Made available in DSpace on 2014-10-09T12:36:28Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T13:59:26Z (GMT). No. of bitstreams: 1 03873.pdf: 1976362 bytes, checksum: 651c82f561196edf6c1c2d4257b8b075 (MD5) / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:47:11Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:10:16Z (GMT). No. of bitstreams: 1 07978.pdf: 7722239 bytes, checksum: d54bd06583574dd540fc06e549015545 (MD5) / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Submitted by Claudinei Pracidelli (cpracide@ipen.br) on 2015-01-21T10:18:45Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2015-01-21T10:18:45Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Reatores PWR empregam, como combustível nuclear, pastilhas de UO2 acondicionadas em tubos de ligas de zircônio, chamados de encamisamento. Na sua fabricação são gerados cavacos de usinagem que não podem ser descartados, pois a reciclagem deste material é estratégica quanto aos aspectos de tecnologia nuclear, econômicos e ambientais. As ligas nucleares têm altíssimo custo e não são produzidas no Brasil, sendo importadas para a fabricação do combustível nuclear. Neste trabalho são abordados dois métodos para reciclar os cavacos de Zircaloy. No primeiro, os cavacos foram fundidos utilizando um forno elétrico a arco para obter lingotes. O segundo usa a técnica da metalurgia do pó, onde os cavacos foram submetidos à hidretação e o pó resultante foi moído e isostaticamente prensado e, a seguir, sinterizado a vácuo. A composição química, as fases presentes e a dureza no material foram determinadas. Os lingotes foram tratados termicamente e laminados, sendo que as microestruturas foram caracterizadas por microscopia óptica e eletrônica de varredura. Os resultados para ambos os métodos mostraram que a composição do Zircaloy reciclado cumpre as especificações químicas e apresentaram microestrutura adequada para uso nuclear. Os bons resultados do método de metalurgia do pó sugerem a possibilidade de produzir pequenas peças, como as tampas do encamisamento - end-caps, usando a sinterização no formato quase final (near net shape). / Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Les alliages de zirconium sont utilisés notamment dans les assemblages de combustible nucléaire pour leur transparence aux neutrons ainsi que pour leur tenue mécanique et leur résistance à la corrosion. La connaissance de leur microstructure et de son évolution est nécessaire pour maîtriser les différents traitements thermomécaniques de la gamme de transformation qui comporte plusieurs trempes depuis le domaine bêta. Cette microstructure présente, à l’issue d’une trempe, des lamelles dites de Widmanstätten. Ces dernières soit se disposent parallèlement entre elles (platelets parallèles), soit se croisent en vannerie. Ces morphologies jouent sur l’étape suivante de filage ; en effet, les platelets parallèles défavorisent la fragmentation des lamelles. Une méthode a été mise en place pour quantifier ces morphologies.Lors de la transformation bêta vers alpha, un grain peut générer 12 orientations alpha (variants). Les paramètres qui influencent leur sélection sont encore peu connus. Le modèle proposé minimise la déformation moyenne lors de la transformation. D’abord analytique, il a été ensuite implémenté numériquement afin d’aborder des effets tels que la relaxation d’Eshelby, l’anisotropie élastique, une contrainte extérieure ou le voisinage. En parallèle, la sélection expérimentale a été quantifiée au moyen original de l’EBSD et des fractions des variants locales dans un ex-grain bêta. La confrontation des résultats expérimentaux avec le modèle a permis de le valider en partie et de déterminer la contrainte de trempe à la surface des éprouvettes ainsi que son effet sur la sélection de variants. / Zirconium alloys are frequently used in nuclear fuel assemblies. They are chosen for their low neutron absorption, their mechanical properties and their corrosion resistance. A better understanding of the microstructure evolution of these alloys should allow a better control of their process of fabrication. During processing, several quenches, from the beta to the alpha domain take place. The resulting microstructures are lamellar and are called Widmanstätten microstructures. These lamellae are either disposed in parallel or in crisscross and are named “parallel platelets” and “basketweaves”, respectively. These various morphologies have a significant impact on the extrusion; basketweaves facilitate grain fragmentation unlike parallel platelets. In this thesis project, a methodology was developed in order to quantify these morphologies.During the phase transformation, one beta grain can generate 12 different orientations of new alpha grains. The parameters which can influence variants selection are not yet well-known. The model proposed in the present study is based on the minimization of the mean elastic energy of the system during the phase transformation. First results were obtained analytically. Then, additional effects such as the Eshelby relaxation, the elastic anisotropy and the external strain were implemented numerically. In parallel, each alpha variant was quantified within a former beta grain by EBSD analysis. The comparison between the model and the experiments helped to partially validate the model as well as determine the quench strain on the surface of the sample. It was then possible to study the effect of quench strain on the variant selection.

Le Zircaloy-4 utilisé comme matériau de gainage des combustibles nucléaires est trempé β puis filé sur aiguille dans le haut domaine α. La microstructure de trempe, qui conditionne les opérations de mise en forme ultérieures, se présente sous deux formes : vannerie ou colonies de lamelles parallèles. Ces dernières se fragmentent difficilement lorsqu’elles sont normales à l’effort de compression. La thèse étudie trois aspects de ce phénomène. Le premier concerne les conditions de trempe : temps d’homogénéisation dans le domaine β et vitesse de refroidissement. Une adaptation au Zircaloy-4 de l’essai Jominy montre que ces deux paramètres ont une influence décisive sur la taille des colonies (par l’intermédiaire de la taille des grains β) et sur l’épaisseur des lamelles. Le second présente des essais de compression selon trois directions orthogonales. La troisième passe fragmente les colonies qui ont résisté aux deux autres et affine sensiblement la microstructure. A 750°C en particulier, un cycle de trois passes permet d’obtenir des grains de 30 µm ; mais les meilleurs résultats sont obtenus à 650°C (grains de 17 µm) et à grande vitesse de déformation (grains de 10 µm).Dans le troisième, un modèle de plasticité cristalline tridimensionnel implémenté dans le code d’éléments finis ABAQUS simule le comportement des lamelles sous l’effet de la contrainte. Il prend en compte leur orientation cristallographique en plus de leur morphologie. Dans la plupart des cas, les lamelles s’incurvent dès le début de la déformation macroscopique du matériau, ce qui induit des localisations de la déformation. / Zircaloy-4 used for fuel cladding in nuclear plants is quenched from the β range and then extruded and rolled in the upper α range. At the start of this mechanical process, the alloy possesses a lamellar, Widmanstätten microstructure. This one, which is critical for the subsequent forming process, appears under two forms: basket weave and colonies of parallel lamellas. These are difficult to break when they are normal to the compressive load. The thesis studies three aspects of this phenomenon. The first concerns the quenching conditions: homogenization time in the β range and cooling rate. An adaptation of the Jominy test to Zircaloy-4 shows that these two parameters have a decisive influence on the size of the colonies (via the β grain size) and the thickness of the lamellas. The second presents compression tests under three orthogonal directions. Results show that the third pass breaks the colonies that resisted to the previous attempts and refine noticeably the microstructure. In particular at 750°C, three passes are sufficient to obtain grains of 30 µm, but the best results are obtained at 650°C (grains of 17 µm) and at high strain rate (grains of 10 µm). Thirdly, a three-dimensional crystal plasticity model is implemented in the finite elements code ABAQUS to simulate the behaviour of lamellas under stress. It takes into account their crystallographic orientation in addition to their morphology. In most cases, the lamellas bend at the onset of the macroscopic deformation, which induces localization phenomena.

Dans l'industrie comme dans la Recherche, la température est un paramètre clef pour la maîtrise et la compréhension du comportement des matériaux. Ainsi, dans le Réacteur nucléaire de Recherche Jules Horowitz (RJH), actuellement en construction au CEA Cadarache, un dispositif expérimental est élaboré afin d'étudier le comportement thermomécanique d'une gaine combustible. Celle-ci sera placée dans des conditions qui simulent une situation accidentelle (Accident de Perte de Réfrigérant Primaire, APRP) pendant laquelle elle s'échauffera rapidement. Le suivi de température, entre 700 et 1200 à ±10°C, doit pouvoir se faire par un capteur pyrométrique déporté par fibre optique. L'enjeu est d'optimiser la mesure en comparant différentes techniques de pyrométrie. Pour cela, l'étude est menée sous l'angle des deux principales difficultés techniques inhérentes à la réalisation du capteur. Le premier défi est lié au comportement des fibres optiques dans un environnement mixte où irradiation et haute température sont intimement liées. La fibre va subir des flux neutroniques de l'ordre de 10^12 nrapide/cm²/s et un débit de dose d'environ 1kGy/s. De plus son extrémité est soumise à une température de paroi élevée, de l'ordre de 800°C. Dans ces conditions, lumières parasites, bandes d'absorption et atténuation fluctuante sont autant de contraintes dont les effets sont à éviter ou à minimiser. Une étude prédictive fait le point sur les recommandations théoriques à suivre pour une mesure optimale.La seconde difficulté, qui concerne la mesure de température par pyrométrie, vient des variations spectrales attendues pour l'émissivité de la cible. Le matériau d'étude, choisi pour son utilisation dominante en France, est le Zircaloy-4. Sous l'effet de l'oxydation, l'émissivité spectrale de cet alliage de Zirconium évolue. Ce manuscrit montre qu'entre 700 et 800°C il est expérimentalement possible d'effectuer une mesure pyrométrique en laboratoire, hors irradiation.En croisant ces différents résultats, il apparaît envisageable d'effectuer une mesure de température dans les conditions du RJH à condition de maîtriser les différents paramètres parasites et de privilégier certaines longueurs d'onde. Ce travail s'inscrit dans une voie prometteuse pour l'utilisation à distance de la pyrométrie optique en milieu nucléaire civil sévère. / In both research and industry, temperature is a key parameter for understanding and characterizing the behavior of materials. To study the thermomechanical behavior of a fuel rod, a test device is designed for the Jules Horowitz Material Testing Reactor (currently under construction in the CEA Cadarache). The device will be placed under accidental conditions (Loss Of Coolant Accident, LOCA) causing rapid overheating. The temperature tracking, between 700 and 1200°C, will be measured by a fiber optic sensor. The aim of the project is to optimize temperature measurement by comparing different pyrometry techniques. This study covers the management of the main difficulties inherent to the design of the sensor.The first challenge consists of predicting optical fiber behavior in such complex environments where irradiation and high temperature are combined. The fiber will be exposed to a neutron dose rate about 10^12 nfast/cm²/s and ϒ dose rate of about 1kGy/s. Moreover its extremity is heated to approximately 800°C. It is shown that under these conditions, light interferences, absorption bands and fluctuating attenuation are obstacles to overcome or to mitigate.The second challenge, concerning pyrometric measurement, comes from spectral variations expected for the rod emissivity. The material of study is chosen for its widespread use in France: Zircaloy-4. Under oxidating conditions the spectral emissivity of this Zirconium alloy evolves. This thesis proves that between 700 and 800°C pyrometric measurement is possible from experimental point of view in laboratory without irradiation.In conclusion rod temperature tracking in JHR conditions may be possible providing that interferences are mastered and wavelengths are chosen. This work makes the use of optical pyrometry under civil nuclear extreme conditions more promising.

Les différentes études menées pour comprendre la phénoménologie d’un APRP ont montré que l’hydrogène et l’oxygène jouent un rôle important sur le comportement des crayons de combustible et en particulier leur fragilisation à la fin de l’accident. L’objectif de cette thèse était de clarifier les effets combinés de l’oxygène et de l’hydrogène à 1200°C et d’identifier les mécanismes essentiels gouvernant leur mobilité. La première partie de la thèse a consisté à faire un état des lieux des mécanismes d’adsorption et de diffusion observés à basse température afin de proposer un modèle décrivant la cinétique de chargement en hydrogène par voie gazeuse à 420°C grâce à une modélisation couplée des échanges solide/gaz et de la mobilité de l’hydrogène en solution solide. Au cours de l’oxydation haute température sous vapeur d’eau à 1200°C, une ségrégation chimique des éléments a été observée. L’oxygène et l’hydrogène présentent une distribution complexe dans l’épaisseur de la gaine. L’hydrogène a une forte affinité avec la phase ex-β et les joints de grains α/β. Les cartographies ERDA ont montré un enrichissement en hydrogène autour des inclusions dont la présence massive d’hydrures a été confortée par les observations microscopiques MET. La diffusion de l’oxygène dans le domaine biphasé α+β par les codes existants nécessite quelques améliorations pour bien décrire les résultats expérimentaux. Les apports essentiels de cette thèse ont donc consisté à déterminer les paramètres clés qui gouvernent sa diffusion dans le domaine α+β. Un nouveau modèle a été spécialement conçu pour déterminer les mécanismes de diffusion de l’oxygène. Ce modèle, validé à 1200°C, est basé sur le fait que la diffusion de l’oxygène est régi par la croissance des inclusions et donc par la fraction de phase alpha(O). L’analyse des essais mécaniques a également montré une fragilisation du matériau par un effet conjoint de l’hydrogène et de l’oxygène. / The various studies carried out to understand the phenomenology of an APRP have shown that hydrogen and oxygen play an important role in the behavior of fuel rods and in particular their embrittlement at the end of the accident. The aim of this thesis was to clarify the combined effects of oxygen and hydrogen at 1200 ° C and to identify the essential mechanisms governing their mobility. The first part of the thesis was to take stock of the adsorption and scattering mechanisms observed at low temperature in order to propose a model describing the hydrogen gas loading kinetics at 420 ° C thanks to coupled modeling. solid / gas exchanges and the mobility of hydrogen in solid solution. During the high temperature oxidation under water vapor at 1200 ° C, chemical segregation of the elements was observed. Oxygen and hydrogen have a complex distribution in the thickness of the sheath. Hydrogen has a strong affinity with the ex-β phase and the α / β grain boundaries. ERDA mappings showed hydrogen enrichment around inclusions whose massive presence of hydrides was reinforced by the TEM microscopic observations. The diffusion of oxygen in the two-phase α + β domain by the existing codes requires some improvements to describe the experimental results. The essential contributions of this thesis consisted in determining the key parameters that govern its diffusion in the α + β domain. A new model has been specially designed to determine the mechanisms of oxygen diffusion. This model, validated at 1200 ° C, is based on the fact that the diffusion of oxygen is governed by the growth of inclusions and therefore by the alpha phase fraction (O). The analysis of the mechanical tests also showed a weakening of the material by a joint effect of hydrogen and oxygen.

En conditions hypothétiques d’accident par perte de réfrigérant primaire, la gaine en alliage de zirconium des crayons combustibles des réacteurs nucléaires à eau pressurisée peut être temporairement exposée à de la vapeur d’eau à haute température (jusqu’à 1 200°C) avant d’être refroidie puis trempée à l’eau. Dans certaines conditions, après éclatement, la gaine peut absorber une quantité très importante d’hydrogène (hydruration secondaire), pouvant atteindre 3 000ppm mass. localement, lors du maintien sous vapeur d’eau à haute température.Cette étude porte sur l’effet, peu étudié jusqu’alors, de fortes concentrations en hydrogène sur les caractéristiques métallurgiques et mécaniques de deux alliages de zirconium, le Zircaloy-4 et le M5®, au cours et après refroidissement depuis le domaine des hautes températures, auxquelles le zirconium est en phase β. Un protocole a été mis au point afin de charger en hydrogène, de manière homogène jusqu’à ~3 000ppm-mass., des tronçons de tube de gainage de plusieurs centimètres de long. Les transformations de phases, la ségrégation des éléments chimiques et la précipitation des hydrures lors du refroidissement depuis le domaine d’existence de la phase β du zirconium ont été étudiées, pour les matériaux contenant jusqu’à ~3 000ppm-mass. d’hydrogène en moyenne, au moyen de différentes techniques : diffraction de neutrons in-situ en cours de refroidissement depuis 700°C, diffraction de rayons X, µ-ERDA, et microscopie électronique notamment. Les résultats ont été confrontés à des prévisions thermodynamiques. Puis, pour étudier l’effet de fortes teneurs en hydrogène sur le comportement mécanique de la phase (ex-)β du zirconium, des essais de traction axiale ont été effectués à différentes températures entre 20 et 700°C, au cours du refroidissement depuis le domaine de phase β, sur des échantillons contenant jusqu’à ~3 000ppm-mass. d’hydrogène en moyenne. Les résultats montrent que les propriétés métallurgiques et mécaniques de la phase (ex-)β des alliages de zirconium dépendent fortement de la température et de la teneur en hydrogène. / Under hypothetical loss-of-coolant accident conditions, fuel cladding tubes made of zirconium alloys can be exposed to steam at high temperature (up 1 200°C) before being cooled and then quenched in water. In some conditions, after burst occurrence the cladding can rapidly absorb a significant amount of hydrogen (secondary hydriding), up to 3 000wt.ppm locally, during steam exposition at HT.The study deals with the effect, poorly studied up to date, of high contents of hydrogen on the metallurgical and mechanical properties of two zirconium alloys, Zircaloy-4 and M5®, during and after cooling from high temperatures, at which zirconium is in its β phase. A specific facility was developed to homogeneously charge in hydrogen up to ~3 000wt.mass. cladding tube samples of several centimeters in length. Phase transformations, chemical element partitioning and hydrogen precipitation during cooling from the β temperature domain of zirconium were studied by using several techniques, for the materials containing up to ~3 000wt.ppm of hydrogen in average: in-situ neutron diffraction upon cooling from 700°C, X-ray diffraction, µ-ERDA, EPMA and electron microscopy in particular. The results were compared to thermodynamic predictions. In order to study the effect of high hydrogen contents on the mechanical behavior of the (prior-)β phase of zirconium, axial tensile tests were performed à various temperatures between 20 and 700°C upon cooling from the β temperature domain, on samples with mean hydrogen contents up to ~3 000ppm-mass.The results show that metallurgical and mechanical properties of the (prior-)β phase of zirconium alloys strongly depend on temperature and hydrogen content.

Reatores PWR empregam, como combustível nuclear, pastilhas de UO2 acondicionadas em tubos de ligas de zircônio, chamados de encamisamento. Na sua fabricação são gerados cavacos de usinagem que não podem ser descartados, pois a reciclagem deste material é estratégica quanto aos aspectos de tecnologia nuclear, econômicos e ambientais. As ligas nucleares têm altíssimo custo e não são produzidas no Brasil, sendo importadas para a fabricação do combustível nuclear. Neste trabalho são abordados dois métodos para reciclar os cavacos de Zircaloy. No primeiro, os cavacos foram fundidos utilizando um forno elétrico a arco para obter lingotes. O segundo usa a técnica da metalurgia do pó, onde os cavacos foram submetidos à hidretação e o pó resultante foi moído e isostaticamente prensado e, a seguir, sinterizado a vácuo. A composição química, as fases presentes e a dureza no material foram determinadas. Os lingotes foram tratados termicamente e laminados, sendo que as microestruturas foram caracterizadas por microscopia óptica e eletrônica de varredura. Os resultados para ambos os métodos mostraram que a composição do Zircaloy reciclado cumpre as especificações químicas e apresentaram microestrutura adequada para uso nuclear. Os bons resultados do método de metalurgia do pó sugerem a possibilidade de produzir pequenas peças, como as tampas do encamisamento - end-caps, usando a sinterização no formato quase final (near net shape). / PWR reactors employ, as nuclear fuel, UO2 pellets with Zircaloy clad. In the fabrication of fuel element parts, machining chips from the alloys are generated. As the Zircaloy chips cannot be discarded as ordinary metallic waste, the recycling of this material is important for the Brazilian Nuclear Policy, which targets the reprocess of Zircaloy residues for economic and environmental aspects. This work presents two methods developed in order to recycle Zircaloy chips. In one of the methods, Zircaloy machining chips were refused using an electric-arc furnace to obtain small laboratory ingots. The second one uses powder metallurgy techniques, where the chips were submitted to hydriding process and the resulting material was milled, isostatically pressed and vacuum sintered. The ingots were heat-treated by vacuum annealing. The microstructures resulting from both processing methods were characterized using optical and scanning electron microscopies. Chemical composition, crystal phases and hardness were also determined. The results showed that the composition of recycled Zircaloy comply with the chemical specifications and presented adequate microstructure for nuclear use. The good results of the powder metallurgy method suggest the possibility of producing small parts, like cladding end-caps, using near net shape sintering.

An electrolytic cell was designed, built, and tested with several proof-of-concept experiments in which Zircaloy material was charged with hydrogen in order to generate zirconium hydride formations. The Electrolytic Charging with Hydrogen and a Thermal Gradient (ECH-TG) system has the ability to generate static 20°C to 120°C temperatures for a H2SO4 and H2O bath for isothermal experiment conditions. This system was designed to accommodate a molten salt bath in future experiments to achieve higher isothermal temperatures. Additionally, the design accommodates a cartridge heater, which when placed on the inside of the sample tube, can be set at temperatures up to 350 °C and create a thermal gradient across the sample. Finally, a custom LABVIEW VI, L2.vi, was developed to control components and record data during experimentation. This program, along with web cameras and the commercial StirPC software package, enables remote operation for extended periods of time with only minor maintenance during an experiment. While proving the concept for this design, 19 experiments where performed, which form the basis for a future parametric study. Initial results indicate formations of zirconium hydrides which formed rim structures between 8.690 +/- 0.982 μm and 12.365 +/- 0.635 μm thick. These electrolytically produced rims were compared with hydrides formed under a previous vapor diffusion experiment via Scanning Electron Microscope (SEM) imaging and Energy dispersive X-ray Spectroscopy (EDS) analysis. While the existing vapor diffusion method formed gradients of zirconium hydride, it failed to produce the gradient in the correct direction and also failed to create a hydride rim. The successful use of the ECH-TG system to create said rim, and some of the methods used to direct that rim to the OD of the tube can be used for future work with the vapor diffusion method in order to create zirconium hydrides of the correct geometry. The procedures and apparatus created for this project represent a reliable method for creating zirconium hydride rim structures.