des matériaux : une introduction 9e édition, Wiley ; 9 édition (4 décembre 2013), ISBN-13 : 978-1118324578.
En ligneEberhart, Mark (2003). Pourquoi les choses se cassent : Comprendre le monde par la manière dont il se décompose. Harmonie. ISBN 978-1-4000-4760-4.
Gaskell, David R. (1995). Introduction à la thermodynamique des matériaux (4e éd.). Éditions Taylor et Francis. ISBN 978-1-56032-992-3.
González-Viñas, W. & Mancini, HL (2004). Une introduction à la science des matériaux. Presse universitaire de Princeton. ISBN 978-0-691-07097-1.
Ashby, Michael; Hugh Shercliff; David Cebon (2007). Matériaux: ingénierie, science, traitement et conception (1ère éd.). Butterworth-Heinemann. ISBN 978-0-7506-8391-3.
JR Lamarsh, AJ Baratta, Introduction au génie nucléaire, 3e éd., Prentice-Hall, 2001, ISBN : 0-201-82498-1.

Voir ci-dessus :
Carburant résistant aux accidents

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Qu’est-ce qu’un revêtement de combustible revêtu de céramique – Définition

2022-05-072022-05-02 par Nick Connor

Revêtements céramiques comprenant des oxydes, des carbures et des nitrures, et des revêtements composites ou multicouches. Les revêtements en céramique de nitrure sont utilisés pour durcir les matériaux et améliorer leur comportement à l’usure, en particulier TiN et TiAlN.

Ces mises à niveau incluent:

additifs spécialement conçus pour les pastilles de combustible standard destinés à améliorer diverses propriétés et performances
revêtements robustes appliqués à l’extérieur des revêtements standards destinés à réduire la corrosion, à augmenter la résistance à l’usure et à réduire la production d’hydrogène dans des conditions de haute température (accidentelles)
développement de conceptions de combustibles entièrement nouvelles avec revêtement en céramique et différents matériaux combustibles

Référence spéciale: Agence pour l’énergie nucléaire, État de l’art sur le combustible tolérant aux accidents des réacteurs à eau légère. NEA n° 7317, OCDE, 2018.

Revêtement de combustible revêtu de céramique

Revêtements céramiques comprenant des oxydes, des carbures et des nitrures, et des revêtements composites ou multicouches. Les revêtements céramiques nitrurés sont utilisés pour durcir les matériaux et améliorer leur comportement à l’usure, en particulier TiN et TiAlN. De plus, le CrN est également utilisé pour la protection contre la corrosion. Les revêtements céramiques sont beaucoup plus fragiles que les revêtements métalliques et donc plus susceptibles de subir des fissures et des dommages. L’un des principaux inconvénients des revêtements céramiques est la dissolution des revêtements contenant de l’Al (TiAlN, CrAlN et, dans une moindre mesure, FeCrAl).

Références :

Science des matériaux :

Voir ci-dessus:
Carburant résistant aux accidents

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Qu’est-ce que les gaines composites SiC et SiC/SiC – Définition

2022-05-072022-05-02 par Nick Connor

Le revêtement SiC est destiné à apporter des améliorations révolutionnaires de la marge de sécurité. Le revêtement SiC réagit beaucoup plus lentement avec l’eau et la vapeur que le zirconium à des températures critiques (supérieures à 800 °C).

Ces mises à niveau incluent:

additifs spécialement conçus pour les pastilles de combustible standard destinés à améliorer diverses propriétés et performances
revêtements robustes appliqués à l’extérieur des revêtements standards destinés à réduire la corrosion, à augmenter la résistance à l’usure et à réduire la production d’hydrogène dans des conditions de haute température (accidentelles)
développement de conceptions de combustibles entièrement nouvelles avec revêtement en céramique et différents matériaux combustibles

Référence spéciale: Agence pour l’énergie nucléaire, État de l’art sur le combustible tolérant aux accidents des réacteurs à eau légère. NEA n° 7317, OCDE, 2018.

Bardages SiC et SiC/SiC-composite

Le carbure de silicium est un composé cristallin de silicium et de carbone extrêmement dur, produit synthétiquement. Sa formule chimique est SiC. Le carbure de silicium a une dureté Mohs de 9, se rapprochant de celle du diamant. En plus de la dureté, les cristaux de carbure de silicium ont des caractéristiques de rupture qui les rendent extrêmement utiles dans les meules. Sa conductivité thermique élevée, ainsi que sa résistance à haute température, sa faible dilatation thermique et sa résistance à la réaction chimique, rendent le carbure de silicium précieux dans la fabrication d’applications à haute température et d’autres réfractaires.

Dans l’industrie nucléaire, le matériau composite en carbure de silicium a été étudié pour remplacer le revêtement en alliage de zirconium dans les réacteurs à eau légère. Les céramiques à base de carbure de silicium (SiC) et leurs composites ont des propriétés supérieures à haute température (HT), une excellente résistance à l’irradiation, une faible activation inhérente et d’autres propriétés physiques/chimiques supérieures. Le composite est constitué de fibres SiC enroulées autour d’une couche interne SiC et entourées d’une couche externe SiC. Des problèmes ont été signalés avec la possibilité de joindre les pièces du composite SiC.

Le revêtement SiC est destiné à fournir des améliorations révolutionnaires de la marge de sécurité. Le revêtement SiC réagit de plusieurs ordres de grandeur plus lentement avec l’eau et la vapeur que le zirconium à des températures critiques (supérieures à 800 °C), ce qui entraîne une génération minimale de chaleur et d’hydrogène dans les scénarios d’accident hors dimensionnement. Les gaines composites SiC et les composants combustibles devraient fournir d’excellentes caractéristiques de sécurité passive à la fois dans les accidents de référence et dans les conditions d’extension de conception des accidents graves (AS). De plus, les composites SiC/SiC devraient offrir des avantages supplémentaires par rapport aux alliages Zr, tels qu’une section efficace d’absorption des neutrons réduite permettant un enrichissement en uranium plus faible. La combinaison de ces caractéristiques attrayantes fait des composites SiC l’un des principaux candidats pour les structures de gaine et de cœur de combustible des réacteurs à eau légère tolérantes aux accidents.

Les gaines composites SiC/SiC présentent trois inconvénients principaux:

Fabrication. La fabrication de gaines combustibles minces nécessite des développements supplémentaires. Une technologie d’assemblage des bouchons d’extrémité avec une étanchéité au gaz et une résistance adéquate devrait également être développée car les céramiques SiC ne peuvent pas être soudées.
Rejets de tritium. Il y a une augmentation potentielle des rejets de tritium dans le caloporteur du réacteur. Le tritium est produit sous forme de produit de fission (PF). Le SiC ne réagit pas avec l’hydrogène pour former des hydrures stables de la même manière qu’un alliage à base de zirconium, ce qui entraîne une plus grande perméabilité du tritium à travers la gaine vers le caloporteur du réacteur. Le choix d’utiliser un matériau de revêtement approprié pourrait aider à atténuer ce problème.
SiC/SiC a une conductivité thermique nettement inférieure à celle des alliages de zirconium. Ce fait a une influence négative sur les températures centrales des granulés ainsi que sur le temps d’adaptation.

L’un des revêtements composites SiC possibles a été développé par General Atomics et est connu sous le nom de composite carbure de silicium (SiC) SiGA™, dans lequel le matériau de la matrice SiC est renforcé avec des fibres SiC flexibles de la même manière que les barres d’armature en acier renforcent le béton. Cela crée un matériau extrêmement dur et durable qui peut résister aux conditions de réacteur les plus difficiles.

Références :

Science des matériaux :

Voir ci-dessus:
Carburant résistant aux accidents

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Qu’est-ce qu’un revêtement en molybdène doublé d’alliage Zr – Définition

2022-05-072022-05-02 par Nick Connor

La gaine Mo revêtue d’alliage Zr devrait posséder une résistance suffisante à la corrosion et à l’hydruration pour la limite actuelle de combustion du carburant et au-delà. Les revêtements duplex entièrement métalliques Mo–Zr et Mo–FeCrAl devraient atteindre la tolérance aux accidents en formant un oxyde protecteur lors d’un accident.

Ces mises à niveau incluent:

additifs spécialement conçus pour les pastilles de combustible standard destinés à améliorer diverses propriétés et performances
revêtements robustes appliqués à l’extérieur des revêtements standards destinés à réduire la corrosion, à augmenter la résistance à l’usure et à réduire la production d’hydrogène dans des conditions de haute température (accidentelles)
développement de conceptions de combustibles entièrement nouvelles avec revêtement en céramique et différents matériaux combustibles

Référence spéciale: Agence pour l’énergie nucléaire, État de l’art sur le combustible tolérant aux accidents des réacteurs à eau légère. NEA n° 7317, OCDE, 2018.

Métaux réfractaires pour la gaine de combustible

Les métaux et alliages réfractaires sont bien connus pour leur extraordinaire résistance à la chaleur et à l’usure. La condition essentielle pour résister aux températures élevées est un point de fusion élevé et des propriétés mécaniques stables (par exemple une dureté élevée) même à des températures élevées. Les métaux réfractaires les plus courants comprennent cinq éléments: le niobium et le molybdène de la cinquième période et le tantale, le tungstène et le rhénium de la sixième période. Ils partagent tous certaines propriétés, notamment un point de fusion supérieur à 2 000 °C et une dureté élevée à température ambiante. Une mauvaise fabricabilité à basse température et une oxydabilité extrême à haute température sont les principaux inconvénients de la plupart des métaux réfractaires. L’application de ces métaux nécessite une atmosphère ou un revêtement protecteur.

Revêtement en molybdène doublé d’alliage Zr

En 2012, l’EPRI a lancé un projet de recherche indépendant avec des conceptions d’alliage de molybdène revêtu en tant que revêtement ATF pour obtenir une résistance aux accidents dans une plage de températures de 1 200 à 1 500 °C. Le molybdène (Mo) est un candidat en raison de son point de fusion très élevé (2623 °C) et de sa résistance élevée aux températures élevées. Dans le même temps, Mo et ses alliages sont connus pour être sensibles à la formation de MoO3 volatil dans des environnements oxydants à des températures > 600 °C. Par conséquent, ce programme de recherche utilise une conception composite dans laquelle le revêtement en alliage de Mo est recouvert d’un revêtement protecteur extérieur en alliage de Zr ou en alliage contenant de l’Al.

La gaine Mo revêtue d’alliage de Zr devrait posséder une résistance suffisante à la corrosion et à l’hydruration pour la limite actuelle de combustion du combustible et au-delà. Les revêtements duplex entièrement métalliques Mo-Zr et Mo-FeCrAl devraient atteindre la tolérance aux accidents en formant un oxyde protecteur lors d’un accident. Le mince revêtement d’alliage de Zr sera complètement oxydé en ZrO₂ lorsque la température atteindra 1 000 °C ou plus. Avec un alliage approprié, le ZrO₂ conservera son intégrité et sa stabilité et fournira une protection à l’alliage Mo sous-jacent. Un mince revêtement FeCrAl est très résistant à la corrosion dans les liquides de refroidissement LWR en raison de la formation d’un oxyde protecteur riche en chrome, principalement Cr₂O₃. Dans la vapeur à haute température, FeCrAl est très résistant à la corrosion en raison de la formation d’un mince oxyde riche en aluminium, Al₂O₃. Les alliages FeCrAl sont principalement constitués de fer, de chrome (20 à 30 %) et d’aluminium (4 à 7,5 %). Ces alliages sont connus sous la marque Kanthal, qui est une famille d’alliages fer-chrome-aluminium (FeCrAl) utilisés dans une large gamme d’applications de résistance et à haute température.

Le molybdène est très résistant à l’oxydation dans la vapeur de haute pureté ou réductrice. Par conséquent, la gaine de molybdène doublée devrait maintenir une bonne intégrité en cas d’entrée de vapeur dans une barre de combustible défaillante, ainsi que dans le cadre d’un APRP de référence. Dans le cas où le revêtement extérieur est retiré localement, par exemple en raison d’un frottement grille-tige, une corrosion localisée du revêtement en molybdène peut se produire.

Références :

Science des matériaux :

Voir ci-dessus:
Carburant résistant aux accidents

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Qu’est-ce que le carburant UO2 amélioré – UO2 dopé – Définition

2022-05-072022-05-02 par Nick Connor

En ce qui concerne le combustible UO2 amélioré, cette conception particulière a été divisée en deux sous-concepts, tels que : UO2 dopé. Les caractéristiques souhaitables des pastilles de combustible résistant aux accidents (ATF) incluent l’amélioration de la rétention des produits de fission (FP).

La plupart des REP utilisent du combustible à l’uranium, qui se présente sous la forme de dioxyde d’uranium. Le dioxyde d’uranium est un solide semi-conducteur noir à très faible conductivité thermique. D’autre part, le dioxyde d’uranium a un point de fusion très élevé et un comportement bien connu. L’UO₂ est pressé en pastilles 10, ces pastilles sont ensuite frittées dans le cylindre plein (d’une hauteur, et d’un diamètre d’environ 1 centimètre, la hauteur étant supérieure au diamètre). Les dimensions des pastilles de combustible et des autres composants de l’assemblage combustible sont contrôlées avec précision pour assurer la cohérence des caractéristiques du combustible. Ces pastilles sont ensuite chargés et encapsulés dans un crayon combustible (tube de gaine métallique), qui est en alliages de zirconium en raison de sa très faible section d’absorption (contrairement à l’inox). La surface du tube, qui recouvre les pastilles, est appelée gaine combustible. Les crayons combustibles sont des éléments de base d’un assemblage combustible. Les crayons combustibles ont pour but de contenir les produits de fission, d’assurer le support mécanique des pastilles et de permettre l’évacuation au fluide caloporteur de la chaleur générée par les réactions nucléaires. Le crayon combustible typique a une longueur d’environ 4 m et un diamètre d’environ 1 cm. Un cœur nucléaire de 1 100 MWe (3 300 MWth) peut contenir 157 assemblages combustibles composés de plus de 45 000 crayons combustibles et de quelque 15 millions de pastilles combustibles.

Granulés de carburant avancés

Selon le rapport de l’AEN, les conceptions de combustibles couvertes par le groupe de travail sur les conceptions avancées de combustibles consistent en trois concepts différents:

Combustible UO2 amélioré. En ce qui concerne le combustible UO2 amélioré, cette conception particulière a été divisée en deux sous-concepts, tels que l’UO2 dopé à l’oxyde et l’UO2 à haute conductivité thermique (conçu en ajoutant un dopant métallique ou céramique).
Combustible à haute densité.
Combustible encapsulé (pastilles composites TRISO-SiC).

Référence spéciale: Agence pour l’énergie nucléaire, État de l’art sur le combustible tolérant aux accidents des réacteurs à eau légère. NEA n° 7317, OCDE, 2018.

Combustible UO2 amélioré

En ce qui concerne le carburant UO2 amélioré, cette conception particulière a été divisée en deux sous-concepts, tels que:

UO2 dopé. Les attributs souhaitables des pastilles de combustible tolérantes aux accidents (ATF) comprennent l’amélioration de la rétention des produits de fission (FP) et la minimisation de l’interaction pastille-gaine. Selon les propositions de Westinghouse, la pastille UO₂dopée à l’oxyde de chrome (Cr₂O₃) et à l’alumine (Al₂O₃), connue sous le nom de notre pastille ADOPT, atteint une plus grande efficacité de l’uranium grâce à:
- Densité accrue de matière fissile
- Un taux de fluage plus élevé que l’UO2 standard à haute température
- Une plus grande stabilité thermique
- Réduction du lessivage en cas de fuite d’une barre de combustible
- Réduction des rejets de gaz de fission dans un scénario transitoire
Haute conductivité thermique UO2 (conçu par ajout de dopant métallique ou céramique). Le dioxyde d’uranium est un solide semi-conducteur noir à très faible conductivité thermique. La conductivité thermique est l’un des paramètres qui déterminent la température centrale du carburant. Cette faible conductivité thermique peut entraîner une surchauffe localisée dans l’axe du carburant et cette surchauffe doit donc être évitée. Le concept de combustible cermet (céramique-métallique) pour les REO est considéré. Avec une faible fraction volumique d’additif métallique hautement conducteur, les pastilles de combustible CERMET présentent une conductivité plus élevée que les pastilles standard UO₂, abaissant la température du combustible dans des conditions normales de fonctionnement et augmentant les marges vis-à-vis de la fusion du combustible en cas d’accident.

Références :

Science des matériaux :

Voir ci-dessus:
Carburant résistant aux accidents

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Qu’est-ce que les barres de commande tolérantes aux accidents – ATCR – Définition

2022-05-072022-05-02 par Nick Connor

Les caractéristiques inhérentes suivantes sont requises dans les barres de contrôle tolérantes aux accidents : la valeur de réactivité de l’ATCR doit être comparable ou supérieure à celle du CR conventionnel. Les matériaux absorbant les neutrons utilisés dans l’ATCR doivent avoir un point de fusion suffisamment élevé.

Les barres de contrôle sont un système de sécurité important des réacteurs nucléaires. Leur action rapide et la réponse rapide du réacteur sont indispensables. Les barres de contrôle sont utilisées pour maintenir l’état souhaité des réactions de fission dans un réacteur nucléaire (état sous-critique, état critique, changements de puissance). Elles constituent un élément clé d’un système d’arrêt d’urgence (SCRAM).

Les barres de contrôle sont des barres, des plaques ou des tubes contenant un matériau absorbant les neutrons (matériau à forte section d’absorption des neutrons thermiques) tel que le bore, l’hafnium, le cadmium, etc., utilisé pour contrôler la puissance d’un réacteur nucléaire. En absorbant les neutrons, une barre de contrôle empêche les neutrons de provoquer d’autres fissions.

Les barres de commande constituent généralement des ensembles de barres de commande en grappe (REP) et sont insérées dans des tubes de guidage à l’intérieur d’un assemblage de combustible nucléaire. Le matériau absorbant (par exemple des pastilles de carbure de bore ou d’alliage Ag-In-Cd) est protégé par le revêtement généralement en acier inoxydable.

Néanmoins, le point de fusion de l’alliage Ag-In-Cd (~790 ̊C), la température eutectique du carbure de bore (B4C) et du Fe (~1150 ̊C) et la température eutectique du Fe et du Zr (~950 ̊C) sont inférieurs à la température (≳1 200) à laquelle la gaine de combustible en alliage de Zr commence à s’oxyder intensément dans des conditions d’accident grave. Ainsi, il est possible que les barres de commande fondent et s’effondrent avant que le cœur du réacteur ne soit significativement endommagé en cas d’accident grave.

Les caractéristiques inhérentes suivantes sont requises dans les barres de commande tolérantes aux accidents:

La valeur de réactivité de l’ATCR doit être comparable ou supérieure à celle de la CR conventionnelle.
Les matériaux absorbant les neutrons utilisés dans l’ATCR doivent avoir un point de fusion suffisamment élevé et une température eutectique élevée avec gaine pour empêcher la rupture des CR avant une défaillance importante des barres de combustible lors d’un accident grave, évitant ainsi une recriticité incontrôlable même si de l’eau non borée est injectée pour le refroidissement d’urgence. du noyau.

L’idée principale est de remplacer les matériaux conventionnels absorbant les neutrons par des matériaux céramiques appropriés qui satisfont aux exigences ci-dessus. Le candidat d’un nouveau matériau absorbant pour l’ATC comprend le gadolinia (Gd2O3), le samaria (Sm2O3), l’europia (Eu2O3), la dysprosie (Dy2O3), l’hafnia (HfO2). Le point de fusion de ces matériaux et la température de liquéfaction avec Fe sont supérieurs à la température d’oxydation rapide de l’alliage de zirconium.

Références :

Science des matériaux :

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Carburant résistant aux accidents

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Qu’est-ce que le carburant encapsulé – Pastilles composites TRISO-SiC – Définition

2022-05-072022-05-02 par Nick Connor

TRISO, TRI-structurel ISO-tropique, est un type de microparticule de combustible, qui se compose de noyaux porteurs de matière fissile qui sont recouverts de plusieurs couches de carbone poreux ou dense et de carbure de silicium.

La plupart des REP utilisent du combustible à l’uranium, qui se présente sous la forme de dioxyde d’uranium. Le dioxyde d’uranium est un solide semi-conducteur noir à très faible conductivité thermique. D’autre part, le dioxyde d’uranium a un point de fusion très élevé et un comportement bien connu. L’UO₂ est pressé en pastilles 10, ces pastilles sont ensuite frittées dans le cylindre plein (d’une hauteur, et d’un diamètre d’environ 1 centimètre, la hauteur étant supérieure au diamètre). Les dimensions des pastilles de combustible et des autres composants de l’assemblage combustible sont contrôlées avec précision pour assurer la cohérence des caractéristiques du combustible. Ces pastilles sont ensuite chargés et encapsulés dans un crayon combustible (tube de gaine métallique), qui est en alliages de zirconium en raison de sa très faible section d’absorption ( contrairement à l’inox). La surface du tube, qui recouvre les pastilles, est appelée gaine combustible. Les crayons combustibles sont des éléments de base d’un assemblage combustible. Les crayons combustibles ont pour but de contenir les produits de fission, d’assurer le support mécanique des pastilles et de permettre l’évacuation au fluide caloporteur de la chaleur générée par les réactions nucléaires. Le crayon combustible typique a une longueur d’environ 4 m et un diamètre d’environ 1 cm. Un cœur nucléaire de 1 100 MWe (3 300 MWth) peut contenir 157 assemblages combustibles composés de plus de 45 000 crayons combustibles et de quelque 15 millions de pastilles combustibles.

Carburant encapsulé – Pastilles composites TRISO-SiC

TROIS — TRISO, TRI-structurel ISO-tropique, est un type de microparticule de combustible, qui se compose de noyaux porteurs de matière fissile qui sont recouverts de plusieurs couches de carbone poreux ou dense et de carbure de silicium. Source : energy.gov Licence : domaine public

TRISO, TRI-structurel ISO-tropique, est un type de microparticule de combustible, qui se compose de noyaux porteurs de matière fissile qui sont recouverts de plusieurs couches de carbone poreux ou dense et de carbure de silicium. Historiquement, les particules TRISO ont été utilisées dans des éléments combustibles constitués de galets sphériques ou de blocs prismatiques hexagonaux avec du graphite utilisé comme matrice et revêtement pour l’élément combustible. Chaque particule agit comme son propre système de confinement grâce à ses couches à triple revêtement. Cela leur permet de retenir les produits de fission dans toutes les conditions du réacteur. Les particules TRISO peuvent résister à des températures extrêmes bien au-delà du seuil des combustibles nucléaires actuels. Pastilles composites TRISO-SiC sont constitués de particules de combustible TRISO noyées dans une matrice de SiC. L’utilisation de SiC comme matrice au lieu de graphite améliore la tolérance aux rayonnements de la matrice de combustible tout en améliorant la rétention de FP. Le combustible composite TRISO-SiC est généralement appelé combustible entièrement céramique microencapsulé (FCM).

Selon le rapport de l’AEN, le combustible TRISO-SiC est conçu comme un concept prometteur à moyen terme pour remplacer les pastilles de combustible UO2 actuelles. Il présente des caractéristiques de sécurité potentiellement supérieures par rapport aux autres formes de carburant en raison de ses multiples barrières à la dispersion des PF, de sa stabilité mécanique élevée et de sa bonne conductivité thermique. Une faible densité de charge en matière fissile est l’enjeu majeur de ce concept. Afin d’augmenter la charge fissile, la combinaison de l’enrichissement de l’uranium jusqu’à la limite supérieure pratique de l’UFE (~ 19,7 % de 235-U), l’augmentation de la fraction volumique noyau-particule et de la fraction de garnissage TRISO, et l’élargissement du diamètre de l’axe de combustible a été proposé.

Le carbure de silicium est un composé cristallin de silicium et de carbone extrêmement dur, produit synthétiquement. Sa formule chimique est SiC. Le carbure de silicium a une dureté Mohs de 9, se rapprochant de celle du diamant. Sa conductivité thermique élevée, ainsi que sa résistance à haute température, sa faible dilatation thermique et sa résistance à la réaction chimique, rendent le carbure de silicium précieux dans la fabrication d’applications à haute température et d’autres réfractaires. Dans l’industrie nucléaire, le matériau composite en carbure de silicium a été étudié pour remplacer le revêtement en alliage de zirconium dans les réacteurs à eau légère. Les céramiques à base de carbure de silicium (SiC) et leurs composites ont des propriétés supérieures à haute température (HT), une excellente résistance à l’irradiation, une faible activation inhérente et d’autres propriétés physiques/chimiques supérieures.

Références :

Science des matériaux :

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Carburant résistant aux accidents

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Qu’est-ce que le carburant de siliciure d’uranium – Définition

2022-05-062022-05-01 par Nick Connor

La plupart des REP utilisent du combustible à l’uranium, qui se présente sous la forme de dioxyde d’uranium. Le dioxyde d’uranium est un solide semi-conducteur noir à très faible conductivité thermique. D’autre part, le dioxyde d’uranium a un point de fusion très élevé et un comportement bien connu. L’UO₂ est pressé en pastilles 10, ces pastilles sont ensuite frittées dans le cylindre plein (d’une hauteur, et d’un diamètre d’environ 1 centimètre, la hauteur étant supérieure au diamètre). Les dimensions des pastilles de combustible et des autres composants de l’assemblage combustible sont contrôlées avec précision pour assurer la cohérence des caractéristiques du combustible. Ces pastilles sont ensuite chargés et encapsulés dans un crayon combustible (tube de gaine métallique), qui est en alliages de zirconium en raison de sa très faible section d’absorption ( contrairement à l’inox). La surface du tube, qui recouvre les pastilles, est appelée gaine combustible. Les crayons combustibles sont des éléments de base d’un assemblage combustible. Les crayons combustibles ont pour but de contenir les produits de fission, d’assurer le support mécanique des pastilles et de permettre l’évacuation au fluide caloporteur de la chaleur générée par les réactions nucléaires. Le crayon combustible typique a une longueur d’environ 4 m et un diamètre d’environ 1 cm. Un cœur nucléaire de 1 100 MWe (3 300 MWth) peut contenir 157 assemblages combustibles composés de plus de 45 000 crayons combustibles et de quelque 15 millions de pastilles combustibles.

Granulés de carburant avancés

Selon le rapport de l’AEN, les conceptions de combustibles couvertes par le groupe de travail sur les conceptions avancées de combustibles consistent en trois concepts différents:

Combustible UO2 amélioré. En ce qui concerne le combustible UO2 amélioré, cette conception particulière a été divisée en deux sous-concepts, tels que l’UO2 dopé à l’oxyde et l’UO2 à haute conductivité thermique (conçu en ajoutant un dopant métallique ou céramique).
Combustible à haute densité.
Combustible encapsulé (pastilles composites TRISO-SiC).

Référence spéciale : Agence pour l’énergie nucléaire, État de l’art sur le combustible tolérant aux accidents des réacteurs à eau légère. NEA n° 7317, OCDE, 2018.

Carburant à haute densité

La plupart des matériaux métalliques proposés comme gainage pour réduire l’oxydation à la vapeur présentent des pénalités de réactivité assez importantes par rapport aux gaines traditionnelles à base de Zr. Ces pénalités peuvent être compensées soit par une augmentation de l’ enrichissement en ²³⁵ U et/ou par une diminution de la durée du cycle. Pour compenser cela sans les concessions précédentes, la densité fissile dans la pastille doit être augmentée. La densité fissile peut être augmentée de plusieurs manières. Une manière possible est d’augmenter la densité du matériau, et une autre consiste à augmenter le rapport métal sur non-métal dans les combustibles composés de métal.

Il existe plusieurs conceptions proposées de combustible à haute densité, mais il faut noter que tous les combustibles à haute densité sont loin d’être prêts à être utilisés comme combustibles dans des réacteurs commerciaux à eau légère. Les notions incluent:

Combustibles nitrurés
Combustibles siliciures
Combustibles au carbure
Carburants métalliques

Carburant de siliciure d’uranium

Le siliciure d’uranium est un composé inorganique de l’uranium. Il s’agit de l’une des conceptions possibles de matériaux de pastilles de combustible tolérants aux accidents proposés. Les avantages sont un pourcentage plus élevé d’uranium et une conductivité thermique plus élevée. Avec une densité de siliciure d’uranium de 12,2 g/cm³ (vs. ), le siliciure d’uranium (U3Si2) offre un coup de pouce dans l’économie du combustible. Le dioxyde d’uranium a une densité de 10,97 g/cm³. De plus, il y a un surplus de sa composition stechiométrique. Au final, il y a environ 17% de densité d’uranium supérieure à celle du dioxyde d’uranium. Un remplacement direct de UO₂ par U₃Si₂devrait permettre à un réacteur de générer plus d’énergie à partir d’un ensemble de crayons combustibles et également fournir plus de « temps d’adaptation » en cas d’accidents graves. Sa conductivité thermique (~8,5 W/mK à 300 K) est nettement supérieure à celle du dioxyde d’uranium aux températures de fonctionnement, et elle augmente en fonction de la température (la conductivité thermique du dioxyde d’uranium diminue en fonction de la température). Cette conductivité thermique compense son point de fusion inférieur de sorte que les marges de fonctionnement et de sécurité du combustible sont améliorées.

Westinghouse, le Laboratoire national de l’Idaho (INL) et le Laboratoire national de Los Alamos ont commencé à développer et à fabriquer du siliciure d’uranium et ses combustibles composites dans le cadre du programme de combustible tolérant aux accidents du DOE. Les performances thermiques améliorées de l’U₃Si₂ par rapport au combustible UO₂ permettent la mise en œuvre d’un gainage plus avancé tel qu’un composite SiC-SiC, qui, outre les avantages opérationnels et de sécurité attendus, offre également une économie de neutrons supérieure et des économies supplémentaires sur les coûts du cycle du combustible. par rapport aux revêtements à base de Zr.

Carburant encapsulé – Pastilles composites TRISO-SiC

Références :

Science des matériaux :

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Carburant résistant aux accidents

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Qu’est-ce que la fatigue du matériau – Rupture par fatigue – Définition

2022-05-062022-05-01 par Nick Connor

En science des matériaux, la fatigue est l’affaiblissement d’un matériau causé par un chargement cyclique qui entraîne des dommages structurels progressifs, cassants et localisés. La majorité des défaillances techniques sont causées par la fatigue.

En science des matériaux, la fatigue est l’affaiblissement d’un matériau causé par un chargement cyclique qui entraîne des dommages structurels progressifs, cassants et localisés. Une fois qu’une fissure s’est amorcée, chaque cycle de chargement augmentera légèrement la fissure, même lorsque des contraintes alternées ou cycliques répétées sont d’une intensité considérablement inférieure à la résistance normale. Les contraintes peuvent être dues à des vibrations ou à des cycles thermiques. Les dommages de fatigue sont causés par:

action simultanée de contraintes cycliques,
contrainte de traction (qu’elle soit appliquée directement ou résiduelle),
souche plastique.

Si l’un de ces trois éléments n’est pas présent, une fissure de fatigue ne s’amorcera pas et ne se propagera pas. La majorité des défaillances techniques sont causées par la fatigue.

Bien que la fracture soit de type fragile, sa propagation peut prendre un certain temps, en fonction de l’intensité et de la fréquence des cycles de stress. Néanmoins, il y a très peu, voire aucun, avertissement avant la panne si la fissure n’est pas remarquée. Le nombre de cycles nécessaires pour provoquer une rupture par fatigue à une contrainte maximale particulière est généralement assez important, mais il diminue à mesure que la contrainte augmente. Pour certains aciers doux, les contraintes cycliques peuvent être poursuivies indéfiniment à condition que la contrainte maximale (parfois appelée résistance à la fatigue) soit inférieure à la valeur limite d’endurance. Un bon exemple de rupture par fatigue est la rupture d’une fine tige ou d’un fil d’acier avec les mains après l’avoir plié plusieurs fois au même endroit. Un autre exemple est une roue de pompe déséquilibrée entraînant des vibrations qui peuvent provoquer une défaillance par fatigue. Le type de fatigue le plus préoccupant dans les centrales nucléaires est la fatigue thermique. La fatigue thermique peut provenir de contraintes thermiques produites par des changements cycliques de température. Les gros composants tels que le pressuriseur, la cuve du réacteur et la tuyauterie du système du réacteur sont soumis à des contraintes cycliques causées par les variations de température pendant le démarrage du réacteur, les changements de niveau de puissance et l’arrêt.

Dans les centrales nucléaires, les exigences fondamentales lors de la conception et de la fabrication pour éviter la rupture par fatigue sont différentes selon les cas.

Pressuriseur. La pression dans le circuit primaire des REP est maintenue par un pressuriseur, une cuve séparée qui est reliée au circuit primaire (branche chaude) et partiellement remplie d’eau qui est chauffée à la température de saturation (point d’ébullition) pour la pression souhaitée par des circuits électriques immergés radiateurs. Pour un pressuriseur, les variations de charge sont assez faibles, mais la fréquence de cycle est élevée. Par conséquent, un acier de haute résistance à la fatigue et de haute résistance ultime à la traction est souhaitable.
Cuve sous pression du réacteur. Le corps de la cuve du réacteur est construit en acier au carbone faiblement allié de haute qualité et toutes les surfaces qui entrent en contact avec le liquide de refroidissement du réacteur sont revêtues d’un minimum d’environ 3 à 10 mm d’ acier inoxydable austénitique afin de minimiser la corrosion. La cuve et les tuyauteries du réacteur sont en revanche soumises à de fortes variations de charge, mais la fréquence des cycles est faible ; par conséquent, une ductilité élevée est la principale exigence pour l’acier. Les manchons thermiques sont utilisés dans certains cas, tels que les buses de pulvérisation et les lignes de surtension, pour minimiser les contraintes thermiques. Les limites de taux de chauffage et de refroidissement sont basées sur l’impact sur la durée de vie future de la centrale en fatigue. Les limites d’échauffement et de refroidissement garantissent que la durée de vie en fatigue de la centrale est égale ou supérieure à la durée de vie opérationnelle de la centrale. De plus, les modifications de conception de l’usine incluent par exemple le chauffage des réservoirs d’eau ou des puisards du système de refroidissement d’urgence du cœur (ECCS) afin de réduire la différence de température entre l’eau injectée et le matériau de la RPV.
Tuyauterie primaire. La plupart des défaillances de fatigue mécanique dans les tuyauteries sont le résultat de vibrations qui ne sont pas rares. Pratiquement tous les systèmes de tuyauterie contenant un fluide en circulation présentent un certain degré de vibration. La cause de la vibration peut différer. Les pulsations de pression et les mouvements des équipements rotatifs attachés sont parmi les causes les plus courantes de vibrations dans les systèmes de tuyauterie.
Générateurs de vapeur. Les générateurs de vapeur sont des échangeurs de chaleur utilisés pour convertir l’ eau d’ alimentation en vapeur à partir de la chaleur produite dans le cœur d’un réacteur nucléaire. Chaque générateur de vapeur peut contenir entre 3 000 et 16 000 tubes, chacun d’environ 19 mm de diamètre. En cas de panne de l’alimentation en eau d’alimentation du générateur de vapeur pour une raison quelconque, des mesures d’urgence doivent être prises rapidement et cela se fait par un système d’introduction d’eau froide dans le boîtier du générateur de vapeur pour empêcher le faisceau tubulaire et la plaque tubulaire de surchauffer dangereusement. Pour éviter un choc thermique important, en particulier sur la plaque tubulaire En cas de panne de l’alimentation en eau du générateur de vapeur pour une raison quelconque, le système d’alimentation en eau de secours déclenche son action et introduit de l’eau froide dans le générateur de vapeur pour empêcher le faisceau tubulaire et la plaque tubulaire de surchauffer dangereusement . Ceci provoque des contraintes importantes notamment sur la plaque tubulaire.

Bien que la cause principale du phénomène de rupture par fatigue ne soit pas bien connue, elle résulterait de la formation initiale d’une petite fissure résultant d’un défaut ou d’un glissement microscopique des grains métalliques. La fissure se propage lentement d’abord puis plus rapidement lorsque la contrainte locale augmente du fait d’une diminution de la section portante. Le métal se fracture alors. Rupture par fatigue peut être initié par des fissures et des entailles microscopiques, et même par des marques de meulage et d’usinage sur la surface ; par conséquent, de tels défauts doivent être évités dans les matériaux soumis à des contraintes (ou déformations) cycliques. Les opérations de la centrale sont effectuées de manière contrôlée pour atténuer les effets du stress cyclique. Les limitations de chauffage et de refroidissement, les limitations de pression et les courbes de fonctionnement de la pompe sont toutes utilisées pour minimiser les contraintes cycliques.

Référence spéciale: US Department of Energy, Material Science. DOE Fundamentals Handbook, Volume 2 et 2. Janvier 1993.

Fatigue thermique

La fatigue thermique est un type spécifique de mécanisme de rupture par fatigue induit par des contraintes cycliques (dilatation et contraction thermiques) dues à des fluctuations répétitives de la température (chauffage et refroidissement) de l’équipement. Ce type de fatigue est très important notamment dans l’ingénierie énergétique, l’aéronautique et l’ingénierie automobile.

Contraintes thermiques apparaissent dans les matériaux lorsqu’ils sont chauffés ou refroidis. Les contraintes thermiques affectent le fonctionnement des installations, à la fois en raison des gros composants soumis à des contraintes et parce qu’elles sont affectées par le mode d’exploitation de l’installation. Lors du refroidissement, des contraintes de traction résiduelles sont produites si le métal est empêché de se déplacer (se contracter) librement. Les fissures de fatigue peuvent s’amorcer et se développer au fur et à mesure que le cycle se poursuit. Les concentrations de contraintes peuvent être réduites grâce à des modifications de conception appropriées qui tiennent compte de la dilatation et de la contraction thermiques. Par exemple, les boucles de dilatation et les soufflets dans les systèmes de tuyauterie et de tubes à température élevée tirent parti de ce principe. Dans les centrales nucléaires, les limites des taux de chauffage et de refroidissement sont basées sur l’impact sur la durée de vie future de la centrale en fatigue. Les limites d’échauffement et de refroidissement garantissent que l’installation s la durée de vie en fatigue est égale ou supérieure à la durée de vie opérationnelle de la centrale. De plus, les modifications de conception de l’usine incluent par exemple le chauffage des réservoirs d’eau ou des puisards du système de refroidissement d’urgence du cœur (ECCS) afin de réduire la différence de température entre l’eau injectée et le matériau de la RPV.

Fatigue polycyclique vs fatigue polycyclique

La fatigue a été séparée en régions de fatigue polycyclique et de fatigue polycyclique. La principale différence entre la fatigue polycyclique et la fatigue polycyclique est le nombre de cycles jusqu’à la rupture. La transition entre LCF et HCF est déterminée par le niveau de contrainte, c’est-à-dire la transition entre les déformations plastiques et élastiques.

La fatigue polycyclique nécessite plus de 10⁴ cycles jusqu’à la rupture lorsque la contrainte est faible et principalement élastique.
La fatigue oligocyclique est caractérisée par une déformation plastique répétée (c’est-à-dire à chaque cycle) et par conséquent, le nombre de cycles jusqu’à la rupture est faible. Dans la région plastique, de grands changements de déformation peuvent être produits par de petits changements de contrainte. Des expériences ont montré que la fatigue oligocyclique est également une croissance de fissures.

Les ruptures de fatigue, à la fois pour le cycle haut et le cycle bas, suivent toutes les mêmes étapes de base du processus d’initiation de fissure, de croissance de fissure de stade I, de croissance de fissure de stade II et enfin de rupture ultime.

Durée de vie en fatigue – Courbe SN

Courbe SN - Rupture par fatigue

L’American Society for Testing and Materials définit la durée de vie en fatigue, N _f , comme le nombre de cycles de contrainte d’un caractère spécifié qu’un spécimen subit avant qu’une défaillance d’une nature spécifiée ne se produise. La durée de vie en fatigue est affectée par les contraintes cycliques, les contraintes résiduelles, les propriétés des matériaux, les défauts internes, la taille des grains, la température, la géométrie de conception, la qualité de surface, l’oxydation, la corrosion, etc. Pour certains matériaux, notamment l’acier et le titane, il existe une valeur théorique de contrainte amplitude en dessous de laquelle le matériau ne se rompra pas pendant un certain nombre de cycles, appelée limite de fatigue, limite d’ endurance ou résistance à la fatigue.

Les ingénieurs utilisent un certain nombre de méthodes pour déterminer la durée de vie en fatigue d’un matériau. L’une des plus utiles est la méthode contrainte-vie, généralement caractérisée par une courbe SN, également appelée courbe de Wöhler. Cette méthode est illustrée dans la figure Elle trace la contrainte appliquée (S) en fonction de la durée de vie du composant ou du nombre de cycles jusqu’à la défaillance (N). Au fur et à mesure que la contrainte diminue à partir d’une valeur élevée, la durée de vie des composants augmente lentement au début, puis assez rapidement. Parce que la fatigue comme la rupture fragile a une telle nature variable, les données utilisées pour tracer la courbe seront traitées statistiquement. La dispersion des résultats est une conséquence de la sensibilité à la fatigue d’un certain nombre de paramètres d’essai et de matériaux impossibles à contrôler avec précision.

Les termes suivants sont définis pour la courbe SN:

Limite de fatigue. La limite de fatigue (également parfois appelée limite d’endurance) est le niveau de contrainte en dessous duquel la rupture par fatigue ne se produit pas. Cette limite n’existe que pour certains alliages ferreux (à base de fer) et de titane, pour lesquels la courbe S – N devient horizontale à des valeurs N plus élevées. D’autres métaux de structure, tels que l’aluminium et le cuivre, n’ont pas de limite distincte et finiront par échouer même à partir de petites amplitudes de contrainte. Les valeurs typiques de la limite pour les aciers sont la moitié de la résistance ultime à la traction, jusqu’à un maximum de 290 MPa (42 ksi).
Résistance à la fatigue. L’ASTM définit la résistance à la fatigue, S _Nf , comme la valeur de la contrainte à laquelle la rupture se produit après un certain nombre de cycles spécifiés (par exemple, 10⁷ cycles). Par exemple, la résistance à la fatigue de l’alliage de titane Ti-6Al-4V recuit est d’environ 240 MPa. à 10⁷ cycles et le facteur de concentration de contrainte = 3,3.
La vie en fatigue. La durée de vie caractérise le comportement à la fatigue d’un matériau. C’est le nombre de cycles pour provoquer une défaillance à un niveau de contrainte spécifié, tel qu’il est tiré du diagramme S – N

Le processus de rupture par fatigue se caractérise par trois étapes distinctes :

Amorçage de fissure, dans lequel une petite fissure se forme à un certain point de forte concentration de contraintes.
Propagation de la fissure, au cours de laquelle cette fissure progresse progressivement à chaque cycle de contrainte. La majeure partie de la durée de vie en fatigue est généralement consommée dans la phase de croissance des fissures.
La rupture ultime, qui se produit très rapidement une fois que la fissure en progression a atteint une taille critique.

Les fissures associées à la rupture par fatigue commencent presque toujours (ou nucléent) à la surface d’un composant à un certain point de concentration de contraintes. Tout ce qui entraîne une concentration de contraintes et le développement de fissures réduira la durée de vie en fatigue. Par conséquent, l’augmentation du degré de finition de surface, le polissage par rapport au meulage, améliore la résistance à la fatigue. L’augmentation de la résistance et de la dureté des couches de surface des composants métalliques améliorera également la résistance à la fatigue.

Courbes SN de différents matériaux — Contrainte maximale (S) en fonction du logarithme du nombre de cycles jusqu’à la rupture par fatigue (N) pour sept alliages métalliques. Les courbes ont été générées à l’aide d’essais de rotation-flexion et de cycle inversé. Source : William D. Callister, David G. Rethwisch. Science et génie des matériaux : une introduction 9e édition, Wiley ; 9 édition (4 décembre 2013), ISBN-13 : 978-1118324578.

Références :

La science des matériaux:

Département américain de l’énergie, science des matériaux. DOE Fundamentals Handbook, Volume 1 et 2. Janvier 1993.
Département américain de l’énergie, science des matériaux. DOE Fundamentals Handbook, Volume 2 et 2. Janvier 1993.
William D. Callister, David G. Rethwisch. Science et génie des matériaux : une introduction 9e édition, Wiley ; 9 édition (4 décembre 2013), ISBN-13 : 978-1118324578.
En ligneEberhart, Mark (2003). Pourquoi les choses se cassent : Comprendre le monde par la manière dont il se décompose. Harmonie. ISBN 978-1-4000-4760-4.
Gaskell, David R. (1995). Introduction à la thermodynamique des matériaux (4e éd.). Éditions Taylor et Francis. ISBN 978-1-56032-992-3.
González-Viñas, W. & Mancini, HL (2004). Une introduction à la science des matériaux. Presse universitaire de Princeton. ISBN 978-0-691-07097-1.
Ashby, Michael; Hugh Shercliff; David Cebon (2007). Matériaux: ingénierie, science, traitement et conception (1ère éd.). Butterworth-Heinemann. ISBN 978-0-7506-8391-3.
JR Lamarsh, AJ Baratta, Introduction au génie nucléaire, 3e éd., Prentice-Hall, 2001, ISBN : 0-201-82498-1.

Voir ci-dessus:
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