CA1268031A - Absorbeur de radiations nucleaires - Google Patents

Absorbeur de radiations nucleaires

Info

Publication number
CA1268031A
CA1268031A CA000513519A CA513519A CA1268031A CA 1268031 A CA1268031 A CA 1268031A CA 000513519 A CA000513519 A CA 000513519A CA 513519 A CA513519 A CA 513519A CA 1268031 A CA1268031 A CA 1268031A
Authority
CA
Canada
Prior art keywords
aluminum
character
absorber according
laughed
alloy
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Expired - Fee Related
Application number
CA000513519A
Other languages
English (en)
Inventor
Claude Planchamp
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Fonderies Montupet
Original Assignee
Fonderies Montupet
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Fonderies Montupet filed Critical Fonderies Montupet
Application granted granted Critical
Publication of CA1268031A publication Critical patent/CA1268031A/fr
Anticipated expiration legal-status Critical
Expired - Fee Related legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21FPROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
    • G21F1/00Shielding characterised by the composition of the materials
    • G21F1/02Selection of uniform shielding materials
    • G21F1/08Metals; Alloys; Cermets, i.e. sintered mixtures of ceramics and metals

Landscapes

  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Ceramic Engineering (AREA)
  • Metallurgy (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Solid-Sorbent Or Filter-Aiding Compositions (AREA)
  • Absorbent Articles And Supports Therefor (AREA)
  • Compositions Of Macromolecular Compounds (AREA)
  • Manufacture Of Alloys Or Alloy Compounds (AREA)
  • Physical Or Chemical Processes And Apparatus (AREA)
  • Materials For Medical Uses (AREA)
  • Buildings Adapted To Withstand Abnormal External Influences (AREA)
  • Preventing Corrosion Or Incrustation Of Metals (AREA)

Abstract

L'invention concerne un absorbeur de radiations nucléaires, caractérisé en ce qu'il est constitué par un alliage de gadolinium et d'aluminium. Cet absorbeur trouve son application dans tous les problèmes d'absorption de rayonnements qu'ils soient du domaine civil ou militaire tels que, par exemple, la réalisation de paniers de transport et de stockage de déchets radioactifs, de racks de piscine pour réacteurs nucléaires, ou de blindages de véhicules militaires et d'abris anti-atomiques.

Description

~680;~

~SOI~BEUR DE F~ADIATIONS NUCLEAIlE~ES

La présente invention est relative à une absorbeur de radiations nucléaires.
Avec le développement des techniques nucléaires, de nombreuses recherches ont été menées à travers le monde pour concevoir et fabriquer des absorbeurs de radiations efficaces et compétitifs. Pour atteindre ce but, il faut que les matériaux mis en oeuvre pour les réaliser répondent aux criteres suivants:
- posséder des propriétés nucléaires particulières :
grande section efficace de capture, faible émission secondaire, bonne stabilité dans le temps par rapport au rayonnement, - avoir un point de fusion élevé pour supporter l'échauffement engendré par l'absorption des rayonnements, notamment des rayonnements neutroniques, - être bons conducteurs de chaleur pour assurer une évacuation rapide des calories créées, - présenter des caractéristiques mécaniques permettant une mixe en forme aisée, - résister à la corrosion dans l'atmosphère ou le milieu de travail, - coûter le moins cher possible.
Parmi tous les matériaux utilisés pour absorber les neutrons, les plus connus sont le cadmium, la samarium, l'europium, le bore et le gadolinium.
Le cadmium a l'inconvénient d'être un produit très toxique et d'avoir une température de fusion (321 C) et une température d'ébullition (765C) très basses. La sanarium et l'europium n'ont pratiquement pas donné lieu à un développement industriel à cause de leur prix trop élevé.
Le plus largement répandu d'entre eux est le bore qui est utilisé sous différentes formes : bore élémentaire, ;~i 126~303~

borures, carbure de bore, acide borique, etc... D'ailleurs, de nombreux brevets ont été déposés à ce sujet. Toutefois, ce matériau a de très mauvaises propriétés mécaniques et jet. Toutefois, ce matériau a de très mauvaises propriétés mécaniques et doit être fortement dilué dans une matrice métallique telle que l'aluminium, par exemple, afin d'acquérir les qualités nécessaires pour pouvoir prendre la forme requise par chaque type d'absorbeur. Mais ainsi, son pouvoir absorbant se trouve grandement diminué et doit etre compensé par une augmentation de volume de matériau utilisé
ce qui, en définitive, élève sensiblement le prix de l'absorbeur. De toute façon, le bore étant pratiquement insoluble dans l'aluminium, le matériau obtenu est un produit composite dont la réalisation nécessite de recourir à des procédés de fabrication très élaborés 9i on veut obtenir une dispersion régulière du bore dans la matrice d'aluminium et éviter une hétérogénéité de la capacité
d'absorption.
Le gadolinium et son oxyde sont déjà utilisés depuis de nombreuses années dans diverses installations nucléaires où, mélangés au combustible, ils jouent le role de modérateurs. Mais, leur application à la confection d'absorbeurs de radiations pose des problèmes.
En ce qui concerne l'oxide, généralement disponible sous forme de poudre, il doit etre mélangé à
d'autres produits en utilisant des technologies très complexes et ses propriétés mécaniques très mauvaises rendent son application, lors de la réalisation d'absorbeurs de forme complexe, à la fois délicate et couteuse. De plus, cet oxyde a une mauvaise conductibilité thermique et sa capacité d'absorption est relativement réduite par rapport à
celle du gadolinium élémentaire.
Quant au métal lui-meme, son prix reste élevé et sa mise en oeuvre difficile à cause de sa très grande ~,, :1268~

oxydabilité.
Cependant, le gadolinium présente dans le spectre de neutrons lents la section efficace de capture la plus élevée de tous les absorbeurs connus. Notamment, comparée au bore, sa section pour des neutrons thermiques d'énergie 10 eV est 100 fois plus grande. quant aux neutrons rapides, son efficacitéest aussi bonne que celle du bore.
C'est pourquoi la demanderesse, consciente de l'intéret du gadolinium, mais aussi de ses incovénients, a cherché et trouvé le moyen d'en faire des absorbeurs de radiation nucléaires intéressants.
Cet absorbeur est caractérise en ce qu'il est constitué par un alliage de gadolinium avec un aluminium choisi dans le groupe comprenant l'aluminium pur, l'aluminium allié, l'aluminium pur ou allié contenant une phase dispersée.
Il s'agit donc d'un alliage à base de gadolinium et d'aluminium dans lequel la proportion de gadolinium se situe entre 0,05% et 70% en poids. En-dessous de 0,05%
l'effet absorbant s'avère trop reduit et au-dessus de 70% se produisent des difficultés d'élaboration de l'alliage. De - préférence, cette fourchette se situe entre 0,1 et 15% et dépend de la nature et du flux de radiations à absorber.
L'aluminium utilisé peut être pur soit qu'il ait été raffiné par un moyen quelconque tel que l'électrolyse trois couches ou la cristallisation fractionnée ou simplement tel qu'il est recueilli à la sortie des cuves d'électrolyse avec ses impuretés habituelles comme le fer et le silicium.
Mais cet aluminium peut aussi etre un alliage classique tel que ceux désignés par les nombres 1000, 5000 et 6000 dans les normes de l'Aluminium Association, ce qui permet de renforcer les propriétés mécaniques des absorbeurs obtenus, ou encore un alliage d'aluminium avec au moins un 0~

autre métal ayant également des qualites absorbantes -tel que le cadmium, le samarium, l'europium, le lithium, l'hafnium, le tantale, ces derniers alliages pouvant également etre obtenus à partir d'alliage des types 1000, 5000 et 6000.
De plus, l'aluminium allié ou non peut contenir un phase dispersée telle que des fibres de carbone ou autres destinées à renforcer la tenue mécanique des absorbeurs, ou encore, combiné ou non à ces fibres, un produit absorbant des radiations tel que, par exemple, le bore et ses dérivés qui peut représenter jusqu'à 30% de la masse d'aluminium mise en oeuvre.
Les alliages de gadolinium-aluminium ainsi réalisés permettent, en raison de leurs bonnes propriétés mécaniques, d'8tre facilement transformés en absorbeurs de forme quelcongue par l'un au moins des procédés de fabrication choisi parmi le moulage, que ce soit en sable, en coquille, sous basse ou haute pression, le laminage à
chaud ou à froid, l'extrusion et le forgeage.
Ces alliages donnent des structures parfaitement homogènes avec des sections efficaces de capture très régulibres. De plus, leur densité, qui est variable en fonction du pourcentage de Gd donne, pour des teneurs en Gd allant jusqu'à 30% en poids, une valeur proche de celle de ~ l'aluminium, ce qui permet la réalisation de barrières ;~ 25 neutroniques très légères. Le tableau I donne des valeurs de densité pour deux alliages binaires Al-Gd, l'un à 11% de ~; Gd, l'autre à 23% de Gd.

TABLEAU I : DENSITE D'ALLIAGES BINAIRES Al-Gd % pondéral de Gd Pensité
11 2,92 3,12 : - 4 -I,a matrice aluminium confère aux produits finis une excellente conductibilité thermique (de 120 à 180 W/m K2 suivant la matrice aluminium choisie) permettant ainsi d'évacuer rapidement la chaleur créée par l'absorption vers des systèmes refroidisseurs extérieurs.
Le point de début de fusion des alliages Al-Gd testés est très élevé, dans la plupart des cas supérieur à
620C: cette caractéristique permet aux barrières neutroniques ainsi fabriquées de supporter aisément l'échauffement provoqué par l'absorption des neutrons ou d'autres rayonnements.
La masse atomique du Gd étant très élevée (156,9g), les rayons r et X notamment sont fortement absorbés.
La résistance à la corrosion, d'une manière générale, n'est pas ou peu affectée par la présence de gadolinium, et les propriétés de corrosion sont proches de celles des matrices aluminium utilisées. Les alliages de série 1000, 5000 et 6000 présentent une excellente tenue à
- la corrosion contre les agents atmosphériques ou en atmosphère marine. Cette tenue peut encore être améliorée par des traitements de surface appropriés (anodisation, alodine, peinture, revêtements plastiques...).
Les caractéristiques mécaniques sont élevées et sont fonction de la matrice aluminium choisie. Dans le cas d'alliages aluminium-gadolinium binaires, les propriétés mécaniques varient avec la teneur en gadolnium; le tableau II donne des résultats obtenus sur alliages moulés, l'un avec une teneur en Gd de 12% en poids, l'autre avec un pourcentage pondéral de 25%.

~ :

. ' :

i8~3~a TABI.EAU II - PROPRIETES MECANIQUES D'ALLIAGES BINAIRES Al-Gd ¦% pondéral de Gd ¦ Rm MPa ¦ Rp 0,2 MPA ¦ A% ¦ HB
1 12% 1 140 1 60 1 17 1 40 1 25% 1 80 1 55 1 0,8 1 54 Le Tableau III présente les résultats obtenus sur alliages laminés à 11% de Gd en poids.
TABLEAU III - CARACTERISTIQUES MECANIQUES DE TRACTION SUR
ALLIAGE Al-Gd LAMINE

¦ % pondéral ¦ Sens long ¦Sens travers long ¦ de Gd ¦ Rm ¦RP 0,2¦ ¦ Rm ¦RP 0,2¦ ¦ HB ¦
¦ ¦ MPA ¦ MPA ¦ ¦ MPA ¦ MPA
I
I _ 11 1 130 1 110 1 15 1 130 1 110 1 10 1 42 En utilisant des matrices aluminium dopées avec des éléments tels que le cuivre, le silicium, le zinc, le ; magnésium, etc... , le niveau de résistance et de limite élastique peut être fortement augmenté pour atteindre les valeurs suivantes:

Rm 280 à 320 MPA
Rp 0,2 220 à 260 MPA
A% de 3 à 10%

Les valeurs supérieures ci-dessus ne sont pas limitatives, étant bien entendu que des compositions d'alliages ternaire, quaternaire, quinaire, e~c....
comportant du gadolinium pourraient donner des valeurs bien r ' supérieures à celles-là.
L'usinage de ces alliages métalliques ne pose aucun problème, les paramètres et les vitesses de travail à
prendre en compte étant les mÆmes que celles généralement utilisées pour les alliayes d'aluminium.
Les applications de cette invention sont multiples et touchent tous les domaines où un problème d'absorption de rayonnement se pose (neutrons, rayons y, rayons X, que ces domaines soient militaires ou civils.
A titre d'exemples d'application on peut citer :
les paniers de transport et de stockage de déchets nucléaires, les racks de piscine pour le stockage des éléments combustibles de réacteurs nucléaires, le blindage d'installation de décontamination, le bLindage de véhicules militaires, les abris anti-atomiques, les éléments de réacteurs nucléaires, le blindage d'appareils de contrôle utilisant des rayonnements ou des sources radioactives, etc... Cette liste ne saurait en aucun cas être limitative.

~ : ~

: ; ~ :
: :

:~ :
~ - 7 -- .

Claims (9)

  1. Les réalisations de l'invention, au sujet desquelles un droit exclusif de propriété ou de privilège est revendiqué, sont définies comme il suit:

    l. Absorbeur de radiations nucléaires, caracté-risé en ce qu'il est constitué par un alliage de gadolinium avec un aluminium choisi dans le groupe comprenant l'aluminium pur, l'aluminium allié et l'aluminium pur ou allié contenant une phase dispersée, la proportion de gadolinium étant comprise entre 0,05% et 70% en poids.
  2. 2. Absorbeur, selon la revendication 1, caracté-risé en ce que la proportion de gadolinium est comprise entre 0,1 et 15%.
  3. 3. Absorbeur selon la revendication 1, caracté-risé en ce que l'aluminium utilisé dans l'alliage est un aluminium allié renfermant au moins un métal absorbeur de radiations nucléaires.
  4. 4. Absorbeur selon la revendication 3, caracté-risé en ce que le métal absorbeur est choisi dans le groupe constitué par le cadmium, le samarium, l'europium, le lithium, le hafnium et le tantale.
  5. 5. Absorbeur selon la revendication l, 3 ou 4, caractérisé en ce que l'aluminium allié est choisi parmi les alliages désignés par les nombres 1000, 5000 et 6000 dans les normes de l'Aluminium Association.
  6. 6. Absorbeur selon la revendication 1, caracté-risé en ce qeu l'aluminium utilisé dans l'alliage est un aluminium pur ou allié contenant une phase dispersée renfermant au moins un produit absorbeur de radiations nucléaires.
  7. 7. Absorbeur selon la revendication 6, caracté-risé en ce que la phase dispersée est constituée par le bore ou un de ses dérivés.
  8. 8. Absorbeur selon la revendication 7, caracté-risé en ce que le bore représente jusqu'à 30% en poids de l'aluminium.
  9. 9. Absorbeur selon la revendication 1, caracté-risé en ce que l'aluminium utilisé dans l'alliage est un aluminium pur ou allié contenant une phase dispersée sous forme de fibres.
CA000513519A 1985-07-11 1986-07-10 Absorbeur de radiations nucleaires Expired - Fee Related CA1268031A (fr)

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
FR8510983 1985-07-11
FR8510983A FR2584852B1 (fr) 1985-07-11 1985-07-11 Absorbeur de radiations nucleaires

Publications (1)

Publication Number Publication Date
CA1268031A true CA1268031A (fr) 1990-04-24

Family

ID=9321402

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CA000513519A Expired - Fee Related CA1268031A (fr) 1985-07-11 1986-07-10 Absorbeur de radiations nucleaires

Country Status (19)

Country Link
EP (1) EP0211779B1 (fr)
JP (1) JPS6270799A (fr)
KR (1) KR910007461B1 (fr)
AT (1) ATE40763T1 (fr)
AU (1) AU580177B2 (fr)
BR (1) BR8603239A (fr)
CA (1) CA1268031A (fr)
DE (1) DE3662078D1 (fr)
DK (1) DK327786A (fr)
ES (1) ES2001015A6 (fr)
FI (1) FI85923C (fr)
FR (1) FR2584852B1 (fr)
GR (1) GR861792B (fr)
IE (1) IE58952B1 (fr)
IL (1) IL79385A0 (fr)
NO (1) NO169035C (fr)
NZ (1) NZ216802A (fr)
PT (1) PT82958B (fr)
ZA (1) ZA865168B (fr)

Families Citing this family (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS6338553A (ja) * 1986-08-01 1988-02-19 Kobe Steel Ltd 熱中性子吸収能に優れたアルミニウム合金
DE19706758A1 (de) * 1997-02-20 1998-05-07 Siemens Ag Einrichtung zur Lagerung radioaktiven Materials
JP3122436B1 (ja) 1999-09-09 2001-01-09 三菱重工業株式会社 アルミニウム複合材およびその製造方法、並びにそれを用いたバスケットおよびキャスク
CA2563444C (fr) * 2004-04-22 2010-09-21 Alcan International Limited Efficacite d'absorption de neutrons amelioree pour materiaux en aluminium a teneur en bore
EP3011066B1 (fr) 2013-06-19 2019-05-08 Rio Tinto Alcan International Limited Composition d'alliage d'aluminium présentant des propriétés mécaniques améliorées, à température élevée
JP2017214652A (ja) * 2016-05-30 2017-12-07 株式会社フジクラ ガドリニウム線材、その製造方法、それを用いた金属被覆ガドリニウム線材、熱交換器及び磁気冷凍装置
WO2017209038A1 (fr) * 2016-05-30 2017-12-07 株式会社フジクラ Fil machine en gadolinium, procédé pour le fabriquer, fil machine en gadolinium revêtu de métal l'utilisant, échangeur de chaleur et dispositif de réfrigération magnétique

Family Cites Families (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS583001B2 (ja) * 1977-12-16 1983-01-19 財団法人特殊無機材料研究所 中性子吸収材とその製造方法
DE3024892A1 (de) * 1979-08-18 1982-02-11 Thyssen Industrie Ag, 4300 Essen Verguetungsstahlguss
JPS6055460B2 (ja) * 1980-08-12 1985-12-05 東芝セラミツクス株式会社 中性子吸収用アルミナ焼結ペレット
CA1183613A (fr) * 1980-12-27 1985-03-05 Koichiro Inomata Absorbeur de neutron, ensemble qui le renferme, et autres emplois dudit absorbeur
FR2533943B1 (fr) * 1982-10-05 1987-04-30 Montupet Fonderies Procede de fabrication d'alliages composites a base d'aluminium et de bore et son application
DE3335888A1 (de) * 1983-10-03 1985-04-18 Kernforschungsanlage Jülich GmbH, 5170 Jülich Verfahren zur absenkung der reaktivitaet eines gasgekuehlten kugelhaufenreaktors und abschaltelement
JPS6212895A (ja) * 1985-07-10 1987-01-21 株式会社神戸製鋼所 中性子吸収能の優れたアルミニウム合金

Also Published As

Publication number Publication date
JPS6270799A (ja) 1987-04-01
BR8603239A (pt) 1987-02-24
IE58952B1 (en) 1993-12-01
IE861851L (en) 1987-01-11
NO862793D0 (no) 1986-07-10
EP0211779B1 (fr) 1989-02-08
PT82958B (pt) 1993-03-31
ATE40763T1 (de) 1989-02-15
ZA865168B (en) 1987-03-25
AU580177B2 (en) 1989-01-05
AU6004886A (en) 1987-01-15
FI862902A (fi) 1987-01-12
DE3662078D1 (en) 1989-03-16
KR870001611A (ko) 1987-03-14
NO862793L (no) 1987-01-12
FR2584852B1 (fr) 1987-10-16
NO169035B (no) 1992-01-20
GR861792B (en) 1986-11-04
FI85923C (fi) 1992-06-10
PT82958A (fr) 1986-08-01
FR2584852A1 (fr) 1987-01-16
NZ216802A (en) 1989-06-28
FI862902A0 (fi) 1986-07-10
IL79385A0 (en) 1986-10-31
ES2001015A6 (es) 1988-04-16
DK327786A (da) 1987-01-12
DK327786D0 (da) 1986-07-10
NO169035C (no) 1992-04-29
EP0211779A1 (fr) 1987-02-25
FI85923B (fi) 1992-02-28
KR910007461B1 (ko) 1991-09-26

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US5980602A (en) Metal matrix composite
CA2259448C (fr) Compositions de matrices metalliques pour applications de blindage contre les neutrons
CA1268031A (fr) Absorbeur de radiations nucleaires
EP0380381A1 (fr) Crayon pour assemblage combustible d'un réacteur nucléaire résistant à la corrosion et à l'usure
CH667880A5 (fr) Absorbeur de radiations nucleaires.
WO1997013600A1 (fr) Materiau composite a matrice metallique ameliore
CN110527887B (zh) 一种屏蔽中子和伽马射线的硼钨铝复合材料及其制备方法
EP0502900B1 (fr) Preparation de materiaux composites frittes
WO2003030183A2 (fr) Materiau de blindage neutronique et de maintien de la sous-criticite a base de polyester insature
CH667881A5 (fr) Absorbeurs de radiations nucleaires.
FR2728099A1 (fr) Procede de conditionnement d'iode radioactif, en particulier d'iode 129, utilisant une apatite comme matrice de confinement
FR2669142A1 (fr) Materiau de protection radiologique resistant a la chaleur.
EP0233426A1 (fr) Acier inoxydable austénitique utilisable en particulier comme matériau de structure de coeur ou de gainage dans les réacteurs nucléaires
EP0657280B1 (fr) Procédé de fabrication d'une plaque à base de polycarbonate, destinée à la fabrication de bâtiment, notamment de serre
CA1269548A (fr) Acier inoxydable austenitique au cobalt ultra resistant a la cavitation erosive
CH667882A5 (fr) Absorbeurs de radiations nucleaires.
EP1071830A1 (fr) Alliage de zirconium et de niobium comprenant de l'erbium, procede de preparation et piece comprenant ledit alliage
EP1397811A2 (fr) Materiau radio-attenuateur et son procede de fabrication
WO1998008232A1 (fr) Produit a proprietes magnetiques, son procede de preparation et aimant obtenu a partir de ce produit
FR2536571A1 (fr) Procede de fabrication de pastilles de combustible nucleaire contenant un absorbant neutronique temporaire
Zhao et al. Blue shift of plasma resonance of copper nanoclusters embedded in LiF
FR2736748A1 (fr) Materiau absorbant les neutrons, et son utilisation
EP1048037A1 (fr) Materiau absorbant neutronique composite et procede de fabrication de ce materiau
CN116716500A (zh) 一种高强度高阻尼铸造铝合金及制备方法
EP0905218A2 (fr) Procédé de fabrication d'un granulat pour la création de germes d'allumage dans des combustibles et des combustibles propulseurs

Legal Events

Date Code Title Description
MKLA Lapsed