Study of the behaviour of zinc stearate under temperature and irradiation - Effect on lubricant properties
Étude du comportement du stéarate du zinc en température et sous irradiation - impact sur les propriétés de lubrification
Résumé
The manufacturing of nuclear fuels UO2-30%PuO2 for the Gen IV nuclear reactors is based on the use of plutonium coming from MOX (Mixed OXides) fuel recycling from actual reactor. This plutonium would contain a few quantities of fissionable isotopes and a significant amount (x30) of 238Pu compared to initial Pu. This isotope possesses a strong alpha activity and a great thermal power. The manufacturing process which consists in powders pressing will use zinc stearate, an additive used as lubricant. The aim of this PhD is to study the behaviour in temperature and under irradiation of this compound. An effect of temperature increasing and thermal ageing has been observed on crystallographic properties with a material amorphisation and a deterioration of lubricant properties from 110°C. Radiolytic degradation of zinc stearate has been studied through the analysis of gases produced by alpha radiation at the contact of PuO2 powders or by external radiation by helions, with the support of chemical analysis of irradiated solid. Gaz production yields are calculated and enable establishment of a radiolysis mechanism. It has been showed that impact of radiolysis on lubricant properties is less important than temperature effect. The coupling of degradations has a synergic effect, with a deterioration of lubricant properties observed at lower temperature compared to non-irradiated material. From these results, recommendations for use of zinc stearate have been proposed.
L’élaboration de combustible nucléaire UO2-30%PuO2 pour les nouveaux réacteurs nucléaires de Génération IV repose sur l’utilisation de plutonium issu du recyclage des combustibles MOX (Mélange d’OXydes UO2-PuO2) des réacteurs actuels. Par rapport au Pu initial, ce plutonium présente une proportion d’isotopes fissiles beaucoup plus faible et une quantité plus importante (x30) en 238Pu dont l’activité spécifique alpha et la puissance thermique sont importantes. Le procédé d’élaboration du combustible qui consiste à mettre en forme les poudres d’oxydes par pressage met en jeu un lubrifiant organique, le stéarate de zinc. L’objectif de la thèse est d’étudier le comportement en température et sous irradiation de ce composé. Un effet de la montée en température et du vieillissement en température a été observé sur les propriétés cristallographiques du stéarate de zinc, avec une amorphisation partielle du matériau qui engendre une détérioration de ses propriétés de lubrification dès 110°C. La dégradation radiolytique du stéarate de zinc a été étudiée à travers l’analyse des gaz produits par irradiation alpha au contact de poudres de PuO2 ou par irradiation externe aux hélions, complétée par des analyses physico-chimiques du stéarate irradié. Les rendements de production de gaz sont calculés et permettent d’établir un mécanisme de radiolyse. Il a été montré que l’impact de la radiolyse sur les propriétés de lubrification est moindre que l’effet de la température. Le couplage des dégradations a un effet synergique, avec une détérioration des propriétés de lubrification observée à des températures plus faibles que sur le matériau non irradié. A partir de ces résultats, des recommandations d’utilisation du stéarate de zinc ont été proposées.
Origine : Version validée par le jury (STAR)