Auswahl der wissenschaftlichen Literatur zum Thema „Combustibles nucléaires – Gaines – Matériaux“

Cette étude vise à analyser le comportement thermomécanique des crayons combustibles, éléments constitués d'empilements de pastilles d'oxyde d'uranium insérées dans des gaines de protection en zircaloy. Elle concerne plus particulièrement la conception d'un dispositif expérimental original permettant de simuler les interactions entre pastille et gaine (IPG) au cours d'une réaction nucléaire, sans prendre en compte les effets dus à l'irradiation et aux transformations chimiques. Elle se limite au cas bidimensionnel dans l'hypothèse d'un état plan de contraintes. Sont analysées les concentrations de contraintes expérimentalement et numériquement, pour divers effets : les effets dus aux fissures présentes dans la pastille (fissuration successive à la première montée en puissance), l'effet de l'échauffement de la pastille, 1' effet du refroidissement et de la mise en pression par l'eau en peau externe de la gaine, l'effet du jeu entre pastille et gaine ainsi que celui du cyclage des efforts consécutifs à plusieurs montées et baisses en puissance. La comparaison des résultats expérimentaux et numériques; pour un cas particulier, permet d'établir une meilleure compréhension des phénomènes intervenant dans l'IPG et valide la modélisation des éléments finis définissant l'interface pastille-gaine. Une approche purement qualitative est réalisée au préalable dans le domaine élastique afin de déterminer l'ordre de grandeur des concentrations de contraintes au droit des lèvres des fissures suivant le nombre de fissures et la taille du jeu
The objective of this study is to investing ate the thermo-mechanical behaviour of a fuel rod which is composed of a tube containing cylindrical uranium dioxide fuel pellets. A lot of work has been particularly devoted to the design and the set up of an original experimental device which allows the simulation of the pellet-cladding mechanical interaction during the uprating of water pressurised reactors. The mode) is a two-dimensional plane stress one which has not taken the effects of irradiation and chemical transformation into account. Both experimental and numerical analyses on the cladding stresses concentration have been carried out. Different effects have been studied including the presence of cracks in the pellets, the coefficient of friction between pellet-cladding, the initial gap at the pellet-cladding interface, the cladding external pressure and the variation of power, The comparison of experimental and numerical results, for a particular case, enables a better understanding of pellet-cladding mechanical interaction et demonstrates that the modelisation of the joint element used in the pellet-cladding interface is appropriate. It should be pointed out that a simple elastic approach had been carried out before the thermoplastic experiment was done, aiming at analysing the stress concentrations due to the presence of cracks in the pellet

Dans le cadre des recherches menées sur l'amélioration de la résistance à l'oxydation des gaines de combustible en conditions accidentelles, des revêtements Cr-Al-C et Cr2AlC ont été développés dans ce travail. Dans la première partie, nous avons étudié le procédé HiPIMS afin de comprendre l'effet de différents paramètres de dépôt sur le plasma et les propriétés des films obtenus. Il en ressort que malgré un bombardement ionique plus intense, un apport supplémentaire d'énergie est requis pour obtenir un revêtement cristallin. Des recuits à partir de 500°C sous argon de systèmes Cr-Al-C tels que déposés permettent ainsi une cristallisation partielle des revêtements en Cr2AlC à une température suffisamment basse pour être compatible avec la métallurgie des alliages de zirconium. Dans un second temps, l'évaluation du comportement à haute température de ces deux types de revêtements, recuits ou non, a révélé un effet protecteur contre l'oxydation rapide du zirconium jusqu'à 1200°C en atmosphère oxydante grâce à la formation d'une couche d'oxyde continue. Cette couche est constituée d'un mélange d'alumine α et de chromine pour le revêtement de Cr-Al-C tandis que seule l'alumine α est présente pour le revêtement Cr2AlC dans les premiers instants de l'oxydation. Ensuite, en raison de l'appauvrissement en Al, les revêtements se dégradent en formant une couche intermédiaire résiduelle de carbure Cr7C3 servant de réservoir de Cr jusqu'à complète oxydation. Ces résultats ont également montré la perte d'une partie du réservoir d'Al par diffusion dans les alliages Zr. Une architecture multicouche a été développée pour limiter cette diffusion et ainsi prolonger la durée de vie du revêtement. L'ajout d'un intercalaire en Mo pour bloquer la diffusion d'Al dans le substrat s'est avéré peu concluant, le molybdène s'évaporant à haute température. Les systèmes base Cr-Al-C revêtus chrome, présentent quant à eux, un comportement amélioré par rapport aux revêtements monocouches
This study aims to improve oxidation resistance of nuclear fuel claddings in accident conditions. In this context, Cr-Al-C and Cr2AlC coatings deposition and their behavior were studied. Firstly, we investigated the influence of HiPIMS process parameters on the properties of the plasma and the deposited films. Despite more intense ionic fluxes due to the HiPIMS process, coatings do not crystallize without an additional energy supply. Partially crystallized Cr2AlC thin films were obtained by a 500°C annealing of as-deposited Cr-Al-C coatings. This two-step process is a viable solution to protect nuclear claddings with Cr2AlC coating while maintaining the metallurgical properties of the zirconium-based substrates. Secondly, the assessment of the oxidation resistance of as-deposited and annealed coatings revealed significant protective effect against rapid oxidation under dry and wet air at high temperatures (up to 1200°C) owing to the formation of a continuous oxide layer. During the first stages of oxidation, this layer is made of α Al2O3 and Cr2O3 for as-deposited coating while only α-Al2O3 is present for the annealed one. Because of Al depletion, coatings later deteriorate and form a residual and porous intermediate chromium carbide (Cr7C3) layer which further fully oxidizes. It was shown that the inward diffusion of Al with Zr also accelerates the coating deterioration. To improve the oxidation resistance of these coatings, multilayered architectures were developed. Adding a molybdenum interlayer as diffusion barrier globally decreased the oxidation resistance of the coating. In contrast, topping Cr-Al-C and Cr2AlC with a Cr layer improved oxidation behavior over single-layer coatings

La limite supérieure du taux de combustion des éléments combustibles du réacteur à neutrons rapides Phénix est fortement conditionnée par un phénomène de corrosion interne de leur gaine en acier. Un nouveau programme d'étude de cette corrosion a été mis en place en 1987 par le département d'études des combustibles du CEA/CEN Cadarache. Les résultats contribueront à déterminer les choix d'orientations pour le projet E. F. R. (European Fast Reactor). La thèse se situe dans le cadre de ce nouveau programme. Se basant sur les données issues d'une campagne expérimentale menée dans Phénix de 1980 à 1990, son objectif est la mise en oeuvre d'une méthodologie statistique qui permette une meilleure compréhension du comportement corrosif des éléments combustibles. Le travail est orgnisé de la façon suivante : dans la première partie le cadre de notre étude est présenté. Les données sont explicitées : 1) conditions d'irradiation ; 2) évaluation de la corrosion à l'aide d'un contrôle non destructif par courants de Foucault. La seconde partie présente d'un point de vue technique la méthodologie d'analyse utilisée en justifiant les choix qui ont été réalisés pour notre cas d'applicaiton. La troisième partie présente le parcours statistique réalisé au sein des données. Nous apportons un regard global nouveau sur le phénomène de corrotion dans Phénix, permettant de relativiser certains cas d'expériences pénalisants pour le projet d'irradiation à très fort taux de combustion et de proposer un modèle empirique de la corrosion. Celui-ci permet d'envisager d'atteindre un taux de combustion élevé dans la mesure où l'on effectue une gestion fine de la température d'irradiation dans le temps. Outre l'apport dans le domaine nucléaire, le travail se propose d'insister sur la richesse d'investigation de la méthodologie statistique lorsqu'on souhaite observer des données expérimentales, l'objectif étant, soit de valider les réflexions théoriques, soit de faire naïtre de nouvelles orientations de recherche.

Ces travaux ont pour but d’établir une meilleure compréhension du comportement thermomécanique à la rupture des gaines du crayon combustible au cours d’un transitoire accidentel de type RIA. Un dispositif expérimental nommé EDC-T permettant la réalisation d’essais mécaniques sur des gaines en Zircaloy-4 avec des biaxialités de déformation ɛzz/ɛ00 entre -0,2 et 1 a été développé. Une campagne expérimentale à 25 °C menée sur ce dispositif a permis d’étudier les effets de la biaxialité et de la vitesse de déformation sur la rupture de la gaine. Les essais réalisés ont montré un effet important de la biaxialité sur la déformation circonférentielle à la rupture qui possède un minimum à l’état de déformation plane où la biaxialité de déformation est proche de 0. Une faible baisse de la ductilité a également été enregistrée lors de l’augmentation de la vitesse de déformation pour tous les niveaux de biaxialité. Les mécanismes d’endommagement et les modes de rupture des éprouvettes ont été identifiés d’après les surfaces et les profils de rupture en fonction des conditions de sollicitation. Des simulations numériques par éléments finis ont été réalisées avec le code CAST3M pour modéliser l’essai et simuler la rupture des gaines avec un chargement biaxial. Un second dispositif expérimental a été développé pour coupler les effets d’un chargement mécanique biaxial et d’un chargement thermique rapide. Des simulations par éléments finis ont été mises en place pour modéliser les différentes méthodes de chauffage testées et permettre d’optimiser les paramètres de la méthode retenue. Ces simulations ont notamment permis de modéliser le passage du courant électrique et du flux thermique à travers les différents éléments du dispositif. L'objectif à termes étant d’étudier le comportement des gaines irradiées, des vitesses de montée en température supérieures à 100 °C.s-1 sont visées afin de limiter la restauration des défauts d’irradiation. Cette méthode a été utilisée pour réaliser des essais thermomécaniques à des fortes vitesses de chauffage pour de fortes vitesses de déformation et à des niveaux de biaxialité élevés afin de reproduire l’intégralité des chargements lors d’un accident de réactivité. Les premiers résultats, obtenus à 400 °C pour une gaine vierge, montrent que pour une même biaxialité la déformation à la rupture est proche de celle obtenue à 25 °C
The aim of this work is to enhance the understanding of the thermomechanical behavior at rupture of the fuel rod cladding during an accidental transient of the RIA type. A new mechanical test has been developed in order to apply a strain biaxiality ratio ɛzz/ɛ00 between -0,2 et 1. It allows reproducing loading conditions close to the ones occurring during a RIA accident. An experimental campaign at room temperature carried out with this device made it possible to study the effects of strain biaxiality ratios and strain rate on the fracture of the cladding. The tests carried out show a significant effect of the biaxiality on the hoop strain at failure which has a minimum of a plane strain state where the strain biaxiality is close to 0. A slight decrease in ductility was also recorded during the increase in the strain rate for all biaxiality levels. The damage mechanisms and failure modes of specimens are identified from the surfaces and failure profiles depending on the stress conditions. Numerical finite element simulations were performed with the CAST3M code to model the test and simulate the failure of cladding with biaxial loading. A second experimental device has been developed to couple the effects of biaxial mechanical loading and rapid thermal loading. The objective is to heat the cladding with temperature rise rates greater than 100 °C.s-1 in order to avoid the restoration of the defects linked to the hydriding and to the irradiation during the test. The method was used to perform thermomechanical tests at high heating rates, high strain rates, and high biaxiality levels to reproduce full loadings in a reactivity accident. The first results show, for a virgin cladding, that the strain at the break was not affected by temperature or by the rate of heating. Finite element simulations were undertaken to model the different heating methods tested and to optimise the chosen method. These simulations made it possible in particular to model the passage of electric current and heat flow through solid-solid interfaces

Dans les réacteurs nucléaires refroidis à l'eau, on emploie les alliages de zirconium en tant que gaines ayant pour rôle d'isoler le combustible du fluide caloporteur et d'assurer l'évacuation de l'énergie thermique. Ces alliages sont soumis a une irradiation neutronique de haut flux. Il en résulte alors d'importantes modifications dimensionnelles du matériau polycristallin en l'absence de contraintes appliquées. Ce phénomène appelé croissance sous irradiation dépend des conditions d'irradiation (fluence, température,. . . ) ainsi que d'un grand nombre de paramètres métallurgiques parmi lesquels la texture cristallographique joue un rôle important. La réalisation de modèles de croissance prenant en compte l'ensemble de ces paramètres est une tâche ambitieuse. Dans ce travail, nous avons développé un modèle de croissance en considérant que la texture joue, dans le processus de croissance un rôle prépondérant par rapport aux autres paramètres à température et à fluence données. Dans ce modèle on suppose que la croissance du polycristal correspond à la moyenne de la croissance des grains. Dans ce cas le calcul prévisionnel de croissance revient à pondérer le comportement des volumes monocristallins orientés par la fonction de densité des orientations. Nous avons montré que le modèle est applicable aux produits plats ainsi qu'aux produits tubulaires. Dans une seconde étape, nous avons utilisé le modèle pour évaluer les variations dimensionnelles attribuées au monocristal à partir des variations dimensionnelles d'un échantillon polycristallin de zy-4 irradié, dont la texture est connue. Dans une dernière étape, ces résultats nous permettent, en chiffrant les erreurs, d'estimer la croissance sous irradiation de certains échantillons polycristallins de zy-4, de texture connue, qui ont subi des traitements thermomécaniques et un processus de mise en forme comparables à ceux de l'échantillon qui a servi aux mesures de l'irradiation

Les aciers ODS (Oxide Dispersion Strengthened) ferrito-martensitiques sont des matériaux qui présentent une très bonne résistance au fluage et au gonflement sous irradiation. Ces propriétés en font des candidats très étudiés pour les matériaux de gainage des réacteurs de génération IV, ou de structure pour les réacteurs à fusion thermonucléaire. La dispersion des nano-oxydes qui renforcent le matériau est obtenue par métallurgie des poudres. Le co-broyage d’une poudre d’acier atomisée avec une poudre d’oxyde (Y2O3) conduit à la dissolution de l’oxyde dans la matrice. Lors de la consolidation à chaud (CIC ou extrusion à chaud) la précipitation des nano-oxydes a lieu. La conception de composants avec ces matériaux et leur géométrie finale pourraient être améliorée grâce à la fabrication additive (FA). Les récentes évolutions des technologies de FA pourraient permettre de diminuer les délais et coûts de production, tout en augmentant la complexité géométrique et fonctionnelles des pièces. Elles offrent une nouvelle liberté de conception par rapport aux procédés de fabrication soustractive conventionnels.L’objectif de ces travaux de thèse a été d’évaluer les potentiels de différentes techniques de fabrication additive (SLM, DMD, et Cold Spray) pour les aciers ODS.Trois types de poudre ODS (co-broyée, composite et STARS) ont été obtenus pour déterminer les couples poudre – procédé les plus intéressants. Les matériaux élaborés à partir de ces différentes combinaisons ont été caractérisés à plusieurs échelles. Leur quantité de défauts macroscopiques (porosités, fissures) a été analysé afin d’optimiser les paramètres de fabrication. Leur microstructure granulaire a été observée avant et après recuit à 1100 °C par microscopie optique, électronique et EBSD. La nano-précipitation a été analysée par MEB, MET et par diffusion des rayons-X aux petits angles. Une méthode d’analyse d’image alliant des acquisitions en microscopie électronique en haute définition et un logiciel par apprentissage supervisé a été utilisée. Enfin, les propriétés mécaniques de traction à chaud des différents matériaux ont été évaluées et sont en bon accord avec leurs caractéristiques microstructurales.Les résultats obtenus indiquent que les procédés de fabrication laser (SLM, DMD) ne permettent pas d’obtenir des aciers ODS avec de bonnes performances, quel que soit le type de poudre utilisé. L’yttrium forme des phases grossières fragiles et la population de nano-précipités est peu dense. Cela conduit à des propriétés de traction équivalentes à un acier non renforcé. La méthode d’élaboration d’une poudre composite mise en place permet néanmoins d’adapter très facilement la nature et teneur des renforts ajoutés. L’utilisation de renforts TiC conduit à des microstructures très fines et composées de grains équiaxes. Ces microstructures atypiques en fabrication additive laser offrent des perspectives intéressantes.Les aciers ODS obtenus par cold spray à partir d’une poudre co-broyée présentent des caractéristiques semblables à des aciers ODS conventionnels. Après recuit, ceux-ci présentent une microstructure similaire aux aciers ODS obtenus par CIC. Toutefois, les grains grossiers occupent une fraction plus importante de la microstructure, ce qui atteste d’une recristallisation plus avancée. La dureté et la limite élastique moins élevées de ce matériau par rapport à son équivalent CIC confortent ce résultat qui est encourageant pour mettre en forme le matériau. La grande densité de nano-oxydes Y-Ti-O dans l’acier ODS Cold Spray lui permet d’avoir une résistance mécanique à 700 °C supérieure de 50 MPa par rapport à l’ODS CIC. Le matériau Cold-Spray présente toutefois une perte de ductilité qu’il conviendra de mieux comprendre afin de proposer des solutions. Les analyses conduites ont permis de proposer des mécanismes pour expliquer ce comportement qui serait causé par la présence de microfissures et de porosités dans la pièce
ODS (Oxide Dispersion Strengthened) steels are materials that exhibit very good resistance to creep and swelling under irradiation. These properties make them good candidates for cladding materials in Generation IV reactors, or for structural materials in thermonuclear fusion reactors. The dispersion of the nano-oxides, which reinforce the material, is obtained by powder metallurgy. Mechanical-alloying of an atomized steel powder with an oxide powder (Y2O3) results in the oxide dissolution in the matrix. During hot consolidation (hot isostatic pression or hot extrusion), the precipitation of the nano-oxides takes place. Designs of component with these materials and their final geometry could be improved using additive manufacturing.Since the 2010s, recent developments in additive manufacturing technologies could enable to reduce lead times and costs, while increasing the geometric, hierarchical and functional complexity of parts. They pave the way to new freedom of design compared to conventional subtractive manufacturing processes.The objective of this thesis work was to assess the potentials of different additive manufacturing techniques (SLM, DMD, and Cold Spray) for ODS steels.Thus, three types of ODS powder (mechanically-alloyed, composite and STARS) were obtained to determine the most interesting powder-process combinations. The materials produced from these different combinations have been characterized at several scales. The amount of macroscopic defects (porosities, cracks) was analyzed in order to optimize the manufacturing parameters. Their granular microstructure was observed before and after annealing at 1100 °C by optical and electron microscopy (SEM, EBSD). The nano-precipitation was analyzed by SEM, TEM and by small angle X-rays scattering. An image analysis method combining high definition electron microscopy images and a machine learning software was implemented. Finally, the high temperature tensile properties of these different materials were evaluated and are in good agreement with their microstructural characteristics. The comparison of the whole characterization results enabled to select the relevant manufacturing paths.The results obtained indicate that laser additive manufacturing processes (SLM, DMD) lead to ODS steels with low performance, regardless the type of powder used. The yttrium content can greatly decrease after consolidation. It also forms fragile Y-rich coarse phases, and the density of the nano-precipitates population appears very low. These microstructural characteristics induce tensile properties equivalent to those of an unreinforced steel. Nevertheless, the composite powder elaboration method implemented in this work makes it very easy to adapt the nature and content of the reinforcements added to the base powder. Using TiC nano-particles, very fine microstructures composed of equiaxed grains were obtained. These unusual microstructures in laser additive manufacturing offer interesting prospects.ODS steels obtained by cold spray from a mechanically-alloyed powder have characteristics similar to conventional ODS steels. After annealing, these materials have a microstructure similar to the ODS steels obtained by HIP. However, the coarse grains take up a much larger fraction of the microstructure and attest to a more advanced recrystallization. The lower hardness and elastic limit of this material compared to its HIP equivalent confirm this result, which is very encouraging if further shaping should be aimed. The very high density of Y-Ti-O nano-oxides in the Cold Sprayed ODS steel enables to achieve a mechanical resistance at 700 °C which is 50 MPa higher than the HIPed ODS. However, this material exhibits a loss of ductility which will have to be resolved. The analyzes carried out enabled to suggest two mechanisms to explain this damage, which would be caused by the presence of microcracks and porosities in the part

Mise au point d'un essai de courbe R sur éprouvettes tubulaires destine à caractériser la résistance à la propagation stable de fissures axiales traversantes des gaines d'éléments combustibles nucléaires. Proposition d'une méthode de dépouillement des résultats obtenus. Vérification expérimentale sur un acier a haute limite d'élasticité

La description du comportement global de matériaux constitués de phases non linéaires dissipatives nécessite une infinité de variables internes. Un modèle approché avec un nombre fini de variables internes, l'analyse par champs de transformation nonuniformes, est obtenu en considérant une décomposition de ces variables sur un nombre fini de champs de transformation nonuniformes, les modes plastiques. La méthode est développée pour des matériaux élastoviscoplastiques incompressibles. La transformée de Karhunen-Loève est proposée pour optimiser le choix des modes plastiques. Puis la méthode est étendue aux matériaux élastoviscoplastiques poreux. Enfin, la TFA développée par Dvorak est appliquée aux combustibles nucléaires MOX. Cette méthode permet de faire des études de sensibilité pour déterminer le rôle de paramètres microstructuraux sur le comportement du combustible. De plus l'adéquation de la NTFA avec les MOX est démontrée, le but étant d'appliquer le modèle aux MOX en 3D
The description of the overall behavior of nonlinear materials with nonlinear dissipative phases requires an infinity of internal variables. An approximate model involving only a finite number of internal variables, Nonuniform Transformation Field Analysis, is obtained by considering a decomposition of these variables on a finite set of nonuniform transformation fields, called plastic modes. The method is initially developed for incompressible elastoviscoplastic materials. Karhunen-Loève expansion is proposed to optimize the plastic modes. Then the method is extended to porous elastoviscoplastic materials. Finally the transformation field analysis, developed by Dvorak, is applied to nuclear fuels MOX. This method enables to make sensitivity studies to determine the role of some microstructural parameters on the fuel behaviour. Moreover the adequacy of the nonuniform method for fuels MOX is shown, the final objective being to be able to apply the model to the MOX in 3D

Au cœur des Réacteurs à Eau sous Pression, la gaine en Zircaloy-4 est soumise à la corrosion : une couche d'oxyde externe et une couche d'oxyde interne se forment. Celles-ci sont susceptibles d'influencer le comportement des tubes pendant leur séjour en réacteur et pendant leur entreposage. Le but de cette étude est donc de contribuer à la compréhension du comportement mécanique des tubes oxydés. Des essais mécaniques sont effectués sur des tubes de gainage et tubes guides en traction et pression interne. Ils mettent en évidence un effet différent de l'oxyde sous ces deux types de sollicitation. En traction, la couche de zircone entraîne un important renfort. En pression interne, elle entraîne soit un faible renfort, soit un affaiblissement. La fissuration de la couche d'oxyde est caractérisée et quantifiée par des observations au MEB en fin d'essais. Ces observations mettent en évidence la nécessité d'une modélisation du comportement prenant en compte l'endommagement par fissuration de la couche. Un modèle aux éléments finis est donc présenté pour un tube recouvert de deux couches de zircone (interne et externe) non fissurées puis fissurées. Pour expliquer cette différence de comportement suivant le type de sollicitation appliquée, l'hypothèse d'un effet de type " structure " est proposée. La présence des couches d'oxyde fissurées entraîne des contraintes circonférentielles dans le Zircaloy qui favorisent un renfort en traction uni-axiale, malgré la fissuration de la couche d'oxyde. Alors qu'en pression interne, la présence de l'oxyde entraîne des contraintes axiales dans le Zircaloy qui s'opposent à la diminution des déformations circonférentielles, limitant ainsi l'effet de renfort qui est alors nettement plus faible qu'en traction. L'influence de l'oxyde sur les contraintes s'exerçant sur le Zircaloy est donc à l'origine de cette différence de comportement en traction et pression interne.

Le Zircaloy-4 est un alliage à base de zirconium (~ 98 % massique) constituant le gainage des assemblages nucléaires. Actuellement, les gaines de Zircaloy irradiées sont destinées au stockage géologique profond en raison de leur contamination en radioéléments (contamination issue du séjour en réacteur ainsi que du procédé de traitement). Elles sont classées en déchet de moyenne activité à vie longue suivant les recommandations de l'ANDRA (radioactivité : 10 6 - 10 9 Bq/g, périodes > 31 ans). Les gaines de Zircaloy irradiées représentent une part importante de l'inventaire des assemblages, ~ 25 % en masse. Le recyclage du zirconium contenu dans les gaines pourrait donc présenter un intérêt économique, soit dans le but de revaloriser le zirconium par refabrication de gaines (avec la contrainte imposée par la présence résiduelle de 93Zr), soit à minima pour déclasser le déchet coque en faible activité. Ce travail de thèse a pour objectif d'étudier les voies potentielles pour le recyclage du zirconium contenu dans les gaines de Zircaloy irradiées, et plus précisément l'électroraffinage en milieux de fluorures fondus. L'étude de la composition des gaines de Zircaloy des combustibles nucléaires usés a tout d'abord été réalisée afin d'identifier les radiocontaminants présents dans les gaines irradiées. Ces éléments sont soit des produits d'activation (Cr, Fe, Ni, Co, Sn, ...), soit des produits de fission (H, Sr (+ Y), Cs (+Ba), Eu, ...) et les actinides (U, Pu, Am et Cm). Une étude électrochimique des ions zirconium (IV) a ensuite été réalisée dans le milieu LiF-NaF. Elle a permis d'en déterminer les mécanismes de réduction en zirconium métallique. Puis, une étude classique de nucléation/croissance a également permis d'optimiser les conditions opératoires (i.e. nature de la cathode, concentration de ZrF4 dans le sel, densité de courant appliquée...) pour l'obtention d'un dépôt de zirconium métallique adhérant sur cathode solide inerte. La dernière partie de ce travail s'est focalisée sur l'électroraffinage de tronçons de Zircaloy "frais", soit avant passage dans le réacteur. Une attention particulière a été portée sur le comportement des constituants d'alliage (Fe, Cr et Sn) vis-à-vis de l'avancement de dissolution de l'anode. Bien que les électroraffinages se soient portés sur un matériau non radioactif, la combinaison des approches thermodynamique et expérimentale a permis de proposer un premier dimensionnement du cœur de procédé. L'ensemble de ce travail permet d'avancer un premier scénario pour le traitement des gaines de combustibles usés
Zircaloy-4 is an alloy mainly composed of zirconium (~ 98%wt.) constituting the cladding of nuclear assemblies. Currently, used Zircaloy claddings are intended for deep geological storage due to their contamination by radioelements from the nuclear reaction and the reprocessing process. They are classified as long-lived intermediate-level waste according to ANDRA recommendations (radioactivity: 10 6 - 10 9 Bq/g, periods > 31 years), as they represent 25%wt. of the assembly inventory. Zirconium recycling thus could present an economic interest, either to upgrade the zirconium by remanufacturing sheaths (with the constraint imposed by the residual presence of 93Zr), or to downgrade the cladding wastes into low activity waste. This thesis aims to study the potential routes for the recycling of zirconium contained in spent Zircaloy sheaths, and more precisely electrorefining in molten fluorides. The study of Zircaloy sheath composition of spent nuclear fuel was first carried out to identify the radioelements present in used claddings. These elements are either activation products (Cr, Fe, Ni, Co, Sn, etc.), or fission products (H, Sr (+ Y), Cs (+ Ba), Eu, etc.), or actinides (U, Pu, Am and Cm). An electrochemical study of the zirconium (IV) ions was carried out in LiF-NaF at 750 °C to determine its reduction mechanisms into metallic zirconium. Then, a nucleation / growth study was performed to optimize the operating conditions (ie nature of the cathode, concentration of ZrF4, current density applied, etc.), to obtain an adherent metal zirconium deposit on inert solid cathode. The last part of this work was focused on the electrorefining of "fresh" Zircaloy sections, i.e. before its stay in the reactor. Particular attention was paid to the behavior of the alloy constituents (Fe, Cr and Sn), during the electrolysis process. This work proposes a first scenario for the reprocessing of spent fuel claddings

Les alliages métalliques sont omniprésents dans les réacteurs nucléaires : cuve, structures internes, gaines du combustible, etc. Dans ce chapitre, sont décrites les évolutions des propriétés de ces matériaux des défauts d’irradiation aux propriétés dimensionnelles et mécaniques. Une attention particulière est portée à la dynamique des amas et à la précipitation des impuretés.