Etude expérimentale de l'oxydation des alliages de zirconium à haute pression de vapeur d'eau et modélisation des mécanismes

par Yacoub Dali

Thèse de doctorat en Génie des Procédés

Sous la direction de Michèle Pijolat.

Soutenue en 2007

à Saint-Etienne, EMSE .


  • Résumé

    La corrosion des gaines de crayons combustible, en alliage de zirconium, limite la durée de vie des crayons dans les réacteurs à eau légère. Les industriels ont pour objectif à moyen terme d’augmenter la durée des cycles en réacteur, le nombre de cycles et de soumettre ces gaines à des conditions plus sollicitantes. Dans ce cadre, de nouveaux alliages, notamment le Zr-1%Nb, destinés à remplacer le Zircaloy-4 ont été récemment développés et présentent une résistance accrue à la corrosion en réacteur. Améliorer la compréhension des mécanismes de corrosion de ces alliages est donc un enjeu industriel majeur, pour prédire le comportement à long terme de ces matériaux. L’oxydation de deux familles d’alliages a été étudiée sous vapeur d’eau (pression comprise entre 100 millibars et 100 bars) : les alliages de type Zircaloy, dont la composition est basée sur celle du Zircaloy-4 et ceux de type Zr-x%Nb à différentes teneurs en niobium (0,2 ; 0,4 et 1%). Nos objectifs pour ces deux familles d’alliage étaient de comprendre les différences de réactivité de ces matériaux entre la basse et la haute pression de vapeur d‘eau, en estimant les variations de la vitesse avec cette variable et l’influence de chaque élément d’addition sur la vitesse. Pour les alliages au niobium, une analyse approfondie de la ségrégation du niobium en surface a également été menée. Au cours de ce travail, une thermobalance à suspension magnétique a été développée et mise en œuvre pour suivre in-situ l’oxydation à haute pression (jusqu’à 50 bars). Cette expérimentation est, à notre connaissance, unique en son genre. Au cours de cette étude, un large domaine de pression a ainsi été balayé en associant expérimentations en thermobalance (0,1-10 bars) et en autoclave (10-100 bars). Les couches d’oxyde formées ont ensuite été caractérisées par différentes techniques telles que le MEB, le MET-HR, la DRX, l’ESCA, la marco- et microphotoélectrochimie (MPEC et mPEC), le SIMS après échange isotopique en H₂¹⁸O. Pour les alliages de la famille du Zircaloy, nous avons confirmé le rôle prépondérant des précipités Zr(Fe,Cr)2 sur la résistance à la corrosion des gaines, et validé la croissance de la vitesse d’oxydation du zirconium quasi-pur avec la pression partielle de vapeur d’eau. A l’opposé de la très grande stabilité cinétique du Zircaloy-4, dont la vitesse est indépendante de la pression de vapeur d’eau et donc contrôlée par la diffusion de l’oxygène dans la couche, nos résultats nous ont conduits à proposer une étape limitante de réaction d’interface dans le cas du zirconium pur, associée à une forte dégradation de la couche liée à une croissance des grains catalysée par la vapeur d’eau, à l’origine des décohésions entre des amas de cristallites. Les précipités Zr(Fe,Cr)₂, au travers de la dissolution du fer dans la matrice de zircone environnante, pourraient, en stabilisant la zircone quadratique, assurer l’intégrité de la couche. Pour les alliages Zr-x%Nb et plus particulièrement pour l’alliage Zr-1%Nb, la vitesse d‘oxydation est dépendante de la pression partielle de vapeur d’eau. A cela s’ajoute un accroissement sensible de la ségrégation en niobium à la surface, mise en évidence par ESCA, sous la forme Nb₂O₅, mise en évidence par MPEC. La vitesse d’oxydation et la ségrégation en niobium montrent toutes deux une dépendance homographique en fonction de la pression. L’originalité de l’exploitation de ces résultats réside essentiellement dans la proposition d’un mécanisme simple prenant à la fois en compte la ségrégation et l’oxydation. Une étape limitante de diffusion des ions hydroxydes adsorbés dans la couche externe de l’oxyde permet de décrire la majorité des résultats expérimentaux obtenus sur les alliages Zr-x%Nb.

  • Titre traduit

    Experimental study of the zirconium alloy oxidation under high pressure of steam and modelling of the mechanisms


  • Résumé

    The corrosion of the cladding materials used for the fuel rods is one of the limiting factor of their lifetime in light water reactors. In this field, the aim of the nuclear industry is today to increase the time and the number of cycles and to submit the claddings in zirconium alloys to higher corrosive conditions. In this way, new alloys devoted to replace the standard Zircaloy-4, for instance Nb containing alloys, have been recently developed and licensed and show better corrosion resistance. A better understanding of the corrosion mechanisms of the zirconium alloys is necessary to predict the corrosion behaviour of these materials. In this work, the oxidation rate of model alloys of two metallurgic families has been studied in steam in a pressure range between 100 millibars and 100 bars. The Zircaloy type alloys contain as alloying elements oxygen and/or tin and/or iron and chromium. For the Zr-Nb family, three niobium contents have been studied, respectively 0. 2, 0. 4 and 1 weight percent of niobium. Our objectives were to understand the variations of the reactivity between the low pressure and the high pressure range, in quantifying the dependency of the corrosion rate with the steam pressure and the alloying element concentrations. The segregation process of the niobium at the surface has also been studied on the Zr-Nb alloys. During this work, a magnetic suspension thermobalance has been developed and used to follow in-situ the corrosion rate at high pressure of water vapour. The oxide layers have been characterized by many techniques, macro and microphotoelectrochemistry, XRD, FEG-SEM, XPS, HR-TEM and SIMS. For the Zircaloy type alloys, we have confirmed the major role of the intermetallic precipitates Zr(Fe,Cr)₂ on the corrosion resistance. Unlike the standard Zircaloy-4, for which the oxidation rate does not depend on the pressure of the water vapour and is thus limited by the vacancy diffusion in the oxide layer, we have shown that the rate of the pure zirconium increase drastically with the steam pressure and could be controlled by an interface reaction, associated to a degradation of the oxide favoured by the increase of the oxidant pressure. Finally, we have proposed an oxidation mechanism of the Zr(Fe,Cr)₂ precipitates, during which the iron is dissolved in the oxide around the precipitate and probably stabilises by this way the quadratic zirconia. This process could ensure the integrity of the oxide layer and annihilate the degradation of the layer. Concerning the Zr-Nb alloys and specially the Zr-1%Nb, the oxidation rate is dependant on the steam pressure. Moreover, the segregated niobium content grows with the pressure of water vapour, the niobium concentration in the alloy and is not observed under oxygen. We have proposed a corrosion mechanism able to describe the oxidation and the segregation processes. Finally, a rate limiting step of the diffusion of adsorbed hydroxide ions in the external oxide layer is consistent with our experimental results

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Informations

  • Détails : 1 volume (257 pages)
  • Notes : Publication autorisée par le jury
  • Annexes : Bibliographie pages 203-220

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  • Disponible pour le PEB
  • Cote : 541.37a DAL
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