Detectori de radiatii nucleare Detecţia unei radiaţii ionizante este supusă metodelor de apreciere a interacţiilor radiaţiilor cu substanţa-materia.
Clasificarea detectorilor Detectori cu ionizare în gaz; Detectori cu scintilatori; Detectori ce utilizează filmele fotografice; Detectori termoluminescenţi; Detectori cu semiconductori; Dozimetre cu rezonanţă paramagnetică electronică; Dozimetre chimice; Aparate care lucrează pe baza metodelor calorimetrice .
În ciuda diversităţii metodelor utilizate pentru detecţia radiaţiilor şi a modului de funcţionare al aparatelor corespunzătoare, un detector este alcătuit întotdeauna din elementele: -
un captator (volum snsibil), la nivelul la care radiaţia interacţionează cu substanţa; un sistem de amplificare, care amplifică semnalul produs de sondă; eventual, un sistem de tratare a semnalului; un sistem de afişare, care furnizează: date măsurate ale fluxului de particule, energia particulelor detectate (spectometre), doza absorbită (dozimetre sau debitmetre).
Eficacitatea detecţiei Eficacitatea este definită ca raportul dintre numărul de particule detectate şi numărul de particule primite de detector. Ea depinde de natura şi de energia radiaţiilor.Poate fi nulă în anumite cazuri sau maximă în altele. Timpul mort al unui sistem de detecţie, este definit ca cel mai mic interval de timp care trebuie să separe două informaţii receptate individual de sistem, depinde de caracteristicile proprii ale detectorului şi de cele ale aparatelor electronice asociate. Cu cât timpul mort este mai scurt, cu atât aparatul este apt să funcţioneze cu un procent de numărare ridicate. Fondul propriu Corespunde pierderilor de impulsuri pe traseu înregistrate în absenţa tuturor surselor de radiaţie. Are ca origine(cauză): - zgomotul fondului natural (radioactivitatea ambiantă, radiaţiile cosmice);
- radioactivitatea proprie materialelor detectorului; - zgomotul aparaturii electronice asociate. Diferite tipuri de detectoare cu gaz Camera de ionizare O cameră de ionizare este formată dintr-o incintă care conţine aer sau un gaz sub presiune (până la 1.105), în care sunt dispuşi electrozi între care este aplicată o diferenţă de potenţial de la 60 la 300 volţi. Unul din electrozi corespunde pereţilor incintei, iar celălalt este central: ac sau cilindru, conform geometriei detectorului. Camerele de ionizare sunt în general destinate măsurării fotonilor X sau gama, pentru care ele prezintă un randament de 5-10%. Pot fi echipate cu ferestre subţiri pentru măsurarea radiaţiilor beta şi alfa, cu un randament care depinde de fereastra aleasă şi care poate ajunge la 100%. Anumite camere de ionizare pot fi utilizate pentru detecţia neutronilor rapizi (cameră umplută cu etilenă cu pereţi depolietilenă) sau neutroni termic (cameră careconţine florură de bor cu perete de polietilenă). Debitmetrul Determină debitul dozei absorbite de ţesutul uman din aer sau dintr-un mediu de masă superficială echivalentă (datorită unui perete convenabil) de ţesut uman. Este utilizat şi pentru delimitarea şi controlul zonelor controlate Contorul proporţional Un contor proporţional este schematic constituit dintr-un cilindru conductor, pe a cărui axă este aşezat un filament metalic fiind umplut cu un amestec de gaze sub joasă presiune. Diferă de o cameră de ionizare prin tensiunea de funcţionare care variază între 1000 şi 4000 volţi, în funcţie de natura gazului şi presiunea acestuia. Contoarele proporţionale pot avea o fereastră laterală etanşată putându-se ataşa un sistem pentru circulaţia unui gaz. Sunt în general utilizate detecţia radiaţiilor X şi gama de energie mică.precum alpha şi beta provvenite în urma unei contaminări.Ele permit, ca şi camerele de ionizare, discriminarea particulelor în funcţie de energie (spectrometroie). Contorul Geiger-Muller Contoarele Geiger Muler diferă de aparatele precedente. Contorul Geiger-Muller este construit dintr-o carcasă metalică sau din sticlă. Are amplasat central un fir electric la o tensiune înaltă (între 1000 şi 3000 volţi), şi este umplută cu un amestec de gaz rar (argon sau heliu) şi urme de vapori organici. Într-un asemenea contor, impulsul tensiunii măsurate, de amplitudine mare, este independent de energia particulei ionizate detectate. Contorul nu permite decât numărarea particulelor. Timpul cdcolectare a particulelor este mare iar timul mort este de asemenea mare.
Tipuri si filiere de reactori nucleari Reactoare cu apă sub presiune PWR (Pressurized Water Reactor) Acest tip de reactor utilizează H2O atât ca moderator cât şi ca agent de răcire (moderatorul şi agentul de răcire nu constituie sisteme separate). H 2O are cea mai mare putere de încetinire şi cea mai mică valoare a lungimii de încetinire. Aceste proprietăţi conduc la cea mai mică valoare pentru pasul reţelei, deci la o zona activă de dimensiuni mai reduse fata de celelalte tipuri de reactoare termice (de altfel, dezvoltarea iniţiala a acestei filiere s-a datorat utilizării ca sistem de propulsie pentru submarine). Datorita valorii ridicate a secţiunii de absorbţie a H2O combustibilul este bioxidul de uraniu îmbogăţit, în general 3-5 % U235. Pentru a obţine o temperatură ridicată a agentului de răcire la ieşirea din reactor (≈320 O C), fără fierbere, agentul de răcire trebuie menţinut la o presiune ridicata (≈15 MPa). În acest scop, zona activă este introdusa într-un vas de presiune. Acesta este confecţionat din otel, având un diametru de aproximativ 4 m, grosimea peretelui fiind de aproximativ 200 mm şi protejat cu un strat subţire de otel inox pe suprafaţa interioară. Reîncărcarea combustibilului necesită oprirea reactorului o data pe an, timp de aproximativ o luna. Zona activă este acoperită cu un strat suficient de apă pentru a reduce nivelul de radiaţii la o valoare admisibilă; se scoate capacul vasului de presiune şi o parte din ansamblurile de fascicule sunt înlocuite (la majoritatea reactoarelor se înlocuieşte aproximativ 1/3 din zona activă).
Reactoare cu apă în fierbere, BWR (Boiling Water Reactor) În reactoarele de tip BWR agentului de răcire (apa, care este în acelaşi timp şi moderator) i se permite să fiarbă la trecerea prin zona activă. La ieşirea din zona activă aburul este separat din amestecul apa-abur cu ajutorul unor cicloane separatoare. Apa separata este recirculată prin zona activă în timp ce aburul este trimis direct la turbină, nemaifiind nevoie, în acest caz, de generator de abur. Din cele arătate mai sus, rezultă un dezavantaj al acestui tip de reactor şi anume faptul că se trimite în turbina abur radioactiv. Un alt dezavantaj al BWR îl reprezintă faptul că este necesară o reţea cu un pas mai mare decât în cazul PWR, aceasta deoarece în spaţiul dintre elementele combustibile se găseşte un amestec apa-abur, iar aburul are o contribuţie neglijabilă la moderarea neutronilor. Pe de altă parte, amestecul apa-abur nu este un mediu foarte bun pentru transportul căldurii, astfel încât valoarea maxima a fluxului termic de suprafaţa este mai scăzută decât la PWR. Acest lucru conduce la o densitate de putere mai mica în zona activă a BWR şi deci o zona activă mai mare decât pentru PWR pentru o putere termica data. O particularitate a reactoarelor BWR o reprezintă faptul că cele mai multe reactoare operează cu multe din barele de control parţial introduse în zona activă. La BWR, barele de control sunt introduse pe la partea inferioara a zonei active pentru a balansa descreşterea puterii în partea superioara a zonei active, datorită prezentei aburului.
Reîncărcarea reactorului necesita oprirea lui, însă pe lângă îndepărtarea capacului vasului de presiune mai trebuie îndepărtat şi sistemul de separare al aburului.
Reactoare răcite cu gaz şi moderate cu grafit. GCR (Gas Cooled Reactor) Acest tip de reactor utilizează grafitul ca moderator şi dioxidul de carbon ca agent de răcire. Combustibilul este uraniul natural metalic. Lungimea de încetinire pentru grafit are cea mai mare valoare dintre moderatorii uzuali, astfel încât zona activă a reactoarelor moderate cu grafit va avea cele mai mari dimensiuni. De asemenea, pentru a reduce absorbţia la rezonanţă a neutronilor în U 238, elementele combustibile au dimensiuni mai mari. Deoarece este necesar să se utilizeze în zona activă numai materiale de secţiune de absorbţie foarte mică, pentru teacă se utilizează un aliaj al magneziului numit magnox. Datorită acestei particularităţi, reactoarele de acest tip sunt cunoscute sub numele de Magnox. Valoarea temperaturii maxime în combustibil şi a agentului de răcire este limitată de faptul ca uraniul metalic suferă o transformare de fază la 660 °C iar magnoxul are punctul de topire la 640 °C.
AGR (Advanced Gas cooled Reactor) Pentru a înlătura limitările impuse de utilizarea uraniului natural sub forma metalică, acest tip de reactoare foloseşte drept combustibil UO2 îmbogăţit. Datorită acestui fapt pot fi utilizate în zona activă materiale cu secţiune de absorbţie mai ridicată, dar care rezistă la temperaturi înalte. Astfel, teaca elementelor combustibile este confecţionata din otel inox. Se obţin astfel temperaturi la ieşirea din zona activă de aproximativ 650 °C, iar parametrii aburului trimişi la turbină sunt asemănători celor din centralele clasice. Întreg circuitul primar este conţinut într-un singur vas de presiune din beton precomprimat.
HTGR (High Temperature Gas cooled Reactor) Pentru a se putea obţine temperaturi ridicate ale agentului de răcire la ieşirea din zona activă, HTGR utilizează He ca agent de răcire, deoarece oxidarea grafitului şi a otelului inox de către CO 2 ar depăşi limitele admisibile. De asemenea, s-au eliminat materialele metalice pentru confecţionarea tecii, utilizându-se ca material de teaca materiale ceramice. Astfel, elementele combustibile sunt formate dintr-un combustibil ceramic îmbogăţit sub forma de sfere înglobate într-o matrice de grafit. Pentru a se evita deteriorarea matricei prin bombardarea cu fragmente de fisiune, particulele de combustibil se acoperă cu un strat de pirocarbon poros, ce serveşte ca mediu de stopare a fragmentelor de fisiune şi totodată de „rezervor" pentru gazele de fisiune. Peste acest strat se adaugă un strat sau doua de pirocarbon dens, cu rol de teacă şi un strat de carbură de siliciu pentru a conferi rezistenta mecanica straturilor de pirocarbon dens. Elementele combustibile pot fi, fie sub formă prismatică, fie sub formă de sferă Elementele prismatice au secţiune hexagonală şi sunt prevăzute cu canale prin care circulă agentul de răcire şi cu găuri care se umplu cu pastile dintr-o dispersie carboceramică înglobate
Elementele combustibile pot fi, fie sub formă prismatică, fie sub formă de sferă Elementele prismatice au secţiune hexagonală şi sunt prevăzute cu canale prin care circulă agentul de răcire şi cu găuri care se umplu cu pastile dintr-o dispersie carboceramică înglobate intr-o matrice de grafit, iar apoi se închid ermetic la capete. Aceste elemente pot atinge grade de ardere foarte mari şi se înlocuiesc după aproximativ 6 ani de exploatare. Elementele sferice sunt formate din bile de grafit ce conţin un miez format din particule sferice de aproximativ 1 mm diametru cu material fisil, sub forma de carbura de U şi Th învelite cu un strat de carbon pirolitic, legate în matricea de grafit. Acest miez este acoperit cu un înveliş gros de grafit. Fiecare sferă conţine aproximativ 1 g U235, 10 g Th, 190 g grafit.
Reactori reproducatori cu neutroni rapizi (FBR). LMFBR (Liquid Metal Fast Breeder Reactor) Reactoarele rapide sunt cele în care fisiunile sunt provocate de neutroni rapizi, neexistând moderator. Totuşi, agentul de răcire şi celelalte materiale din zona activă moderează uşor neutronii, extinzând spectrul neutronilor de la energiile de fisiune în jos, până la aproximativ 0,05 MeV sau 0,1 MeV. Un reactor reproducător este un reactor în care se produce mai mult material fisionabil decât este consumat, adică factorul de conversie este mai mare ca 1.
Bariere de securitate la reactorii nucleari Cuprinde ansamblul de masuri tehnice si organizatorice destinate: - sa asigure functionarea instalatiilor nucleare ale CNE in conditii de siguranta - sa previna si sa limiteze deteriorarea echipamentelor - sa asigure protectia npersonalului, populatiei si a mediului inconjurator impotriva iradierii sau contaminarii radioactive Accidentul baza de proiect (ABP) ete accidentul cel mai grav de care se tine seama in proiectarea unei CNE. ABP poate fi consecinta unui: - defect de instalatie sau sisitem de masura - a unor erori umane - sau actiunii unor factori externi La CNE PHWR ABP se considera ruperea unui colector dintr-o bucla din circuitul primar, iar la CNE PWR ruperea unei conducte din circuitul primar. Protectia in adancime este un concept de baza al securitatii nucleare prin care se introduc o serie de bariere care impiedica eliberarea in mediu a produselor radioactive ale combustibilului: - matricea combustibilului - teaca elementului combustibil - peretii circuitului primar - anvelopa - zonele de excludere din jurul CNE Nivelul nr. 1: Prevenirea situaţiilor anormale şi adefecţiunilor
Nivelul nr. 2: Controlul regimurilor anormale defuncţionare şi detectarea defecţiunilor Bariera nr.1 : Matricea combustibilului. Bariera nr.2: Teaca elementului combustibil. Bariera nr.3 : Tuburile de presiune şi circuitul primar (incinte sub presiune). Nivelul nr. 3: Controlul accidentelor până laaccidentul de bază de proiect şi inclusiv această categorie de accidente. Bariera nr. 4 : Anvelopa Nivelul nr. 4: Controlul condiţiilor severe post-accident, inclusiv prevenirea agravăriiaccidentului şi reducerea consecinţelor acestuia Nivelul nr. 5: Reducerea consecinţelorradiologice în cazul eliberărilor semnificative de radioactivitate în mediu Bariera nr. 5 : Zona de excludere
Centrala nucleara CANDU Părţile componente ale reactorului: (a) calandria, un vas cilindric orizontal din oţel inoxidabil care conţine apa grea moderator şi reflector; (b) sute de canale de combustibil sunt montate în vasul calandria şi încastrate în plăcile tubulare de capăt care închid cele două capete ale calandriei. Punctul (b) indică unul din canalele de combustibil , fiecare conţinând un tub calandria care conţine un tub de presiune în care se regăsesc 12 fascicule de combustibil şi prin interiorul căruia circulă apa grea agent de răcire. Există 380 de canale de combustibil în cazul filierei CANDU 6 şi 480 în cazul CANDU 9. Calandria este înconjurată de un ansamblu de protecţie - (c) cheson (3), realizat din ciment şi oţel şi conţine apă uşoară. În interiorul zonei active sunt instalaţi (d) detectori de flux pe la partea superioara a calandriei, şi camere de ionizare introduse pe lateralele calandriei (d). Mecanismele de reactivitate (e) sunt introduse pe la partea superioară a calandriei. Sistemul de transport al căldurii (SPTC) este compus din (a)două bucle principale, indicate în diagramă. Fiecare din bucle prezintă o ramura caldă (b1,b2), o pereche de generatoare de abur în fiecare buclă (c1,c2) şi o zonă rece (d1,d2), pentru a închide fiecare buclă. Sistemul are două pompe de circulaţie pe fiecare buclă, colectori de intrare şi ieşire şi fideri pentru fiecare tub de presiune. Apa grea agent de răcire este circulată în mod continuu prin fiecare buclă, transportând căldura din reactor către generatorii de abur şi înapoi la reactor. Agentul de răcire circulă la presiune ridicată, doar o mică cantitate ajunge să fiarbă spre finalul celor mai fierbinţi canale de combustibil. În acest capitol ne vom ocupa de sistemul de control a presiunii şi inventarului de apa grea şi de alte sisteme auxiliare ale sistemului primar de transport al căldurii. (3) Generatoarele de abur transferă căldura din apa grea agent de răcire a sistemului de transport al căldurii din circuitul primar către apa demineralizată din circuitul secundar sub formă de abur. Aburul este trimis către partea secundară a unităţii, în cea mai mare parte către turbină, iar o cantitate mai mică către sistemul de preîncălzire a apei de alimentare. După ce a străbătut turbina aburul este condensat în condensator, iar apoi apei i se măreşte substanţial temperatura şi presiunea înainte de a fi returnată la generatorii de abur sub formă de apă de alimentare. (4) Sistemul de manipulare a combustibilului preia fasciculele de combustibil proaspăt (a) şi le încarcă în canalele de combustibil prescrise. După ce au stat aproximativ un an, combustibilul ars, (b) este îndepărtat din canalul de combustibil de către un sistem de manipulare computerizat, şi transferul acestuia la bazinul de
combustibil iradiat, unde fasciculele vor mai sta cel puţin încă şapte ani, înainte ca el să fie transferat într-o zonă de depozitare uscată. Operaţiunile tipice de reîncărcarea cu combustibil presupun ca în fiecare zi opt fascicole de combustibil să fie descărcate din unul sau două canale de combustibil. Cu excepţia încărcării fascicolelor de combustibil prin porţile de combustibil proaspăt, toate celelalte operaţii sunt controlate de la distanţă din camera de control folosind automatizarea computerizată. Manipularea şi stocarea combustibilului presupun: procurarea, stocarea, inspecţia şi încărcarea combustibilului în maşinile de încărcare; încărcarea şi descărcarea cu reactorul în sarcină; răcirea combustibilului iradiat în timpul descărcării şi transportului către bazinele de stocare; stocarea sub apă a combustibilului iradiat până când acesta va putea fi transferat către zona de stocare uscată. Combustibilul proaspăt este procurat, inspectat şi stocat în camera de stocare a combustibilului proaspăt, cameră care este localizată în Clădirea Serviciilor. Când există o cerere de combustibil către Reactor, fascicolele de combustibil sunt transferate către o cameră de transfer combustibil proaspăt situată în clădirea reactorului. Opt fascicolele de combustibil, o dată, se încarcă manual în una din cele două magazii ale porţii de combustibil proaspăt. Transferul fascicolelor de combustibil proaspăt către maşina de încărcare, proiectată pentru înmagazinarea combustibilului proaspăt, se realizează controlat de la distanţă. Maşinile de încărcare-descărcare Se folosesc două maşini pentru încărcare, conectate la câte un capăt al aceluiaşi canal de combustibil. Una dintre maşini introduce combustibil proaspăt în canal, în direcţia de curgere a agentului de răcire, de la stânga la dreapta ca în diagramă. Fascicolele iradiate (arse) sunt împinse în cealaltă maşină aflată la celălalt capăt al canalului de combustibil. În mod normal patru sau cel mai des opt fascicole de combustibil din cele 12 fascicole sunt înlocuite în urma unei operaţii de realimentare cu combustibil proaspăt. 3) Combustibilul iradiat După ce combustibilul iradiat a ajuns în maşina de încărcare canalul de combustibil este reînchis. Maşina de încărcare se cuplează cu poarta de descărcare a combustibilului, prin care fasciculele de combustibil sunt transferate într-un troliu, care le va coborî în bazinul de descărcare. Fasciculele de combustibil iradiate sunt mutate pe sub apă, printr-un canal de transfer către bazinul de recepţie, loc în care acestea sunt aşezate pe tăvi şi trimise spre bazinul de stocare combustibil uzat. Toate operaţiile de transfer de la maşina de încărcare la bazinul de stocare combustibil uzat au loc sub apă, asigurânduse astfel o răcire permanentă a combustibilului pe timpul transferului, pentru a preveni supraîncălzirea şi defectarea lor. 4) Bazinul de stocare combustibil iradiat Fascicolele de combustibil iradiat este stocat în bazinul de stocare pentru cel puţin şase ani înainte de a fi transferate la depozitarea uscată. Bazinul de stocare a combustibilului iradiat are o capacitatea totală de cel puţin 10 ani de funcţionare continuă a unităţii. Toate operaţiile ce au loc la bazinul de stocare, se desfăşoară sub apă, folosind dispozitive speciale montate pe macarale şi alte echipamente de ridicat. Combustibilul defect este depozitat în containere de protecţie înainte ca ele să fie transferate în bazinul de combustibil defect, limitându-se astfel aria de contaminare.
Pentru că filiera CANDU foloseşte uraniu natural ca şi combustibil, nici combustibilul proaspăt şi nici cel iradiat nu vor putea ajunge la criticitate în aer sau în apă uşoară, datorită configuraţiei bazinului de stocare. Toate reactoarele de tip CANDU folosesc ca moderator apă grea , într-un circuit complet separat de apa grea agent de răcire. Aproximativ 4-5% din puterea termică este generată în moderator, datorită radiaţiei gama, încetinirii neutronilor rapizi şi transferului de căldură de la canalele de combustibil. Sistemul moderatorului este compus dintr-un circuit principal, prin care circulă apă grea dinspre calandria spre schimbătorii de căldură, circuit necesar îndepărtării căldurii generate în moderator în timpul funcţionării reactorului. Circuitul principal al moderatorului, îndepărtează căldura generată de moderator în timpul funcţionării şi menţine nivelul moderatorului în calandria. În funcţionare normală calandria este plină nivelul variind între valorile prestabilite Circuitul principal de transport al căldurii foloseşte apă grea presurizată pentru a îndepărta căldura produsă în reactor. Căldura este transportată la generatoarele de abur, alimentată pe parte secundara cu apă preîncălzită. Sistemul de transport al căldurii trebuie să asigure o răcire continuă a combustibilului, şi să nu permită eliberarea de produse de fisiune eliberate din combustibil. Circuitul principal este compus din două bucle, fiecare având o circulaţie a agentului de răcire în forma cifrei opt. Colectorii de intrare şi de ieşire conectează canalele de combustibil prin fideri la restul circuitului principal. Generatoarele de abur, în număr de patru, sunt de tip vertical cu ţevi în forma literei U şi au inclusă o zonă de preîncălzire. În cazul unităţilor CANDU se regăsesc două soluţii complete de oprire a reactorului: Sistemul de oprire numărul 1, (SOR1), şi Sistemul de oprire numărul 2, (SOR2). Aceste două sisteme de oprire sunt funcţional şi fizic independente unul de celălalt, şi fiecare este capabil, independent, să oprească reactorul şi să-l menţină în această stare. SOR1 foloseşte bare absorbante de neutroni ce sunt lăsate să intre în zona activă, în timp ce SOR2 injectează otrava lichidă în moderator. Cele doua sisteme sunt absolut separate fizic şi independente: barele de oprire sunt poziţionate vertical deasupra reactorului, pe când ţevile de injecţie otravă sunt localizate orizontal de o parte şi alta a reactorului.
Materiale utitizate in reactorii nucleari 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. 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. 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.
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;
-
fabricare economică și cost redus.
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). 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 UO 2)
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 Σ f/Σα, deci reducerea reactivității, de aceea UO2 natural nu poate fi folosit decât cu moderator D 2O (ca la PHWR canadiene), grafitul obligând la UO 2 îmbogățit (ca la AGR); - rezistență mică la șocuri termice și mecanice; - porozitate a materialului, care micșorează reactivitatea reactorului și proprietăților de transfer de căldură. 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: -
oxizi: oxizi fisionabili (UO2 și Pu2), amestecuri de oxozi fisionabili (UO 2 –
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; Al 2O3) 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.
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.
Materialele folosite ca agenți de răcire a reactoarelor energetice pot fi: -
apa ușoară; apa grea; metalele lichide; lichide organice; săruri topite.
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. 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 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. -
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.
Transferul de caldura Transferul de caldura este stiinta proceselor spontane, ireversibile, de propagare a caldurii în spatiu si reprezinta schimbul de energie termica între doua corpuri, doua regiuni ale unui corp sau doua fluide sub actiunea unei diferente de temperatura. Temperatura caracterizeaza starea termica a unui corp, caracterizând gradul de încalzire a acestuia. Conduc ia termica este procesul de transfer al caldurii dintr-o zona cu o temperatura mai ridicata catre una cu temperatura mai coborâta, în interiorul unui corp (solid, lichid sau gazos) sau între corpuri solide diferite aflate în contact fizic direct, fara existen a unei deplasari aparente a particulelor care alcatuiesc corpurile respective. Convecia termica reprezinta procesul de transfer de caldura între un perete si un fluid în miscare, sub aciunea unei diferene de temperatura între perete si fluid. Convecia presupune aciunea combinata a conduciei termice în stratul limita de fluid de lânga perete, a acumularii de energie interna si a miscarii de amestec a particulelor de fluid. Intensitatea procesului de convecie depinde în masura eseniala de miscarea de amestec a fluidului. Dupa natura miscarii se disting doua tipuri de miscare carora le corespund doua tipuri de convecie: libera sau naturala si for ata. Radiaia termica este procesul de transfer de caldura între corpuri cu temperature diferite separate în spa iu. Orice corp S emite prin radiaii electromagnetice energie. Transportul se realizeaza prin fotoni, care se deplaseaza în spaiu cu viteza luminii. Energia transportata de acestia este în funcie de lungimea de unda a radiaiei.
