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1 CEA - CEA Saclay

Abstract : The development of high purity SiC fibers during the nineties has led to their consideration as nuclear reactors components through the use of SiC-SiC composites. SiC and SiC-SiC composites are considered as core materials of future nuclear reactors SFR, GFR and as a potential replacement for the zirconium cladding of PWR. Therefore, the thermochemical compatibility of these materials with typical environments of those nuclear reactors has been studied. The composition and the growth kinetics of the reaction zone of SiC towards niobium and tantalum considered as materials to ensure the leak-tightness of a SiC-SiC cladding for GFR have been studied between 1050 and 1500°C. High temperature heat treatments in open and closed systems between SiC and UO2 have shown a significant reactivity over 1200°C characterized by the formation of CO and uranium silicides. Moreover, a liquid phase has been detected between 1500 and 1650°C. The exposure of SiC-SiC to liquid sodium 550°C, up to 2000h has been studied as a function of the oxygen concentration dissolved in liquid sodium. An improvement of the mechanical properties of the composites elaborated for this study increase of the tensile strength and strain at failure has been highlighted after immersion in the liquid sodium independently of its oxygen concentration. It is believed that this phenomenon is due to the presence of residual sodium in the material.

Résumé : L’apparition de fibres de SiC de haute pureté au cours des années 1990 a permis de considérer leur utilisation dans les réacteurs nucléaires en tant que renfort des composites à matrice SiC, dits composites SiC-SiC. Envisagés en tant que matériau de cœur des réacteurs du futur SFR, GFR et en remplacement des gaines en zirconium des réacteurs REP, la compatibilité thermochimique du SiC et des composites SiC-SiC avec l’environnement de tels réacteurs a été examinée. Des traitements thermiques en systèmes ouvert et fermé entre le SiC et l’UO2 ont montré une réactivité marquée au-delà de 1200°C avec la formation principalement de CO et de siliciures d’uranium dans la phase condensée, voire l’apparition d’une phase liquide entre 1500 et 1650°C. L’exposition au sodium liquide à 550°C jusqu’à 2000h a été étudiée en fonction de la concentration en oxygène. Une amélioration des propriétés mécaniques des composites SiC-SiC fabriqués pour cette étude déformations et contraintes à rupture plus importantes a été mise en évidence après immersion quelle que soit la concentration en oxygène du sodium liquide. Enfin, les compositions et les cinétiques de croissance des zones de réaction du SiC avec le niobium et le tantale métaux utilisés pour assurer l’étanchéité d’une gaine en composite SiC-SiC ont été mesurées entre 1050 et 1500°C.

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Keywords : Thermochemistry

Mots-clés : Sodium Thermochimie SiC Interaction Uo2 Mécanique





Author: James Braun -

Source: https://hal.archives-ouvertes.fr/



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