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Coûts du zirconium – Prix – Définition

Coûts du zirconium. De 2003 à 2007, alors que les prix du minerai de zircon augmentaient régulièrement de 360 $ à 840 $ la tonne, le prix du zirconium brut était passé de 39 900 $ à 22 700 $ la tonne.

Assemblage de combustible nucléaire
Assemblage combustible typique

Le zirconium pur est un métal de transition brillant, gris-blanc et solide qui ressemble à l’hafnium et, dans une moindre mesure, au titane. Le zirconium est principalement utilisé comme réfractaire et opacifiant, bien que de petites quantités soient utilisées comme agent d’alliage pour sa forte résistance à la corrosion. Le zirconium et ses alliages sont largement utilisés comme gaine pour les combustibles des réacteurs nucléaires. Le zirconium allié au niobium ou à l’étain possède d’ excellentes propriétés de corrosion. La haute résistance à la corrosion des alliages de zirconium résulte de la formation naturelle d’un oxyde dense et stable à la surface du métal. Ce film est auto-cicatrisant, il continue à se développer lentement à des températures allant jusqu’à environ 550 °C (1020 °F) et il reste fermement adhérent. La propriété recherchée de ces alliages est également unefaible section efficace de capture neutronique. Les inconvénients du zirconium sont des propriétés de faible résistance et une faible résistance à la chaleur, qui peuvent être éliminées, par exemple, en s’alliant avec du niobium.

Coûts du zirconium

En termes de coût, ces alliages sont également souvent les matériaux de choix pour les échangeurs de chaleur et les systèmes de tuyauterie pour les industries chimiques et nucléaires. Le zirconium est un sous-produit de l’extraction et du traitement des minéraux de titane, ainsi que de l’extraction de l’étain. De 2003 à 2007, alors que les prix du minerai de zircon ont augmenté régulièrement de 360 ​​$ à 840 $ la tonne, le prix du métal zirconium brut a diminué de 39 900 $ à 22 700 $ la tonne. Le zirconium métal est beaucoup plus cher que le zircon car les procédés de réduction sont coûteux. Tous les coûts varient considérablement avec une certaine pureté.

Production de zirconium

La production de zirconium métallique nécessite des techniques particulières en raison des propriétés chimiques particulières du zirconium. La plupart des métaux Zr sont produits à partir de zircon (ZrSiO4) par la réduction du chlorure de zirconium avec du magnésium métallique dans le procédé Kroll. La principale caractéristique du procédé Kroll est la réduction du chlorure de zirconium en zirconium métallique par le magnésium. Le zirconium de qualité commerciale non nucléaire contient généralement 1 à 5% d’hafnium, dont la section efficace d’absorption des neutrons est 600 fois supérieure à celle du zirconium. L’hafnium doit donc être presque entièrement éliminé (réduit à < 0,02 % de l’alliage) pour les applications en réacteur.

Alliages de zirconium dans l’industrie nucléaire

La gaine de combustible a typiquement un rayon intérieur de rZr,2 = 0,408 cm et un rayon extérieur rZr,1 = 0,465 cm.

La gaine de combustible 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. La gaine de combustible a typiquement un rayon intérieur de rZr,2 = 0,408 cm et un rayon extérieur rZr,1 = 0,465 cm. Par rapport aux pastilles de combustible, il n’y a presque pas de génération de chaleur dans la gaine de combustible (la gaine est  légèrement chauffée par rayonnement). Toute la chaleur générée dans le combustible doit être transférée par conduction à travers la gaine et, par conséquent, la surface intérieure est plus chaude que la surface extérieure.

Une composition typique d’alliages de zirconium de qualité nucléaire comprend plus de 95 % en poids de zirconium et moins de 2 % d’étain, de niobium, de fer, de chrome, de nickel et d’autres métaux, qui sont ajoutés pour améliorer les propriétés mécaniques et la résistance à la corrosion. L’alliage le plus couramment utilisé, à ce jour, dans les REP, a été le Zircaloy 4, mais il est actuellement remplacé par de nouveaux alliages à base de zirconium-niobium, présentant une meilleure résistance à la corrosion. La température maximale à laquelle les alliages de zirconium peuvent être utilisés dans les réacteurs refroidis à l’eau dépend de leur résistance à la corrosion. Les alliages de zirconium les plus courants, Zircaloy-2 et Zircaloy-4, contiennent les puissants stabilisants α étain et oxygène, ainsi que les stabilisants β fer, chrome et nickel. Les alliages de type Zircalloy, dans lesquels l’étain est l’élément d’alliage de base qui permet d’améliorer leurs propriétés mécaniques, ont une large diffusion dans le monde. Cependant, dans ce cas, la diminution de la résistance à la corrosion dans l’eau et la vapeur a eu lieu, ce qui a entraîné la nécessité d’un alliage supplémentaire. L’amélioration apportée par le niobium additif implique probablement un mécanisme différent. La résistance élevée à la corrosion des métaux alliés au niobium dans l’eau et la vapeur à des températures de 400 à 550 °C est due à leur capacité de passivation avec formation de films protecteurs.

 

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:
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