Quelle est la composition des alliages de zirconium – Définition

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 une faible 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.

Composition des alliages de zirconium

• Alliages Zirconium – Niobium. Les alliages de zirconium avec du niobium sont utilisés comme gaines des éléments combustibles des réacteurs VVER et RBMK. Ces alliages sont le matériau de base du canal d’assemblage du réacteur RBMK. L’alliage Zr + 1% Nb de type N-1 E-110 est utilisé pour les gainages des éléments combustibles, l’alliage Zr + 2,5% Nb de type E-125 est appliqué pour les tubes des canaux d’assemblage.
• Zirconium – Alliages d’étain. Les alliages de zirconium, dans lesquels l’étain est l’élément d’alliage de base, permet d’améliorer leurs propriétés mécaniques, ont une large diffusion aux États-Unis. Un sous-groupe commun porte la marque Zircaloy. Dans le cas des alliages zirconium-étain, la diminution de la résistance à la corrosion dans l’eau et la vapeur se produit, ce qui entraîne la nécessité d’un alliage supplémentaire.

Le matériau de gaine pour les nouvelles conceptions de combustible 17×17 est également basé sur les alliages zirconium-niobium (par exemple, le matériau ZIRLO optimisé), dont la résistance à la corrosion a été démontrée par rapport aux matériaux de gaine de combustible antérieurs. Le niveau d’étain optimisé offre un taux de corrosion réduit tout en conservant les avantages de la résistance mécanique et de la résistance à la corrosion accélérée due à des conditions chimiques anormales.

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 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 r_Zr,2 = 0,408 cm et un rayon extérieur r_Zr,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.

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Voir ci-dessus:
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