Traitements thermiques de l'oxyde d'uranium irradié dans un réacteur à eau pressurisée (R. E. P. ) : gonflement et relâchement des gaz de fission

par Isabelle Zacharie

Thèse de doctorat en Sciences appliquées

Sous la direction de Michel Coster et de Michel Groos.

Le président du jury était Dominique François.

Le jury était composé de Patrick Combette, Sylvie Lansiart, Maria Trotabas.

Les rapporteurs étaient Daniel Baron, Hansjoachim Matzke.


  • Résumé

    Afin de maintenir à un niveau maximal de sureté les réacteurs à eau pressurisée, il est nécessaire de comprendre le phénomène d'interaction mécanique et chimique entre l'élément combustible et sa gaine sous l'effet d'une élévation brutale de température, due à un transitoire de puissance. Dans ce processus, le gonflement de l'oxyde d'uranium occupe une place importante. Il a pour origine une précipitation sous forme de bulles de gaz de fission, qui, lorsqu'ils accèdent à l'extérieur, sont relâchés. C'est pourquoi l'objectif de cette thèse consiste à acquérir une meilleure connaissance des mécanismes mis en jeu. Des échantillons d'oxyde d'uranium, issus d'un combustible ayant fonctionné pendant deux cycles, ont tout d'abord subi des traitements thermiques entre 1100c et 1700c pour des temps de traitement variant de cinq minutes à dix heures. L'évolution de la quantité de gaz relâchés en fonction du temps a été déterminée lors de chaque traitement. La confrontation de ces résultats expérimentaux avec un modèle numérique existant s'étant révélée satisfaisante, il apparait que le relâchement, après formation de tunnels aux joints de grains, est contrôlé par la diffusion. Les échantillons ont fait ensuite l'objet de mesures de gonflement. Les examens micrographiques des échantillons montrent que les bulles sont intergranulaires, de forme lenticulaire. Le gonflement mesuré pouvant s'expliquer par la seule coalescence des bulles, un modèle a été développé. Il aboutit à une équation permettant d'obtenir le gonflement intergranulaire d'un combustible ayant fonctionné deux cycles en réacteur en fonction du temps et de la température. L'étude entreprise donne donc la possibilité d'interpréter le comportement des gaz de fission, lors d'une élévation de température.

  • Titre traduit

    Heat treatments of irradiated uranium oxide in a pressurised water reactor (P. W. R. ) : swelling and fission gas release


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Informations

  • Détails : 1 vol. (146 p.)
  • Notes : Publication autorisée par le jury
  • Annexes : Bibliogr. p. 115-120

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  • Bibliothèque : CentraleSupélec. Bibliothèque.
  • Non disponible pour le PEB
  • Cote : TH 58194
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