Helium mobility in advanced nuclear ceramics

par Shradha Agarwal

Thèse de doctorat en Physique

Sous la direction de Patrick Trocellier.

Le président du jury était Frederico Garrido.

Le jury était composé de Patrick Trocellier, Frederico Garrido, Nathalie Moncoffre, Guy Terwagne, Ian Vickridge, Bernard Bonin.

Les rapporteurs étaient Nathalie Moncoffre, Guy Terwagne.

  • Titre traduit

    Helium mobility in advanced nuclear ceramics


  • Résumé

    Cette thèse a pour objectif d’apporter des informations quantitatives sur la mobilité de l’hélium dans des céramiques nucléaires avancées comme TiC, TiN et ZrC, soumises à des traitements thermiques ou bien en présence de dommages d’irradiation. L’approche expérimentale développée au cours de ce travail est basée sur l’implantation ionique d’ions d’hélium-3 de 3 MeV en profondeur dans les trois matériaux précédemment cités et sur la mesure du profil de concentration en profondeur de l’isotope 3He au moyen d’une réaction nucléaire spécifique induite par des deutérons, 3He(d, p0)4He. La microscopie électronique à transmission et la spectrométrie Raman sont couplées à l’analyse par réaction nucléaire.Parmi les principaux résultats obtenus :- aucun relâchement d’hélium n’est observé à température ambiante pour les trois composés. Les valeurs d’énergie d’activation associée au relâchement d’hélium après un recuit thermique dans l’intervalle 1100 – 1600°C sont comprises entre 0,77 et 1,2 eV et semblent étroitement liées à la microstructure initiale du composé (stoéchiométrie et taille de grains). La capacité de rétention de l’hélium-3 dans des carbures ou nitrures de métaux de transition soumis à des traitements thermiques en conditions contrôlées croît dans l’ordre ZrC < TiC < TiN.- la formation de blisters n’et observée qu’à la surface de ZrC.- les profils d’implantation d’hélium présentent deux composantes pour les trois matériaux, l’une située au voisinage de la fin de parcours des ions et la seconde plus proche de la surface. Cette dernière résulte probablement du piégeage d’atomes d’hélium par les lacunes natives présentes.- les valeurs obtenues pour le coefficient apparent de diffusion de l’hélium varient dans l’intervalle 3,58E-19 – 5,296E-18 m^2s^-1 pour TiN et 4,20E-18 – 2,59E-17 m^2s^-1 pour TiC.Les valeurs correspondantes obtenues pour l’énergie d’activation sont respectivement de 2,50 eV pour TiC et de 1,05 eV pour TiN. Le mécanisme impliqué repose sur une dissociation des amas atomes d’hélium – lacunes au voisinage de la fin de parcours des ions. Plus en surface, la diffusion est plutôt du type substitutionnel.- l’observation au MET de sections transverses de TiN préparées par la technique FIB révèlent la présence de bulles d’hélium dès recuit à 1100°C et montrent la croissance des bulles avec la température. L’énergie d’activation de croissance des bulles a été estimée à 0,38 eV. A partir de 1400°C, cette croissance résulte vraisemblablement de l’absorption de lacunes par les amas.- la pression interne des bulles a été calculée à l’aide du modèle de Trinkaus, et nous avons montré qu’à partir de 1500°C, cette pression tendait à s’approcher de la valeur du module de cisaillement de TiN (240 GPa) et qu’elle atteignait la pression d’équilibre de 2 GPa à 1600°C.- à 1100°C, il semble que la densité des bulles présentes dans TiN varie linéairement avec la fluence d’implantation. A 1500°C, la taille des bulles est d’autant plus grande que la fluence est faible.- pour ZrC, l’effet de la fluence sur la mobilité de l’hélium est comparable à celui observé pour TiN. A la plus basse fluence, le relâchement d’hélium est très faible. Il croît avec la température de recuit et avec la fluence d’implantation.- la pré-Irradiation des trois composés par des auto-Ions avant implantation d’hélium provoque une augmentation de la dureté au moins =jusqu’à une dose de 27 dpa. Une très faible augmentation du paramètre de maille est alors détectée (≤ 0.5%).- dans le cas de ces matériaux non amorphisables sous irradiation aux ions, le recuit par perte d’énergie électronique ou bien le pré-Endommagement balistique ne jouent a priori aucun rôle sur la mobilité de l’hélium, étudiée sous l’angle d’une activation thermique.


  • Résumé

    While the current second and third generation nuclear plant designs provides an economically, technically, and publicly acceptable electricity supply in many markets, further advances in nuclear energy system design can broaden the opportunities for the use of nuclear energy. The fourth generation of nuclear reactors is under development. These new reactors are designed with the following objective in mind: sustainability, safety and reliability, economics, proliferation resistance. Out of six Generation IV systems namely, Gas-Cooled Fast Reactor (GFR), Lead-Cooled fast reactor (LFR), Molten Salt Reactor (MSR), Sodium-Cooled Fast Reactor (SFR), Supercritical-Water-Cooled Reactor (SCWR), Very-High-Temperature Reactor (VHTR), this work is dedicated to identify specific fuel type that is compatible with gas-Cooled fast reactor (GFR) in-Core service conditions and could be extended to diagnose potential cladding material for SFR. The French strategy is mainly oriented towards the development of sodium-Cooled fast reactors (SFR) and very slightly focused on GFR. This dissertation is focused on the study of transition metal ceramics which are candidates for fuel coatings in GFR and have been considered as potential cladding materials for SFR. The specific fuel type in GFR should consists of spherical fuel particle made up of UC or UN, surrounded by a ceramic coating which provides structural integrity and containment of fission products. The most promising candidates for ceramic coatings are ZrN, ZrC, TiN, TiC & SiC due to a combination of neutronic performance, thermal properties, chemical behavior, crystal structure, and physical properties. It is obvious that these ceramics would be exposed to energetic fission products from fuel such as heavy ions and neutrons. These high-Energy neutron will knock the atoms in the surrounding materials and can induce (n, α) reactions, thus producing high concentration of helium atoms during and after reactor operation. The helium atoms produced are energetic and can easily penetrate into the surrounding material. Helium atoms are considered to be highly insoluble in previously studied structural nuclear materials. The accumulation of helium into solid matrix, can lead to the formation of bubbles, cavity, swelling, embrittlement etc. Helium can strongly induce grain boundary cavitation that can produce formation of inter-Granular channels, which may serve as pathways for release of radioactive elements to the environment or lead to grain-Boundary weakening and de-Cohesion. Particularly in ceramics, large quantities of helium can also lead to dimensional changes and cracks due to over-Pressurized helium bubbles. Therefore, study of helium behavior in advanced nuclear ceramics under high operating temperatures and extreme radiation conditions predicted for GFRs is viewed as crucial. In this thesis, ion-Implantation technique and material characterization techniques are used to study diffusion of helium in transition metal ceramics under thermal and extreme irradiation environments. Our main aim during this thesis is: 1) To calculate diffusion and migration energies of helium under different experimental conditions by applying theoretical models on experimental data.2) To investigate the role of microstructure such as grain boundaries, native vacancies and porosity on helium accumulation and its evolution after helium accumulation.3) To know the role of helium introduction conditions on helium diffusion. 4) To establish and validate an approach to calculate pressure built by helium gas inside the bubbles and to verify if the pressure approaches mechanical stability limit.


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