CAPITOLUL 4MATERIALE COMBUSTIBILE

OBIECTIVE

La sfârşitul acestui capitol cursantul trebuie să poată să:

4.1 Enumere caracteristicile combustibilului nuclear

4.2 Enumere avantajele si dezavantajele utilizarii celor trei tipuri de combustibil nuclear.

4.3 Indice cele doua faze de obţinere a elementelor combustibile.

4.4 Descrie pe scurt etapele obţinerii produsului „yellow-cake”.

4.5 Definească procesul de sinterizare.

4.6 Enumere cerintele care trebuiesc îndeplinite de materialele folosite pentru confecţionarea tecilor.

4.7 Precizeze care este cel mai indicat material utilizat pentru confectionarea tecilor de combustibil, argumentand alegerea facuta.

4.8 Prezinte fenomenele induse de iradiere în elementele combustibile.

1

„Inima” unui reactor nuclear este zona activă, care conţine combustibilul, sediul reacţiilor de fisiune. Un combustibil nuclear trebuie să aibă în compoziţia sa nuclee fisionabile. Numai patru izotopi fisili prezintă interes practic: 235U, 233U, 239Pu şi 241Pu. Izotopul 235U este singurul nuclid natural fisil cu neutroni termici; ceilalţi rezultă în urma transmutaţiilor induse de neutroni.Materialul fisionabil, modelat prin diverse procedee în diferite forme, formează combustibilul nuclear, care trebuie să îndeplinească următorele caracteristici:

- conţinut ridicat de material fisil,- transfer de căldură eficient,- capacitatea de a reţine produsele de fisiune,- compatibilitatea chimică cu celelalte materiale,- temperatură ridicată de topire,- stabilitate la radiaţii şi temperaturi ridicate,- uşor de fabricat şi preţ scăzut.

Materialele combustibile nucleare sunt supuse unui lung şir de prelucrări, atât inaintea introducerii lor în reactor, cât şi după utilizare. Obţinerea combustibililor necesită un proces de fabricaţie care începe prin extragerea minereurilor de uraniu şi continuă cu aducerea lor la o formă chimică convenabilă, urmată de purificări chimice şi, după caz, de îmbogăţiri izotopice, spre a se încheia prin aducerea materialelor combustibile la forma şi dimensiunea cerută. După utilizarea în reactor, urmează etape de prelucrare a combustibilului ars, de separare a componentelor reciclabile şi de depozitare a deşeurilor. O asemenea succesiune de operaţii formează ciclul combustibilului nuclear. O variantă a acestuia, implicând recuperarea plutoniului, se reprezintă schematic în figura 4.1.

2

Combustibilul utilizat în reactorii nucleari se poate prezenta sub formă metalică, de compuşi ceramici (oxizi, carburi, nitruri etc.), de dispersii solide (metalice, metalo-ceramice, carbo-ceramice etc.), sau de fluide (gaze, lichide), Combustibilii metalici oferă anumite avantaje, ca urmare a unor proprietăţi termice şi nucleare convenabile, însă nu se comportă satisfăcător la iradiere pe durate mari. Combustibilii ceramici (oxizi, carburi, nitruri de U, Pu, Th) sunt, din punctul de vedere al proprietăţilor nucleare şi termice, inferiori combustibililor metalici, dar au avantajul unei mari stabilităţi la iradiere şi temperaturi înalte. Combustibilii disperşi s-au elaborat în vederea creşterii performanţelor reactorilor, în special sub aspectul densităţii de putere în zona activă şi temperaturii de lucru a agenţilor caloportori. Combustibilii fluizi oferă, în principiu, avantaje în privinţa costurilor de fabricaţie şi performanţelor în funcţionare. Aceste avantaje sunt diminuate de problemele ridicate de coroziune şi respectiv manipulare.

Uraniul

Folosirea uraniului în energetica nucleară reprezintă principala utilizare a acestui element.

Obţinerea elementelor combustibile presupune două faze:

1. Obţinerea materialului fisionabil sub forma unui amestec de săruri (uranaţi sau diuranaţi) sau oxizi ce conţin elemente de uraniu – pasta galbenă („yellow-cake”) care trebuie să îndelinească următoarele condiţii:

- conţinut minim de uraniu: 60%;- umiditate sub 10% din greutatea concentratului;- forma: pudră fină sau granule;- impurităţi limită:

2. Transformarea materialului fisionabil în diferite forme geometrice.

Obţinerea produsului „yellow-cake” presupune trei etape:

- etapa I – Îmbogăţirea fizică a uraniului. Are ca scop mărirea concentraţiei minereului în material util, pentru ca procesarea ulterioară să se facă la un preţ cât mai scăzut.

- etapa II – Dizolvarea (solubilizarea) minereurilor de uraniu. Extracţia elementului util din minereurile pre-concentrate de uraniu se face folosind metoda dizolvării sub forma solubilizării acide sau a celei alcaline.

3

- etapa III – Purificarea şi extragerea compuşilor de uraniu din soluţii. Compuşii puri de uraniu se pot extrage din soluţiile obţinute prin metoda schimbului de ioni şi metoda solvenţilor organici, metode utilizate la scară industrială.

Faza a doua presupune prelucrarea materialului fisionabil, care în final conduce la obţinerea de elemente combustibile prin operaţiile de presare şi sinterizare. Presarea pulberii de dioxid de uraniu se face la 50 bar în matriţe având forma dorită, rezultând o densitate a pastilelor de uraniu de 5500 kg/m3. Sinterizarea este procesul prin care structura cristalelor de uraniu se modifică, astfel încât are loc o creştere substanţială a densităţii până la 10330 – 10550 kg/m3.

Pastilele de uraniu obţinute prin sinterizare se supun ulterior unui proces de prelucrare dimensională prin rectificare, toleranţa la diametru şi la formă fiind foarte strânsă.

După obţinerea elementelor combustibile nucleare urmează întecuirea lor. Materialele folosite pentru confecţionarea tecilor elementelor combustibile sunt materiale ce trebuie să corespundă următoarelor condiţii:

- secţiune de absorbţie a neutronilor termici, redusă;- stabilitate termică la temperaturile maxime ce se ating în reactor:- stabilitate la iradiere;- compatibilitate chimică cu agentul de răcire;- compatibilitate chimică cu materialul elementului combustibil;- rezistenţă la uzură timp îndelungat;- rezistenţă mecanică la temperatură şi presiune ridicată;- să fie impermeabile produselor de fisiune;- să asigure un înalt transfer de căldură între elementul combustibil şi

agentul de răcire;- să prezinte disponibilitate şi preţ scăzut de fabricaţie.

Cel mai indicat material, folosit ca teacă pentru elementele combustibile s-a dovedit a fi zirconiul, ca metal sau aliaj, deoarece are o foarte bună stabilitate la acţiunea corozivă a agentului de răcire, posedă o rezistenţă mecanică mărită în domeniul temperaturilor înalte, are o conductibilitate termică ridicată, rezistând în acelaşi timp unor presiuni exterioare destul de ridicate.

Prezintă dezavantajul unui cost de fabricaţie ridicat.

Uraniul metalic are trei stări alotropice (α, β şi γ). Faza α-U cristalizează în sistemul ortorombic (figura 4.2) şi este stabilă până la 660 0C. Faza β-U, cu structură tetragonală, există în domeniul de temperaturi 660 – 760 0C, iar faza γ-U, prezentând o structură cubică cu volum centrat, este stabilă de la 760 0C până la punctul de topire.

4

Analiza proprietăţilor fizice şi mecanice ale α-U evidenţiază că acesta este puternic anizotrop. Tabelul 4.1 redă câteva din proprietăţile nucleare ale unora dintre izotopii uraniului.

Fig. 4.2. Celula elementară ortorombică a uraniului α.

Tabelul 4.1.Constante nucleare ale uraniului (neutroni termici)

Izotopul 233U 235U 238U U naturalSecţiune eficace

microscopică de fisiune532 582 - 4,18

Secţiune eficace de absorbţie

588 694 2,73 7,68

Număr mediu de neutroni rapizi emişi per

fisiune

2,52 2,43 - 2,46

Număr de neutroni rapizi per neutron termic

absorbit

2,28 2,07 - 1,37

Datorită anizotropiei, proprietăţile mecanice ale uraniului α sunt puternic dependente de orientarea solicitarilorProprietăţile mecanice sunt puternic afectate prin iradiere. Astfel, la iradierea unei probe de uraniu la 120 0C (grad de ardere 0,035%) rezistenţa la întindere scade cu 27% faţă de valoarea iniţială, rezistenţa la curgere se dublează şi proba nu mai este ductilă (tabelul 4.2).

Tabelul 4.2.Efectele iradierii asupra proprietăţilor mecanice ale uraniului

5

Material Variaţia în procente a rezistenţei

La tracţiune

La curgere

Alungire

(%) (%) (%)Neiradiat - - -Iradiat la 120 0C grad de ardere 0,035%

- 27 117 - 97,9

Iradiat, tratat 15 h la 400 0C

- 38 58 - 96,8

Un tratament termic efectuat asupra probelor iradiate (la 400 0C) evidenţiază reducerea în continuare a rezistenţei la tracţiune, în timp ce alungirea nu este practic afectată.Odată cu iradierea se produce şi o durificare a materialului.Uraniul metalic este extrem de reactiv. Reacţionează cu azotul la temperaturi înalte, iar cu hidrogenul formează hidrură (UH3), care se descompune la 350 0C.Influenţa temperaturii asupra vitezei de corodare a uraniului în unii agenţi de răcire este dată în tabelul 4.3. Uraniul nu reacţionează cu sodiul sau potasiul lichid.

Tabelul 4.3.Viteza de corodare a uraniului

Temperatura 0C

Viteza de corodare (10-2 kg/m2·oră)În aer În apă În sodiu

lichid5070

0,0660,45

90100 0,56

1,002,7

138 1,08

6

183 139200300

10,9 1,11

400500

118157 1,39

600 4,3

Viteza de corodare a uraniului iradiat este mult mai mare decât cea uraniului neiradiat.În codiţiile de reactor, uraniul metalic prezintă modificări dimensionale importante ca urmare a ciclurilor termice repetate (ciclaj termic), şi a acţiunii fragmentelor de fisiune. Într-o măsură mult mai mică, alterări dimensionale sunt induse şi de acţiunea neutronilor rapizi.Ca efect al ciclajului termic, stabilitatea dimensională este afectată atât prin modificarea anizotropă a dimensiunilor cât şi prin cutarea suprafeţelor. Amploarea modificărilor dimensiunilor depinde de proprietăţile de material şi de condiţiile de ciclaj. Vitezele de creştere ating valori maxime pentru materialele policristaline în timp ce monocristalul de α-uraniu nu creşte şi nici nu se cutează.

Fenomenele de creştere şi cutare care apar în cazul ciclajelor termice se regăsesc şi în cazul iradierii materialului cu fragmente de fisiune. Dimensiunea cristalitelor nu prea are mare importanţă în procesul creşterii induse de iradiere, în schimb influenţează semnificativ cutarea suprafeţelor. Textura materialului, în schimb, este un parametru esenţial în determinarea efectelor dimensionale ale procesului de iradiere. Efectul texturii se materializează prin reducerea dimensiunii probei ce aliniază axele [100] ale celor mai multe cristale şi creşterea dimensiunilor în direcţia axelor [010], în timp ce în direcţia corespunzătoare axelor [001] dimensiunea practic nu se modifică. Ca atare, variaţia de volum este neglijabilă.În tabelul 4.4 se dau coeficienţii de creştere ai uraniului iradiat la 100 0C până la un grad de ardere de 0,1%. Pentru comparaţie se prezintă şi valorile coeficienţilor de dilatare.

Tabelul 4.4.Coeficienţi de creştere sub iradiere şi coeficienţi de dilatare

Direcţie cristalografică

Coeficient de creştere

Coeficient de dilatare termică (·10-6/0C)25-1250C 25-3250C 25-6500C

[100] -420±20 21,7 26,5 36,7[010] +420±20 - 1,5 - 2,4 - 9,3[001] 0±20 23,2 23,9 34,2

7

Reducerea efectelor de creştere provocate de ciclajele termice sau de iradiere se realizează prin alegerea acelor procedee de fabricaţie şi tratamente termice care evită texturarea, conducând la un material cu structură de grăunţi fini şi cu orientări aleatoare.

Stabilitatea dimensională este afectată, de asemenea, de „umflarea” uraniului. Umflarea – o modificare de volum – este rezultatul apariţiei produşilor de fisiune în masa uraniului. Printre produsele de fisiune se află gaze inerte, xenon şi kripton, care sunt insolubile în reţeaua uraniului. Spre exemplu, 1 ml de uraniu generează 4,73 ml de gaze inerte după un grad de ardere de 1%. Gazul generat difuzează în masa combustibilului, se aglomerează şi se fixează pe diferite defecte (goluri, incluziuni, defecte produse prin iradiere) dând naştere unor bule. Acestea cresc în timp, determinând umflarea combustibilului (scăderea densităţii).

Studiile de microscopie electronică pe porţiunea de material adiacentă bulelor nu au pus în evidenţă o densitate importantă de dislocaţii, ceea ce sugerează că materialul nu a fost deformat plastic ca efect al presiunii interne din bulă şi, deci, că presiunea din interiorul bulei este echilibrată de tensiunea superficială. Acest echilibru este menţinut şi în condiţiile acumulării continue a gazelor de fisiune în bulă, prin difuzia unui număr corespunzător de vacanţe din zona învecinată. Deci, modificări mici de volum au loc pentru bule mici şi relativ apropiate unele de altele.

8