Frittage et développement de la microstructure du combustible nucléaire MOX RNR

Sintering and microstructure development of SFR MOX nuclear fuel

• Auteur / Autrice : Julie Simeon
• Direction : Guillaume Bernard-Granger
• Type : Thèse de doctorat
• Discipline(s) : Matériaux, mécanique, génie civil, électrochimie
• Date : Soutenance le 23/02/2022
• Etablissement(s) : Université Grenoble Alpes
• Ecole(s) doctorale(s) : École doctorale Ingénierie - matériaux mécanique énergétique environnement procédés production (Grenoble ; 2008-....)
• Partenaire(s) de recherche : Laboratoire : Centre d'études nucléaires de la Vallée du Rhône
• Jury : Président / Présidente : Fiqiri Hodaj
• Jury : Examinateurs / Examinatrices : Jacques Guillaume Noudem, Anne-Charlotte Robisson, Véronique Peres
• Jury : Rapporteurs / Rapporteuses : Claude Estournès, Anne Leriche

Mots clés

Mots clés contrôlés

Frittage (métallurgie)

Combustibles nucléaires

Microstructure (physique)

Mots clés libres

Microstructure

Combustible nucléaire

Frittage

Microstructure

Sintering

Nuclear Fuel

Résumé

Lors de la fabrication du combustible MOX (Mixed Oxide), (U,Pu)O2-x, pour RNR (Réacteurs à Neutrons Rapides), la consolidation des compacts crus mis en forme à partir des poudres mères se fait par frittage à haute température. L’étude fine du frittage réalisée dans cette étude est basée sur un couplage d’essais dilatométriques en atmosphères réductrices contrôlée et des caractérisations microstructurales multi-échelles en vue de réaliser des trajectoires de frittage et d’établir des modèles prédictifs de frittage.Dans cette étude, trois lots de poudres ont été obtenus par granulation cryogénique avec des teneurs Pu/(U+Pu) visées de 15, 26 et 33 %mol. À partir de la densité relative et de la taille de grains de chaque échantillon (crus et frittés) une trajectoire de frittage commune a été obtenue. Celle ci est donc indépendante non seulement du cycle thermique (vitesse de chauffe, température de frittage et temps de palier) mais également de la teneur en plutonium et de la stœchiométrie en oxygène. Un lot d’une teneur Pu/(U+Pu) de 26 %mol a été préparé par cobroyage direct (sur la base d’un procédé industriel de fabrication du combustible nucléaire). Une trajectoire différente de celle des lots de granulation est observée pour ce lot.Pour l’ensemble des lots (granulés et cobroyés), les calculs des coefficients de diffusion à partir des données de dilatométrie et de la carte de frittage ont mis en évidence que la densification est gouvernée par l’autodiffusion du plutonium aux joints de grains. De plus les résultats obtenus par microscopie électronique en transmission, en accord avec les résultats obtenus par diffraction des rayons X, microsonde électronique et spectroscopie Raman, ont montré que le grossissement granulaire est contrôlé par les joints de grains.Une trajectoire de frittage unique permet en outre le calcul de l’énergie d’activation de la densification en appliquant plusieurs méthodes aux données recueillies par dilatométrie. Ainsi, l’énergie d’activation de la densification est évaluée à 454 ± 64 kJ/mol pour l’ensemble des lots issus de la granulation cryogénique et à 548 ± 33 kJ/mol pour le lot cobroyé. Ces valeurs ont permis l’établissement de modèles prédictifs de frittage utiles notamment pour abaisser la température maximale et la durée totale du cycle industriel sans affecter la conformité du combustible aux spécifications.

For the manufacture of FNR (Fast Neutron Reactor) MOX (Mixed Oxide) fuel, (U,Pu)O2-x, consolidation of green compacts shaped from the raw powders, is performed by sintering at high temperature. Thus, the detailed study of the sintering is based on coupling of dilatometric tests in controlled reducing atmospheres to multi-scale microstructural characterizations in order to plot sintering maps and to establish predictive sintering models.In this study, three batches of powders were obtained by cryogenic granulation with target Pu/(U+Pu) contents of 15, 26 and 33 %mol. A single sintering trajectory was obtained from the relative density and grain size of each sample (raw and sintered). It is independent not only of the heat cycle (heating rate, sintering temperature and soak time) but also of the plutonium content and the oxygen stoichiometry.A batch with a Pu/(U+Pu) content of 26 %mol was prepared by direct co-milling (based on an industrial method for nuclear fuel fabrication). The trajectory observed for this batch differs from that of the three others.For all batches (granulated and co-milled), calculations of the diffusion coefficients from dilatometry data and the sintering map show that the densification is governed by the self-diffusion of plutonium at the grain boundaries. Furthermore, transmission electron microscopy results, in agreement with results obtained by X-ray diffraction, electron microprobe and Raman spectroscopy, show that grain growth is controlled by grain boundaries.A single sintering trajectory allows the calculation of the densification activation energy through methods exploiting the data collected by dilatometry. Thus, the activation energy of densification is evaluated at 454 ± 64 kJ/mol for all batches resulting from freeze granulation and at 548 ± 33 kJ/mol for the co-milled batch. These values allow the establishment of predictive sintering models that were used to lower the maximum temperature and duration required during sintering without affecting the fuel with the specifications.