EP0211779B1 - Absorbeur de radiations nucléaires - Google Patents

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EP0211779B1
EP0211779B1 EP86420187A EP86420187A EP0211779B1 EP 0211779 B1 EP0211779 B1 EP 0211779B1 EP 86420187 A EP86420187 A EP 86420187A EP 86420187 A EP86420187 A EP 86420187A EP 0211779 B1 EP0211779 B1 EP 0211779B1
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aluminium
absorber
gadolinium
nuclear
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Claude Planchamp
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Fonderies Montupet
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Fonderies Montupet
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    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21F—PROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
    • G21F1/00—Shielding characterised by the composition of the materials
    • G21F1/02—Selection of uniform shielding materials
    • G21F1/08—Metals; Alloys; Cermets, i.e. sintered mixtures of ceramics and metals

Definitions

  • the present invention relates to a nuclear radiation absorber.
  • the best known are cadmium, samarium, europium, boron and gadolinium.
  • Cadmium has the disadvantage of being a very toxic product and of having a very low melting temperature (321 ° C) and a boiling temperature (765 ° C).
  • the samarium and europium have practically not given rise to industrial development because of their too high price.
  • boron which is used in different forms: elemental boron, borides, boron carbide, boric acid, etc.
  • this material has very poor mechanical properties and must be strongly diluted in a metallic matrix such as aluminum, for example, in order to acquire the qualities necessary to be able to take the shape required by each type of absorber. But thus, its absorbency is greatly reduced and must be compensated by an increase in the volume of material used which, ultimately, significantly increases the price of the absorber.
  • the material obtained is a composite product, the production of which requires the use of very elaborate manufacturing processes if it is desired to obtain a regular dispersion of the boron in the aluminum matrix and avoid heterogeneity of absorption capacity.
  • Gadolinium and its oxide have already been used for many years in various nuclear installations where, mixed with the fuel, they act as moderators. However, their application to the manufacture of radiation absorbers poses problems.
  • the oxide generally available in powder form, it must be mixed with other products using very complex technologies and its very poor mechanical properties make its application when producing absorbers of complex shape. , both delicate and expensive. In addition, this oxide has poor thermal conductivity and its absorption capacity is relatively reduced compared to that of elementary gadolinium.
  • gadolinium has the highest capture cross section of all known absorbers in the slow neutron spectrum.
  • its cross-section for thermal neutrons of energy 10 -2 eV is 100 times greater.
  • fast neutrons its efficiency is as good as that of boron.
  • This absorber is characterized in that it consists of an alloy of gadolinium with an aluminum chosen from the group comprising pure aluminum, alloyed aluminum, pure or alloyed aluminum containing a dispersed phase.
  • the aluminum used can. be pure either because it has been refined by any means such as three-layer electrolysis or fractional crystallization or simply as it is collected at the outlet of the electrolysis cells with its usual impurities such as iron and silicon .
  • this aluminum can also be a conventional alloy such as those designated by the numbers 1000, 5000 and 6000 in the standards of the Aluminum Association, which makes it possible to reinforce the mechanical properties of the absorbers obtained, or alternatively an aluminum alloy with at least one other metal also having absorbent qualities such as cadmium, samarium, europium, lithium, hafnium, tantalum, the latter alloys can also be obtained from alloys of types 1000, 5000 and 6000.
  • aluminum, alloyed or not may contain a dispersed phase such as carbon fibers or the like intended to reinforce the mechanical strength of the absorbers, or alternatively, combined or not with these fibers, a product absorbing radiation such as, for example. example, boron and its derivatives which can represent ter up to 30% of the mass of aluminum used.
  • a dispersed phase such as carbon fibers or the like intended to reinforce the mechanical strength of the absorbers, or alternatively, combined or not with these fibers, a product absorbing radiation such as, for example. example, boron and its derivatives which can represent ter up to 30% of the mass of aluminum used.
  • the gadolinium-aluminum alloys thus produced allow, due to their good mechanical properties, to be easily transformed into absorbers of any shape by at least one of the manufacturing processes chosen from molding, whether in sand, in shell, under low or high pressure, hot or cold rolling, extrusion and forging.
  • the aluminum matrix gives finished products excellent thermal conductivity (from 120 to 180 W / m o K 2 depending on the aluminum matrix chosen), thus allowing the heat created by absorption to be quickly dissipated towards external cooling systems.
  • the starting point of melting of the AI-Gd alloys tested is very high, in most cases greater than 620 ° C; this characteristic allows the neutron barriers thus manufactured to easily withstand the heating caused by the absorption of neutrons or other radiation.
  • the atomic mass of Gd being very high (156.9 g), the rays y and X in particular are strongly absorbed.
  • Corrosion resistance in general, is not or little affected by the presence of gadolinium, and the corrosion properties are close to those of the aluminum matrices used.
  • the alloys of the 1000, 5000 and 60 series have excellent resistance to corrosion against atmospheric agents or in a marine atmosphere. This resistance can be further improved by suitable surface treatments (anodization, alodin, paint, plastic coatings).
  • the mechanical characteristics are high and depend on the aluminum matrix chosen.
  • the mechanical properties vary with the gadolinium content; Table II gives results obtained on cast alloys, one with a Gd content of 12% by weight, the other with a weight percentage of 25%.
  • Table III presents the results obtained on alloys rolled to 11% Gd by weight.
  • the level of resistance and elastic limit can be greatly increased to reach the following values: The higher values above are not limitative, it being understood that compositions of ternary, quaternary, quinary alloys, etc., comprising gadolinium could give values much higher than these.
  • the applications of this invention are multiple and touch all the fields where a problem of absorption of radiation arises (neutrons, y rays, X rays, whether these fields are military or civil.
  • Examples of applications include: baskets for transporting and storing nuclear waste, pool racks for storing the fuel elements of nuclear reactors, shielding decontamination installations, shielding military vehicles , atomic shelters, nuclear reactor components, the shielding of control devices using radiation or radioactive sources, etc. This list cannot in any way be limiting.

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Description

  • 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 critères 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 mise 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 (765°C) très basses. Le samarium 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, 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 doit être fortement dilué dans une matrice métallique telle que l'alumi nium, 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 être compensé par une augmentation du 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 si 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 rôle de modérateurs. Mais, leur application à la confection d'absorbeurs de radiation pose des problèmes.
  • En ce qui concerne l'oxide, généralement disponible sous forme de poudre, il doit être 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 coûteuse. 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-même, son prix reste élevé et sa mise en oeuvre difficile à cause de sa très grande 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 10-2 eV est 100 fois plus grande. Quant aux neutrons rapides, son efficacité est aussi bonne que celle du bore.
  • C'est pourquoi la demanderesse, consciente de l'intérêt du gadolinium, mais aussi de ses inconvénients, a cherché et trouvé le moyen d'en faire des absorbeurs de radiation nucléaires intéressants.
  • Cet absorbeur est caractérisé 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 réduit 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 être 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 autre métal ayant également des qualités absorbantes tel que le cadmium, le samarium, l'europium, le lithium, l'hafnium, le tantale, ces derniers alliages pouvant également être obtenus à partir d'alliage des types 1000, 5000 et 6000.
  • De plus, l'aluminium allié ou non peut contenir une 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'être facilement transformés en absorbeurs de forme quelconque 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 régulières. 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 neutroniques très légères. Le Tableau donne des valeurs de densité pour deux alliages binaires AI-Gd, l'un à 11 % de Gd, l'autre à 23 % de Gd.
    Figure imgb0001
  • Le matrice aluminium confère aux produits finis une excellente conductibilité thermique (de 120 à 180 W/mo 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 AI-Gd testés est très élevé, dans la plupart des cas supérieur à 620°C; 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 de Gd étant très élevée (156,9 g), les rayons y 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 60 résentent une excellente tenue à la corrosion contre les agents atmosphériques ou en atmosphère marineCette tenue peut encore être améliorée par des traitements de surface appropriés (anodisation, alodin, 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 gadolinium; le tableau Il 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 %.
    Figure imgb0002
  • Le Tableau III présente les résultats obtenus sur alliages laminés à 11% de Gd en poids.
    Figure imgb0003
    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:
    Figure imgb0004
    Les valeurs supérieures ci-dessus ne sont pas limitatives, étant bien entendu que des compositions d'alliages ternaire, quaternaire, quinaire, etc..., comportant du gadolinium pourraient donner des valeurs bien 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 mêmes que celles généralement utilisées pour les alliages 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.

Claims (11)

1. Absorbeur de radiations nucléaires caractérisé 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.
2. Absorbeur selon la revendication 1, caractérisé en ce que la proportion de gadolinium est comprise entre 0,05 % et 70 % en poids.
3. Absorbeur, selon la revendication 2, caractérisé en ce que la proportion de gadolinium est comprise entre 0,1 et 15 %.
4. Absorbeur selon la revendication 1, 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.
5. Absorbeur selon la revendication 1, caractérisé en ce que l'aluminium allié renferme au moins un métal absorbeur de radiations nucléaires.
6. Absorbeur selon la revendication 5, caractérisé en ce que le métal appartient au groupe constitué par le cadmium, le samarium, l'europium, le lithium, le hafnium, le tantale.
7. Absorbeur selon la revendication 1, caractérisé en ce que la phase dispersée renferme au moins un produit absorbeur de radiations nucléaires.
8. Absorbeur selon la revendication 7, caractérisé en ce que la phase dispersée est constituée par le bore ou un de ses dérivés.
9. Absorbeur selon la revendication 8, caractérisé en ce que le bore représente jusqu'à 30 % en poids de l'aluminium.
10. Absorbeur selon la revendication 1 caractérisé en ce que la phase dispersée est sous forme de fibres.
11. Absorbeur selon la revendication 1, caractérisé en ce qu'il est obtenu suivant l'un au moins des procédés de fabrication choisi parmi le moulage, le laminage, l'extrusion, le forgeage.
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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
WO2005103312A1 (fr) * 2004-04-22 2005-11-03 Alcan International Limited Efficacite d'absorption de neutrons amelioree pour materiaux en aluminium a teneur en bore
RU2673270C2 (ru) 2013-06-19 2018-11-23 Рио Тинто Алкан Интернэшнл Лимитед Композиция алюминиевого сплава с улучшенными механическими свойствами при повышенной температуре
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
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

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
FI862902A (fi) 1987-01-12
PT82958A (fr) 1986-08-01
FI85923C (fi) 1992-06-10
KR870001611A (ko) 1987-03-14
DE3662078D1 (en) 1989-03-16
FR2584852B1 (fr) 1987-10-16
FI85923B (fi) 1992-02-28
NO169035B (no) 1992-01-20
DK327786D0 (da) 1986-07-10
PT82958B (pt) 1993-03-31
NO862793L (no) 1987-01-12
FR2584852A1 (fr) 1987-01-16
AU580177B2 (en) 1989-01-05
ZA865168B (en) 1987-03-25
JPS6270799A (ja) 1987-04-01
ES2001015A6 (es) 1988-04-16
KR910007461B1 (ko) 1991-09-26
EP0211779A1 (fr) 1987-02-25
ATE40763T1 (de) 1989-02-15
NO862793D0 (no) 1986-07-10
GR861792B (en) 1986-11-04
DK327786A (da) 1987-01-12
AU6004886A (en) 1987-01-15
NZ216802A (en) 1989-06-28
BR8603239A (pt) 1987-02-24
FI862902A0 (fi) 1986-07-10
NO169035C (no) 1992-04-29
IL79385A0 (en) 1986-10-31
CA1268031A (fr) 1990-04-24
IE861851L (en) 1987-01-11
IE58952B1 (en) 1993-12-01

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