TEMĂ DE CASĂ: MATERIALE FOLOSITE ÎN

CENTRALE NUCLEARE

PRODUCEREA, TRANSPORTUL ȘI DISTRIBUȚIA

ENERGIEI ELECTRICE

Studenți: Anghel Anca – Georgiana și Pupăză Mihai – Ionuț

Anul IV – I.E.

2012 – 2013

1

CUPRINS

1. Criterii pentru alegerea materialelor

2. Combustibili nucleari

3. Agenții termici

4. Materiale moderatoare și reflectoare

5. Materiale de structură și de teacă

6. Materiale de control

7. Materiale de protecție contra radiațiilor

2

Materialele reactoarelor energetice

1. Criterii pentru alegerea materialelor

Materialele folosite în reactoarele nucleare termice se pot clasifica, după funcțiile pe care le

îndeplinesc, în următoarele șase categorii:

- combustibilii nucleari;

- agenții termici;

- moderatorii și reflectorii;

- materialele de structură a reactorului și materialele de acoperire ale elementelor

combustibile;

- materialele de control;

- materialele de protecție contra radiațiilor.

Reactoarele rapide neavând moderator conțin numai cinci categorii de materiale – la reactoarele

termice, respective, patru – la reactoarele rapide, constituie materialele zonei active, iar materialele de

protecție contra radiațiilor înconjoară și ecranează zona activă. În tabelul 1 sunt trecute unele materiale

utilizate în reactoarele energetice, iar în figura 1 clasificarea reactoarelor de putere după materialele

zonei active.

3

Figura 1. Clasificarea reactoarelor eterogene de putere, după materialele zonei active

4

Tabelul 1. Materiale utilizate în reactoarele energetice

MATERIALUL TIPUL REACTORULUI

Combustibil U nat. metalic

U îmb.

UO2

U îmb.

UC+ThC

U îmb. UO2

U îmb. UO2

U nat. metalic

U îmb.UO2

U îmb. U îmb. Pu, PuO2

Săruri topite

Moderator Grafit Grafit Grafit H2O Grafit D2O Lichid organic

D2O

Nu are

Agent termic CO2 CO2 He H2O H2O D2O

H2O

Gaz

CO2

Lichid organic

Na, NaK, Gaze, Abur, Săruri topite

Materialul tecilor Magnox Oţel inox.

Grafit Zr

Oţel inox.

Oţel inox.

Zr

Zr Zr

Al

Oţel inox.

Materialele reactoarelor energetice funcționează în reactor în condiții deosebit de grele, fiind

suspuse un timp îndelungat la acțiunea combinată a temperaturilor ridicate a gradienților mari de

temperatură, a debitelor mari de caldură, a șocurilor termice repetate și a câmpurilor intense de radiații

α, β, γ.

5

Pentru a putea corespunde rolurilor lor în reactor, materialele utilizate trebuie să posede atât

proprietăți generale, comune tuturor instalațiilor termoenergetice, cum ar fi:

- proprietăți mecanice;

- rezistență la coroziune și eroziune;

- stabilitate termică;

- proprietăți termodinamice, proprietăți chimice;

- compatibilitate cu alte material care vin în contact;

- prelucrabilitate, lipsa toxicității și inflamabilității.

Proprietăți economice, cât și proprietăți nucleare, ca:

- secțiunea eficace de absorbție a neutronilor;

- secțiune eficace de fisiune;

- proprietăți de împrăștiere și încetinire a neutronilor;

- comportarea la iradiere;

- rezistență la deteriorările produse de radiații;

- comportarea față de radioactivitatea indusă, puritatea chimică.

Secțiunea eficace de absorbție a neutronilor termici la materialele reactoarelor termice trebuie să

fie cât mai redusă, având în vedere bilanțul și economia de neutroni din zona activă.

Condiţia devine deosebit de severă la reactoarele termice cu uraniu natural, care au k ef foarte

apropiat de 1. În tabelul 2 este prezentată o clasificare a elementelor chimice și a materialelor utilizate

în construcția reactoarelor după valorile crescătoare ale secțiunii microscopic de absorbție pentru

neutronii termici.

6

Tabelul 2. Secţiunea de absorbţie pentru neutroni termici (E=0,025 eV) a unor elemente şi

materiale

SECŢIUNE MICĂ SECŢIUNE MEDIE SECŢIUNE MARE

O 0,0002 Fe 2,43 Mn 12,6

D 0,0004 Cr 2,90 W 19,2

C 0,0032 Oţel inox. ~3 Ta 21,3

Be 0,009 Cu 3,59 Co 34,8

Mg 0,059 Inconel ~4,1 OTRĂVURI

Zr 0,185 Monel ~4,2 Hf 115

Al 0,23 Ni 4,6 B 750

Na 0,50 V 4,98 Cd 2400

Sn 0,60 Sb 5,5

Zn 1,06 Ti 5,6

K 1,97 Rh 8,0

D2O 0,0011 Pt 8,1

H2O 0,66

7

a) Puritatea materialelor, pentru a putea îndeplini condițiile cerute, materialelor

nucleare li se cere o mare puritate chimică. Adaosurile și impuritățile, chiar în cantități foarte

reduse, pot mări mult secțiunea de absorbție a unor materiale.

Pentru obținerea purității necesare se folosesc tehnologii special complicate, cu consumuri mari

de energie electrică și cost ridicat, iar verificarea purității materialelor se face prin metode speciale.

Tehnologia unor materiale a apărut și s-a dezvoltat odată cu tehnica nucleară.

b) Separarea izotopilor de uraniu și de hidrogen, bazată pe diferența de masă, este

o operație dificilă și scumpă datorită :

- diferenței de masă mici, ;

- concentrației izotopilor reduse, ;

- interacțiunii cu materialele;

- consumului mare de energie.

c) Comportarea la iradiere.

La proiectarea și la exploatarea reactorului nuclear și a echipamentelor auxiliare este necesar să

se țină seama de modificările proprietăților fizice, chimice, mecanice și termice ale materialelor lor sub

acțiunea radiațiilor.

Dintre cele mai importante efecte alea radiațiilor asupra materialelor sunt:

- creșterea volumului uraniului metallic datorită acumulării produselor gazoase de fisiune;

- descompunera unor compuși chimici;

- descompunerea și polimerizarea materialelor organice;

- formarea de izotopi noi prin captură de neutroni cu modificarea proprietăților.

Materialele din zona activă trebuie să nu cuprindă elemente, care supuse la radiații, dau izotopi

cu viață lungă. Efectele radiațiilor asupra materialelor din zona activă sunt, deci foarte diferite, putând

duce la deteriorări și deformări ale materialelor, cu modificări ale structurii atomice și moleculare și

8

ale rețelei cristaline ale metalelor, creșterea durității, rezistenței la curgere, rezistivității electrice și

reducerea ductibilității și alungirii la materialele structurale.

Alegerea materialelor reactoarelor nucleare pune deci probleme specifice deosebite, având în

vedere că materialele nucleare trebuie să satisfacă condiții mai multe și mai grele decât materialele

obișnuite, caracteristice nucleare fiind cele hotărâtoare, de aceea numărul materialelor folosite în

construcția reactoarelor este relativ redusă, recurgându-se mai ales la materialele puțin sau deloc

utilizate anterior, cu tehnologii noi de preparare, de puritate deosebită și cu cost ridicat. În comportarea

materialelor există anumite limite a căror depășire face nesatisfăcătoare utilizarea lor, putând duce la

avarii greve ale CNE, deoarece, nu se gasesc materiale care să satisfacă simultan toate condițiile

cerute, care sunt deseori contradictorii, soluția aleasă reprezintă un compromis.

Alegerea materialelor reactorului energetic influențează într-o măsură hotărâtoare costul

reactorului și a instalațiilor conexe, securitatea și disponibilitatea centralei nucleare.

2. Combustibilii nucleari

Proprietățile principale pe care trebuie să le posede combustibilii nucleari din reactoarele

energetice sunt:

- grad de ardere ridicat;

- coeficient de conductivitate termică mare pentru a se realiza densități de putere

(MW/m3 de zona activă) și puteri specifice (kW/kg de combustibil) mari și a reduce gradienții de

temperatură în combustibil;

- să reziste la gradient de temperatură care apar între centrul elementului combustibil și

periferia lui răcită de agentul termic;

- să reziste la ciclurile termice provocate la pornirile, opririle și variațiile de sarcină ale

reactorului;

- temperatura de topire ridicată;

- temperatura de schimbare a fazei alotropice în afara domeniului de funcționare;

- stabilitate și compatibilitate chimică cu teacă și cu agentul de răcire;

- rezistență mare la efectele radiațiilor nucleare;

- să nu conțină impurități și material de aliere cu absorbție puternică de neutroni;

9

- fabricare economică și cost redus.

a) Gradul de ardere reprezintă o măsură consumului de combustibil dintr-un

reactor și a utilizării potențialului energetic a combustibilului reactorului și se poate exprima

în 2 moduri:

- prin cantitatea de energie produsă de unitatea de greutate a combustibilului introdus în

reactor (măsurată în MW zile pe tonă de combustibili);

- prin procentul de nuclee de combustibili care au fisionat (în % sau kg/tonă).

În energetica nucleară, gradul de ardere se exprimă însă de obicei în MW zile pe tonă. Deoarece

un MeV = 1,6 · 10-13 Ws, celor 200 MeV eliberați la o fisiune le corespund 3,2 · 10-11 Ws. Energia

eliberată la fisiune 1 g de U235 este de 8,08 · 1010 Ws/g U235 ceea ce corespunde la 0,94 MW z/g U235,

din care numai circa 0,8 MW z/g U235 energie utilă. O tonă de uraniu natural conține 7 110 g U235, care

produc prin ardere 6 670 MW z/t energie totală sau 5 680 MW z/t energie utilă.

Gradele de ardere obținute în reactoarele energetice cu uraniu natural pot fi însă mai mari

(8 000 – 10 000 MW z/t U natural la reactoarele cu apă grea de tip PHWR canadiene), deoarece, deși

nu poate fisiona întreaga cantitate de U235 introdusă în reactor, se adaugă energia eliberată prin fisiune

Pu239 format din U238. În cazul U îmbogățit se obțin valori mai mari ale gradului de ardere.

Integrala de conductivitate I stabilește legătura dintre caracteristicile termice ale unui element

combustibil cilindric:

unde:

și - sunt temperaturile la suprafață și centrul elementului combustibil, °C

– conductivitatea termică a combustibilului la temperatura t, W/cm, grd;

10

– diametrul elementului combustibil, cm;

– densitatea combustibilului, g/ ;

– fluxul termic prin suprafața elementului combustibil, W/ ;

- căldura extrasă pe unitatea de lungime a elementului combustibil, W/cm;

– puterea specifică, adică puterea produsă de 1 g de combustibil, W/g;

– 0,65…1, factor de corecție care consideră scăderea fluxului de neutron în elementul

combustibil.

Integrala de conductivitate I este proporțional cu conductivitatea termică a combustibilului și

cu diferența de temepraturi - . Valoarea maximă a integralei de conductivitate pentru un anumit

combutibil depinde de temperatura maximă admisibilă în centrul elementului combustibil, care este

limitată sau de temperatura de schimbare a fazei alotropice , sau de temperatura de topire a

combustibilului (tabelul 3), deoarece la apropierea de acestea apar fenomene nedorite (reducerea

rezistenței mecanice, fisurarea, umflarea, recristalizarea, topirea), precum și de temperature maximă

admisibilă a materialelor de teacă. În figura 2 se arată variația fluxului termic qs [W/cm2] în funcție de

fluxul de neutron și de gradul de îmbogățire pentru uraniul metalic.

Tabelul 3. Limitarea temperaturii maxime admisibile a combustibililor nucleari

COMBUSTIBILUL TEMPERATURA MAXIMĂ ADMISBILĂ

U metallic< = 666°C

11

UO2 < tt = 2 878±20°C

UC < tt = 2 370°C

UC2 < = 1 827°C

UN < tt = 2 850°C

PuO2 < tt =2 240°C

ThO2 < tt = 2 300°C

b) Separarea izotopilor de uraniu se face în stare gazoasă ( ) prin metodele:

- difuzie gazoasă;

- difuzie termică;

- separare electromagnetică;

- metoda Becker;

- centrifugare.

Metoda cea mai utilizată astăzi este difuzia gazoasă, care permite obținerea unor cantități mari de

U îmbogățit. Principiul metodei este difuzarea gazului printr-o membrană poroasă. Deoarece

moleculele ușoare au viteze mai mari decât cele grele, la aceeași energie cinetică și pentru aceeași

temperatură, în aval de membrana poroasă, îmbogățirea va fi dată de factorul de separare:

= = = 1,00429.

12

Figura 2. Variaţia fluxului termic qs în uraniul metalic în funcţie de fluxul de neutroni şi de gradul

de îmbogăţire

13

Îmbogățirea redusă, obținută cu o treaptă, necesită legarea în cascadă a unui număr mare de

trepte (pentru o îmbogățire de 30% sunt necesare 1 200 de etaje de separare).

Figura 3. Separarea prin difuzie gazoasă (principiu)

Dimensiunile porilor membranei trebuie să fie egale cu parcursul mediu liber al moleculelor de

gaz și diametrul lor trebuie să fie sub 0,02 microni. Fiecare etaj de separare cuprinde mai multe celule,

având o cameră împărțită în două printr-o membrană de difuzie, un compresor pentru menținerea

presiunii și un schimbator de căldură pentru evacuarea căldurii produse prin compresie, (figura 3).

Dezavantajele metodei difuziei (răspândirei) gazoase sunt:

- întreaga instalație trebuie menținută la o temperatură de peste 50°C pentru a împiedica

cristalizarea gazului ; este un gaz toxic și reacționează cu corpurile care conțin apă de care

trebuie ferită;

- consum mare de energie electrică.

Separarea prin centrifugare se face într-un cilindru care se rotește cu o viteză mare. Sub influența

câmpului centrifugal, moleculele cu masa mai mare sunt împinse spre periferie, iar cele ușoare rămân

în centru (figura 4).

Factorul de separare va fi :

14

= 1 +

Figura 4. Separarea prin centrifugare

unde:

n – turația centrifugării;

r – raza ei;

– diferența dintre masele izotopilor;

15

– raza gazului;

T – temperatura absolută, °K.

c) Factorul de conversie.

Materialele fertile și se pot transforma prin captura de neutroni proveniți din fisiune

în materialele fisionabile: și , în reactorul nuclear:

+ → → → ,

+ → → → .

Tabelul 4. Valorile coeficientului de conversie posibile pentru diferite tipuri de reactoare

IZOTOP FISIONABIL

IZOTOP FERTIL

IZOTOP FISIONABIL

NOU PRODUS

MODERATOR TIP REACTOR

FACTOR CONVERSIE, c

U235 Th232 U233 D2O termic 1,1

U233 Th232 U233 D2O termic 1,3

U233 Th232 U233 fără rapid 1,5

Pu239 U233 Pu239 fără rapid 1,9

Raportul dintre numărul de atomi fisionabili nou produși într-un reactor și numărul de atomi

fisionabili consumați în reactor în aceeași perioadă de timp se numește factor de conversie sau de

reproducere:

c =

16

unde:

∑cmf, ∑f

mc, ∑cmc - sunt secțiunile eficace macroscopice de captură pentru materialul fertil, de

fisiune pentru combustibil și de captură pentru combustibil, numărul fracției reprezintă numărul total

de nuclee fisionabile produs în zona activă (ZA) și zona de reproducere (ZR), iar numitorul numărul

total de nuclee fisionabile consumate. În tabelul 4 se arată valorile c pentru reactoare convertoare si

reproducătoare.

d) Timpul de dublare este timpul necesar pentru un reactor reproducător de a

produce o cantitate de material fisionabil egală cu cantitatea de material fisionabil din zona sa

activă, plus cantitatea imobilizată în ciclul combustibilului respectiv:

= , unde:

M - este cantitatea totală de material fisionabil din ciclul combustibilului, în g;

b – cantitatea de material fisionabil consumată în reactorul reproducător pe zi, în g/zi.

17

Figura 5. Compoziţia izotopică a unui element combustibil din uraniu, înainte de a intra în reactor (a) şi

după ieşire din reactor (b)

Compoziția izotopică a unui element combustibil din uraniu înainte de a intra în reactor și după

ieșirea din reactor se arată în figura 5. Plutoniul produs în reactor este extras din combustibilul uzat în

uzinele de prelucrare a combustibilului uzat. Combustibilul uzat scos din reactor este puternic

radioactiv. În figura 6 se arată radioactivitatea combustibilului uzat scos dintr-un reactor de putere 1

MW pentru diferiți timpi de funcționare în reactor şi timpi după oprirea reactorului.

18

Figura 6. Radioactivitatea combustibilului uzat scos dintr-un reactor de putere 1 Mwe pentru diferţi timpi

de funcţionare în reactor şi timpi după oprirea reactorului

Materialele combustibile se pot calasifica în:

- fisionabile (izotopul natural U233 și Pu239, obținuți din Th232, respectiv U238) și fertile

(Th232, U238) cele două feluri de materiale aflându-se de obicei în amestec;

- metalice (pure sau aliate) și ceramice (oxizi, carburi, nitruri, fosfuri, siliciuri);

- combustibili cu repartiție omogenă a atomilor fisionabili (metalici și ceramici) și

combustibili dispersați;

- solide și fluide (lichide sau gazoase).19

a) Combustibilii metalici sunt cei mai avantajoși din punct de vedere nuclear și al

transferului de căldură, permițând puteri specifice mari și mase critice reduse, datorită valorilor

ridicate ale densității și conductivității termice, dar nu pot fi utilizați decât la temperaturi

scăzute și grade mici de ardere, deoarece prezintă dezavantajele:

- temperaturi de topire reduse;

- au schimbări de fază însoțite de modificări de volum și structura cristalină);

- rezistența mică la iradiere și la coroziune;

- incompatibilitate chimică cu materialele tecii.

Pentru îmbunătățirea proprietăților combustibililor metalici s-a încercat alierea lor cu elemente

slab absorbante de neutroni (ca de exemplu, la reactoarele GCR din Anglia și din Franța), dar fără

rezultate prea bune. Din aceste motive, deși au servit la confecționarea elementelor combustibile ale

primelor reactoare energetice, combustibilii metalici puri nu se mai utilizează la CNE noi cu neutroni

termici.

b) Combustibilii ceramici au avantajele:

- permit funcționarea reactorului de temperaturi mari și deci realizarea unor unor

randamente termice ale CNE și grade de ardere mari;

- temperaturi de topire ridicate;

- lipsa schimbărilor de fază în domeniul de funcționare;

- rezistența la iradiere (variații mici de volum) și la coroziune;

- structura cristalină izotropă;

- compatibilitate chimică bună cu agenții de răcire și materiale structurale;

- porozitate a materialului, care permite difuzarea ușoară a produselor de fisiune.

Având și dezavantajele:

- conductivitate termică redusă (mai ales la UO2) provoacă, datorită gradienților mari de

temperatura, crăparea materialului și deci creșterea rezistenței lui termice, limitând cantitatea de

căldură extrasă din reactor și deci puterea lui;

- densitatea mică diluează concentrația atomilor de uraniu și determină creșterea masei

critice și micșorarea raportului Σf/Σα, deci reducerea reactivității, de aceea UO2 natural nu poate

20

fi folosit decât cu moderator D2O (ca la PHWR canadiene), grafitul obligând la UO2 îmbogățit

(ca la AGR);

- rezistență mică la șocuri termice și mecanice;

- porozitate a materialului, care micșorează reactivitatea reactorului și proprietăților de

transfer de căldură.

Majoritatea reactoarelor energetice folosesc combustibili ceramici. Uraniul este în prezent cel

mai răspândit combustibil nuclear, sub formă de uraniu natural sau îmbogățit, metal pur, aliat sau

compuși.

Uraniul metalic are în prezent o utilizare limitată, datorită dezavantajelor pe care le prezintă:

- temperatura redusă de schimbare a fazei alotropice;

- rezistență redusă la iradiere;

- proprietăți mecanice nesatisfacătoare.

U metalic solid are trei stări alotropice:

-α până la 666°C;

-β până la 774°C;

-γ până la temperatura de topire de 1 132°C.

Trecerea de la faza α la β se face la temperatura redusă (666°C), cu schimbarea structurii

cristaline (de la rețea ortorombică la tetragonală), a densității și a altor proprietăți (tabelul 5), fiind

însoțită de o variație de volum de 1%. Structura cristalină a fazei α fiind anizotropă, și proprietățile în

această fază sunt anizotrope (dilatarea, conductivitatea termică și electrică, de exemple, în timp ce după

două direcții ale cristalului dilatarea termică este pozitivă, după cea de-a treia este negativă).

Unele proprietăți mecanice și termice ale U metalic se dau în tabelul 6. Densitatea U metalic

scade liniar cu temperatura. Uraniul este α activ. U metalic este chimic foarte activ și se oxidează ușor

în aer, de aceea prelucrarea lui se face într-un mediu protector. U reacționează nu numai cu aerul, ci și

cu apa și cu hidrogenul chiar la temperaturi obișnuite. Prin sinterizare sau presare la cald a prafului de

U metalic se obține o structură dezordonată a cristalelor care îmbunătățește proprietățile materialului.

Compatibilitatea U metalic cu metalele se arată în tabelul 7, iar cu gazul în tabelul 8.

Tabelul 5. Fazele alotropice ale uraniului metalic solid

FAZA DOMENIUL DE STRUCTURA CARACTERISTIC DENSITATEA, 21

TEMPERATURĂ, °C CRISTALINĂ GENERALE g/cm3

α < 666 ortorombică moale şi ductil 19,04

β 666 – 774 tetragonală dur şi fragil 18,11

γ 774 – 1 132 cub cu volum centrat

moale 17,91

Tabelul 6. Proprietăţile uraniului metalic

PROPRIETATEA UNITATEA DE MĂSURĂ VALOAREA

Densitatea la 25°C g/cm3 19,05±0,02

Temperatura de topire °C 1 132±1

Temperatura de fierbere °C 3900

Căldura specifică la 25°C J/mol. grd 2 558±0,02926

Coeficient de dilatare liniară 1/grd 18·10-6

Rezistenţa la tracţiune la 25°C kg/cm2 3 500 – 14 000

Rezistenţa la curgere kg/cm2 1 750 – 9 800

Modelul de elasticitate kg/cm2 (1,05 – 1,75) · 106

Tabelul 7. Compatibilitatea uraniului metalic cu metalele

METALUL REZULTATUL ÎNCERCĂRII DUPĂ 200 DE ORE

TEMPERATURA ÎNCERCĂRII, °C

Al incompatibil 30022

Be incompatibil 600

Cr compatibil 600

Cu incompatibil 600

Fe compatibil 500

incompatibil 600

Mo compatibil 600

Ni compatibil 500

incompatibil 700

Nb compatibil 600

Oţel inoxidabil compatibil 500

interacţiune neînsemnată 550

interacţiune puternică 700

Ta compatibil 900

Ti compatibil 700

incompatibil 900

Zr incompatibil 800

U metalic suferă modificări dimensionale în timpul iradierii, care sunt determinate de creșterea

anizotropă și de umflare, datorită acumulării produselor gazoase de fisiune. Creșterea anizotropă a

monocristalelor de U în faza α, ca efect al iradierii, este dată în formula:

,

unde: gi – coeficientul de alungire sau de contracție în timpul iradierii;

L0 și L – lungimea inițială și finală;

g – gradul de ardere [% atomi].

23

Tabelul 8. Compatibilitatea uraniului cu gazele

TEMPERATURA, °C

VITEZA INTERACŢIUNII, cm/h

cu aerul cu aburul cu CO2 cu H2

200 7·10-5 5,5·10-3 1,7·10-6 2,7·10-1

250 4,4 ·10-4 3,1·10-2 2,9·10-6 3,0·10-1

300 1,1·10-3 2,8·10-2 4,3·10-6 1,9·10-1

350 3,7·10-3 3,5·10-2 5,5·10-6 -

400 1,1·10-2 3,1·10-2 5,6·10-6 -

450 ˗ 2,0·10-2 1,0·10-5 -

500 - 2,0·10-2 5,7·10-5 -

550 - - - -

600 - 1,8·10-2 - -

Cu creșterea gradului de ardere scade densitatea uraniului (figura 7) și crește volumul sau (figura

8), deoarece în locul fiecărui atom de U235 fisionat apar doi atomi ai fragmentelor de fisiune, cu un

diametru mai mare. Dintre fragmentele de fisiune, cam 15% sunt atomi ai gazelor de fisiune (Xe, Kr),

care la temperaturi peste 400°C încep să se acumuleze în bule insolubile în rețeaua uraniului, ceea ce

provoacă o scădere bruscă a densității și umflarea materialului. Umflarea este proporțională cu gradul

de ardere, adică cu creșterea cantității de gaze ce se acumulează în material. Iradierea influențează și

alte proprietăți ale U, astfel el devine pur și fragil și conductivitatea lui termică scade.

Prin alierea U metalic cu alte elemente chimice, în special metale (Zr, Mo, Nb, Al, Cr, Th, Pu), se

obține o îmbunătățire a proprietăților:

-ridicarea temperaturii de topire și de transformare a fazei α în β;

-o granulație mai fină a fazei α;

-stabilitate la coroziunea în apă și la umflare.

Combustibilii ceramici pot fi:

24

-oxizi: oxizi fisionabili (UO2 și Pu2), amestecuri de oxozi fisionabili (UO2 – PuO2; ThO2

– UO2; (Pu Th)O2), amestecuri de oxizi fisionabili cu oxizi metalici nefisionabili (UO2 – ZrO;

UO2 – Al2O3; UO2 - BeO), oxizi fisionabili sub formă de particule dispersate în matrice de oxizi

metalici (BeO; Al2O3) sau grafit;

-carburi (UC; U2C3; UC2), carburi mixte – soluții solide ( (U, Th) C; (U, Pu) C ; (U, Zr) C

);

-nitruri (UN, ThN), siliciuri, fosfuri, sulfuri, arseniuri și alți compusi ai uraniului, toriului

și plutoniului, amestecurile lor, precum și amestecurile lor cu compuși, neconținând

combustibili.

Bioxidul de uraniu (UO2) este un combustibil ceramic cu o largă utilizare în energetica nucleară

(la reactoarele cu apă LWR și HWR și la reactoarele AGR), datorită avantajelor pe care le prezintă:

-stabilitate la temperaturile ridicate (permite temeperaturi în centrul elementului

combustibil de 1 800 – 2 800°C);

-sensibilitate redusă la radiații;

-compatibilitate chimică cu Zr;

-interacțiune slabă cu apa de la 400 - 650°C.

Datorită porozităților din material, umflarea dată de acumularea produselor de fisiune gazoasă

este redusă chiar la grade mari de ardere (la peste 60 000 MW z/t, umflarea atinge 1,7% pentru un

procent de ardere).

25

Figura 7. Variaţia densităţii uraniului în funcţie de gradul de ardere la iradiere sub 400°C

26

Figura 8. Creşterea volumului uraniului şi a aliajelor bogate în uraniu, în funcţie de gradul de ardere

Principalul dezavantaj al UO2 este conductivitatea termică redusă, compensate parțial de

temperaturile mari admisibile în centrul elementului combustibil. Gradienții mari de temperatură în

elementul combustibil duc la fisurarea radială a zonei periferice, creșterea cristalelor sau topirea

materialului în centrul elementului, eliberarea gazelor de fisiune cu creșterea presiunii în interiorul

tecii, care poate provoca ruperea ei. Prepararea UO2 se face de obicei prin presare la rece și prin

sinterizare.

Pastilele de UO2 nu permit legături metalurgice cu teaca, din care motiv apare o cădere mare de

temperatură în spațiul dintre acestea. În figura 9 se arată variația căderii de temperatură în spațial dintre

miez și teacă în funcție de puterea specifică a UO2. Se constată că la un spațiu de 0,25 mm căderea de

temperatură poate atinge 400°C.

Din această cauză, la fabricarea elementelor combustibile cu pastile de UO2 este necesară

obținerea unor toleranțe severe și se prevede umplerea spațiului dintre pastilă și teacă cu un gaz inert

(heliu).

27

Figura 9. Căderea de temperatură în spaţiul dintre combustibil şi teacă, pentru diferite puteri specifice ale

combustibilului UO2

Gradientul mare de temperatură în pastila de UO2 (care la puteri specific de peste 10 kW/kg

atinge 118°C/mm) și căderea de temperatură în spațiul dintre combustibil și teacă au ca efect creșterea

temperaturii în centrul pastilei și fisurarea ei. În tabelul 9 se arată și alte proprietăți ale UO2.

Carbura de uraniu (UC) este un combustibil ceramic utilizat la reactoarele răcite cu gaz la

temperaturi înalte și la cele răcite cu sodium sau lichide organice, prezentând avantajele:

- stabilitate la temperaturi ridicate;

- conductivitatea termică și densitatea teoretică mai mari decât la UO2.

28

c) Combustibilii dispersați se prezintă sub formă de particule de material fisionabil

uniform distribuite într-un material constituit din atomi nefisionabili sau fertili, denumit matrice.

Tabelul 9. Proprietăţile bioxidului de uraniu UO2

PROPRIETATEA UNITATEA DE MĂSURĂ VALOARE

Densitatea la 25°C g/cm3 10,986

Teperatura de topire °C 2 880±22

Căldura specific la

100°C kJ/kg·grd 0,25334

500°C kJ/kg·grd 0,30932

1 000°C kJ/kg·grd 0,3260

1 500°C kJ/kg·grd 0,34276

Coeficientul de dilatare liniară

27 – 400°C 1/grd 9,1·10-6

400 – 800°C 1/grd 10,8·10-6

800 – 1 260°C 1/grd 13,0·10-6

Rezistenţa la rupere kg/cm2 700

Modulul de elasticitate la 20°C kg/cm2 1,76·10-6

Combustibilii dispersați se pot clasifica în:

- dispersii metalice;

- dispersii metaloceramice;

- dispersii carboceramice;

- dispersii ceramice.

La reactoarele tip HTGR, elementele combustibile confecționate din dispersii carboceramice au

permis eliminarea tecilor metalice, care nu rezistă la temperaturi peste 650°C.

Combustibilul ceramic are forma unor sfere de 100 – 500 din oxid sau carbură de U sau

Th acoperită cu mai multe straturi de carbon dens pirolitic, carbura de Si sau Zr, de grosime 80

29

– 150 , care au rolul de a prelua creșterile de volum ale gazelor de fisiune eliberate în

particulele de combustibil, de a reține gazele de fisiune, și de a crea rezistență mecanică și

protecția elementului combustibil la prelucrare și la transport (figura 10).

d) Combustibilii lichizi prezintă avantajele:

- eliminarea elementelor combustibile solide cu toate problemele lor;

- stabilitate ridicată termică și la iradiere;

- solubilitate ridicată a materialelor fisionabile;

- absorbție redusă a neutronilor;

- posibilitatea introducerii combustibilului și eliminării produselor de fisiune continuu în

tot timpul funcționării reactorului;

- poate servi în același timp și ca moderator și agent de răcire.

Figura 10. Secţiune printr-o particulă de combustibil ceramic utilizat la reactoarele HTGR

30

Combustibilii lichizi pot fi:

- apoși – obținuți prin dizolvarea în apă ușoară sau grea a unor săruri solubile;

- metalici – aliaje cu temperaturi de topire scăzute, obținute prin topirea U sau Pu în alte

metale;

- săruri topite – sub forma de fluoruri de uraniu, toriu și a altor elemente.

În tabelul 10 se arată caracteristicile sărurilor topite utilizate la reactorul experimental MSRE

(Molten Salt Reactor Experiment) și a celor din proiectul unei CNE de 1 000 MW cu reactor

MSBE (Molten Salt Breeder Reactor).

Plutoniul solid are șase forme alotropice (tabelul 11). Temperatura de topire scăzută (639°C),

schimbările frecvente de fază cu modificarea proprietăților, incompatibilitatea cu mulți agenți termici și

teci, și deformările la iradiere, fac ca plutoniul ca metal pur solid să nu fie folosit în energetica

nucleară, ci sub formă de aliaje, compuși sau soluții solide ceramice.

Plutoniul se produce în timpul funcționării reactoarelor cu combustibil U natural sau

îmbogățit. Numărul mediu mai mare de neutroni produși la o fisiune permite utilizarea Pu în

reactoarele reproducătoare. Pu, fiind solubil în metalele lichide, se poate utiliza în reactoarele cu

combustibil lichid. Plutoniul se găsește sub formă de izotopi (239, 240, 241, 242), dintre care numai

cei impari sunt fisionabili cu neutroni termici, iar cei pari numai cu neutroni rapizi. Pu se extrage

prin procedee chimice din elementele combustibile de U iradiate în reactor.

31

Tabelul 10. Caracteristicile sărurilor topite utilizate la reactorul MSRE şi propuse pentru

reactorul CNE MSBR de 1 000 MWe

CARACTERISTICI MSRE MRBR

Compoziţia molară, %

Li7F 65 71,7

BeF2 29,1 16

UF4 0,9 0,3

ZrF4 5 -

ThF4 - 12

100 100

Temperatura de topire, °C 434 500

Proprietăţile la 600°C

densitate, kg/m3 2,26·10-3 3,3·10-3

conductivitate termică, W/m°C

1,0 0,8

vâscozitate 10 12

presiunea vaporilor

neglijabilă

capacitatea calorică, kJ/kg°C

1,9646 1,390

32

Tabelul 11. Fazele alotropice ale plutoniului metalic

FAZA DOMENIUL DE TEMPERATURĂ, °C

STRUCTURA CRISTALINĂ

COEFICIENTUL DE DILATARE LINIARĂ, 1/grd

DENSITATEA, g/cm3

α < 122 monoclinic 54·10-6 19,86

β 122 – 206 monoclinic cu volum centrat

42·10-6 17,70

γ 206 – 319 ortorombic 34,6·10-6 17,14

δ 319 – 451 cub cu feţe centrate

-8,6·10-6 15,92

δ΄ 451 – 485 tetragonal -65,6·10-6 16,00

ε 485 – 639 cub cu volum centrat

34,5·10-6 16,51

În figura 11 se arată consumarea de U235 și acumularea izotopilor de plutoniu, în funcție de

gradul de ardere la reactorul VVER de la CNE Novo Voronej 1, iar în figura 12 – variația

conținutului izotopic al Pu în functie de gradul de ardere. Toriul natural se compune practic dintr-un

singur izotop Th232.

33

Figura 11. Variaţia concentraţiei de materiale fisionabile în reactor pe măsura arderii

combustibilului la CNE Novo Voronej 1

În stare solidă, până la temperatura de topire (1 750°C), are două stări alotropice :

- faza - până la 1 375°C;

- faza – între 1 375 și 1 750°C.

34

Figura 12. Variaţia conţinutului izotopic al plutoniului în funcţie de gradul de ardere, la reactorul

VVER – 1 de la CNE Novo Voronej

35

3. Agenții termici

Proprietățile pe care trebuie să le posede agenții de răcire ai reactoarelor nucleare sunt:

- să asigure un schimb de căldură intens și stabil;

- vâscozitate și consum de energie pentru pompare reduse;

- temperatură de topire scăzută și temperatură de fierbere ridicată;

- stabilitate termică;

- compatibilitate chimică și fizică cu materialele circuitului reactorului;

- preț de cost redus;

- disponibilitate mare;

- depozitare și transport ușor;

- stabilitate la iradiere;

- secțiune de absorbție și difuzie a neutronilor termici redusă;

- radioactivitate indusă scăzută.

În tabelul 12 se arată parametrii agenților de răcire (presiunea și temperature la ieșirea din

reactor) care se obțin la reactoarele din CNE.

Tabelul 12. Parametrii agenților de răcire la reactoarele energetice

AGENTUL DE RĂCIRE

TIPUL REACTORULUI

PRESIUNEA, bar TEMPERATURA DE IEȘIRE, °C

Gaze

GCR

7 - 45

350 – 420

AGR 675

HTGR 600 – 850 (1 000)

Apă sub presiune (H2O, D2O)

PWR, PHWR 100 – 170 270 – 330

Apă în fierbere BWR 70 – 80 280 – 330

Lichide organice OCR 2 – 8 300

Metale lichide FBR 3 – 12 330 – 700

36

Materialele folosite ca agenți de răcire a reactoarelor energetice pot fi:

- apa ușoară;

- apa grea;

- metalele lichide;

- lichide organice;

- săruri topite.

Agenții termici lichizi au avantajele:

- proprietăți bune de transfer de căldură;

- consum redus de energie pentru pompare;

- posibilitatea utilizării lor și ca moderator.

Dezavantajele agenților termici lichizi sunt:

- se descompun sub acțiunea radiațiilor;

- se radioactivează la trecerea prin reactor mai mult decât gazele;

- lichidele cu punct de fierbere coborât cer presiuni mari pentru ridicarea temperaturii la

ieșirea din reactor. Apa ușoară și apa grea sunt utilizate la reactoarele LWR și HWR, în care

servesc deseori și ca moderator. În tabelul 13 se arată unele proprietăți ale O și O.

Tabelul 13. Proprietăți ale apei ușoare și ale apei grele

PROPRIETATEA UNITATEA DE MĂSURĂ

H2O D2O

Masa molecular - 18 20

Densitatea la 20°C g/cm3 0,9982 1,1059

Temperatura de topire °C 0 3,82

Temperatura de fierbere (la presiunea

atmosferică)

°C 100 101,42

37

Temperatura critică °C 374,15 371,5

Presiunea critic kg/cm2 225,65 218,6

Secțiunea eficace la 0,025 eV

barn 0,66 0,0011

Apa ușoară O este agentul termic cel mai răspândit folosit în circuitul primar al

reactoarelor LWR și în toate CNE cu abur în circuitul turbine cu abur. Ca agent de răcire în reactor

apa ușoară are ca avantaje:

- proprietăți bine studiate și comportare verificată în instalațiile clasice;

- bun moderator;

- densitate și căldură specifică mare în comparație cu a altor agenți termici (tabelul 14);

- posibilitatea obținerii unor coeficienți mari de transmitere a căldurii;

- volum redus al zonei active și fluxuri mari de neutroni;

- vâscozitate mică;

- consum redus de energie pentru pompare;

- utilizarea simultană a apei ca agent termic și moderator asigură o construcție foarte

compactă a reactorului;

- disponibilitate mare și cost redus.

Ca dezavantaje avem:

- secțiunea de absorbție a neutronilor termici relativ mare care obligă utilizarea

combustibilului îmbogățit;

- sub acțiunea radiațiilor se descompune și se activează;

- are acțiune corozivă asupra materialelor circuitelor.

Tabelul 14. Căldura specifică a unor agenți termici la temperatura de 300°C

CĂLDURA SPECIFICĂ

He N2 CO2 H2O Difenil Na Na – K

38

cp, kJ/kg·grd

5,236 1,357 1,318 5,450 2,930 1,299 0,892

În apa din circuitul primar al unei CNE cu apă sub presiune, în timpul funcționării reactorului se

produc, prin radioliză, cantități importante, în medie 0,36 /kg, de O și H2.

Figura 13. Solubilitatea oxigenului în apă la diferite temperaturi şi presiuni

39

Din figurile 13 și 14 se constată că solubilitatea O2 și a H2 în apă, în domeniul de temperatură din

circuitele reactoarelor energetice, crește rapid cu presiunea. Volumul specific al apei crește mult cu

temperatura și variază foarte puțin cu presiunea. Pentru compensarea variațiilor de volum provocate de

variațiile de temperatură în circuitul primar al CNE cu apa sub presiune se prevede un sistem special de

compensare.

Vâscozitatea apei scade mult cu creșterea temperaturii și variază puțin cu presiunea. Astfel de

exemplu, în cazul presiunilor mari din reactoarele energetice ea scade de 2 ori pentru o creștere cu

100°C. Obținerea unor temperaturi mai mari la ieșirea din reactor, care să permită parametric și

randamente acceptabile ale CNE este posibilă, așa cum rezultă din diagrama - a aburului saturat

din figura 15, prin ridicarea presiunii.

40

Figura 14. Solubilitatea hidrogenului în apă la diferite temperaturi şi presiuni

41

Figura 15. Diagrama - a aburului saturat

La reactoarele nefierbătoare presiunea în reactor trebuie să fie mai mare decât la cele fierbătoare

pentru aceeași temperatură la ieșirea din reactor, deoarece din se scade o diferență de temperatură

necesară ca apa să nu vaporizeze. Prezența clorului în apă este periculoasă pentru oțelurile austenitice

putând provoca apariția unor fisuri intercristaline.

Apa grea are proprietăți asemănătoare cu ale apei ușoare. Este cel mai bun moderator, iar

secțiunea redusă de absorbție a neutronilor termici permite utilizarea uraniului natural.

Ageții termici organici: difenilul, difenil-oxidul, trifenilul, izopropildifenilul și amestecurile lor

cunoscute sub denumiri comerciale (de exemplu Santovax R are compoziția: 11,8% ortotrifenil, 56,3%

metatrifenil, 29,3% paratrifenil, 2,6% difenil și polimeri cu punct înalt de fierbere), prezintă avantajele:

42

- temperature mai ridicate de fierbere la presiunea atmosferică (250 - 380°C față de 100 la

apă – tabelul 15);

- activitate redusă la trecerea prin reactor;

- proprietăți moderatoare bune;

- coroziune redusă a metalelor.

Și dezavantajele:

- stabilitate termică și la radiații redusă și polimerizează;

- au proprietăți de transmitere a căldurii mai slabe decât ale apei.

Metalele lichide Na și aliajul eutectic Na – K sunt preferate în prezent la CNE rapide pentru

evacuarea cantităților mari de căldură din volume mici ale zonei lor active, având avantajele:

- proprietăți bune de transfer de căldură;

- temperaturi ridicate de fierbere (tabelul 16) care permit funcționarea la presiuni reduse

în circuitul de răcire al reactorului;

- parametri și randamente mari ale CNE, metalele elemente simple (Na) nu se descompun

sub influența radiațiilor.

Dar și dezavantajele:

- se radioactivizează puternic în reactor și dau o reacție intensă explozivă cu apa și

oxigenul;

- punct de topire scăzut, este nevoie de sisteme speciale de încălzire a circuitului la

pornirea CNE.

43

Tabelul 15. Temperatura de topire și de fierbere a unor agenți termici organic (la

presiune atmosferică)

TEMEPRATURA, °C

AGENTUL TERMIC

Difenil Amestecul eutectic: difenil+difenil – oxid

Trifenil Santovax R

orto meta para

de topire 70 12,5 58 88 214 60 – 148

de fierbere 257 258 332 364 375 377,4

Sodiul folosit ca agent de răcire: se radioactivizează puternic în reactor; se oxidează în contact cu

aerul și oxigenul, oxizii solizi produși putând înfunda orificiile mici; are o reacție chimică puternic

exotermă cu apa, hidrogenul produs fiind și el exploziv în prezența aerului.

Gazele utilizate ca agenți termici în reactoarele energetice au avantajele:

- permit realizarea unor temperaturi mari la ieșirea din reactor;

- grad de activare redus la trecerea prin reactor;

- secțiune mică de absorbție a neutronilor termici care permit utilizarea uraniului natural;

- nu-și schimbă starea de agregare în reactor;

Dezavantajele sunt:

- coeficient de transfer de căldură redus;

- consum mare de energie pentru vehiculare.

44

Tabelul 16. Proprietățile agenților termici metale lichide

METALUL LICHID PUNCT DE TOPIRE, °C

PUNCT DE VAPORIZARE, °C

∑α PENTRU NEUTRONI

TERMICI, cm-1

Na 97,8 883 11,3·10-3

Na – K(56%Na+44%K) 19 826 -

Na – K(22%Na+78%K) -11 784 -

K 64 760 23,7·10-3

Hg -39 357 14 750·10-3

Pb 327 1 737 4,46·10-3

Bi 271 1 477 0,92·10-3

Li 179 1 317 2 880·10-3

Bioxidul de carbon se utilizează ca agent termic la CNE tip GCR, AGR, HWGCR. La reactoarele

HTGR nu poate fi utilizat pentru a nu oxida grafitul, la temperaturi mari. Heliul se utilizează la CNE tip

HTGR cu turbine cu abur și cu gaze.

Are bune proprietăți de schimb de căldură ceea ce asigură volume reduse ale reactorului și

schimbătoarelor de căldură, fiind un element simplu nu se descompune sub acțiunea radiațiilor, se

activează slab în reactor datorită produselor gazoase de fisiune, viteza sunetului în He este de 3 ori

mai mare decât în aer, astfel încât cifra Mach limitează mai puțin viteza periferică a

compresoarelor, coeficientul adiabatic mare, în schimb heliul este scump și fiind foarte fluid, pune

probleme grele de etanșare.

45

4. Materiale moderatoare și reflectoare

Proprietățile principale impuse moderatorilor și reflectorilor sunt cele nucleare:

- proprietăți de încetinire și de difuzie;

- puterea de încetinire și factorul de moderare;

- lungimea de difuzie;

- vârsta neutronilor;

- lungimea de încetinire și de migrație;

- timpul de încetinire și de difuzie;

- secțiune eficace de absorbție redusă;

- secțiune de împrăștiere mare.

Materialele folosite ca moderatori sunt : O, O, grafitul, Be, BeO, compuși organici și hidruri

metalice. În reactoarele termice reflectorii se confecționează de obicei din aceleași materiale ca și

moderatorii. În reactoarele rapide ca materiale reflectoare se folosesc: materiale fertile și elemente grele

cu densitate și împrăștiere mare. Apa ușoară are cea mai mare putere de moderare, dar din cauza

secțiunii microscopice de absorbție a neutronilor termici relativ mare necesită îmbogățirea

combustibilului. Apa grea având o secțiune de absorbție a neutronilor termici redusă permite utilizarea

uraniului natural. Grafitul permite de asemenea utilizarea uraniului natural în reactor, dar cere

dimensiuni mari ale zonei active.

5. Materiale de structură și de teacă

Materialele de structură intră în componența părții exterioare și interioare a zonei active, ca

elemente cu rol de legătură, rezistență, dirijare a agentului termic și de protejare a elementelor

combustibile. Materialele părții exterioare zonei active trebuie să reziste pe toată durata de viață a

reactorului, dar sunt mai puțin solicitate termic și la radiații și pot avea secțiuni de abosorbție a

neutronilor mai mari, materialele de structură ale zonei active supuse celor mai mari solicitări, putând fi

însă înlocuite cu ocazia reparațiilor reactorului sau reîncărcării combustibilului.

46

Proprietățile principale ale materialelor structurale din interiorul zonei active sunt:

- secțiune mică de absorbție a neutronilor termici și de aceea puritate mare;

- rezistență mecanică;

- rezistență la coroziune;

- stabilitate termică și la iradiere;

- coeficient de dilatare mic;

- să permită viteze mari de încălzire și răcire;

- proprietăți bune de transmitere a căldurii;

- compatibilitate chimică cu combustibilii și agenții termici;

- durabilitate mare și cost redus.

Materialele de structură folosite sunt:

- Aluminiul;

- Magneziul;

- Zirconiul și aliajele lor;

- Beriliul;

- Oțelurile inoxidabile și aliate ;

- Metale refractoare;

- Metale ceramice.

47

Figura 16. Variaţia rezistenţei la întindere a metalelor de structură, în funcţie de temperatură

48

-

Figura 17. Fluajul metalelor de structură în funcţie de temperatură: 1 – aliaj de magneziu; 2 –

duraluminiu; 3 – oţeluri; 4 – oţel austenitic; 5 – aliaj nichel-crom

Învelișul de protecție sau teaca elementului combustibil are rolul: să separe combustibilul de

agenții de răcire pentru a evita incompatibilitatea chimică, coroziunea și eroziunea combustibilului,

pătrunderea produselor de fisiune în agentul termic și deci infectarea lui radioactivă, să asigure

circulația agentului termic și transmiterea de căldură optime, să împiedice modificarea formei și

dimensiunilor sau deteriorarea elementului combustibil, să permită manipularea lui sigură și ușoară în

timpul încărcărilor și descărcărilor reactorului și a transportului.

Alegerea materialelor structurale și de teacă se face în funcție de condițiile bilanțului neutronilor

și de combustibilul utilizat, temperaturile și presiunile maxime de funcționare, condițiile de iradiere,

coroziune, eroziune și compatibilitate cu alte materiale și agenți termici. În figurile 16 și 17 se constată

că rezistența materialelor la întindere și la fluaj scade cu creșterea temperaturii. Temperaturile maxime

admisibile ale materialelor de teacă se prezintă în tabelul 17.

În zona activă a reactoarelor termice cu uraniu natural și cu temperaturi sub 300°C se pot folosi

Al, Mg, Zr, Be și aliajele lor, în cazul unor temperaturii medii (<350). Oțelurile inoxidabile și aliate,

49

având secțiunea de absorbție a neutronilor termici mare, nu pot fi folosite ca material de teacă decât la

reactoarele termice cu uraniu îmbogățit sau la reactoarele rapide, în schimb ele servesc de obicei ca

material pentru construcția părții exterioare a zonei active.

În reactoarele cu temperaturi ridicate se folosesc, în afară de oțeluri inoxidabile, metalele

refractare și aliaje pe bază de nichel, iar la temperaturi foarte mari (> 700), materialele ceramice.

Tabelul 17. Temperatura maximă admisibilă a materialelor de teacă la reactoarele

nucleare

MATERIALUL TECII TEMPERATURA MAXIMĂ ADMISIBILĂ, °C

AGENT DE RĂCIRE

Aluminiu 150 H2O

200 – 300 Aer

Aliaje de magneziu 420 – 550 CO2

Aliaje de zirconiu 300 – 350 H2O

Oțel inoxidabil

350 – 360 H2O

400 – 600 Abur

800 – 900 Na

Tabelul 18. Compatibilitatea materialelor de teacă cu combustibilii nuclear

COMBUSTIBILUL Al Mg Zr Ni Be Oțel inox.

U natural < 300 < 400 < 600 < 700 < 600 < 600

UO2 < 500 < 500 < 700 < 1 000 < 600 < 1 000

UC < 500 - < 600 < 500 < 600 < 1 000

Th natural < 500 < 400 < 700 < 800 - < 600

50

Zirconiul, ca material de structură în reactoarele cu temperaturi medii, are avantajele:

- rezistenţă la coroziune în apă şi secţiune mică de absorbţie;

- proprietăţi mecanice şi de prelucrare bune, dar este scump, cerând o puritate deosebită.

Zirconiul este foarte sensibil la impurităţi, astfel oxigenul îi măreşte rezistenţa (figura 18) şi îi

reduce maleabilitatea. Prezenţa carbonului, plumbului, hidrogenului, dar mai ales a azotului,

influenţează nefavorabil proprietăţile zirconiului, reducând rezistenţa mecanică şi la coroziune, de

aceea se impune condiţia unui procent redus de impurităţi. Alierea zirconiului cu staniul neutralizează

parţial efectul nociv al azotului şi ameliorează rezistenţa la coroziune.

Tabelul 19. Aliajele zirconiului şi componentele lor

ALIAJUL Sn Fe Cr Ni Nb Fe+Cr+Ni O

Zicalloy 2 1,2 – 1,7 0,07 – 0,2 0,05 – 0,15 0,03 – 0,08 - 0,13 – 0,30 0,09 – 0,16

Zircalloy 4 1,2 – 1,7 0,18 – 0,24 0,07 – 0,13 - - 0,28 – 0,37 0,09 – 0,16

Ozhenita 0,2 – 0,3 0,1 – 0,3 0,1 0,1 – 0,3 0,1 – 0,3 - -

Aliajele zirconiului şi componentele lor se arată în tabelul 19. Zirconiul a fost folosit la

reactoarele termice cu apă şi la reactoarele termice răcite cu sodiu, precum şi ca material de aliere a

uraniului metalic. Conductivitatea termică variază cu temperatura, t °C, λ = 8,9 + 0,012 t [W/m · grd]

la zircalloy 2.

Magneziul are secţiune mică de absorbţie, se prelucrează uşor, are densitatea 1,79 g/ ,

coeficient de dilatare liniară între 20 - 300°C, circa 27 · ° , temperatura de topire 650°C.

Aliajele magneziului se arată în tabelul 20.

51

Figura 18. Variaţia rezistenţei la întindere a zirconiului pur, în comparaţie cu zirconiul cu conţinut

de oxigen, în funcţie de temperatură

Tabelul 20. Aliajele magneziului

Magnox Al Be Mn Zr Zn

Al 80 A 12 0,8 0,01 - - -

Mn 70, AM 5035

- - 0,7 - -

Zr 55 ZA - - - 0,55 -

ZW1 - - - 0,5 – 0,65 0,7 – 1

52

6. Materiale de control

Proprietăţile principale sunt:

- rezistenţa mecanică, la coroziune şi la iradiere;

- stabilitate termică;

- proprietăţi de transfer de căldură;

- densitate mică.

Materialele folosite sunt:

- Cadmiul;

- Borul;

- Hafniul;

- Argintul;

- Indiul;

- Unele pământuri rare.

Cadmiul metalic a fost folosit pentru confecţionarea barelor de control la primele reactoare,

prezentând dezavantajul unei temperaturi de topire scăzute, se utilizează astăzi în special în combinaţie

cu alte elemente otrăvitoare.

53

Tabelul 21. Propietăţile materialelor de control

ELEMENT REACŢIA DE

ABSORBŢIE

MASA ATOMICĂ

DENSITATEA g/cm3

TEMPERAT-URA DE

TOPIRE, °C

FRACŢIUNEA ÎN

AMESTECUL NATURAL, %

SECŢIUNEA EFICACE

PT. NEUTRONI TERMICI,

σα barn

Bor B10 (n,α)Li7 10 2,33 2 300 18,8 4 010

Hafniu

(n,γ)

174

13,36 2 130

0,18 1 500

176 5,2 30

177 18,5 370

178 27,1 80

179 13,8 65

180 35,2 10

Europiu

(n,γ)

151

7,3 1 300

47,8 9 000

152 - 5 000

153 52,2 420

154 - 1 500

155 - 1 300

Gadoliniu (n,γ) 155 7,6 1 200 14,7 70 000

157 15,7 180 000

Samariu (n,γ) 149 7,2 1 300 13,8 60 000

Cadmiu (n,γ) 113 8,65 321 12,2 27 000

Mercur (n,γ) 196 13,6 -38,9 0,146 3 100

199 16,84 2 500

Borul este utilizat des sub formă de aliaje, carbură sau boruri metalice. Hafniul se foloseşte în

special la reactoarele moderate cu apă. Cantitatea de Hf extrasă creşte cu producţia de zirconiu, cu care

se găseşte împreună în minereuri.

54

Pământurile rare sunt folosite sub formă de oxizi în special la reactoarele HTGR. Utilizate

frecvent sunt barele de control din C în teci de oţel inoxidabil, din aliajul Ag – In – Cd şi barele din

oţel cu bor.

7. Materiale de protecţie contra radiaţiilor

Rolul şi proprietăţile materialelor de protecţie contra radiaţiilor. Stephenson consideră că

problema cea mai importantă a tehnicii nucleare este protecţia contra radiaţiilor.

Reactorul nuclear este o puternică sursă de radiaţii. De exemplu un reactor de putere termică 250

MWt produce o radiaţie echivalentă cu cea dată de 1 000 t radiu. Atenuarea radiaţiilor nucleare până la

intensităţi admisibile se face prin ecranarea reactorului, a întregului circuit primar, precum şi a tuturor

spaţiilor conţinând substanţe radioactive.

Rolul ecranării este deci reducerea intensităţii radiaţiilor în scopul: protecţiei personalului de

exploatare împotriva efectelor nocive ale radiaţiilor, protecţiei şi asigurării condiţiilor de continuitate şi

securitatea în funcţionare pentru echipamente şi aparate supuse radiaţiei şi utilizării căldurii rezultate la

interacţiunea radiaţiilor cu material.

Materialele de protecţie trebuie să posede următoarele proprietăţi:

- capacitate (putere) mare de moderare a neutronilor;

- absorbţie a neutronilor termici şi rapizi;

- putere de atenuare a radiaţiilor gama;

- stabilitate termică şi la radiaţii;

- proprietăţi mecanice corespunzatoare;

- conductivitate termică mare;

- impermeabilitate la gaze şi lichide;

- lipsa de agresivitate faţă de alte material cu care vin în contact;

- energie mică a radiaţiilor secundare produse în material;

- fabricaţie cât mai simplă;

- cost redus.

55

Radiaţiile produse într-o CNE pot fi:

- radiaţii primare – provenite din zona activă;

- radiaţiile secundare – rezultate din interacţiunea radiaţiilor primare cu materiale

străbătute.

Protecţia contra radiaţiilor se calculează însă numai la neutronii şi radiaţiile, deoarece o protecţie

demensionată la acestea va atenua în acelaşi timp şi celelalte radiaţii cu intensitate şi putere de

pătrundere mai mică.

Materialele de protecţie acţionează asupra neutronilor rapizi prin:

- încetinirea lor la viteze termice;

- absorbirea neutronilor termici.

Materiale de protecţie utilizate sunt: betonul obişnuit şi special, materialele ceramice, sticle,

săruri topite, minereuri, metale, borosilicaţi, apă, hidruri, substanţe organice, borohidrurile metalelor

grele.

Deoarece aceste materiale nu îndeplinesc de obicei toate condiţiile cerute, protecţia se poate

executa sub formă de mai multe straturi, compuse din mai multe materiale. Astfel, reactoarele

energetice au o protecţie termică, înconjurată de protecţia biologică.

Protecţia biologică a generatoarelor de abur din circuitul primar se realizează de obicei din

aceleaşi material ca şi protecţia reactorului, dar cu o grosime cu 25 – 40 % mai redusă. Protecţia

biologică poate avea şi rolul de anvelopă pentru circuitul primar.

56

Figura 19. Atenuarea fluxului de neutroni termici în protecţia de beton a reactorului de la

Windscale

Eficienţa de atenuare a radiaţiei poate fi exprimată prin grosimea materialului, necesară pentru

a reduce intensitatea radiaţiei de 10 ori (figura19) sau de ori (tabelul 22).

La fel şi eficacitatea atenuării fluxului de neutroni termici se poate măsura cu ajutorul grosimilor

de material de protecţie biologică sau termică.

57

Eficienţa de atenuare a radiaţiilor şi neutronilor poate fi exprimată şi cu ajutorul lungimii de

relaxare λ a materialului pentru radiaţia dată, care reprezintă grosimea de material necesară pentru

reducerea fluxului de radiaţii de e ori.

Tabelul 22. Grosimea necesară a ecranelor de protecţie pentru atenuarea radiaţiei γ de 103

ori

GREUTATEA SPECIFICĂ, t/m3

GROSIMEA, m

Apa 1,0 6,30

Beton obişnuit 2,3 2,78

Beton cu barită 3,5 1,80

Beton cu fier 5,6 1,16

Materialele pentru ecranele de protecţie termică. Protecţia termică a reactorului are rolul de a

reţine o parte din neutronii şi radiaţiile emise de zona activă, reducând intensitatea radiaţiilor şi

nivelul temperaturilor pe faţa interioară a protecţiei biologice. În lipsa protecţiei termice, protecţia

biologică s-ar încălzi inadmisibil datorită radiaţiei termice a vasului reactorului şi absorbţia radiaţiillor

de către materiale.

Protecţia termică se poate realiza din două materiale:

- unul cu rol de moderator al neutronilor;

- celălalt pentru atenuarea radiaţiilor ;

Materialele pentru protecţia biologică la CNE sunt:

- betonul ordinar;

- betoanele speciale;

- apa;

- fierul;

- Plumbul.58

Ecranele de protecţie din apă prezintă avantajele:

- ieftine;

- eficiente pentru neutronii pe care îi încetinesc şi absorb;

- pot servi pentru răcirea protecţiei biologice;

- omogene.

Dezavantajele ecranelor de protecţie sunt:

- apa având densitatea mică nu poate atenua eficient radiaţiile ;

- se produce o radiaţie secundară cu energia 2,2 MeV la captura neutronilor;

- este necesară ventilarea suprafeţei apei cu un gaz inert pentru evacuarea gazelor de

radioliză;

- cere epurarea apei şi spălarea periodică a sistemului pentru eliminarea produselor de

coroziune radioactive;

- cu o instalaţie complex de reyervoare, pompe, conducte, filtre cu materiale scumpe

anticorozive;

- scumpesc lucrările de construcţie şi montaj în sala reactorului.

Grosimea necesară a ecranului de apă fiind de 2,3 ori mai mare decât a ecranului din beton

ordinar pentru aceeaşi atenuare a radiaţiei , ecranele de apă se realizează de obicei de grosime 0,3 – 1

m în jurul zonei active, cu rolul de atenuare a fluxului de neutroni şi de răcire, împreună cu un strat de

1,2 – 2,5 m beton simplu sau special.

Tabelul 23. Caracteristicile betoanelor de protecţie biologic

DENUMIRE BETON OBIŞNUIT

CU BARITINĂ CU LIMONITĂ CU OXICLORURĂ

Ciment, % 1,5 9 – 12 13 MgO MgCl2 7%

Agregate, % balast 77,5 barită 70 – 80 26 limonită – 57 deşeu Fe 40% deşeu fier

Densitatea, kg/cm3 2,4 3,86 4,3 – 4,5 5,3 – 5,6

Rezistenţa la compresiune,

180 – 620 420 340 350 – 370

59

kg/cm2

Modul de elasticitate E,

kg/cm2

2 800 – 4 200 3 000 2 500 3 800

Coeficient de dilatare, grd-1

12·10-6 18·10-6 12,2·10-6 18·10-6

Ecranele de protecţie din beton sunt cele mai răspândite, datorită proprietăţilor avantajoase de

atenuare, constructive şi exploatare. În tabelul 23 se arată caracteristicile diferitelor betoane utilizate ca

material pentru ecrane de protecţie biologic. Adaosurile de baritină, magnetită, oxiclorură de

magneziu, au rolul de a ameliora proprietăţile de atenuare a radiaţiilor, absorbţie a neutronilor şi

rezistenţă la temperaturi mari.

60

BIBLIOGRAFIE

Titlu: Centrale Nucleare Electrice

Autor: Prof. Dr. Ing. N. Dănilă

Editura Academiei Republicii Socialistă România, București 1973

61