Centrale Nucleare

6 CENTRALE NUCLEAROELECTRICE

6.1 Introducere

6.1.1 Stadiul actual al utilizării energiei nucleare

În ultimi 60 de ani, energetica nucleară s-a dezvoltat de la stadiul de cercetare

ştiinţifică pană la stadiul de industrie puternic dezvoltată devenind o componenta

importantă a complexului energetic în 31 de state deţinătoare de centrale

nuclearoelectrice. La 31 dec.2010, erau în funcţiune 441 de grupuri CNE (reactoare

nucleare) cu o putere totala instalata de 375 267 MWe, care au produs in 2010

2629.95 TWh, acoperit cca. 16% din consumul de energie electrică a lumii. Mai

mult de jumătate dintre aceste state se bazează pe energetica nucleară pentru

producerea mai mult 25% din energia electrică consumată. La 31 dec.2010 erau în

diverse stadii de construcţie 26 de grupuri CNE cu puterea instalată totală de 20.8

GWe. În tabelul 1.1 este prezentat numărul de reactoare energetice în exploatare

din fiecare ţara, si ponderea nuclearului în producţia de energie electrică.

6.1.2 Avantajele energiei nucleare

Principalele avantaje ale energeticii nucleare de azi şi de perspectivă sunt:

costuri de producere competitive în raport cu celelalte tehnologii; o energie

adecvată pentru o dezvoltare durabilă; siguranţa energetica; risc scăzut de poluare

a mediului ambiant.

Aceste avantaje au fost demonstrate în cele 30 de ţări cu energetică nucleară.

CNE existente sunt competitive, au costuri de producţie scăzute şi o fiabilitate

mare. Multe din aceste CNE sunt aproape sau total amortizate, rezultând un profit

în creştere. Puterile unitare mari şi durata de viața prelungită a CNE sunt atribute

atractive din punct de vedere economic. Mai mult, în producerea energiei electrice,

cu excepţia energeticii nucleare şi hidroenergeticii(care are un potenţial de

dezvoltare limitat), nu există în prezent nici o sursă de energie care să

îndeplinească simultan criteriile economice şi de protecție a mediului (nepoluare

atmosferică prin emisii de gaze cu efect de seră).

În contextul competitivităţi economice este necesar să fie analizate şi costurile

externe ale diferitelor tehnologii de producere a energiei electrice. Energetica

nucleară este cu mult înaintea altor tehnologi energetice în a-şi îngloba costurile

externe. Costurile cu depozitarea deşeurilor, dezafectarea şi asigurarea cerinţelor de

securitate, sunt în cele mai multe ţări, deja incluse în preţul energiei electrice de

natură nucleară. Includerea costurilor externe ca parte a costurilor de producere şi

în celelalte tehnologi energetice va conduce la o evaluare mai corecta a opţiunilor

energetice.

2 CENTRALE ELECTRICE

Tabelul 6.1

Reactoare în funcţionare la 31 decembrie 2010

Ţara

Reactoare în funcţionare

Energia produsă

în 2010

provenită din CNE

Nr.

Unităţi Total MW(e) TWh

%

din total

ANGLIA 19 10137 56.85 15.66

ARGENTINA 2 935 6.69 5.91

ARMENIA 1 375 2.29 39.42

BELGIA 7 5926 45.73 51.16

BRAZILIA 2 1884 13.9 3.06

BULGARIA 2 1906 14.24 33.13

CANADA 18 12569 85.5 15.07

CHINA 13 10058 70.96 1.82

REP. CEHĂ 6 3678 26.44 33.27

FINLANDA 4 2716 21.89 28.43

FRANŢA 58 63130 410.09 74.12

GERMANIA 17 20490 133.01 28.38

UNGARIA 4 1889 14.66 42.1

INDIA 19 4189 20.48 2.85

Rep. Islamica IRAN, 1 915 In construcție

- JAPONIA 54 46821 280.25 29.21

COREA 21 18698 141.89 32.18

MEXIC 2 1300 5.59 3.59

OLANDA 1 482 3.75 3.38

PAKISTAN 2 425 2.56 2.6

ROMÂNIA 2 1300 10.7 19.48

RUSIA 32 22693 159.41 17.09

SLOVACIA 4 1816 13.54 51.8

SLOVENIA 1 666 5.38 37.3

AFRICA DE SUD 2 1800 12.9 5.18

SPANIA 8 7514 59.26 20.09

SUEDIA 10 9303 55.73 38.13

ELVEŢIA 5 3238 25.34 38.01

UCRAINA 15 13107 83.95 48.11

SUA 104 101240 807.08 19.59

Total 441 375267 2629.95 - Nota: In total sunt incluse datele privind Taiwan, China: 6 unități, 4982 MWe, 39.89 TWh energie

din nuclear, reprezentând 19.30% din totalul energiei electrifice produse

Centrale nuclearoelectrice 3

După cum este arătat în rezultatele a numeroase studii, în Europa, costurile

externe ale centralelor cu combustibili fosili (centrale termoelectrice-CET)

exploatate la standardele actuale sunt cu mult mai mari faţă de costurile externe ale

centralelor nuclearoelectrice.

Avantajele energeticii nucleare cu privire la emisiile scăzute de gaze cu efect

de seră şi alimentarea sigură cu energie au fost subliniate cu pregnanţă în,

„Politica Energetica a Statelor Unite” publicata în luna mai a anului 2001, „Carta

Verde a Comisiei Europene” în noiembrie 2000 [5], şi de „Rezoluţia Parlamentului

European” din noiembrie 2001 [6].

Aceste consideraţii sugerează că în viitor energetica nucleară se va dezvolta

conducând la creşterea cotei energiei electrice produse în CNE, în paralel cu

dezvoltarea energeticii resurselor regenerabile şi creşterea eficienței acestor

tehnologii.

Statisticile IAEA ne arată un peisaj mixt. Centralele nucleare funcţionează

foarte bine, sunt fiabile şi sigure în peste 30 de ţări, dar unele dintre acestea nu au

mai început nici o construcţie noua de mulţi ani, şi unele dintre ele au politici prin

care tind să elimine energetica nucleară. Aceasta atitudine rezervata este o

consecința a accidentului de la Cernobîl, accentuata de recentul accident de la

Fukusima.

Cu toate acestea, avantajele centralelor nuclearoelectrice sugerează că în viitor

energetica nucleară se va dezvolta conducând la creşterea cotei energiei electrice

produse în CNE, în paralel cu dezvoltarea energeticii resurselor regenerabile şi

creşterea eficienței acestor tehnologii.

Dezvoltarea energeticii nucleare pentru asigurarea alimentari cu energie pe

termen scurt şi mediu depinde de mai multe condiţii:

Recunoaşterea rolului energiei nucleare în strategiile de dezvoltare durabilă va

avea impact la dezvoltarea ei viitoare;

Maturitatea tehnologică, competitivitatea economică, aranjamentele financiare

şi acceptarea publică sunt factorii cheie care influenţează decizia de a construi

o noua centrala nucleară;

Înţelegerea de către politicieni şi de către societatea civilă a opţiunilor

energetice şi a problemelor legate de mediul înconjurător ca şi educarea şi

informarea publică vor juca un rol important în introducerea conceptelor

revoluţionare ale noilor CNE;

Supravegherea continuă a exploatării centralelor nucleare, dezvoltarea culturi

de securitate, conservarea şi dezvoltarea competenţelor în tehnologia

energeticii nucleare sunt foarte importante în conservarea şi dezvoltarea

potenţialului energiei nucleare de a contribui la viitoarele strategi energetice.

Cei mai importanţi factori de influenţă a creşterii energeticii nucleare sunt

consideraţi a fi :

Reducerea globala a emisiilor gazelor de seră;

Creşterea continua a siguranţei;


Maturitatea tehnologica, competitivitatea economica şi montajele

financiare pentru noile CNE;

Implementarea depozitelor de deşeuri cu înalt nivel de securitate;

Percepţia publicului, informarea şi educaţia.

6.2 Conceptia generala de realizare a CNE

Centrala nuclearoelectrică (CNE) este un ansamblu de sisteme, un complex

de instalaţii care transformă energia nucleară de fisiune în energie electrică.

Posibilitățile actuale de transformare a energiei de fisiune în energie electrică sunt

rezumate in tabelul 6.2.

Tabelul 6.2

Transformari energetice in CNE

Nr.

crt.

Nr.

transf.

Transform

area

energiei

Locul

transf.

Denumirea

instalaţiei

%

Stadiul

actual

din în

1* 3 N T RN CNE

cu turbine cu

abur(TA)

29-

45 Industrial T M TA

M E GE

2 3 N T RN CNE

cu turbine cu

gaz(TG)

30-

58

Proiecte

avansate T M TG

M E GE

Notații: Forme de energie: N-nucleara; T-termica; M-mecanica; E-electrica, locul

transformării: RN-reactor nuclear; TA-turbina cu abur; GE-generator electric

6.2.1 Reacția de fisiune

Energia produsă în reactoarele nucleare se datorează reacţiei de fisiune

nucleară. Pentru fiecare watt de putere produsă sunt necesare aproximativ 3,1 x

1010

fisiuni/s. Generic, această reacţie, în care nucleul ţintă este U235

, poate fi scrisă

sub forma:

92

235

0

1

92

236

1 2 0

0

0

1U n U F F n *

Unde: Fi (i =1,2) reprezintă fragmentele de fisiune iar reprezintă numărul mediu

de neutroni apăruţi la fisiune. În general, nucleul care fisionează se rupe în două

fragmente. Datorită unor efecte complementare legate de stabilitatea nucleară,

fragmentele rezultate nu au o masă egală.


În urma unei fisiuni rezultă o cantitate de energie de aproximativ 200 MeV

sau 3210-12

J (faţă de 4 eV eliberaţi la combustia unui atom de C12

). Neutronii care

apar la fisiune fac posibilă menţinerea reacţiei în lanţ. Secţiunile microscopice1 de

absorbţie, σa şi fisiune, σf, ale nuclizilor grei, pentru neutroni termici şi numărul de

neutroni apăruţi la fisiune sunt prezentaţi in tabelul 1.2

Tabelul 6.3

Secțiunile microscopice si numărul de neutroni apăruţi la fisiune pentru neutroni

termici

Nuclidul Secţiunea microscopică (barn) şi numărul de neutroni apăruţi la

fisiune

a f U

233 577 531 2,5

U235

684 585 2,44

U238

2,68 - -

Pu239

1021 750 2,9

Pu240

290 0,05 -

Pu241

1371 1010 3,0

Din punct de vedere al comparării materialelor fisile se utilizează parametrul:

f

a

ce reprezintă numărul de neutroni apăruţi la fisiune per neutron termic absorbit în

combustibil. Valorile acestui parametru pentru unele nuclee sunt prezentate în

tabelul 1.3

Tabelul 6.4

Numărul de neutroni apăruţi la fisiune per neutron termic absorbit in combustibil

Nucleul Fisiuni termice Fisiuni rapide

U235

U238

Pu239

2,06

0

2,04

2,18

2,07

2,74 Se remarca :

probabilitatea apariţiei fisiunii este mereu superioară în cazul neutronilor

termici, pentru că f este întotdeauna mult mai mare decât în cazul neutronilor

rapizi. Însă, după cum se poate vedea din tabelele de mai sus, randamentul este

întotdeauna mai mare în cazul neutronilor rapizi.

U235

şi Pu239

sunt echivalenţi din punct de vedere al numărului de neutroni

apăruţi la fisiune per neutron termic absorbit în combustibil în domeniul

neutronilor termici, dar Pu239

este net superior în domeniul neutronilor rapizi.

1 Secţiunea microscopică este proporţională cu probabilitatea ca între două particule să aibă

loc o reacţie nucleară.


Acest lucru explică de ce este plutoniul combustibilul preferat în reactorii

rapizi.

U238

nu este fisil decât în domeniul neutronilor rapizi, putând fisiona doar dacă

energia neutronilor depăşeşte 1,2 MeV. Cum energia medie a neutronilor

apăruţi la fisiune este de 2 MeV iar cantitatea de U238

prezentă în reactor este

importantă, va exista un anumit număr de fisiuni produse de neutronii rapizi

chiar şi într-un reactor termic. De exemplu, pentru reactorii CANDU fisiunile

rapide contribuie cu aproximativ 3 % la puterea produsă.

Neutronii produşi la fisiune. O parte din neutroni apar direct în momentul

fisiunii, fiind denumiţi neutroni prompţi. Acesta reprezintă cazul majorităţii

neutronilor, timpul de apariţie al acestora fiind de ordinul a 10-17

s. Însă, o parte din

neutroni pot fi emişi în lanţul de dezintegrare al fragmentelor de fisiune cu o

întârziere faţă de momentul fisiunii dată de timpul de înjumătăţire al produşilor de

fisiune, numindu-se în acest caz neutroni întârziaţi. Aceştia sunt în proporţie de

aproximativ 0,05% din numărul total de neutroni apăruţi la fisiune, însă au un rol

foarte important în controlul reactorului.

Fragmentele de fisiune absorb neutroni fiind otrăvuri din punct de vedere

neutronic si limitează cantitatea de energie ce poate fi obţinută din combustibil pe

termen lung ; sunt produse care se acumulează în interiorul tecilor elementelor

combustibile, ca de exemplu xenonul (gazos), ce măreşte presiunea interioară a

elementelor combustibile, cesiul (lichid), ce pune probleme de compatibilitate

chimică între teacă şi combustibil; de asemenea, sunt produse periculoase, prin

radioactivitatea emisă (iodul, cesiul, stronţiul). Radionuclizii rezultați din fisiune au

însă şi un important efect pozitiv: controlul reactorului n-ar fi posibil fără existenţa

neutronilor întârziați emişi de fragmentele de fisiune.

6.2.2 Clasificarea centralelor nuclearoelectrice

Centralele nuclearoelectrice se pot clasifica după mai multe criterii: tipul

reactorului nuclear; numărul de transformări energetice, schema termică, energia

livrată consumatorilor, destinație, generația de apariție, etc.

A. In tabelul 6.1 se prezintă posibilitățile de transformare a energiei nucleare in

energie electrica. Toate CNE aflate in funcțiune folosesc in prezent trei

transformări ale energiei, cu un ciclu cu abur (CNE cu TA).

B. CNE pot livra consumatorilor energie:

electrica (CNE cu TA de condensatie);

electrica si termica (CNE de termoficare);

termica (centrale termice nucleare - CTN, reactoarele nucleare in acest caz

se numesc RN calogene)


C. Reactoarele nucleare se clasifica după:

tipul reacției nucleare de generare a energiei in:

RN de fisiune, sunt singurele utilizate azi, mature tehnologic;

RN de fuziune, aflate in stadiu de cercetare.

energia neutronilor care produc fisiunea:

RN termice - fisiunea combustibilului nuclear se realizează cu

neutroni termici, încetiniți); sunt RN mature tehnologic si

reprezintă majoritatea RN energetice;

RN rapide, reactoare in care fisiunea se obține cu neutroni rapizi,

nemoderați.

D. Structura zonei active(ZA): RN pot fi:

eterogene

omogene

E. Componentele ZA

ZA a unui RN este realizata din trei componente esențiale: combustibilul

nuclear, agentul de răcire si moderatorul (in cazul reactorilor termici).

Clasificarea reactorilor nucleari se realizează in principal in funcție de aceste

trei elemente.

Combustibilul nuclear este realizat din metale fisionabile (U235

, U233

, Pu239

)

sub forma metalica sau de oxizi. Singurul material fisil existent in natura in

cantități semnificative este U235

. El este conținut in natură in proporție de

aproximativ 0,72%, restul fiind U238

. Acest procent este prea scăzut pentru a obține

criticitatea in combinație cu marea majoritate a materialelor moderatoare si de

structură din zona activa. Din acest motiv, marea majoritate a reactoarelor nucleare

utilizează combustibili îmbogățiți in izotopul U235

si/sau un amestec de materiale

fisionabile. In urma „arderii” combustibilului nuclear, pentru fiecare nucleu de

material fisil rezultă fragmente de fisiune, neutroni rapizi si o cantitate mare de

energie. De exemplu, prin „arderea” unui kg. de U235

se obțin 2,3.107 kWh, spre

deosebire de arderea unui combustibil clasic ce produce o energie mult mai mica;

un kg. petrol prin ardere produce 120 kWh, adică de 192 000 de ori mai mica decât

energia obținuta prin fisionarea unui kg de U235

. Aceasta caracteristica conferă

CNE o serie de avantaje evidente fata de centralele cu combustibili fosili: cantitate

redusă de combustibil; depozite mici de combustibil; transport redus de

combustibil; independenţă faţă de zăcăminte; componentă redusă în costul

energiei; lipsa poluării cu gaze(SOx, NOx, COx). Combustibilul nuclear se

prelucrează sub forma unor pastile de UO2 care se introduc intro bara cilindrică

etanșe, numită teacă. Principalul rol al tecii este de a retine produsele de fisiune.

Teaca combustibilului, in funcție de tipul reactorului nuclear poate fi din zircaloy,

otel, aliaj de magneziu, grafit; materiale ceramice etc.


Agentul de răcire sau purtătorul de căldură este cel care extrage căldura

produsă in combustibilul nuclear. Agentul de răcire poate fi lichid (apa, apa grea,

lichide organice), gaz(dioxid de carbon, heliu, amestecuri de gaze) sau

topituri(sodiu, săruri topite, plumb, amestec de topituri). Agentul de răcire trebuie

sa aibă calități termice, nucleare si de compatibilitate cu materialele de structură.

Moderatorul are rolul de a reduce energia neutronilor de la nivelul de

neutroni rapizi(E0=2MeV), până la nivelul termic(E1=0,025eV). Reducerea

energiei neutronilor se face în special prin ciocniri elastice între neutroni şi

nucleele de moderator; deoarece neutronii rapizi pierd mai multă energie în

ciocnirile cu nucleele uşoare (ca la biliard), moderatorii utilizaţi conţin elemente

cu număr de ordine mic (atomi uşori: H1, D2, C). Moderatorul trebuie să posede:

secţiune efectivă macroscopică de difuzie mare(s=sN); puterea de încetinire

mare (s, unde =lnE0/E1), secţiune efectivă de absorbţie cât mai mică (a=aN),

raportul de moderare(s/s) mare. Principalii moderatori sunt: apa(H2O); apa

grea(D2O) si grafitul(C). Proprietatile acestor moderatori sunt indicate in tabelul

1.4

Tabelul 6.5

Proprietăţile principalelor substante moderatoare Moderator Puterea de încetinire Raportul de

moderare

Absorbţia neutronilor

s, cm-1

1)

(s/s) 1)

s, cm-1

1)

, barn

H2O 1,36 1 62 1 0,0220 1 0,66

Grafit 0,06 0,044 165 2,6 0,00036 0,07 0,005

D2O2)

(99,75%) 0,18 0,132 5000

33,

0 0,00007 0,04 0,011

1) sunt indicate valorile relative fata de moderatorul apa

2) Apa grea in proportie de 99,75% cu apa usoara-0,25%

Apa grea are cel mai mare raport de moderare (cea mai scăzută absorbţie);

H2O are cea mai mare putere de încetinire; din acest motiv şi ţinând cont că

raportul de moderare este mic, apa uşoară necesită uraniu îmbogăţit pentru a

menţine reacţia de fisiune în lanţ; D2O permite utilizarea U natural având raportul

de moderare cel mai mare; Grafitul având o putere de încetinire scăzută şi un raport

de moderare mediu, permite utilizarea uraniului natural metalic, dar cu grad de

ardere mic.

La începutul dezvoltării sale, în anii 1950, energia nucleară a fost marcată de o

abundenţă de idei despre ameliorarea caracteristicilor fizice şi/sau a performanţelor

reactoarelor. Asocierea celor trei componente principale, combustibilul (natura sa,

îmbogăţirea), moderatorul şi agentul de răcire (purtător al căldurii), permite soluţii

multiple cunoscute sub numele de filiere.

In tabelul 6.6 se prezintă denumirile acestor filiere după AIAEA si numărul de

reactoare nucleare energetice in funcționare(F), in construcție(C), oprite pe termen

lung(Otl), oprite definitiv(OD) si planificate.


Filierele de reactori care constitute baza energeticii nucleare in prezent sunt PWR,

BWR si PHWR) v. figura 6.1.

Tabelul 6.6

Denumirile filierelor de RN si numarul lor la 31 decembrie 2010

Filiera Denumire Nr. RN la 31 dec.2010

F C Otl OD P

PWR

Pressurized Light-Water-Moderated and Cooled Reactor (Reactor răcit şi moderat cu apă uşoară sub presiune)

269 56 - 34 105

BWR

Boiling Light-Water-Cooled and Moderated Reactor (Reactor răcit şi moderat cu apă uşoară in fierbere)

92 4 - 23 10

PHWR

Pressurized Heavy-Water-Moderated and Cooled Reactor (Reactor răcit şi moderat cu apă uşoară sub presiune)

46 4 4 5 2

GCR Gas-Cooled, Graphite-Moderated Reactor (Reactor racit cu gaz, moderat cu grafit)

18 - - 34 -

LWGR

Light-Water-Cooled, Graphite-Moderated Reactor (Reactor racit cu apa usoara, moderat cu grafit)

15 1 - 9 -

FBR Fast Breeder Reactor (Reactor rapid reproducator)

1 2 1 7 2

HTGR

High-Temperature Gas-Cooled, Graphite-Moderated Reactor (Reactor racit cu gaz de inalta temperatura moderat cu grafit)

- - - 4 1

HWGCR Heavy-Water-Moderated, Gas-Cooled Reactor (Reactor moderat cu apa si racit cu gaz)

- - - 4 -

HWLWR

Heavy-Water-Moderated, Boiling Light-Water-Cooled Reactor (Reactor moderat cu apa si racit cu apa usoara in fierbere)

- - - 2 -

SGHWR Steam-Generating Heavy-Water Reactor (Reactor cu apa grea producator de abur)

- - - 1 -

X Alte tipuri - - - 2 -

TOTAL 441 67 5 125 120

Observații: De obicei producătorii particularizează denumirea unui tip de reactor in

cadrul unei filiereş Rusia (ex URSS) are propriile denumiri pentru filierele reactoarelor

nucleare; astfel filiera PWR este denumita VVER - Vodo-Vodianoi Energeticeskii Reaktor)

iar filiera LWGR se regăsește sub denumirea de Reaktor Bolişoi Moşcinosti Kanalinîi

(Reactor de mare putere, cu canale);

Notații: F-in functiune; C-in construcție; Otl- oprite pe termen lung; OD-oprite

definitiv; P-planificate


Figura 6.1 Tipul şi puterea

electrică a reactoarelor

nucleare (la 31 Decembrie

2010)

Filiera GCR si GCR

avansata (existenta azi in

Anglia) este o filiera ce va

fi abandonata după

expirarea duratei de viață a

centralelor existente.

Filierele LWGR,

HWGCR, HWLWR si

SGWR sunt încercări de

găsire a unor variante

optimizate de structuri si

combinații ale materialelor

din zona activa si care nu

au dat satisfacție.

Diverse variante ale

reactoarelor rapide sunt

considerate promițătoare

pentru o generație noua de

CNE.

F. Clasificarea CNE după tipul schemei

In funcție de tipul reactorului nuclear (filierei) CNE pot fi (figura 6.2) cu un

singur circuit (a), cu doua circuite (b) sau cu trei circuite.


Figura 6.2 Scheme termice pentru CNE: a) scheme cu un singur circuit (BWR, LWGR,

SGHWR); b) scheme cu doua circuite (PWR, VVER, GCR, HTGR); c)schema cu trei

circuite (FBR). Notații: 1- RN; 2 – turbina cu abur; 3 – generator electric; 4 - condensator

abur; 5 – pompă condensat; 6 - preîncălzitoare regenerative apă alimentare; 8 – generator

de abur; 9 - pompă (suflantă) circuit primar; 10 - pompă circulație circuit secundar; 11-

schimbător căldură intermediar; 12 - protecţie biologică

G. Clasificarea CNE după puterea unitara a grupurilor

IAEA clasifică centrale nucleare după puterea unitară:

CNE mari - 700 MW(e) şi peste

CNE medii – 300-700 MW(e)

CNE mici – sub 300 MW(e)

6.3 Scurta prezentare a unor filiere de CNE

Din multitudinea de filiere CNE, in acest subcapitol vom prezenta

caracteristicile definitorii ale filierelor de baza pentru energetica nucleara actuala:

PWR, BWR si PHWR.

6.3.1 CNE PWR

Acest subcapitol prezintă elementele ce caracterizează un reactor respectiv

o CNE PWR.(v figura 6.3)


Figura 6.3 Schita de principiu a unei CNE PWR

Notiuni de baza

PWR-urile sunt reactoare ce folosesc ca agent de răcire și moderator apa

ușoară la presiune înaltă. Agentul primar este menținut la presiune ridicată pentru a

prevenii fierberea în film, de aici provenind și denumirea de PWR (Pressurized

Water Reactor). Reactoarele de tip PWR sunt cele mai răspândite în lume fiind

utilizate atât pentru producerea de energie electrică cât și pentru propulsie navală

(câteva sute).

Într-un reactor PWR are loc o reacție de fisiune în lanț întreținută de

combustibilul nuclear, producându-se căldură ce este preluată de apa din buclele de

răcire. Apa la temperatură ridicată este pompată prin generatoarele de abur, in care

agentul primar cedează căldură fluidului secundar. Transferul de căldură are loc

fără amestecul celor două fluide (schimbător de căldură de suprafață). Acest lucru

este necesar deoarece fluidul primar este radioactiv. Aburul format în generator

este trimis la turbină, energia mecanică astfel obținută fiind folosită pentru

acționarea unui generator electric. La ieșirea din turbină agentul secundar (amestec

apă-abur) este răcit și condensat într-un condensator pentru a fi recirculat, prin

preîncălzitoarele regenerative, la generatorii de abur. Rolul condensatorului este de

a transforma aburul în lichid pentru a putea fi pompat din nou în generatorul de

abur la presiune ridicată. Într-un PWR, există două circuite separate (primar și

secundar), care conțin apă ușoară. Într-un reactor cu apă în fierbere(Boiling Water

Reactor-BWR), spre deosebire de PWR, există un singur circuit de răcire.

Presiunea în bucla primară este în general de 15-16 MPa, considerabil mai

mare față de alte reactoare, fiind aproape dublă față de un reactor BWR. Acest

lucru are ca efect apariția fierberii numai local, vaporii fiind condensați aproape

instantaneu în masa de fluid. Într-un reactor cu apă în fierbere presiunea agentului

primar permite fierberea.


Agentul primar de racire

Apa ce conține bor este folosită ca agent primar de răcire în PWR având o

temperatură medie de 315 oC. Aceasta rămâne în stare lichidă în ciuda temperaturii

înalte datorită presiunii foarte mari din circuitul primar (aproximativ 15 MPa).

Circuitul primar are rolul de a prelua căldura de la combustibil și a o transfera

circuitului secundar unde se produce abur saturat (în majoritatea proiectelor abur la

presiunea de 6.2 MPa și 275 oC).

Moderatorul

In reactoarele termice cu apă sub presiune, neutronii rapizi rezultați la fisiune

trebuie să fie încetiniți (moderați), pentru a putea să întrețină reacția de fisiune în

lanț. Într-un PWR agentul de răcire este utilizat ca moderator, neutronii fiind

încetiniți prin coliziuni multiple cu atomii de hidrogen din apă, aceștia micșorându-

și viteza în procesul de ciocnire. Moderarea neutronilor va fi cu atât mai eficientă

cu cât apa este mai densă (vor avea loc mai multe ciocniri). Deoarece orice creștere

a temperaturii va duce la reducerea densității apei, crescând nivelul energiei până la

care neutronii sunt încetiniți, reactivitatea reactorului va scădea. Dacă puterea

reactorului crește peste nivelul normal, reducerea gradului de moderare va cauza

scăderea numărului de fisiuni în lanț, producându-se mai puțină căldură. Această

proprietate cunoscută sub numele de coeficient de reactivitate negativ, face ca

reactorul PWR să fie foarte stabil.

Combustibilul

Fascicolul combustibil pentru PWR a fost folosit iniţial intrun reactorul de

propulsie marină, fiind proiectat de Babcock&Wilcox.

Uraniul folosit pentru combustibilul PWR este de obicei îmbogăţit câteva

procente în izotopul U235

. După îmbogăţire dioxidul de uraniu pulbere este

sinterizat în cuptoare de temperatură mare pentru a crea pastile ceramice dure.

Pastilele cilindrice sunt introduse în tuburi din aliaj de zirconiu (Zircaloy),

rezistente la coroziune, care sunt umplute apoi cu heliu pentru a creşte conducţia

termică şi pentru a detecta potenţialele scurgeri. Creioanele de combustibil sunt

apoi grupate în ansambluri numite fascicole de combustibil (v. figura 6.3) care

alcătuiesc zona activă a reactorului. Ca o măsură de securitate reactoarele PWR nu

conţin suficient uraniu fisil pentru a susţine reacţia de fisiune în lanţ numai cu

neutroni prompţi. Un PWR standard conţine fascicole de combustibil cu 200 – 300

de creioane de combustibil fiecare, iar un reactor de putere mare poate avea 150 –

200 de astfel de ansambluri, cumulând 80-100 de tone de uraniu. În general, fascicolele de combustibil au matrice de 14x14 până la 17x17 creioane de

combustibil. Un reactor PWR poate produce 900 – 1500 MWe, lungimea

fascicolelor fiind în jur de 4 m lungime.

In figura 6.4 se prezintă o secțiune prin fascicul de combustibil PWR.


Figura 6.4 Caseta de combustibil pentru PWR


Figura 6.5 Secțiune prin

fascicolul de combustibil

PWR

In figura 6.5 se prezintă o

secțiune prin vasul

reactorului cu amploarea

casetelor de combustibil.

Figura 6.6 Secțiune prin vasul reactorului

Încărcarea cu combustibil proaspăt pentru majoritatea PWR-urilor se face cu

un ciclu de 18-24 luni. Aproximativ o treime din zona activă este înlocuită la

fiecare nouă încărcare.


Clasificare PWR

Reactoarele cu apă sub presiune (PWR) sunt clasificate în tipul WH

(Westinghouse Electric), B&W (Babcock & Wilcox), CE (Combustion

Engineering) si VVER (tipul rusesc).

Tipul de reactor PWR dezvoltat de de Comisia Europeană este similar tipului

de reactor dezvoltat de Westinghouse(tipul S.U.A.); se caracterizează prin

utilizarea casetelor de combustibil cu reţea pătrată şi generatoare de abur amplasate

vertical, dar există mici diferenţe în sistemele de răcire a reactorului şi conceptul

generatoarelor de abur.

Pentru tipurile WH, B&W şi CE, deşi principiul de funcţionare a sistemului

primar şi a sistemului secundar este același, există anumite diferenţe, cum ar fi

configuraţia sistemului primar de răcire şi structura generatorului de abur. Pentru

PWR-ul rusesc au fost adoptate casete de combustibil hexagonale şi generatoare de

abur amplasate orizontal.

Echipamentele si sistemele de bază ale CNE PWR

Reactoarele PWR prezintă un sistem primar (sistemul reactorului) şi un

sistem secundar (sistemul de abur) pentru a menţine materialele radioactive în

sistemul primar. Agentul de răcire din vasul reactorului este presurizat, astfel încât

este vehiculat in circuitul primar cu ajutorul pompelor de circulație, fără a fi

permisă fierberea. Agentul de răcire primar la temperaturi şi presiuni înalte

(temperatura la ieşirea din reactor este de aproximativ 325 C, presiunea la intrarea

în vasul de presiune este de aproximativ 157 kg/cm2) circulă de la reactor la

generatorul de abur. În generatorul de abur, schimbul de căldură se face printr-un

fascicolul de țevi, transferând căldura de la circuitul primar la circuitul secundar.

Aburul produs in generator (temperatura de funcţionare: aproximativ 277 C şi

presiunea de funcţionare: 62 kg/cm2), este trimis la turbină, produce putere

mecanica, si se transforma in apa in condensator. Condensatul va fi trimisă înapoi

la generatorul de abur (circuitul secundar) cu ajutorul pompelor principale de

alimentare. Generatorul electric este cuplat la axul turbinei si convertește energia

mecanica in energie electrica(v. figura 6.1).

Principalele sisteme ale unui PWR sunt: sistemul primar de răcire(de

transport al căldurii – SPTC), sistemul de control chimic si al volumului agentului

primar, sistemul de răcire la avarie a zonei active, sistemul de pulverizare in

anvelopa, sistemul de îndepărtare a căldurii reziduale, sistemul de manipulare a

combustibilului, sistemul de procesare a deşeurilor, sistemul turbină-generator

(circuitul secundar), etc.

Sistemul primar de răcire

Sistemul de răcire al reactorului/Sistemul primar de transport a căldurii

(Reactor Coolant System - RCS), are rolul de a realiza circulaţia agentului de răcire

intre reactor si generatoarele de abur. Sistemul de răcire al reactorului are

următoarele funcţii:


Să realizeze circulaţia agentului de răcire încălzit în zona activă şi să transfere

căldura circuitului secundar prin intermediul unor generatoare de abur şi să

producă abur la presiune şi temperatură înaltă pentru turbină;

Să răcească zona activă pentru a nu cauza defecţiuni în timpul operării

reactorului;

Să realizeze o barieră împotriva scurgerilor de material radioactive din agentul

de răcire a reactorului spre exterior;

În plus faţă de funcţia de răcire a reactorului, are rol de moderator şi reflector;

Să închidă agentul de răcire (care are şi rolul de solvent pentru soluţia de bor,

absorbant de neutroni);

Să controleze presiunea din circuitul primar prin intermediul unui sistem

specializat.

Figura 6.7 Schema de principiu a sistemului de răcire al reactorului

O bucla de răcire la PWR este alcătuita dintr-un generatoare de abur,

pompa/pompe de circulație pentru agentul de răcire si conductele care conectează

aceste componente cu vasul reactorului (figura 6.7).

In figura 6.8 se prezintă schema generală a sistemului de răcire pentru

reactoarele PWR. Toate schemele sistemului de transport a căldurii pentru CNE

PWR, au aceleași componente majore (asemănătoare), dar numărul si conectarea

lor pot fi diferite. De exemplu, Westinghouse a construit centrale cu doua, trei sau


cu patru bucle, in funcție de puterea centralei. Centralele Combustion Engineering

si Babcock & Wilcox au doar două generatoare de abur, dar au patru pompe de

răcire.

Figura 6.8 Sistem de răcire PWR

cu patru bucle

Figura 6.9

Schița axonometrica a

unui reactor PWR


6.3.2 CNE BWR

Notiuni de baza

In acest paragraf se descriu elementele de baza pentru reactorul de tip

BWR (Boiling Water Reactor - Reactor cu Apa in Fierbere) folosit pentru

producerea de energie electrica.

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. Dacă conţinutul de săruri

minerale în agentul de răcire este menţinut la un nivel scăzut (sub 1 ppm),

principala sursă de radioactivitate este data de captura neutronului de către

oxigenul din apa.

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.

Totuşi, deoarece presiunea în circuitul primar al BWR este în general în jur

de 70 bar, care este jumătate din valoarea pentru PWR, construcţia vasului de

presiune este uşurată. Vasul de presiune este, de asemenea, din otel cu suprafaţa

interioară protejată cu un strat de otel inox, având în mod obişnuit diametrul

interior de aproximativ 5,5 m şi o grosime a peretelui de cca. 140 mm. Înălţimea

vasului este mult mai mare dacit în cazul PWR, aprox. 20 m faţă de 13 m pentru

PWR, deoarece vasul de presiune conţine şi cicloanele separatoare.

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.

In figura 6.10 se prezintă schema conceptuala unei CNE BWR.

In interiorului vasului BWR, când apa foarte puternic tratata (apa de răcire)

circulă de jos in sus prin canalele de combustibil ale zonei active, se produce un

amestec de apa-abur. Curgerea agentului de răcire prin zona activă se realizează cu

ajutorul unor pompe cu jet.


Pompele de recirculare si cele de presiune(cu jet), permit operatorului

varierea debitului agentului de răcire al ZA, modificând astfel puterea produsă de

reactor.

Figura 6.10 Schema de principiu a CNE BWR

Pompele de recirculare, de tip centrifugal, iniţial, au fost plasate în exteriorul

vasului de presiune. Ele produc un curent de apa de mare viteză la aspiraţia

pompelor cu jet. Viteza mare a apei produce o scădere a presiunii astfel încât este

aspirat un debit mai mare. Avantajul unui astfel de sistem este acela că doar

aproximativ o treime din debitul de apa ce trebuie recirculat prin zona activă

părăseşte vasul de presiune, astfel putându-se reduce dimensiunile conductelor ce

penetrează vasul. În timpul funcţionării în regim nominal, se poate creşte puterea

prin creşterea debitului de agent de răcire prin zona activă. Creşterea debitului duce

la o generare mai mică de abur în zona activă, crescând astfel moderarea

neutronilor şi obţinându-se un flux termic de neutroni mai ridicat. Creşterea

corespunzătoare a căldurii generate are ca efect producerea unei cantităţi mai mari

de abur, iar reactorul se va stabiliza la un nivel de putere mai ridicat. La variantele

moderne şi proiectele avansate de BWR recircularea se realizează cu pompe

integrate în vasul reactorului.

Marea diferența in funcționare reactorului de tip BWR față de celelalte tipuri

de reactoare nucleare, este formarea de aburul in ZA. Amestecul de apa-abur

părăsește partea superioara a zonei active, si trece prin doua separatoare de

umiditate, unde picăturile de apa sunt separate de abur, înainte ca acesta să intre in

sistemul de abur. Aburul produs in RN este vehiculat prin conducte. Aburul

antrenează turbina, care antrenează la rândul ei generatorul electric. Aburul este


evacuat in condensator. Apa rezultată este pompată de la condensator, cu pompele

de condensat si este trimisă înapoi spre vasul reactorului.

Primul BWR experimental(EBWR 5 MW) a fost realizat în 1956, SUA.

Dezvoltarea filierei a fost realizată de General Electric şi firmele ce au preluat

licenţa de la GE (Hitachi-Toshiba în Japonia, AEG-KWU în Germania, Ansaldo -

AMN în Italia). Societatea ASEA-ATOM din Suedia a dezvoltat independent

propriul sau reactor fierbător. Perfecţionările continue au făcut ca astăzi filiera sa

evolueze ( ABWR si ABWR 1).

Principalele etape care au jalonat dezvoltarea sistemelor reactoarelor

fierbătoare General Electric au constat in ameliorarea progresiva a următoarelor:

zona activa şi ansamble elementelor de combustibil; circuitul de recirculare;

reglarea puterii; răcirea de securitate (in caz de accident) a zonei active.

AEG_KWU si ASEA-ATOM nu au parcurs aceleaşi etape de dezvoltare. Debitul

de recirculare în zona activa este asigurat fără bucle de recirculare exterioare

vasului reactorului, prin pompe axiale implantate în spaţiul inelar cuprins între vas

şi zona activă. ASEA a utilizat în premieră la CNE Oskarhamn 1 un ansablu de

combustibil de 8 x 8 creioane

Vasul reactorului

In figura 6.11 se prezintă o secțiune 3D pentru reactorul BWR-General

Electric-6. Vasul reactorului BWR include vasul reactorului propriu-zis si

componentele sale interne: zona activă, structura de susținere ale zonei active,

mantaua zonei active, echipamentul de separare a umidității, si ansamblul

pompelor cu jet. Funcțiile vasului BWR sunt: adăpostește zona activa; este un

component al barierei de presiune si radioactivitate pentru agentul de răcire; susține

si aliniază ansamblurile de combustibil si al barelor de control; asigură traseul de

evacuare a debitului de agent de răcire care părăsește combustibilul; separa

umiditatea de aburul care iese din ZA;asigura volumul necesar inundării zonei

active in caz de LOCA.

Vasul reactorului este montat vertical si este alcătuit dintr-o parte cilindrica si

partea de jos semisferica. Partea de sus a reactorului este de asemenea semisferica

ca forma, dar se poate îndepărta ca urmare a sistemului de fixare cu șuruburi,

pentru a permite reîncărcarea cu combustibil.

Structura vasului reactorului (figura 6.11) este susținuta de o parte cilindrica

metalica-mantaua interioara sau fusta (20), care la rândul ei este așezata pe

structura de beton a anvelopei. Componentele interne ale reactorului sunt susținute

de fundul inferior al vasului si/sau de peretele vasului. Zona activa a reactorului

este alcătuită din ansamblul de combustibil (15), barele de control (16), si sistemele

de măsură a fluxului de neutroni (24).


Figura 6.11 Vasul reactorului

BWR (GE 6) cu pompe de

recirculare externe si pompe cu

jet interioare:

1 – ventil spry de capăt;

2 – steam dryer lifting lug;

3 - uscătoarele de abur;

4 –ieșire abur;

5 – racorduri ale SRAZA;

6 - separatoarele de abur;

7 – intrare apa de alimentare;

8–racorduri apa de alimentare;

9 - racorduri ale SRAZA;

10 –conducta spry in ZA;

11- duzele pulverizatoare spry

ZA;

12 placa ghidaje superioara;

13–pompe cu jet;

14-manta ZA;

15- ansamblul de combustibil;

16- barele de control;

17-placa ghidaje inferioara; 18-

conducte de recirculare;

19- conducte de recirculare;;

20- mantaua interioara sau

fusta;

21-perete;

22- dispozitive acționare

hidraulic bare de control;

23-linii hidraulice pentru

dispozitivele de acționare;

24- măsură a fluxului de

neutroni


Celelalte componente de o importanta deosebita sunt: pompele cu jet (13),

separatoarele de abur (6), uscătoarele de abur (3), racordurile pentru apa de

alimentare (8), duzele pulverizatoare ale SRAZA (11). Pompele cu jet sunt

submersibile, si întregul lor ansamblul este dispus intre mantaua ZA si peretele

vasului. Pompele cu jet, 10 la număr sunt dispuse in doua grupe de forma

semicirculara, fiecare grupa fiind alimentată separat de cate o pompa de

recirculare.

Racordurile sistemului de răcire la avarie a zonei active, (5 si 9), si construcția

vasului reactorului asigura o răcire adecvată a ZA in caz de LOCA. In cel mai rău

caz de LOCA, o linie de conducte de recirculare (18 si 19) vor păstra răcirea

corespunzătoare a zonei active. La un astfel de eveniment, nivelul apei din reactor

va scade brusc, descoperind astfel zona activă. Oricum, mai multe sisteme de răcire

a ZA, vor aproviziona reactorul cu apa de adaos necesara răcirii.

Combustibilul

Ansamblu de combustibil si bara de control pentru BWR(1-6) este reprezentat

in figurile 6.12 si 6.13. Ansamblul (v figura 6,13) conține o bara de control (7)

înconjurată de patru ansambluri de combustibil. Spre deosebire de ansamblul de

combustibil de la PWR, fascicolul de combustibil de la BWR este introdus intr-un

canal de combustibil (6) răcit de

agent de răcire, si trece direct

prin ansamblul de combustibil

comportându-se ca un ghidaj

pentru tija de control. In plus

canalul de combustibil

protejează combustibilul in

timpul operației de reîncărcare

cu combustibil.

Figura 6.12 Secțiune prin

ansamblul de combustibil si bara

de control pentru BWR/6 - General

Electric

Puterea zonei active este reglată

prin mișcarea barelor de control

de la partea inferioara a

reactorului.


Figura 6.13 Vedere

ansamblu de combustibil

si bara de control pentru

BWR/6 - General

Electric :

1-ghidaj superior;

2-piesa de fixare;

3- mâner;

4- arc de dilatare;

5-element fixare;

6-canal;

7-bara de control;

8- bara combustibil; 9-element de spațiere;

10-ansamblu placa

inferioara a ZA;

11-capac inferior;

12-piesa suport a

combustibilului;

13- pastile de

combustibil;

14- element de capăt

al barei de

combustibil;

15-canal combustibil;

16-arc

Principalele

sisteme ale unei CNE

BWR sunt:

Sistemul de epurare a

apei din reactor;

sistemul de extragere

a căldurii reziduale;

sistemul de răcire a

ZA la izolarea

reactorului; Sistemul

de injecție cu

otrava(controlul

reactorului oprit);

sistemul de răcire la

avarie a ZA.


6.3.3 CNE PHWR CANDU

Notiuni de baza

Acest subcapitol prezintă elementele caracteristice ale unei CNE PHWR.

Primele cercetări pentru realizarea unui reactor nuclear care sa folosească drept

combustibil uraniu natural au fost făcute in Canada in 1945. A fost aleasa

combinația apa grea - cel mai bun moderator si uraniu natural – combustibil. Filiera

s-a dezvoltat in doua variante de reactor nuclear: cu vas de presiune, similar ca

reactorul PWR si cu tuburi de presiune. Varianta reactorului cu tuburi de presiune,

dezvoltata de Canada este varianta care s-a dezvoltat semnificativ, fiind in prezent

cea de a treia in lume ca număr de reactoare nucleare existente. In prezent Romania

are doua unități CNE de tip PHWR de tip CANDU.

CANDU este acronimul de la CANada Deuterium Uranium. Filiera CANDU

foloseşte ca moderator (si agent de răcire) apa grea si combustibil uraniu natural.

ZA a RN este cuprinsă întro cuva cilindrica numita calandrie cuprinzând apa grea

– moderatorul, la presiune atmosferica Calandria este străbătuta de tuburile de

presiune, orizontale, ce conţin fascicolele de combustibil.

Utilizarea eficienta a neutronilor in RN Candu permite folosirea uraniului

natural drept combustibil. Uraniul natural, comparativ cu uraniul îmbogățit este

simplu de prelucrat pentru a obţine ansambluri de combustibil - fascicole.

RN Candu permit încărcarea/descărcarea combustibilului in funcţionare la

plina sarcină. Aceasta operaţie este asigurata de doua maşini telecomandate de

manipulare a combustibilului, maşini plasate la extremitățile opuse ale calandriei:

una descarcă fascicole iradiate, in timp ce

cealaltă încarcă fascicole noi. Aceasta elimina opririle pentru reincarnare si permit

obţinerea unor indici de utilizare superiori precum si un plus de supleţe in

programarea opririlor planificate pentru întreținere si scurtarea acestora. Succint

filiera CANDU se caracterizează prin: randament mare al combustibilului,

reincarnare in funcţionare; moderatorul este apa grea la presiune si temperatura

joasa; fascicul de combustibil simplu; URANIU NATURAL; Flexibilitate a

ciclului de combustibil; doua sisteme speciale de oprire de urgenta independente.

In figura 6.14 se prezintă o schița de principiu a unei unități PHWR CANDU

Ansamblul reactor

In figura 6.15 se prezintă ansamblul reactorului cu multe dintre caracteristicile

sale esențiale:

Calandria de forma unui cilindru mare orizontal care conține moderatorul la

joasa presiune;

Tuburile de presiune care traversează calandria de la un capăt la altul si conțin

combustibilul si agentul de răcire la presiune ridicată si permiterea accesului

pentru reincarnarea pe la capete;


Mecanismele de control ale reactivității, barele de închidere care au asociate

dispozitive de măsură a fluxului in poziție verticală si care pătrund in calandria

prin partea superioara a acesteia;

Figura 6.14 Schema de principiu a unei CNE PHWR CANDU.

Camerele de ionizare, dispozitivele de măsurare a fluxului din reactor montate

in poziție verticala si cel de-al doilea sistem de oprire al rectorului cu

ansamblul capetelor de injecție cu otrava lichida care penetrează calandria

printr-o parte;

Protecțiile de capăt si protecțiile de beton ale chesonului care conferă atât

suport structural cat si ecranare radiologic.

Calandria este principala componentă structurală; conține canalele de

combustibil si moderatorul astfel încât sa aibă loc o reacție de fisiune controlata

pentru a produce căldura. Chesonul calandria este închis lateral de protecțiile de

capăt. Calandria este susținuta de puțul reactorului.

Căldura generată în combustibil de către reacția de fisiune este preluata de

agentul de răcire, apa grea sub presiune, care curge împrejurul si printre fasciculele

de combustibil. Fiecare canal de combustibil conține 12 fascicule de combustibil.

La ambele capete, fiecare tub de presiune este conecta pintro conductă de

alimentare la un anumit colector al sistemului principal de transport al căldurii.

Curgerea agentului de răcire in canalele adiacente se realizează in sens opus, deci


curgerea prin reactor este bidirecțională. Reactorul CANDU 6 are 380 canale de

combustibil iar reactorul CANDU 9 are 480 canale.

Figura 6.15 Reactorul PHWR

CANDU-600 : 1-calandria ; 2-

protectii de capăt ; 3-sistemul

de oprire, bare de control ; 4-

injectia de otrava ; 5-canale de

combustibil ; 6-fideri ; 7-

chesonul calandriei

La ambele capete, tuburile de presiune din zirconiu sunt conectate la

terminale din otel inoxidabil care permit legătura mecanică cu mașinile de

încărcare ale reactorului. Sistemul de reincarnare cu combustibil folosește 2 mașini

identice de încărcare cu combustibil care sunt atașate la capetele canalelor care

trebuie reincarnate. O mașina introduce combustibil proaspăt la unul dintre

capetele canalului, iar cealaltă mașina extrage combustibilul iradiat pe la celalalt

capăt. Operațiunea de reincarnare a unui canal este comandata de la distanta in

timp ce reactorul este in funcțiune.

Vasul calandria este realizat din otel inoxidabil. Montarea diverselor

echipamente cum ar fi tuburile de presiune, mecanismele de control al reactivității

si detectorilor de flux are loc pe amplasamentul centralei.

Dispozitivele verticale si orizontale de control a reactivității, atât pentru

reglarea reactorului cat si pentru oprirea acestuia si ansamblul detectoarelor

fluxului de neutroni sunt amplasate in calandrie.

Ansamblul reactorului permite componentelor importante sa fie ușor înlocuite

sau recondiționate pe perioada duratei de viața a acestuia. Printre aceste

componente se număra toate mecanismele de control si de oprire ale reactorului,

detectorii de flux, tuburile de presiune si fiderii.


Ansamblul calandria si al canalelor de combustibil

Principalele componente ale calandriei, protecției de capăt si ansamblul

canalelor de combustibil sunt prezentate in aceasta figura 6.16 alături de detalii

despre tuburile de presiune care conțin fasciculele de combustibil.

Figura 6.16 Ansamblul calandrie-canale de combustibil

Combustibilul

Folosirea uraniului natural nu permite combustibilului sa atingă criticitatea in

apa ușoara sau in aer.

Reactoarele CANDU 6 si CANDU 9 folosesc fascicule de combustibil

alcătuite fiecare din 37 creioane de combustibil sau elemente combustibile(v.

figura 6.17). Fiecare creion de combustibil este alcătuit dintr-o teaca si un capac de

capăt care formează așa numita teaca a combustibilului (zircaloy 4) si care

înconjoară pastilele de UO2. Fasciculul combustibil cuprinde cele 37 elemente

combustibile cu ajutorul a doua discuri de capăt. Elementele sunt distanțate unele

de altele de către discurile de capăt si de către elemente distanțatoare interne situate

la mijlocul fascicului. Umerii distantieri montați pe creioanele externe

sprijină(poziționează) fasciculul in canalul de combustibil.


Toate componentele de structura, cum ar fi: teaca combustibilului, capacele de

capăt, discurile de capăt, distanțatoarele dintre elemente si suporții sunt făcuți din

zircaloy 4 deoarece acesta prezintă caracteristicile dorite cum ar fi: absorbție

scăzuta a neutronilor, eliberare redusa de hidrogen si buna rezistenta la coroziune.

Figura 6.17 Fascicul de combustibil CANDU

Combustibilul este confecționat din dioxid de uraniu natural, cu un conținut de

U235

de 0.71%, sub forma pastilelor de mare densitate. In mod normal sunt 30

pastile de combustibil intr-un creion combustibil. Un strat subțire de grafit numit

CANLUB este aplicat pe interiorul tecii elementului combustibil pentru a reduce

efectele datorate interacțiunilor dintre pastile si înveliș care ar duce la modificare

nivelului de putere a reactorului.

Cu excepția discurilor terminale si a elementelor distanțatoare interne, nici un

alt element structural nu este necesar fasciculului combustibil, deoarece acesta este

amplasat in tubul de presiune si fixat cu ajutorul dopului de protecție. Datorita

faptului ca elementele combustibile sunt poziționate orizontal reașezarea pastilelor

de combustibil din cauza gravitației nu poate avea loc. Un fascicul de combustibil

complet echipat cântărește aproximativ 24 kilograme, dintre care mai mult de 90%

este dioxid de uraniu lungimea fasciculului este de 495.3 mm iar diametrul exterior

de 102.4 mm.


Sistemul primar de transport al căldurii

Circuitul primar al CNE este circuitul agentului de răcire al reactorului. In

figura 6.18 se prezintă o schița a acestuia pentru o CNE CANDU 6.

Funcţiile sistemului primar de transport a căldurii sunt:

să răcească combustibilul in timpul funcţionării şi după oprirea reactorului;

să transporte căldura de la reactor la generatoarele de abur

Figura 6.18 Sistemul

primar de transport al

căldurii

Una din pompele

primare refulează AR

către un colector de

intrare, la fiderii

individuali de intrare şi

distribuie AR în 95 canale

de combustibil. AR trece

prin reactor şi se

încălzeşte.

Fiderii individuali

de ieşire conduc AR către

colectorul de ieşire şi de

acolo către generatorul de

abur(GA). După ce

cedează căldura apei de

alimentare şi o

vaporizează in GA, AR

trece prin a doua pompă

primară, prin colectorul

de intrare şi apoi prin

fideri, către un alt grup de

95 de canale de

combustibil care sunt

parcurse in sens invers

faţă de primele.

După ce trece prin

reactor, agentul de răcire

este transportat prin fiderii de ieşire către colectorul de ieşire şi mai departe către

GA - unde cedează excesul de căldură şi se întoarce către aspiraţia pompei

primare, de unde a plecat.

Această dispoziţie în formă de 8 asigură un flux bidirecţional prin zona activă

a reactorului, astfel încât fluxul are direcţii opuse în canale adiacente.


Fiecare din cele două bucle răceşte 190 canale de combustibil şi este

independentă - cu excepţia presurizorului - care este comun.

Existenţa a două bucle are avantajul că în caz de accident de pierdere a

AR(APAR sau LOCA) la una din bucle, izolarea automată a celeilalte bucle face

ca numai jumătate din ZA a reactorului să fie afectată de accident.

Sistemul de transport a căldurii este cel mai solicitat sistem în timpul

funcţionării CNE la plină sarcină - aici se ating cei mai ridicaţi parametri

(temperatura AR - 312°C; presiunea 112,3 bar), cele mai mari solicitări mecanice,

problemele cele mai mari de securitate nucleară. Sistemul reprezintă cea de-a doua

barieră în calea ieşirii produselor de fisiune în mediu. Accidentul cel mai grav (de

care se ţine seama în proiect) - ABP - este ruperea unui colector. Inventarul de

activitate la accident APAR poate străpunge tecile, pereţii sistemului circuitului

primar şi ieşi din anvelopă.

Particularitățile sistemului primar ale CNE CANDU sunt:

1. Doua bucle identice, fiecare buclă având 2 GA, 2 pompe principale de

circulaţie; 1 presurizor - comun celor 2 bucle; 2 colectoare de intrare; 2

colectoare de ieşire; 190 canale de combustibil (jumătate din ZA), fieri

individuali de legătură canal-colector.

2. Axa orizontală a reactorului - simplifică încărcarea - descărcarea

combustibilului; La PWR, BWR - reîncărcarea combustibilului se face pe axa

verticală.

3. Amplasarea deasupra reactorului - a: GA, pompelor şi colectoarelor - ajută la

răcirea prin convecţie naturală (termosifon) a AR - la oprirea pompelor

principale de circulaţie (pierderea circulaţiei forţate).

4. Nu există vane de izolare in interiorul celor 2 bucle deoarece folosirea lor rară

pentru izolarea celor 2 bucle la APAR nu justifică costul mare de investiţie şi

întreţinere; aceste vane ar fi reprezentat o sursă suplimentară de pierderi de AR

şi ar necesita o întreţinere dificilă şi costisitoare datorită câmpurilor de radiaţie.

5. Protecţie la suprapresiune a STPC se face prin 4 supape de siguranţă

dimensionate 4 x 100 % , câte două pe fiecare colector de ieşire la fiecare buclă.

6. Circulaţia in “8” a AR in circuit.

Dintre celelalte sisteme ale unei CNE PHWR menționam: sistemul

moderatorului; sistemele de securitate, sistemele circuitului secundar.

6.3.4 Alte filiere de CNE

CNE cu Reactori răciţi cu gaz şi moderaţi cu grafit(GCR, AGR)

Aceste filiere sunt cu două circuite, având reactori moderaţi cu grafit şi răciţi

cu CO2. Combustibilul este fie uraniu metalic natural, filiera Magnox, fie UO2

îmbogăţit 3%, filiera AGR (“Advanced Gas Reactor”- reactor avansat răcit cu

gaz). Aceste filiere sunt întâlnite încă în Marea Britanie, însă nu se mai construiesc

în prezent (filiera Magnox a fost întâlnită în Franţa, Japonia şi Spania). Filiera


aceasta este continuată de rectorii HTGR (“High Temperature Gas cooled

Reactors”- reactori răciţi cu gaz la temperatură înaltă). Agentul de răcire este heliu

care, la ieşirea din zona activă, atinge temperaturi ridicate, de aproximativ 740 0C.

Până în prezent, această filieră nu a cunoscut o dezvoltare industrială, fiind

construite două centrale prototip în SUA şi două în Germania. Parametri heliului la

ieşirea din zona activă fac posibilă trimiterea acestuia direct într-o turbină cu gaze.

Însă, deoarece în momentul realizării acestor prototipuri tehnologia construirii unor

turbine cu gaze de puteri ridicate nu era disponibilă, aceştia sunt reactori cu două

circuite. În prezent filiera HTGR cunoaşte o nouă dezvoltare fiind una din filierele

avansate propuse pentru noii reactori energetici.

CNE cu reactori moderaţi cu grafit cu tuburi de presiune- PTGR

Acești reactori sunt cunoscuti sub denumirea “Pressure-Tube Graphite

Reactor”: sunt reactori cu moderator din grafit, răciţi cu apă uşoară ce circulă prin

tuburi de presiune. Combustibilul este UO2 îmbogăţit 2,4%. Din această

categorie fac parte reactorii ruseşti RBMK (“Reaktorî Bolşoi Moşnosti Kanalnîe”

– reactori cu tuburi de presiune de putere ridicată) de tipul celor de la Cernobîl.

Sunt reactori fierbători cu un singur circuit.

A existat de asemenea un reactor de acest tip în SUA, LWGR (“Light Water

cooled Graphite moderated Reactor” – reactor răcit cu apă uşoară şi moderat cu

grafit), dar fără ca agentul de răcire să fiarbă în zona activă, fiind astfel un reactor

cu două circuite. Faptul că agentul de răcire rămânea în stare lichidă la trecerea

prin zona activă, îi conferea caracteristici neutronice complet diferite de varianta

rusească.

CNE cu reactori rapizi răciţi cu metale lichide

Acest tip de CNE au reactori cu neutroni rapizi, fără moderator, cu trei

circuite, răciţi cu sodiu lichid. Sodiul este total incompatibil cu apa deoarece în

contact cu apa produce o reacţie puternic exotermă (contactul dintre sodiu şi apă

poate apare, de exemplu, într-un generator de abur în care există o scurgere).

Rezultă aşadar necesitatea unui circuit intermediar pentru a împiedica contactul

direct cu apa al sodiului ce circulă prin zona activă (deci activat). În circuitul

intermediar este tot sodiu lichid dar acesta nu este radioactiv întrucât nu trece prin

zona activă. Schimbătorul de căldură Na-Na este foarte compact pentru un ΔT

radial foarte mic; astfel, prezenţa sa influenţează foarte puţin temperatura aburului

produs şi poate fi integrat cu uşurinţă în incinta nucleară (anvelopă). Combustibilul

este îmbogăţit şi este un amestec de UO2/PuO2. Datorită economiei de neutroni,

acest reactor poate fi reproducător – filiera LMFBR (“Liquid-Metal cooled Fast

Breeder Reactors”-reactori rapizi reproducători răciţi cu metale lichide). Şi acest

tip de reactor este încă în fază de prototip, teama de proliferare a materialelor

nucleare (plutoniu) şi unele dificultăţi tehnologice făcând ca această filieră să nu fie


încă dezvoltată la nivel industrial. Cea mai mare centrală de acest tip, Superphénix

de 1200 MWe din Franţa, a fost închisă în 1999 datorită costurilor ridicate de

exploatare (trebuie însă remarcat că este vorba de un prototip şi nu de un proiect

dezvoltat la scară industrială, scopul principal fiind acela de a acumula experienţă).

Alte centrale, de diferite puteri, au existat sau mai există încă în Franţa, Germania,

India, Italia, Japonia, Rusia, Marea Britanie şi SUA. Dintre reactorii în exploatare

trebuie remarcaţi ca având performanţe de exploatare foarte bune: reactorul rusesc

BN-600 (“Bistrîi Neutron” – neutroni rapizi) de 550 MWe la Beloyarsk (în proiect

construcţia a doi noi reactori de 800 şi respectiv 1600 MWe) şi reactorul de 300

MWe de la Monju în Japonia.

6.4 Securitate, accidente si riscul nuclear

6.4.1 Noțiuni de baza

După cum a fost prezentat (&6.2), un reactor se compune din: combustibil

moderator, sisteme de control (de regula bare de control) si instalația de răcire.

Circuitul energetic cuprinde turbina, pompe, condensatoare, preîncălzitoare si sunt

aproape cele clasice, întâlnite in orice centrala pe abur. Barele de combustibil se

încălzesc in urma reacțiilor de fisiune, aceasta căldură fiind cedata agentului de

răcire. Prin intermediul unor schimbătoare de căldura, energia este folosita la

vaporizarea apei, aburul fiind apoi destins in turbina.

Pentru a fi folosită, reacția aceasta trebuie controlată. Controlul se face prin

sisteme care să absoarbă neutronii liberi, astfel încât ei sa nu mai aibă ocazia de a

fisiona alte nuclee. Aceste sisteme sunt de regula bare din material cu secțiune

mare de captură a neutronilor (cadmiu, gadoliniu etc)

Pentru a descrie starea de funcționare a unui reactor s-a introdus k (factor de

multiplicare) si este un raport între numărul emis de neutroni în comparație cu cel

necesar pentru a-i obține pe aceștia. Se vorbește deci despre starea critica sau

reactivitatea reactorului.

In regim staționar factorul de multiplicare este k=1, regim in care are loc o

reacție in lanț si din care rezultă o cantitate constantă de energie(reactor critic).

Când se dorește reducerea puterii reactorului, se introduc barele de control care

absorb o cantitate mai mare de neutroni, caz in care k<1, starea reactorului

denumindu-se subcritică. Aceasta miscsorare a sarcinii reactorului poate fi adusa in

acest fel pana la zero si scoaterea reactorului din funcțiune. Când se dorește

mărirea sarcinii reactorului pornind de la starea critica (k=1) se extrag partia din

zona activa a reactorului barele absorbante si reactorul devine ușor supracritic, k>1.

Regimul supracritic este instabil si chiar necontrolabil. (Creșterea numărului de

fisiuni creste exponențial, ajungându-se la dublarea numărului de atomi fisionați in

numai 10-14

secunde).

După reducerea sarcinii reactorului si oprirea lui, emisia de căldura continua inca o vreme datorita reacțiilor de dezintegrare radioactiva a produșilor de fisiune,


aceasta însemnând cam 3-7% din puterea nominala a reactorului. După câteva zile însă aceasta scade pana la zero. Această căldură este eliminată din reactor cu ajutorul unor sisteme de răcire. Cantitatea de apa necesară răcirii este considerabilă. Daca dintr-un motiv sau altul acesta răcire nu funcționează, se poate ajunge la topirea miezului reactorului, cel mai grav accident ce este încă controlabil.

CNE sunt proiectate si realizate in baza conceptului de securitate nucleara.

Conceptul de securitate al CNE cuprinde ansamblul de măsuri tehnice şi

organizatorice destinate să asigure funcţionarea instalaţiilor nucleare ale CNE în

condiţii de siguranţă, să prevină şi să limiteze deteriorarea echipamentelor şi să

asigure protecţia personalului, populaţiei şi a mediului înconjurător împotriva

iradierii sau contaminării radioactive.

Protecţia în adâncime este un concept de baza al securităţii nucleare prin

care se introduc o serie de bariere ce împiedică eliberarea în mediu a produselor

radioactive ale combustibilului: 1- matricea combustibilului; 2- teaca elementului

combustibil; 3- pereţii circuitului primar; 4- anvelopa; 5- zonele de excludere din

jurul CNE.

Din punct de vedere al securităţii nucleare sistemele CNE se împart în:

Sisteme de proces: care asigură procesul tehnologic de producere a energiei

electrice;

Sisteme (speciale) de securitate; acestea sunt sisteme speciale încorporate în

proiectul centralei pentru a preveni avarierea sistemelor de proces, pentru a

limita sau diminua consecinţele unor astfel de avarii. Aceste sisteme nu au

rol activ în timpul funcţionării normale a centralei, ci sunt solicitate să intre

în funcţiune numai la avarierea unui sistem de proces.

Sistemele suport de securitate sunt sistemele care asigură condiţiile

funcţionării sistemelor speciale de securitate în caz de avarie: alimentarea cu

energie electrică, alimentarea cu apă de răcire, alimentarea cu aer comprimat

etc.

Funcţiile de securitate de bază ce trebuie îndeplinite ca urmare a producerii

oricărui eveniment de iniţiere a unui accident sunt: oprirea reactorului şi

menţinerea în stare oprită; îndepărtarea căldurii reziduale; furnizarea informaţiilor

necesare pentru supravegherea în perioada post-accident; menţinerea unei bariere

pentru a limita evacuarea materialului radioactiv în mediul înconjurător.

Sistemele de securitate sunt diferite in funcție de filiera reactorului si chiar in

funcție de constructor. Principalele sisteme de securitate ale reactoarelor energetice

sunt: - sistemul anvelopei; - sistemele de răcire la avarie; - sistemele de oprire

rapidă la avarie etc.

Anvelopa este incinta sistemului nuclear (primar) destinată reţinerii şi limitării

scurgerilor de radioactivitate în mediul înconjurător sub limitele impuse de norme,

în caz de accident


Sistemele de oprire rapidă protejează centrala împotriva a doua tipuri majore

de defectare a sistemelor de proces: ● Pierderea controlului reactorului; dintre

posibilele cauze ale pierderii controlului reactorului menţionam : - Extragerea unei

cantităţi de reactivitate negativa din zona activă; - Defectarea sistemului de reglare

a reactorului. ● Pierderea capacităţii de transfer de căldură de la circuitul

primar la cel secundar; dintre cauzele posibilele amintim: - Accidentul de

pierdere a agentului de răcire (LOCA- Loss of Coolant Accident); - Pierderea

clasei IV de alimentare cu energie electrica (pierderea pompelor primare); -

Avarierea circuitului secundar (pierderea apei de alimentare la generatoarele de

abur).

Sistemul de răcire la avarie a zonei active (SRAZA) asigura un debit de apa de

răcire pentru elementele combustibile din zona activa, în eventualitatea unui

accident de pierdere a agentului de răcire (LOCA).

SRAZA este un sistem cu funcţie protectivă, proiectat să îndepărteze căldura

reziduală şi să limiteze evacuările radioactive ca urmare a avarierii sistemelor care

conţin materiale radioactive.

6.4.2 Accidente CNE

In istoria dezvoltării centralelor nuclearoelectrice au avut loc suficient de

multe accidente nucleare. Gravitatea incidentelor/accidentelor din CNE este

clasificata de IAEA pe scara INES pe 7 nivele, cel mai grav accident fiind de

nivelul 7 (accident cu deteriorarea zonei active, cu emisii majore de radioactivitate

in exteriorul centralei si efecte majore asupra sănătății oamenilor si mediului). Cele

mai grave si mai mediatizate accidente din CNE au fost:

Three Mile Island 28 martie 1979

Defectarea unor echipamente şi greşeli umane au condus la pierderea de agent

de răcire (accident LOCA) şi topirea parţială a miezului reactorului nuclear Three

Mile Island din Middletown, statul Pennsylvania. Acesta este cel mai dur accident

nuclear civil din Statele Unite. Expunerea la radiaţii in jurul locaţiei a fost sub 100

mrem (= 1 mSv, mai mică decât expunerea anuală datorată surselor naturale), iar

expunerea populaţiei (aproximativ 2 milioane de oameni) de 1 mrem (= 10 μSv).

Nu au existat victime imediate şi nici îmbolnăviri ulterioare de cancer.

Cernobîl 26 aprilie 1986

Cel mai puternic accident din istoria energeticii nucleare a avut loc la CNE de

la Cernobîl, lângă Kiev in fosta URSS, actualmente Ucraina. Incendiul şi

exploziile rezultate in urma unui experiment neautorizat a condus la 32 de decese,

acestea fiind doar consecinţe imediate. Material nuclear radioactiv a fost împrăștiat

deasupra unei mari părţi a Europei. Peste 135.000 de locuitori au fost evacuaţi din

zona centralei şi peste 800.000 din zonele cu depuneri radioactive din Ucraina,

Belarus şi Rusia. O suprafaţă de aproximativ 10.000 km2 de teren a fost scoasă din

utilizare pentru o durată nedefinită de timp.


Fukushima Daiichi 11 martie 2011

Un cutremur de gradul 9 pe scara Richter a produs oprirea grupurilor BWR de

pe amplasamentul centralei Fukushima Daiichi, Japonia. Centrala are 4 unități.

Cutremurul a fost urmat la aproximativ o ora de un tsunami cu o înălțime de peste

7 m, ce a depășit înălțimea zidului de protecție(~6.5m). Au fost inundate

generatoarele Diessel, sistemele de răcire la avarie nu au mai funcționat din cauza

lipsei de alimentare cu energie electrica. Combustibilul nuclear s-a deteriorat din

cauza lipsei de răcire, s-au produs cantități importante de hidrogen. Hidrogenul

eliberat în clădirea serviciilor nucleare s-a aprins, a distrus acoperişul structurii

metalice, dar clădirea de beton precomprimat a rămas neafectată. După un interval

de aproape o săptămâna s-a reușit reluarea realimentării cu apa pentru răcirea

reactoarelor. S-au produs eliberări de produși de fisiune, evacuarea temporara a

centralei iar dozele locale ridicate în zona centralei vor afecta munca de restabilire

a centralei. Situația a fost stabilizata datorita unor eforturi concentrate deosebite.

6.4.3 Consecinţe ale accidentelor nucleare din CNE

In afara consecințelor imediate ale accidentelor nucleare produse la CNE,

cuantificabile în decese imediate si importante pierderi materiale, trebuiesc

considerate consecințele pe termen lung si impactul acestor accidente asupra

societății.

Accidentele nucleare au produs de fiecare data un soc asupra opiniei publice si

asupra dezvoltarii energeticii nucleare: au fost revizuite programelor nucleare din

diferite ţări; s-au reconsiderat sistemele de securitate la toate CNE; s-au introdus

noi sisteme de securitate cu creşterea investiţiei specifice a CNE.; s-au făcut

cercetări intense pentru noi tipuri de reactoare şi CNE cu securitate mărită - cu

utilizarea unor sisteme pasive, care să intervină în lipsa alimentării cu energie

electrică fără intervenţia omului; s-a demonstrat rolul anvelopei si s-a fundamentat

practic obligativitatea ei; au fost oprite unele reactoarele fără anvelopă din Europa

de est; se acordă permanent o atenţie deosebită pentru eliminarea erorilor umane

prin pregătirea personalului; s-a confirmat că funcţionarea CNE nu este o problemă

internă a unui stat ci de interes internaţional.

Sfidând şi disimulând măsurătorile şi informaţiile oferite de specialiștii din

domeniu, organizaţiile “de mediu” antinucleare nu au ratat niciodată ocazia de a

oferi publicului viziuni apocaliptice, terifiante şi cât mai exagerate ale

consecinţelor accidentelor nucleare. Grupurile antinucleare nu au ratat această

ocazie, putem spune “oferită pe tavă”. În campaniile lor, acestea au utilizat toate

tertipurile posibile şi, trebuie să recunoaştem că, pe fondul memoriei colective

creat de exploziile bombelor atomice de la Hiroshima şi Nagasachi, au avut succes. Ca atare, după Cernobîl au fost anulate sau amânate unele programe de construcţie

a noi centrale nucleare. Mai mult chiar, unele guverne au susţinut chiar închiderea

celor existente. Pot oare fi cuantificate la nivel global pierderile aferente prin


renunţarea la construirea şi punerea în funcţiune a unităţilor nucleare planificate a

fi realizate, precum şi a celor ce ar fi fost luate în considerare ulterior?

Apar însă cu claritate cei care au câştigat în urma realizării capacităţilor

energetice bazate, în principal, pe combustibili fosili, în locul celor nucleare, cu

deteriorarea corespunzătoare a mediului ambiant!

În acest context, după un sfert de secol de la Cernobîl si in pofida accidentului

major de la Fukushima, atât guvernele tarilor cât şi populaţia au început să-şi

reconsidere atitudinea faţă de tehnologia energetică nucleară şi totodată să acorde

credibilitate experţilor şi oamenilor de ştiinţă. În ultima perioadă de timp, sunt de

remarcat analizele comparative la rece cu privire la tehnologiile industriale si

„analizele de stres” impuse tuturor centralelor nucleare. În prezent acestea

reprezintă o acțiune raționala, concertata prin care specialiștii se opun excluderii

energiei nucleare, exclusiv pe criterii politice, de pe lista tehnologiilor curate

pentru mediu.

6.4.4 Elemente de risc nuclear

Primul studiu probabilistic de risc nuclear a fost publicat de Nuclear

Regulatory Cominission (NRC) din SUA în anul 1975 sub denumirea de “raport

WASH-1400” sau raportul Rasmunsen2

Concluziile raportului WASH-1400 (bazat pe studiul probabilistic al

grupurilor LWR din SUA, de la acea vreme) au fost:

Riscul accidentelor nucleare considerate pentru 100 grupuri CNE cu reactoare

LWR din SUA este echivalent cu cel datorat căderii de meteoriţi, deci cu o

probabilitate de 10-5

pe an ca un accident să cauzeze peste 100 morţi;

Probabilitatea de producere a accidentelor la CNE este mult mai mică decât în

cazul altor accidente nenucleare(naturale sau industriale);

Consecinţele posibile ale accidentelor potenţiale la o CNE nu depăşesc

consecinţele accidentelor nenucleare(naturale sau industriale); la care este deja

expusă societatea.

Concluziile raportului Rasmunsen sunt pe deplin valide si azi, creșterea

securității CNE fiind in un obiectiv prioritar al domeniului. In figura 6.19 se

ilustrează aceasta afirmație; se prezintă scăderea probabilității de defectate a zonei

active pentru reactoarele energetice de la TMI pana in zilele noastre. Se constata

ca riscul defectării zonei active in urma unui accident s-a redus de la 10-3

la

aproape de 10-7

.

2 Profesorul N. Rasmussen - Institutul Tehnologic Massachusetts-MIT, a condus activitatea

a 60 de specialişti timp de 3 ani în cadrul unui program de cercetare. Programul a costat

care a costat 4 milioane dolari


Figura 6.19 Probabilitatea de defectare a zonei active in timp

6.5 Previziuni pentru energetica nucleară

La nivel planetar foruri internationale(WEO- World Energy Council, IPCC –

Intergovernmental Panel on Climate Change,ETP-Energy Technology

Perspectives) au estimate ca pana in anul 2050 consumul de energie va creste cu

100% iar populatia lumi va spori cu cca. 50% (v. figura 6.20 )

Figura 6.20 Estimări ale creșterii populației si consumului de energie


Pe acest fond, principalii factori ai interesului pentru energia nucleara, in

pofida recentului accident de la CNE Fukushima, sunt:

Costul crescând al petrolului si gazului natural si relativa plafonare a

rezervelor ;

Nevoia diversificării surselor pentru securitatea alimentarii cu energie;

Emisii de CO2 nesemnificative produse de CNE.

Competitivitatea CNE

In perioada 1990–2004, creșterea producției de electricitate in centrale

nuclearoelectrice fost de cca 714 TW·h (cca 40%) si aceasta s-a realizat prin

ameliorării factorilor de disponibilitate(de la 72.3% la 83.2%), reprezentând 57%

din creștere; realizarea de centrale noi (36%) si creșterea puterii centralelor

existente (7%).

Industria nucleara s-a restructurat si consolidat in mod continuu. Centralele

nucleare au evoluat (v. figura 6.21).

Figura 6.21 Evoluția CNE in timp: patru generații

Generația prezenta de CNE (Generația II-a) a realizat creșterea factorului de

capacitare, performante de securitate excelente, reducerea costurilor O&M,

reducerea cantităților de deșeuri, reducerea expunerii la radiații, dar din păcate a

produs di accidente grave care au încă un impact negativ asupra acceptantei

populației a energiei nucleare. Generația a III-a de CNE reprezintă o dezvoltare a proiectelor generației a II

-a, incorporând îmbunătățiri evolutive, inclusiv: 60 ani durata de viața, includerea

de considerente de securitate nucleara si fiabilitate din primele faze de proiectare,

proiectarea sistemelor de securitate nucleara după studii evaluarea riscurilor,

simplitate prin reducerea numărului componentelor mobile, creșterea rolului

sistemelor pasive, adăugarea de echipamente pentru limitarea consecințelor

accidentelor severe, proiecte complete si standardizate pre-autorizate cu frecvente

de topire a zonei active de 10-6

la 10-7

, semnificativ mai mici decât in anii ’80-90

etc.


Generatia IV. Multe state ale lumii au acreditat ideea ca energia nucleara

trebuie sa rămână sau sa devina parte integranta din complexul lor energetic pentru

a întâmpina nevoile viitoare de energie. Pentru a veni în sprijinul realizării acestui

scop, se identifica doua tipuri de eforturi internaţionale majore:

GIF - Forumul Internaţional pentru Generaţia IV ;

INPRO- proiectul internaţional al IAEA privind ciclurile de combustibil şi

Reactoare Nucleare Inovative.

La inițiativa SUA s-a înființat GIF(anul 2000) - Forumul Internaţional pentru

“Generaţia IV” , un grup în care tarile membre (Argentina, Brazilia, Canada,

Euratom, Franța, Japonia, Republica Coreea, Africa de Sud , Elveţia, Marea

Britanie şi Statele Unite) sunt interesate sa definească şi sa stabilească în comun

dezvoltarea şi viitorul cercetărilor în domeniul energiei nucleare. "Generaţia IV" îşi

propune dezvoltarea mai multor sisteme energetice nucleare inovative care sa ofere

avantaje în sfera economica, siguranţa şi soliditate şi care pot fi dezvoltate pentru

comercializare până în 2030-2050.

Urmărind evaluările mai multor idei, au fost alese șase sisteme viitoare, care

azi sunt in diverse stadii de cercetare-proiectare: cele șase sisteme sunt:

Reactoare rapide răcire cu gaz

Reactoare răcite cu metale lichide(aliaj de grafit)

Reactoare cu săruri topite

Reactoare răcite cu metale lichide(cu sodiu)

Reactoare supracritice răcite cu apa

Reactoare răcire cu gaz cu temperaturi foarte ridicate

Principalele obiective ale INPRO sunt:

sa sprijine energetica nucleara (disponibila) pentru a contribuii într-un mod

substanţial la îndeplinirea nevoilor de energie în secolul 21 ;

sa adune împreuna posesorii de tehnologie şi beneficiarii, pentru a gândi în

comun masurile naţionale şi internaţionale necesare pentru realizarea

inovaţiilor dorite în domeniul ciclurilor de combustibil şi reactoarelor

nucleare.

Începând cu luna decembrie a anului 2003, INPRO include ca membri şi pe:

Argentina, Brazilia, Bulgaria, Canada, China, Germania, India, Indonezia,

Republica Coreea, Federaţia Rusa, Spania, Elveţia, Olande, Turcia, Comisia

Europeana. INPRO a stabilit linii directoare pentru evaluarea ciclurilor de energie

şi a reactoarelor nucleare inovative, adresate economiei, mentenanţei şi mediului,

siguranţei instalaţiilor nucleare, managementului deşeurilor radioactive şi

rezistentei la proliferare. Cercetările sunt in diverse stadii de realizare


Cuprins 6 CENTRALE NUCLEAROELECTRICE .................................................. 1

6.1 Introducere ......................................................................................... 1 6.1.1 Stadiul actual al utilizării energiei nucleare ................................ 1

6.1.2 Avantajele energiei nucleare ....................................................... 1 6.2 Conceptia generala de realizare a CNE .............................................. 4

6.2.1 Reactia de fisiune ........................................................................ 4

6.2.2 Clasificarea centralelor nuclearoelectrice ................................... 6 6.3 Scurta prezentare a unor filiere de CNE ........................................... 11

6.3.1 CNE PWR ................................................................................. 11 6.3.2 CNE BWR ................................................................................. 19 6.3.3 CNE PHWR CANDU ............................................................... 25

6.3.4 Alte filiere de CNE .................................................................... 31

6.4 Securitate, accidente si riscul nuclear............................................... 33 6.4.1 Notiuni de baza.......................................................................... 33 6.4.2 Accidente CNE .......................................................................... 35

6.4.3 Consecinţe ale accidentelor nucleare din CNE ......................... 36 6.4.4 Elemente de risc nuclear ........................................................... 37

6.5 Previziuni pentru energetica nucleară .............................................. 38

Figura 6.1 Tipul şi puterea electrică a reactoarelor nucleare (la 31

Decembrie 2010) .......................................................................................... 10 Figura 6.2 Scheme termice pentru CNE: a) scheme cu un singur circuit

(BWR, LWGR, SGHWR); b) scheme cu doua circuite (PWR, VVER, GCR,

HTGR); c)schema cu trei circuite (FBR). Notații: 1- RN; 2 – turbina cu

abur; 3 – generator electric; 4 - condensator abur; 5 – pompă condensat; 6 -

preîncălzitoare regenerative apă alimentare; 8 – generator de abur; 9 -

pompă (suflantă) circuit primar; 10 - pompă circulație circuit secundar; 11-

schimbător căldură intermediar; 12 - protecţie biologică ............................ 11 Figura 6.3 Schita de principiu a unei CNE PWR ........................................ 12 Figura 6.4 Caseta de combustibil pentru PWR ............................................ 14

Figura 6.5 Sectiune prin fascicolul de combustibil PWR ............................ 15 Figura 6.6 Secțiune prin vasul reactorului ................................................... 15 Figura 6.7 Schema de principiu a sistemului de răcire al reactorului .......... 17 Figura 6.8 Sistem de răcire PWR cu patru bucle ....................................... 18 Figura 6.9 ..................................................................................................... 18

Figura 6.10 Schema de principiu a CNE BWR.......................................... 20 Figura 6.11 Vasul reactorului BWR (GE 6) cu pompe de recirculare

externe si pompe cu jet interioare: ............................................................... 22


Figura 6.12 Secțiune prin ansamblul de combustibil si bara de control pentru

BWR/6 - General Electric ............................................................................ 23

Figura 6.13 Vedere ansamblu de combustibil si bara de control pentru

BWR/6 - General Electric : .......................................................................... 24 Figura 6.14 Schema de principiu a unei CNE PHWR CANDU. ................. 26

Figura 6.15 Reactorul PHWR CANDU-600 : 1-calandria ; 2-protectii de

capăt ; 3-sistemul de oprire, bare de control ; 4-injectia de otrava ; 5-canale

de combustibil ; 6-fideri ; 7-chesonul calandriei.......................................... 27 Figura 6.16 Ansamblul calandrie-canale de combustibil ............................. 28

Figura 6.17 Fascicul de combustibil CANDU ............................................. 29 Figura 6.18 Sistemul primar de transport al căldurii................................... 30 Figura 6.19 Probabilitatea de defectare a zonei active in timp .................... 38 Figura 6.20 estimări ale creșterii populației si consumului de energie ........ 38

Figura 6.21 Evolutia CNE in timp: patru generații ...................................... 39

Tabelul 6.1 ................................................................................................................ 2 Tabelul 6.2 ................................................................................................................ 4 Tabelul 6.3 ................................................................................................................ 5 Tabelul 6.4 ................................................................................................................ 5 Tabelul 6.5 ................................................................................................................ 8 Tabelul 6.6 ................................................................................................................ 9

Centrale Nucleare

Documents

Transcript of Centrale Nucleare