Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

161
UNIVERSITATEA POLITEHNICA BUCUREŞTI Facultatea de Energetică CURS DE INGINERIA ŞI TEHNOLOGIA REACTORILOR NUCLEARI Autori: Prof. asociat dr. ing. Gheorghe Neguţ Prof.dr. ing. Petre Ghiţescu Prof. dr. ing. Ilie Prisecaru

description

Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

Transcript of Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

Page 1: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

UNIVERSITATEA POLITEHNICA BUCUREŞTI

Facultatea de Energetică

CURS DE INGINERIA ŞI TEHNOLOGIA REACTORILOR

NUCLEARI Autori:

Prof. asociat dr. ing. Gheorghe Neguţ

Prof.dr. ing. Petre Ghiţescu

Prof. dr. ing. Ilie Prisecaru

Page 2: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

Conţinut

Contents 1 LISTA DE CARACTERISTICI ALE PROIECTULUI CENTRALEI NUCLEARE ......................................... 10

1.1 Clasificarea ............................................................................................................................ 10

2 POMPE CENTRIFUGE .................................................................................................................... 16

2.1. Introducere ........................................................................................................................... 16

2.2 Difuzor ................................................................................................................................... 17

2.3 Clasificarea rotoarelor............................................................................................................ 18

2.4 Clasificarea pompelor centrifuge după curgere ...................................................................... 19

2.4.1. Pompele cu curgere radială ............................................................................................ 19

2.4.2. Pompele cu curgere axială .............................................................................................. 19

2.4.3 Pompe cu curgere mixtă.................................................................................................. 19

2.4.4. Pompa centrifugă multi - treaptă ................................................................................... 20

2.5. Componentele pompei centrifuge ......................................................................................... 21

2.5.1. Inelul de uzură ............................................................................................................... 21

2.5.2. Cutia de etanşare ........................................................................................................... 21

2.5.3. Inelul lanternă ................................................................................................................ 22

2.5.4. Etanşările mecanice ....................................................................................................... 23

2.6 Rezumat ................................................................................................................................ 23

3 FUNCTIONAREA POMPELOR CENTRIFUGE..................................................................................... 24

3.1. Introducere ........................................................................................................................... 24

3.2. Cavitaţia ............................................................................................................................... 24

3.3 Înălţimea pozitivă netă de pompare (NPSH) ........................................................................... 25

3.4 Prevenirea cavitaţiei .............................................................................................................. 25

3.5 Curbele caracteristice ale pompei centrifuge ......................................................................... 26

3.6 Protecţia pompei centrifuge .................................................................................................. 26

Page 3: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

3.7 Legătura de gaz ...................................................................................................................... 27

3.8.Amorsarea pompelor centrifuge ............................................................................................ 27

3.9 Rezumat ................................................................................................................................ 27

4 FUNCŢIONAREA VENTILELOR COMPONENTELE FUNDAMENTALE .................................................. 29

4.1. Introducere ........................................................................................................................... 29

4.2. Capacul ventilului.................................................................................................................. 30

4.3 Componente interne ale ventilului ......................................................................................... 31

4.4 Disc şi Scaun .......................................................................................................................... 31

4.5 Ax .......................................................................................................................................... 31

4.6 Acţionare ventil ................................................................................................................ 31

4.7 Etanşarea ventilului ............................................................................................................... 32

4.8 Tipuri de ventile ..................................................................................................................... 33

4.9 Rezumat funcţionare ventile şi părţi de bază .......................................................................... 33

5 TIPURI DE VENTILE ........................................................................................................................ 34

5.1. Ventile de închidere .............................................................................................................. 34

5.2. Proiectare disc ventile de închidere....................................................................................... 35

5.2.1. Pană solidă ..................................................................................................................... 35

5.2.2. Pană flexibilă .................................................................................................................. 35

5.2.3. Pană despicată ............................................................................................................... 36

5.2.4. Disc paralel .................................................................................................................... 36

5.3 Proiectarea axului ventilului de închidere............................................................................... 38

5.4 Proiectarea scaunului ventilului de închidere ......................................................................... 38

5.5 Ventilul de reglare - globe valve ............................................................................................. 38

5.5.1 Ventilul folosit la reglare ................................................................................................. 39

5.5.2. Proiectarea corpurilor ventilelor de reglare ................................................................... 39

5.5.3 Proiectul ventilului în unghi ............................................................................................. 40

5.5.4. Discurile ventilului de reglare ......................................................................................... 40

Page 4: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

5.5.5. Conectarea discului şi axului ventilelor de reglare .......................................................... 41

5.5.6. Scaunele ventilelor de reglare ........................................................................................ 41

5.6 Direcţia de curgere la ventilul de reglare ................................................................................ 41

5.7 Ventilele cu bilă ..................................................................................................................... 41

5.7.1 Avantaje .......................................................................................................................... 42

5.7.2. Dezavantaje ................................................................................................................... 42

5.7.3. Modele de scaun ............................................................................................................ 42

5.7.4. Materiale de ventil ......................................................................................................... 43

5.7.5. Proiectarea axului la ventilele cu bilă .............................................................................. 43

5.7.6. Proiectarea capacului la ventilele cu bilă ........................................................................ 43

5.7.7. Poziţia ventilului cu bilă .................................................................................................. 43

5.8 Ventilele cu dop ..................................................................................................................... 43

5.8.1 Deschideri dop ................................................................................................................ 43

5.8.2 Ventilele cu dop cu multi deschideri ................................................................................ 44

5.8.3 Discurile ventilului cu dop ............................................................................................... 44

5.9.3 Proiectarea ungerii la ventilul cu dop .............................................................................. 45

5.9.4 Dopuri nelubrifiate .......................................................................................................... 45

5.9.5 Instalarea ventilului cu dop operat manual ...................................................................... 45

5.9.6 Manşonul de etanşare al ventilul cu dop ......................................................................... 46

5.10 Ventilele cu membrană ........................................................................................................ 46

5.10.1 Construcţia membranei ................................................................................................. 47

5.10.2 Ansamblul axului la ventilul cu membrană..................................................................... 47

5.10.3 Ansamblul capacului la ventilul cu membrană ............................................................... 48

5.11 Ventile de reducere ............................................................................................................. 48

5.12 Ventile de obturare .......................................................................................................... 50

5.12.1. Corpuri pentru ventile de obturare ............................................................................... 51

5.13 Ventile fluture ...................................................................................................................... 51

Page 5: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

5.13.1 Construcţia scaunului ventilului fluture ......................................................................... 52

5.13.2. Construcţia corpului ventilului fluture .......................................................................... 53

5.13.3. Ansamblele disc şi ax ale ventilului fluture .................................................................... 53

5.14 Ventile cu ac ........................................................................................................................ 54

5.14.1. Aplicaţii ventile ac ........................................................................................................ 54

5.14.2. Proiectul corpului ventilelor ac ..................................................................................... 54

5.15.Ventile de reţinere (check valve) .......................................................................................... 54

5.15.1. Ventile de reţinere oscilante ........................................................................................ 55

5.15.2. Ventile de reţinere aplecate ......................................................................................... 55

5.15.3.Ventile de reţinere cu deplasare.................................................................................... 56

5.15.4. Ventile de reţinere cu piston ........................................................................................ 57

5.15.5. Ventile de reţinere tip fluture ....................................................................................... 58

5.15.6. Ventile de reţinere cu stop ........................................................................................... 59

5.16. Ventile de suprapresiune şi de siguranţă ............................................................................. 60

5.16.1 Ventile de suprapresiune operate cu pilot ..................................................................... 62

5.17 Rezumat .............................................................................................................................. 63

6 ACŢIONARE VENTILE ................................................................................................................ 64

6.1 Introducere ............................................................................................................................ 64

6.2. Acţionări manuale, fixe şi cu ciocan ....................................................................................... 64

6.3 Roţi manuale fixate de ax ....................................................................................................... 64

6.4. Roţi manuale ciocan .............................................................................................................. 65

6.5 Acţionări de pinioane ............................................................................................................. 65

6.6 Acţionare motor electric ........................................................................................................ 66

6.7 Acţionări pneumatice ............................................................................................................. 66

6.8. Acţionări hidraulice ............................................................................................................... 66

6.9 Ventile auto-acţionate ........................................................................................................... 67

6.10 Ventile acţionate cu solenoid ............................................................................................... 68

Page 6: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

6.11 Viteza sistemelor de acţionare al ventilelor .......................................................................... 68

6.12. Indicarea poziţiei ventilelor ................................................................................................. 69

6.13 Rezumat .............................................................................................................................. 69

7 PRESSURIZORII.............................................................................................................................. 70

7.1 Introducere ............................................................................................................................ 70

7.2 Descriere generală ................................................................................................................. 70

7.3 Pressurizorii dinamici ............................................................................................................. 70

7.4. Construcţie ........................................................................................................................... 71

7.5. Funcţionare .......................................................................................................................... 72

7.6 Rezumat ................................................................................................................................ 73

8 ELEMENTE COMBUSTIBILE ............................................................................................................ 74

8.1 Introducere ............................................................................................................................ 74

8.2 Cerinţe în proiectarea combustibilului ................................................................................... 75

8.2.1 Concepţia elementului combustibil ................................................................................. 75

8.2.2 Proiectarea elementului combustibil ............................................................................... 76

8.3 Studiul comportării combustibilului ....................................................................................... 77

8.4. Combustibilul pentru reactoare cu apa sub presiune - PWR .................................................. 77

8.4.1 Elemente combustibile / casete ...................................................................................... 80

8.4.2 Elementele combustibile ................................................................................................. 82

8.4.3 Elementul de capăt superior şi sistemul de menţinere..................................................... 82

8.4.4. Elementul de capăt inferior ............................................................................................ 85

8.4.5 Tuburile de ghidare şi tubul de instrumentaţie ................................................................ 86

2.4.6 Grilele de susţinere şi de distanţare ................................................................................ 86

8.4.7. Sistemul de reactivitate asociat combustibilului ............................................................. 88

2.4.8. Evoluţia combustibilului pentru PWR ............................................................................. 88

8.4.9 Combustibilul pentru EPR 1000 ....................................................................................... 91

8.5. Combustibilul MOX ............................................................................................................... 93

Page 7: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

9 REACTORUL CANDU ŞI ELEMENTELE LUI COMBUSTIBILE .......................................................... 94

9.1 Zona activă PHWR .................................................................................................................. 94

9.2 Canal de combustibil CANDU ................................................................................................. 94

9.2.1 Stresul rezidual la joncţiunilor fretate le tuburilor depresiune ......................................... 97

9.2.2. Contactul tub de presiune – tub calandria ...................................................................... 97

9.2.3 Poziţionarea ansamblului de amortizoare (bellows) ...................................................... 100

9.2.4 Inelele inboard şi outboard ........................................................................................... 100

9.3 Elementele combustibile CANDU ......................................................................................... 100

9.4. Evoluţia Combustibilului CANDU ......................................................................................... 102

9.4.1 Fascicolul CANFLEX........................................................................................................ 102

9.4.2 Fascicolul CANFLEX SEU ................................................................................................. 105

9.4.3 Fascicolul CANFLEX ACR 1000 ........................................................................................ 107

10 TEHNOLOGIA ELEMENTELOR COMBUSTIBILE ..................................................................... 108

10.1 Tehnologia pastilelor elementelor combustibile ................................................................. 108

10.2 Pastile combustibile din uraniu ceramic ............................................................................. 108

10.3. Asamblarea pastilă - teacă............................................................................................. 109

11 INSTALAŢII PENTRU MANIPULAREA COMBUSTIBILULUI NUCLEAR ............................................. 112

11.1. Consideraţii generale ........................................................................................................ 112

11.2. Manipularea combustibilului ............................................................................................. 112

11.3. Maşina de încărcare/descărcare (MID) CANDU ................................................................. 114

11.4. Manipularea combustibilului la PHWR .............................................................................. 114

11.4.1 Fazele manipulării ....................................................................................................... 114

11.4.2 Manipularea combustibilului proaspăt ........................................................................ 115

11.5. Maşina de încărcare/descărcare PHWR ............................................................................. 116

11.5.1. Podul MID .................................................................................................................. 118

11.5.2. Capul şi magazia MID ................................................................................................. 118

11.6 Secvenţa de încărcare combustibil ..................................................................................... 120

Page 8: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

11.7 Transfer combustibil iradiat ............................................................................................... 121

11.8 Stocarea combustibilului iradiat ......................................................................................... 122

11.9 Instalaţiile de întreţinere .................................................................................................... 123

11.10 Instalaţiile de manipulare combustibil defect ................................................................... 123

12 VASE DE PRESIUNE ................................................................................................................... 124

12.1 Generalităţi ........................................................................................................................ 124

12.2. Componentele vaselor de presiune ................................................................................... 126

12.2.1 Vasul de presiune ........................................................................................................ 126

12.2.2 Racorduri .................................................................................................................... 128

12.2.3 Etanşarea capac - corp ................................................................................................ 130

12.2.4. Elementele de susţinere şi de sprijin ale vasului de presiune ...................................... 135

12.3 Proiectarea vaselor de presiune ......................................................................................... 137

12.4. Fabricaţie, transport, probe .............................................................................................. 138

12.4.1 Fabricaţia vaselor de presiune ..................................................................................... 138

12.4.2. Încercări, probe, verificări .......................................................................................... 140

13. SISTEME DE REACTIVITATE ....................................................................................................... 143

13.1. Cerinţe .............................................................................................................................. 143

13.2. Barele si canalele de reactivitate ....................................................................................... 146

13.3 Barele sistemului de reactivitate al PHWR .......................................................................... 147

13.4. Barele sistemului de reactivitate al PWR ........................................................................... 150

13.5 Sisteme de reactivitate cu lichide ....................................................................................... 150

13.5.1Sistemul de compensare a excesului de reactivitate ..................................................... 151

13.5.2 Sistemul de reglare fină cu apa uşoară ........................................................................ 151

13.5.3 Sistemul de siguranţă bazat pe variaţia nivelului moderatorului .................................. 152

13.6 Sisteme de reactivitate SOR 2 ............................................................................................ 154

13.6.1 Sistemul de siguranţă bazat pe otrăvirea zonei active .................................................. 154

13.6.2 Sisteme de reglare cu modificarea spectrului energetic la BWR ................................... 155

Page 9: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

BIBLIOGRAFIE ................................................................................................................................ 161

Page 10: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

1 LISTA DE CARACTERISTICI ALE PROIECTULUI CENTRALEI NUCLEARE

În tabelul de mai jos este cuprinsă baza de date cu caracteristicile de proiect ale unei CNE după Agenţia Internaţională de Energie Atomică de la Viena. Caracteristicile individuale sunt organizate în grupuri logice corespondente principalelor echipamente ale CNE astfel ca toate tipurile de reactoare să fie acoperite. Cele mai multe sunt aplicabile la toate tipurile de reactoare, dar unele precum presurizorul sau generatorul de abur sunt specifice unor tipuri de reactoare. În coloana din stânga subgrupurile grupurilor principale sunt fixate conform cu sistemul şi semnificaţia componentelor se face luând în considerare relaţiile dintre sisteme. În a doua coloană este indicată clasificarea caracteristicilor individuale. Coloana a treia include parametrii numerici în unităţi de măsură. În coloana din dreapta este sugerat un criteriu de validitate.

1.1 Clasificarea Pentru a indica semnificaţia caracteristicilor individuale şi a selecţiona criteriile posibile de grupare/selecţionare pentru procesarea statistică a datelor unităţii, s-a realizat clasificarea din tabelul 1.1. Tabelul 1.1 Clasificarea caracteristicilor de proiectare Cod Clasificare Descriere 1 Date esenţiale Cei mai importanţi parametri sau trăsături 2 Date complementare Parametri nominali sau caracteristici de proiectare ale

sistemelor individuale 3 Date tehnice Specificaţii tehnice ale componentelor sistemelor; pot fi

scoase din structuri dacă este necesară o reducere Clasificarea 1 s-a dat la cele mai importante caracteristici de proiectare ce determină tipurile fundamentale de reactori (PWR,BWR, GCR, PHWR, etc.). Clasificarea 1 se poate folosi ca un criteriu prim de căutarea de informaţii asupra unui tip de reactor sau grup de reactori cu caracteristici de proiectare comparabile pentru analiza performanţelor. Clasificarea 2 s-a atribuit la parametri de bază sau trăsături de proiectare specifice pentru o centrală nucleară. Parametrii cu această clasificare pot determina modele sau proiecte a unui reactor ( de exemplu Westinghouse, Siemens, B&W, VVER la reactorii PWR, sau Magnox, AGR şi HTGR la reactorii răciţi cu gaz). Aceşti parametri sunt criterii secundare pentru grupare şi cercetare. Clasificarea 3 a fost atribuită la specificaţii tehnice specifice ale sistemelor şi componentelor. Dacă aceste caracteristici se dovedesc dificil de obţinut sau nu sunt de folos în baza de date, pot fi eliminate. Tabel 1.2 Caracteristici de proiectare ale CNE incluse în baza de date PRIS

Page 11: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

Sistem Clasă Unitate de măsură

Criteriu de valabilitate

Circuit primar Vas reactor/ Tuburi de presiune

Formă de vas de reactor (alegeri multiple: cilindric cu capete emisferice, cilindric cu capete plate, sferic)

1

Orientarea axului vasului reactorului (opţiuni multiple: vertical, orizontal)

1

Materialul vasului reactorului (opţiune multiplă: oţel carbon, oţel aliat, oţel inoxidabil, beton)

1

Specificaţii materiale vas reactor 2 text Material de teacă vas reactor ( opţiuni multiple: oţel aliat, oţel inox)

2

Specificaţie material teacă reactor 2 text Înălţime totală a vasului reactorului (incluzând capacul vasului)

2 m 1-25

Diametrul interior al mantalei 2 m 1-25 Grosime perete 2 mm 10-7000 Număr tuburi de presiune 2 300 - 6300 Materialul tuburilor de presiune (opţiuni multiple: oţel carbon , oţel inox, oţel inox, oţel cu mangan, Zircaloy, Zr+Nb(2.5%),

3 text

Zona activă Geometrie ansamblu combustibil (opţiuni multiple:

hexagonal,circular, sferic) 1

Forma combustibilului (opţiuni multiple: pastile, bare, particule cu acoperiri)

1

Materialul combustibilă (opţiune multiple: U metalic, UO2, UO2/PuO2, UO2/ThO2, UO2/MOX, UO2/Er2O3)

1

Tipul de reîncărcare (opţiuni multiple: on-line, off-line) 1 Material de moderator (opţiuni multiple: H2O, D2O, C, N/A)

1

Materialul tecii combustibile (opţiuni multiple:aliaje de magneziu, oţel inox, aliaje de zirconiu aliaje de , zirconiu-magneziu, compuşi de carbid)

2

Specificaţii de ,material de teacă 2 text Îmbogăţire medie combustibil 2 % 0-151 Frecvenţă de reîncărcare 2 luni 1-70 Parte a zonei reîncărcate 2 % 0-100 Grad de ardere mediu la descărcare 2 MWzile/TU 3000-200000

Diametru zonei active 2 m 1-20 Înălţime zonă activă/lungime 2 m 1-10 Număr de ansamble/casete combustibile 2 100-6300 Număr de ansamble de combustibil fertil 2 1-200 Greutate combustibil 3 tone 1-350 Greutate moderator 3 tone 1-2000 Număr de bare combustibile pe ansamblu/casete 3 1-100 Grosime teacă combustibil 3 mm 0-1 Densitate medie zonă activă 3 kW/dm3 1-150

1 Sunt câţiva reactori cu mult mai mari îmbogăţiri (HTGR, FBR) care sunt tratate diferit.

Page 12: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

Sistem Clasă Unitate de

măsură

Criteriu de valabilitate

Densitatea medie de putere combustibile 3 kW/kgU 1-150 Generarea de putere liniară a combustibilului 3 W/m 10-50

Controlul reactivităţii Materialul barei de control (opţiuni multiple: oţel

inox cu bor (SS), cadmiu SS, carbură de bor SS, oţel carbon, carbură de bor, carbură de bor /hafniu, carbură de bor /aliaj de cadmiu, aliaje de cadmiu, aliaje de Ag-In-Cd)

1

Absorbant de neutroni consumabil (opţiuni multiple: gadoliniu, bor, gadoliniu/bor, bor sau/hafniu, altele, N/A)

1

Specificaţie absorbant de neutroni consumabil 2 Absorbant de neutroni solubil (opţiuni multiple: H3BO3, N/A)

1

Sistem de control de reactivitate secundar (opţiuni multiple: injecţie H3BO3 injecţie N2, injecţie Gd, control zonal de lichid, N/A)

2

Număr de ansambluri de bare de control 2 1-220 Sistemul de răcire al reactorului Număr bucle externe de agenţi of răcire 1 2-8

Tip de agent de răcire (opţiuni multiple: dioxid de carbon, apă uşoară, apă grea, sodiu, heliu)

1

Greutate agenţi de răcire 2 tone 50-500 Presiune agent de răcire 2 MPa 1-20 Temperatură de ieşire reactor 2 0C 250-850 Temperatură de intrare reactor 3 0C 200-450 Debit de masă la puterea nominală 3 t//oră 3000-70000

Generatori de abur (SG)- separatori de picături Tipuri de SG (opţiuni multiple: vertical, orizontal,

modular, N/A) 1

Producţie SG (opţiuni multiple: abur saturat, abur supraîncălzit, N/A)

1

Număr of SG 1 2-8 Număr de separatori (opţiuni multiple: 4, 6, N/A) 2-8 Forme ţevi (opţiuni multiple: U-tube, ciupercă directă cu aripioare, elice, N/A)

2

Material ţeavă 2 text Material manta SG 2 text Material manta separator 2 text Capacitate termică de proiect 3 MW 10-1000 Suprafaţă termică de transfer 3 m2 1000-10000

Pompe principale de circulaţie Număr of pompe/circulatori 1 2-8

Număr of pompe al buclei RCS 1 1-8 Putere nominală motor pompă/circulator motor 2 MW 1-10 Diferenţă de presiune de proiectare 3 MPa 0.1-2

Presurizor Volum total 1 m3 10-100

Număr de ventile de siguranţă 1 1-15 Număr de ventile de suprapresiune 1 1-15

Page 13: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

Putere instalată încălzitor 3 kW 500-5000

Sistem Clasă Unitate de măsură

Criteriu de valabilitate

Sistem anvelopă Tip anvelopă (opţiuni multiple: unică, dublă, parţial dublă,

retenţie, N/A) 1

Formă anvelopă (opţiuni multiple: sferic, cilindric, N/A) 1 Structură anvelopă (opţiune multiple: beton pre-comprimat, beton armat,,oţel, beton pre-comprimat + oţel, beton armat + oţel, beton armat+beton precomprimat , oţel +beton, N/A)

1

Sistem presiune –supresiune (opţiuni multiple: condensator cu gheaţă, condensator cu apă, piscină de presiune-supresiune, sprai anvelopă,clădire cu vacuum, N/A)

1

Sistem de presiune-supresiune adiţional (opţiuni multiple: acelaşi ca şi la sistemul de presiune-supresiune)

1

Volum total anvelopă 2 m3 10000 – 100000

Număr de pompe de sprai al anvelopei 2 1-6 Presiune de proiectare a anvelopei 2 MPa 0.1-5 Rata de scăpări de proiectare 2 %/zi 0 – 15 Tip de recombinator de H2 (opţiuni multiple – activ, pasivă, activă+pasivă, N/A)

3

Sistem de răcire de avarie Număr sistemelor de răcire de avarie de presiune înaltă

HPSI 1 1-15

Număr de sisteme de răcire de avarie de joasă presiune LPSI

1 1-6

Număr of hidro-acumulatori 1 1-16 Număr de pome de sprai al zonei active 1 1-5 Presiunea sistemelor HPSI 2 MPa 5-18 Presiunea sistemelor LPSI 2 MPa 0.1-5 Debite HPSI 2 t/h 10-300 Debite LPSI 2 t/h 10-1000

Sistem de protecţie al reactorului Tehnologia echipamentului de control (opţiuni multiple:

digital, analog) 1

Număr de diviziuni de sisteme independente

2 1 – 5

Sistemele din circuitul secundar - balance of plant Turbină

Tip (opţiuni multiple: turbină cu abur saturat în condensare)

1

Număr de turbine-generatori pe unitate/reactor 1 1-5 Viteza turbinei (opţiune multiple: 1500, 1800, 3000, 3600) 1 rpm Număr de (corpuri) cilindrii de înaltă presiune HP pe turbină

2 1-5

Număr of cilindrii (corpuri) de medie presiune IP pe turbină

2 1-5

Număr of cilindrii (corpuri) de joasă presiune LP pe turbină

2

Temperatura de intrare abur în cilindru HP 3 0C 200-600 Umezeală de intrare abur în cilindru HP 3 % 0-1 Presiune de intrare abur în cilindru HP 3 MPa 2-17 Debit de intrare abur în cilindru HP 3 t/h 100-10000

Page 14: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

Sistem Clasă Unitate

de măsură

Criteriu de valabilitate

Generator electric principal Putere activă nominală 1 MW (e) 10-1600

Putere aparentă nominală 1 MVA 10-1600 Tensiune electrică la borne 1 kV 5-50 Frecvenţă la borne (opţiuni multiple: 50, 60) 1 Hz

Condensator principal Mijloace principale ale răcirii prin condensare (opţiuni

multiple: turnuri de răcire, lacuri, râu, mare) 1

Număr de condensatori pe turbină-generator 1 1-5 Material tuburi condensator (opţiuni multiple: cupru, bronz, oţel inox,titan)

2

Număr pompe de condensat principale 2 1-5 Număr pompe de condensat principale cerut la putere maximă

3 1-5

Vacuum condensator la putere nominală 3 kPa (abs) 0-10 Apa de alimentare Număr de pompe principale de alimentare cu apă conduse

de turbină 1 1-5

Număr de pompe principale de alimentare cu apă conduse de motor

1 1 – 5

Număr de pompe de alimentare cu apă la pornire (diferite de pompe auxiliare FWP

1

Număr de pompe principale de alimentare cu apă la putere nominală

3

Presiunea apei de alimentare 3 MPa 1-10 Temperatura apei de alimentare al SG 3 0C 100-500

Apa de alimentare auxiliară/ de avarie Număr de pompe alimentate electric 1 1-6

Număr de pompe alimentate Diesel 1 1-5 Număr de pompe alimentate de turbine 1 1-5

Sistemul de protecţie la incendiu Sisteme de supresie/stingere (opţiuni multiple: numai cu

sprai cu apă, sisteme apă+sisteme chimice suplimentare) 1

Cabluri acoperite cu rezistenţă la ardere (opţiuni multiple: fără cabluri, cabluri cu elemente de securitate, sisteme de securitate + alte sisteme)

2

Segregare cabluri în unitate (opţiuni multiple: fără cabluri, cabluri cu rol de securitate, sisteme de securitate + alte sisteme)

3

Brigada de pompieri din centrală (opţiuni multiple: personal extern, brigadă de pompieri angajată de CNE)

3

Răspuns brigadă pompieri externă (opţiuni multiple: mai puţin de 30 de minute, mai mult de 30 minute)

3

Sisteme de alimentare electrică de urgenţă Număr de surse electrice alternative din unităţile

învecinate (disponibile pe unitate) 1 1-5

Număr de surse alternative de la reţeaua electrică (transformatoare standby, transformatoare disponibile pe unitate)

1 1-5

Număr de generatoare Diesel cu rol de securitate din CNE (disponibilă pe unitate)

1 1-6

Număr de turbine de gaz cu sarcini de securitate (disponibile pe unitate)

1 1-6

Page 15: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

Sistem Clasă Unitate

de măsură

Criteriu de valabilitate

Număr de generatori Diesel fără relevanţă de securitate din CNE (disponibile pe unitate)

1 1-6

Număr de turbine de gaz fără relevanţă de securitate din CNE (disponibile pe unitate)

1 1-6

Surse de alimentare electrică de urgenţă AC din CNE 1 text Rezerva de timp a bateriilor la sarcină nominală 3 ore 1-5 Capacitate instalată totală surselor de putere de urgenţă pe unitate

3 MW 1-20

Capacitate totală baterie (pe linie vitală de alimentare) 3 Ah 1000-50000 Stocare combustibil uzat Piscină de combustibil uzat din clădirea reactorului

(număr de ansambluri de combustibil uzat ) 1 100-5000

Instalaţie de stocare intermediar (opţiuni multiple: umed, uscat, N/A)

1 1-5

Capacitatea instalaţiei de stocare intermediar (număr de ansambluri de combustibili)

2 10000-200000

Aplicaţii neelectrice Conexiunile de căldură ale primarului (opţiuni multiple:

abur principal extracţia turbinei,N/A) 1

Număr de puncte de conexiune prin căldură pe unitate 1 1 –5 Număr de schimbători de căldură a circuitelor intermediare of intermediate

1 1-5

Capacitatea totală a conexiunilor de căldură 2 MW 10-1000 Presiune extracţie de abur 2 MPa 0.5-7

Page 16: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

2 POMPE CENTRIFUGE Pompele centrifuge sunt cele mai comune tipuri de pompe care se află în centralele nucleare. Au aplicaţii largi datorită capacităţii de a funcţiona într-o plajă mare de debite şi înălţimi de pompare.

2.1. Introducere Pompele centrifuge constau în mod fundamental din corpul staţionar al pompei şi din rotorul montat pe un ax de rotaţie. Corpul pompei asigură protecţia la presiune şi conţine canale care direcţionează aspiraţia şi descărcarea pompei. Corpul pompei mai are şi un drenaj pentru întreţinere şi ventilare pentru evacuarea gazelor care rămân în pompă. Figura 2.1 este o diagramă simplificată a pompei centrifuge tipice, arătând locul de aspiraţie, rotorul, melcul şi descărcarea pompei. Corpul pompei ghidează lichidul din conexiunea de aspiraţie către centru, sau ochi la rotor. Palele rotative ale rotorului creează o mişcare radială şi de rotaţie a lichidului forţându-l la periferia exterioară a corpului pompei unde este colectat în partea exterioară a corpului pompei numită melc. Melcul pompei este regiunea care se extinde în secţiune transversală şi înfăşoară corpul pompei. Scopul melcului este de a

Figura 2.1 Pompa centrifugă colecta lichidul descărcat din periferia rotorului la viteză mare, reduce gradual şi determină reducerea vitezei fluidului prin creşterea secţiunii de curgere. Aceasta converteşte înălţimea de pompare dinamică în presiune statică. Fluidul este apoi descărcat din pompă prin conexiunea de descărcare. Pompele centrifuge pot fi construite într-o manieră care rezultă în doi melci distincţi fiecare primind lichid descărcat într-o regiune la 1800 cu a rotorului. Pompele de acest tip se numesc pompe cu melc dublu (ele pot numite ca pompe cu melc separat). În anumite aplicaţii pompele cu melc dublu micşorează forţele radiale aplicate asupra axului şi a rulmenţilor datorită dezechilibrului presiunii în jurul rotorului. Comparaţia dintre pompele cu un melc şi cu doi sunt prezentate în figura 2.2.

Page 17: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

Figura 2.2 Pompe unul şi doi melci

2.2 Difuzor Unele pompe au difuzoare. Un difuzor este un set de pale staţionare care înconjoară rotorul şi scopul acestora este de a creşte eficienţa pompei centrifuge printr-o dilatară gradată şi o arie mai puţin turbulentă pentru lichid ca acesta să-şi reducă viteza, figura 2.3. Palele difuzorului sunt proiectate astfel ca lichidul care

Figura 2.3 Difuzorul pompei centrifuge iese din rotor va întâlni o arie de curgere crescătoare când trece prin difuzor. Această creştere a secţiunii de curgere determină o reducere a vitezei de curgere convertind energia cinetică în presiune.

Page 18: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

2.3 Clasificarea rotoarelor

Rotoarele clasifică pe baza numărului de puncte în care lichidul intră în rotor şi de asemenea, după cantitatea de lichid care intră în paletele rotorului. Rotoarele pot fi cu aspiraţie simplă sau dublă aspiraţie. Rotorul cu simplă aspiraţie are o singură aspiraţie prin care lichidul intră spre centrul paletelor rotorului doar dintr-o direcţie. La dubla aspiraţie lichidul intră din ambele părţi simultan.

Figura 2.4 Rotoare cu simplă şi dublă aspiraţie

Figura 2.4 arată schema simplificată a acestor două tipuri de rotoare. Rotoarele pot fi deschise, semi-deschise, sau închise, figura 2.5. Rotorul deschis consta numai din palete prinse de un butuc. Rotorul semi-deschis este construit cu placă circulară ataşată de o parte a paletei.

Figura 2.5 Tipuri de rotoare

Rotorul închis are plăci circulare ataşate pe ambele părţi ale paletelor. Ele se mai numesc şi rotoare placate. În figura 2.5 sunt arătate tipurile de rotoare.

Page 19: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

Rotoarele conţin uneori şi găuri de echilibrare care conectează spaţiul din jurul butucului cu aspiraţia rotorului. Roţile de echilibrare au o secţiune totală care este considerabil mai mare decât secţiunea spaţiului inelar dintre inelul de lucru şi butuc,. Rezultatul este că presiunea de aspiraţie se exercită pe ambele părţi ale butucul rotorului şi menţine echilibrul hidraulic a împingerii axiale.

2.4 Clasificarea pompelor centrifuge după curgere Pompele centrifuge se pot clasifica pe baza manierei în care fluidul curge prin pompă. Maniera prin care fluidul curge este determinat de proiectarea carcasei pompei şi de rotor. Trei tipuri de curgere prin pompa centrifugă sunt: curgerea radială, axială sau curgere mixtă.

2.4.1. Pompele cu curgere radială

Într-o pompă cu curgere radială lichidul intră în centrul rotorului şi este direcţionată spre afară de-a lungul paletelor într-o direcţie în unghi drept la axul pompei. Rotorul unei pompe cu curgere radială este arătată în figura 2.6.

2.4.2. Pompele cu curgere axială

Într-o pompă cu curgere axială rotorul împinge lichidul într-o direcţie paralelă cu axul pompei. Pompele cu curgere axială sunt câteodată numite şi pompe cu elice deoarece funcţionează esenţialmente ca elicea unei bărci. Rotorul şi curgerea prin pompa cu curgere axială este arătat în figura 2.7.

Figura 2.6 Pompa cu curgere radială

2.4.3 Pompe cu curgere mixtă

Pompele cu curgerea mixtă împrumută caracteristici de la ambele tipuri de pompe radiale şi axiale. Lichidul curge prin rotor paletele împing lichidul departe de ax şi aspiraţia se află la un unghi mai mare de 900. Rotorul pompei mixte şi curgerea prin pompă sunt arătate în figura 2.8.

Page 20: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

Figura 2.7 Pompa cu curgere axială

Figura 2.8 Pompa cu curgere mixtă

2.4.4. Pompa centrifugă multi - treaptă

Pompa centrifugă cu un singur rotor care poate dezvolta o presiune diferenţială de mai mult de 1.0 Mpa între aspiraţie şi descărcare este dificil de proiectat şi construit. O metodă mult mai economică pentru a dezvolta presiune mare cu o singură pompă centrifugă este de a include rotoare multiple pe un ax comun în aceeaşi carcasă de pompă. Canalele interne din carcasa pompei îndreaptă descărcarea unui rotor către aspiraţia altui rotor. Figura 2.9 arată aranjamentul rotoarelor unei pompe cu patru trepte. Apa intră în pompă din stânga sus şi trece prin fiecare cele patru rotoare în serie de la stânga la dreapta. Apa trece din melcul ce înconjoară descărcarea unui rotor către aspiraţia altuia. O treaptă de pompă se defineşte ca porţiunea din pompa centrifugă constând dintr-un rotor şi componentele asociate. Cele mai multe pompe centrifuge sunt cu o treaptă cu un singur rotor. O pompă cu şapte rotoare într-o singură carcasă va fi o pompă cu şapte trepte, sau în general pompă multi treaptă.

Page 21: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

Figura 2.9 Pompa centrifugă multi - treaptă

2.5. Componentele pompei centrifuge Pompele centrifuge variază ca proiect şi construcţie de la pompe simple cu câteva componente la pompe extrem de complicate cu sute de părţi individuale. Câteva din cele mai comune componente găsite în pompele centrifuge sunt inelele de uzură, cutia de etanşare, etanşările şi inelul lanternă. Aceste componente sunt prezentat în figura 2.10.

2.5.1. Inelul de uzură

Pompele centrifuge conţin rotoare cu carcase staţionare de pompe. Pentru a face să se rotească liber rotorul în carcasă trebuie să existe un mic spaţiu proiectat să se menţină între rotor şi carcasă. Pentru maximizarea eficienţei pompei centrifuge este necesar se micşoreze cantitatea de lichid care scapă prin acest spaţiu de presiunea ridicată sau partea de descărcare a pompei înapoi la joasa presiune sau aspiraţie. Are loc o uzură sau eroziune la punctul unde rotorul şi carcasa pompei vin aproape în contact. Această uzură se datorează eroziunii determinate de lichidul scăpând prin acest spaţiu foarte strâmt şi din alte cauze. Dacă se uzează spaţiul devine mai mare şi cantitatea de lichid scăpată creşte. În cele din urmă scăparea devine inacceptabil de mare şi este necesară reparaţia pompei. Pentru micşorarea costurilor de întreţinere multe pompe centrifuge sunt proiectate cu inele de uzură. Inelele de uzură sunt piese înlocuibile care sunt ataşate la rotor sau la carcasa pompei pentru a avea un mic spaţiu între rotor şi carcasă fără a se uza rotorul sau carcasa. Aceste inele de uzură sunt proiectate pentru a fi înlocuite periodic şi a preveni înlocuirea mult mai costisitoare a rotorului sau carcasei.

2.5.2. Cutia de etanşare În aproape toate pompele centrifuge axul de rotaţie care conduce rotorul penetrează frontiera de presiune a carcasei pompei. Este important ca pompa să fie bine proiectată pentru a controla cantitatea de lichid care scapă de-a lungul axului la punctul unde axul intră prin carcasă. Sunt multe diferite metode de etanşare a penetraţiei axului prin carcasă. Factorii consideraţi când se alege o metodă de etanşare care temperatura şi presiunea fluidului ce trebuie pompat, mărimea pompei şi analiza chimică fizică a fluidului de pompat.

Page 22: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

Figura 2.10 Componentele pompei centrifuge

Unul din cele mai simple tipuri de etanşare este cutia de etanşare. Cutia de etanşare este un spaţiu cilindric în carcasa pompei ce înconjoară axul. Inelele de garnituri sunt puse în acest spaţiu. Materialul de etanşare este de forma unor inele sau şnur care este plasat în cutia de etanşare pentru a forma etanşarea care controlează rata de scăpări de-a lungul axului. Inele de etanşare sunt fixate cu o presgarnitură. Presgarnitura este fixată la rândul ei de bolţuri cu piuliţe. Bolţurile de ajustare sunt strânse, ele mişcă presgarnitura spre interior şi compresează etanşarea. Compresia axială determină etanşarea să se dilate radial formând o etanşare bună între axul de rotaţie şi peretele interior al cutiei de etanşare. Rotaţiile de mare viteză ale axului generează o cantitate semnificativă de căldură şi se freacă pe inele de etanşare. Dacă nu există lubrificare şi răcire la etanşări temperatura etanşărilor creşte până la un punct unde are loc deteriorarea etanşării, a axului pompei şi posibil şi a rulmenţilor. Cutiile de etanşări sunt proiectate să permită o mică cantitate controlată de scăpări de-a lungul axului pentru lubrificare şi răcirea etanşărilor. Rata de scăpări poate fi ajustată prin strângerea sau slăbirea presgarniturii de etanşare.

2.5.3. Inelul lanternă

Nu este întotdeauna posibil să se folosească cutia standard de etanşare a unei pompe centrifuge. Aspiraţia poate fi sub vacuum aşa că scăparea externă este imposibilă sau fluidul poate fi prea fierbinte pentru a asigura o răcire adecvată a etanşării. Aceste condiţii cer o modificare a cutiei de etanşare standard. O metodă de răcirea adecvată a etanşării în aceste condiţii este de a include un inel lanternă. Inelul lanternă este un inel perforat şi scobit în interior fixat lângă centrul cutiei

Page 23: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

de etanşare care primeşte lichid relativ rece şi curat de la descărcarea pompei sau de la o sursă externă şi distribuie lichidul uniform în jurul axului pentru lubrifiere şi răcire. Fluidul care intră în inelul lanternă poate răci axul şi etanşare, lubrifiază etanşarea, sau etanşează conexiunea dintre ax şi etanşare pentru a nu pătrunde aer în pompă în eventualitatea că aspiraţia pompei la o presiune mai mică decât ce atmosferică.

2.5.4. Etanşările mecanice

În anumite situaţii materialul de etanşare nu este adecvat pentru etanşarea axului. O alternativă obişnuită este folosirea etanşărilor mecanice. Etanşările mecanice constau în două părţi importante, un element de rotaţie ataşat pe axul pompei şi unul staţionar ataşat de carcasa pompei. Fiecare din aceste elemente au suprafeţe fin polizate. Feţele polizate ale elementului de rotaţie şi cel staţionar vin în contact pentru a forma o etanşare care să prevină scăparea de-a lungul axului.

2.6 Rezumat Informaţiile importante sunt rezumate aici Rezumat la pompe centrifuge

Rotorul conţine pale de rotaţie care determină mişcarea de rotaţie şi cea radială a lichidului.

Melcul colectează lichidul descărcat de rotor la viteze mari şi treptat determină reducerea vitezei fluidului prin creştere secţiunii de curgere convertind înălţimea dinamică în presiune statică.

Difuzorul creşte eficienţa pompei centrifuge permiţând dilatarea treptată şi mai puţin turbulentă pentru încetinirea lichidului la expansiunea de secţiune de curgere.

Materialul de etanşare asigură etanşeitatea zonei unde axul intră în carcasă. Inele de uzură se înlocuiesc şi sunt ataşate de rotor sau carcasă pentru a permite un

spaţiu mic de funcţionare între carcasă şi rotor fără a produce uzura materialului carcasei sau a rotorului.

Inelul lanternă este inserat între inelele de etanşare din cutia de etanşări pentru a primi lichid relativ rece şi curat şi să distribuie lichidul uniform în jurul axului pentru lubrifiere şi răcire etanşării.

Page 24: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

3 FUNCTIONAREA POMPELOR CENTRIFUGE Exploatarea improprie a pompelor centrifuge poate determina defectări pompei şi pierderea funcţionării sistemului unde este instalată pompa. Este de ajutor să ştim în ce condiţii se poate defecta pompa şi să obţinem o mai bună înţelegere a procedurilor de exploatare a pompei şi cum aceste proceduri ajută operatorul să evite defectarea pompei.

3.1. Introducere Multe pompe centrifuge sunt proiectate astfel să poată funcţiona neîntrerupt timp de luni sau ani. Aceste pompe sunt legate de lichidul de pompare pentru a fi răcite şi lubrifiaţi rulmenţii şi alte componente interne. Dacă curgerea prin pompă este oprită în timp ce pompa este încă în funcţiune pompa nu mai este răcită adecvat şi se poate strica rapid. Stricarea pompei poate fi determinată şi de lichidul care poate ajunge cu temperatura aproape de saturaţie.

3.2. Cavitaţia Secţiunea de curgere la ochiul rotorului pompei este normal mai mică decât secţiunea de curgere a aspiraţiei pompei sau secţiunea de curgere a paletelor rotorului. Când lichidul este pompat intră în ochiul pompei centrifuge descreşterea în secţiunea de curgere conduce la o creştere de viteză de curgere acompaniată de descreştere a presiunii. Cu cât creşte debitul cu atât mai mare este descreşterea de presiune dintre aspiraţie şi ochiul rotorului. Dacă scăderea de presiune este destul de mare sau dacă temperatura este destul de mare scăderea de presiune poate fi suficientă să cauzeze lichidului să producă vapori când presiunea locală cade sub presiunea de saturaţie pentru fluidul pompat. Bulele de vapori formate de această scădere de presiune la ochiul rotorului sunt supte de-a lungul palelor rotorului de curgerea fluidului. Când bulele intră în regiunea unde presiunea locală este mai mare decât presiunea de saturaţie mai departe de palele rotorului bulele colapsează abrupt. Procesul de formare şi colapsarea succesivă de bule de vapori în pompă se numeşte cavitaţie. Cavitaţia într-o pompă centrifugă are un efect semnificativ asupra performanţelor pompelor. Cavitaţia degradează performanţele pompei dând fluctuaţii de debit şi a presiunii de descărcare. Cavitaţia este distructivă părţilor interne ale pompei atunci când se formează bule de vapori la zona de joasă presiune chiar în spatele paletelor rotorului. Aceste bule se deplasează către următoarea pală, unde colapsează şi provoacă un şoc la marginea palei. Acest şoc fizic creează ciupituri mici pe marginea palei a rotorului. Fiecare ciupitură este microscopică ca dimensiuni, dar efectul cumulativ al milioanelor de astfel de ciupituri pe o perioadă de ore sau zile poate distruge rotorul unei pompe. Cavitaţia poate determina vibraţia excesivă a pompei care poate deteriora rulmenţii, inelele de uzură şi etanşările. Un număr mic de pompe centrifuge sunt proiectate să funcţioneze sub condiţii de cavitaţie. Aceste pompe trebuie să fie special proiectate şi întreţinute ca să reziste la cavitaţia mică ce poate apărea în funcţionare. Cele mai multe pompe centrifuge nu sunt proiectate pentru fenomenul de cavitaţie. Zgomotul este o indicaţie ca pompa se află în cavitaţie. O pompă în cavitaţie poate suna ca cutie de cu bile de marmură care sunt agitate. Alte indicaţii care pot fi observate de la consola de exploatare de la distanţă când apar fluctuaţii la presiunea de descărcare, debit şi curentul de la motorul pompei.

Page 25: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

3.3 Înălţimea pozitivă netă de pompare (NPSH) Pentru a evita cavitaţia în pompa centrifugă presiunea fluidului la toate punctele din pompă trebuie să rămână peste presiunea de saturaţie. Cantitatea folosită pentru a determina dacă presiunea lichidului este adecvată pentru a evita cavitaţia este înălţimea netă pozitivă de pompare (NPSH). Înălţimea netă pozitivă de pompare disponibilă NPSHA este diferenţa dintre presiunea la aspiraţia pompei şi presiunea de saturaţie pentru lichidul care este pompat. Înălţimea netă pozitivă de pompare cerută NPSHR este înălţimea netă pozitivă minimă necesară pentru a evita cavitaţia. Condiţia ce trebuie să existe pentru a evita cavitaţia este ca NPSHA trebuie să fie mai mare sau egală cu NPSHR ,cum se observă mai jos: NPSHA NPSHR

Formula pentru NPSHA poate fi cea din formula de mai jos: NPSHA = Paspiraţie - Psaturaţie

Când pompa centrifugă este la aspiraţie dintr-un tanc sau alt rezervor, presiunea la aspiraţia pompei este suma presiunilor absolute la suprafaţa lichidului din tanc plus presiunea datorită diferenţei de elevaţie dintre suprafaţa lichidului din tanc şi aspiraţia pompei minus pierderile datorate frecării în linia de aspiraţie din tanc la pompă. NPSHA = Pa + Pst - hf - Psat Unde: NPSHA = înălţimea netă pozitivă de pompare disponibilă Pa = presiunea absolută la suprafaţa fluidului Pst = presiunea datorită elevaţiei dintre suprafaţa lichidului şi aspiraţia pompei. hf = pierderile în aspiraţia pompei Psat = presiunea de saturaţie a lichidului pompat.

3.4 Prevenirea cavitaţiei Dacă pompa centrifugă este în cavitaţie sunt necesare câteva modificări în proiectul sistemului sau funcţionare pentru a creşte NPSHA peste NPSHR şi să oprească cavitaţia. O metodă pentru creşterea NPSHA este de a creşte presiunea la aspiraţia pompei. De exemplu pompa are aspiraţia dintr-un tanc închis sau ridicând nivelul de lichid în tanc sau presiunea în spaţiul de deasupra lichidului creşte presiune de aspiraţie. Este posibil ca să se crească NPSHA prin descreşterea temperatura lichidului care trebuie pompat. Descrescând temperatura lichidului descreşte presiunea de saturaţie, cauzând NPSHA să crească. La schimbătorii de căldură şi condensatorii mari de abur aceştia sub-răcesc condensatul sub temperatura de saturaţie numită obişnuit depresiune de condensare pentru a preveni cavitaţia la pompa de condens. Dacă pierderile de presiune în aspiraţia pompei pot fi reduse NPSHA va fi crescut. Diverse metode pentru reducerea pierderilor de presiune includ creşterea diametrului ţevii, reducând numărul de coturi, ventile şi fitinguri în ţevi şi descrescând lungimea ţevii. Oprirea cavitaţiei este posibilă prin reducerea NPSHR. NPSHR nu este o constantă. Pentru o pompă NPSHR este dependentă de anumiţi factori. Tipic NPSHR al unei pompe creşte semnificativ prin creşterea debitului. De aceea reducerea debitului prin pompă reglând cu un ventil de descărcare va descreşte NPSHR. NPSHR este dependent de viteza

Page 26: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

pompei. De aceea pompa cu cât rotorul este mai rapid, mai mare este NPSHR. De aceea dacă viteza a unei pompe centrifuge este variabilă şi reduce atunci scade şi NPSHR. Totuşi, deoarece debitul pompei este dictat de nevoile sistemului la care este conectat, doar o ajustare limitată poate fi făcută fără pornirea unei pompe suplimentare dacă este disponibilă. Înălţimea netă pozitivă de pompare cerută pentru prevenirea cavitaţiei este determinată prin testarea de către fabricantul pompei şi depinde de factori includ tipul de intrarea în rotor, proiectul rotorului, debit pompă, viteza de rotaţie a rotorului şi tipul de lichid pompat. Fabricantul asigură obişnuit curbe de NPSHR funcţie de debitul pompei pentru un anumit lichid (normal apă) pentru manualul vânzătorului.

3.5 Curbele caracteristice ale pompei centrifuge Pentru o pompă centrifugă dată funcţionând al viteză constantă, debitul prin pompă este dependent de presiunea diferenţială sau de înălţimea de pompare dezvoltată de pompă. Cu cât este mai mică înălţimea de pompare cu atât mai mare este debitul. În manualul de vânzător pentru o pompă specifică există o curbă de pompă a debitului funcţie de înălţimea de pompare numită caracteristica pompei. Caracteristica pompei centrifuge este prezentat în figura 3.1.

Figura 3.1 Caracteristica pompei centrifuge Sunt câţiva termeni asociaţi cu caracteristica pompei trebuie definiţi. Înălţimea de oprire este înălţimea maximă de pompare care poate fi dezvoltată de o pompă centrifugă funcţionând la o viteză dată. Oprirea pompei este debitul maxim poate fi dezvoltată de o pompă centrifugă fără a deteriora pompa. Pompele centrifuge trebuie proiectate şi exploatate pentru a fi protejate de condiţiile de oprirea pompei sau să funcţioneze la înălţimea de oprire.

3.6 Protecţia pompei centrifuge Pompa centrifugă nu are înălţime de pompare când nu are curgere, atunci când ventilul de descărcare este închis sau faţă de un ventil de închidere. Dacă ventilul de descărcare este închis şi nu există nicio altă cale de curgere disponibilă pompei, rotorul va agita acelaşi volum de apă în carcasa pompei. Aceasta duce la creşterea temperaturii lichidului (datorită frecărilor) în carcasa pompei până al punctul când se vor forma vapori. Vaporii pot întrerupe curgerea de răcire a la etanşări şi rulmenţi, cauzând uzură excesivă şi căldură. Dacă pompa

Page 27: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

este exploatată astfel pe un timp mai lung ea se va deteriora. Când o pompă centrifugă este instalată într-un sistem ce poate fi subiectul condiţiilor de funcţionare fără curgere trebuie prevăzută o linie de recirculare din linia de descărcare a pompei în amonte de ventilul de descărcare înapoi spre alimentarea pompei. Recircularea poate fi calibrată pentru a permite destulă curgere pentru a preveni supraîncălzirea pompei. Protecţia poate fi de asemenea făcută de un dispozitiv automat de control. Pompa centrifugă poate fi de asemenea protejată la oprirea pompei care conduce la cavitaţie şi să cauzeze supraîncălzirea motorului pompei datorită curentului excesiv. O metodă este să se asigure o rezistenţă de curgere la descărcarea pompei pentru a preveni curgerea excesivă prin pompă şi a plasa un orificiu sau un ventil de reglare în aval de descărcarea pompei. Sistemul de ţevi este important pentru protecţia la oprirea pompei.

3.7 Legătura de gaz Legătura de gaz unei pompe centrifuge este o condiţie unde pompa este plină cu gaze sau vapori până la punctul unde rotorul nu mai poate să contacteze destul fluid pentru a funcţiona corect. Rotorul se roteşte în bule de gaz şi este incapabil să mai forţeze lichid prin pompă. Asta poate conduce la probleme de răcire pentru rulmenţi şi etanşare. Pompele centrifuge sunt proiectate astfel ca carcasele să fie complet umplute cu lichid în timpul funcţionării. Cele mai multe pot funcţiona şi cu cantitate mică de gaz acumulată în carcasă, dar pompează în sistem gaze care nu se aerisesc şi trebuie periodic aerisite manual pentru a se asigura că gazele nu se acumulează în sistem.

3.8.Amorsarea pompelor centrifuge Cele mai multe pompe centrifuge nu sunt autoamorsabile, deci carcasa trebuie umplută cu lichid înainte de pornire sau pompa nu va porni. Dacă carcasa pompei se umple cu vapori sau gaze, rotorul pompei devine plin de gaze şi incapabil să pompeze. Pentru a asigura că pompa centrifugă rămâne amorsată şi nu devine plină de gaze cele mai multe sunt poziţionate sub nivelul sursei din care pompa extrage lichidul. Acelaşi efect poate fi câştigat prin alimentarea lichidului la aspiraţie sub presiunea unei alte pompe pe linia de aspiraţie.

3.9 Rezumat Informaţiile importante sunt rezumate aici Rezumat la funcţionarea pompei centrifuge

Sunt trei indicatori pentru cavitaţie: o Zgomot o Presiune de descărcare şi debit fluctuant o Curentul pompei este fluctuant o

Paşii ce trebuie făcuţi pentru a opri cavitaţia: o Creşterea presiunii pe linia de aspiraţie o Reducerea temperaturii lichidului ce trebuie pompat o Reducerea pierderilor de presiune la aspiraţie o Reducerea vitezei la rotorul pompei o Reducerea debitului prin pompă

Cele trei efecte ale cavitaţiei sunt: o Performanţe degradate ale pompei o Vibraţii excesive

Page 28: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

o Deteriorarea rotorului, rulmenţilor, inelelor de uzură şi a etanşărilor.

Pentru a evita cavitaţia pompei trebuie ca înălţimea netă pozitivă de pompare disponibilă NPSHA să fie mai mare decât ce cerută NPSHR.

NPSHA este diferenţa dintre presiune de aspiraţie a pompei şi presiunea de saturaţie pentru lichidul de pompat.

Cavitaţia este procesul de formare şi colapsare a vaporilor.

Page 29: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

4 FUNCŢIONAREA VENTILELOR COMPONENTELE FUNDAMENTALE Aceste componente esenţiale în circuitele reactorilor nucleari sunt numite comun în engleză valves.

Robinetele sunt cele pentru ţevile până într-un ½ inch (1.125 cm) diametru Ventile pentru ţevile până la 2 inch (5 cm)diametru Vane peste 2 inch (5 cm)diametru

Sunt cele mai întâlnite componente, cu diferite tipuri, forme, mărimi având aceleaşi componente de bază.

4.1. Introducere Ventil – este un dispozitiv mecanic care controlează curgerea şi presiunea unui fluid într-un sistem sau proces, figura 4.1. Controlul curgerii şi presiunii se realizează prin următoarele funcţii:

Porneşte sau opreşte curgerea Variază sau obturează cantitatea de fluid Controlează direcţia curgerii Reglează presiunea în aval a procesului sau sistemului

Unele tipuri de ventile satisfac una sau mai multe funcţii identificate mai sus. Componente:

Corp Capota – capacull ventilului Ax (element intern) Acţionare Garnitură

Corpul ventilului Corpul care se mai numeşte şi cochilie este frontiera de presiune a ventilului şi rezistă la sarcinile de presiune ale fluidului din ţevile de conectare. Este elementul principal al ventilului care cuprinde toate părţile ventilului. Este conectat de ţevi prin:

Înfiletare Flanşe Sudare

Corpul: Turnat Forjat

Formele economice sferice sau cilindrice. Pentru un ventil închis este dificil de determinat sarcinile create de presiune, la fel şi capetele care se pot distorsiona.

Page 30: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

Fig. 4.1 Părţile unui ventil

4.2. Capacul ventilului Capacul este folosit pentru deschiderea corpului ventilului. Are câteodată două părţi unite prin şuruburi. Este a doua componentă frontieră de presiune. Se sudează sau se prinde prin şuruburi de corp. Este turnat sau forjat. Poate fi sursă de scăpări de fluid.

Page 31: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

4.3 Componente interne ale ventilului Elementele interne ale ventilului cuprind:

Discul Scaunul Ax Manşon ax

Performanţele ventilului sunt determinate de interfaţa dintre disc şi scaun şi corelaţia dintre poziţia discului şi scaun. Datorită acestor elemente sunt posibile mişcările de bază şi controlul fluidului. Prin mişcări de rotaţie discul se deplasează peste scaun pentru a produce o modificare în deschiderea prin care curge fluidul.

4.4 Disc şi Scaun Discul pentru un ventil cu capac este a treia parte principală a frontierei de presiune. Asigură funcţia de a lăsa sau interzice curgerea. Discul este parte de reţinerea presiunii. Disc închis – presiunea sistemului se aplică pe suprafaţa discului, dacă partea de ieşire este fără presiune. Discuri – forjate, anumite tipuri au o suprafaţă cu caracteristici îmbunătăţite la uzură. Finisarea fină a suprafeţei este necesară pentru o bună etanşare la închidere. Ventilele se definesc conform cu tipul de disc. Scaunul sau garnitura de etanşare asigură aşezarea discului în ventil. Este prelucrat pentru a servi ca suprafaţă de aşezare şi nu se folosesc garnituri de etanşare. Garniturile de etanşare forjate sunt folosite pentru alte tipuri, înşurubate sau sudate pe corp, fiind folosite ca scaun şi se prelucrează fin pentru etanşare. Nu se consideră frontieră de presiune.

4.5 Ax Axul care leagă sistem de acţionare cu discul este responsabil pentru poziţionarea discului. Sunt forjate şi conectate de disc prin înşurubare sau sudare, figura 4.2, 4.3. Trebuie manşonate pentru a se evita scurgerile, având prelucrare fină în acea zonă. Nu este frontieră de presiune. Permite zguduirea şi rotaţia pentru a uşura poziţionarea discului pe scaun. Trebuie să fie suficient de flexibil pentru poziţionarea discului pe scaun. Nu trebuie să fie însă prea flexibil totuşi ca să nu se strice discul. Tipuri de axe:

Ridicător axul se ridică peste sistemul de acţionare la deschiderea ventilului Ne-ridicător nu se ridică axul şi se înşurubează în disc.

4.6 Acţionare ventil Acţionează axul ventilului şi ansamblul discului. Poate fi acţionat printr-o roată, levier manual, solenoid, pneumatic sau piston hidraulic. Este sprijinit de capac pentru anumite tipuri. Cu excepţia anumitor ventile hidraulice acţionarea este în afara barierei de presiune. Pentru alte tipuri o scoabă este montată pe capac să susţină acţionarea. Scoabele nu fac parte din bariera de presiune.

Page 32: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

Fig. 4.2 Ax ridicător

Fig. 4.3 Ax ne-ridicător

4.7 Etanşarea ventilului Cele mai multe ventile folosesc forme de etanşase pentru prevenirea scurgerilor din spaţiul dintre ax şi capac. Etanşare – normal un material fibros, de exemplu cânepă sau alt tip ca teflon, care formează o etanşare între părţile interne şi exteriorul axului prin corpul ventilului. Etanşarea este comprimată corespunzător pentru a nu lăsa scurgeri şi deteriorarea axului ventilului.

Page 33: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

4.8 Tipuri de ventile Fiecare tip de ventil a fost proiectat pentru anumite nevoi. Unele ventile obturează curgerea, altele opresc curgerea, altele lucrează în medii corozive, altele la presiuni ridicate. Metode de control a curgerii:

1. Mişcarea discului sau dopului într-un orificiu (ventile de reglare, ventile ac). 2. Deplasează un disc plat, cilindric, sau sferic peste un orificiu (ventile de închidere-

poartă, ventile dop). 3. Roteşte un disc sau o elipsă cu un ax peste un diametru al unui orificiu (ventil fluture,

sau ventil de reglare). 4. Mişcarea unui material flexibil într-o trecere a fluidului (ventile diafragmă).

4.9 Rezumat funcţionare ventile şi părţi de bază Patru tipuri de control al curgerii:

1. Mişcarea discului sau dopului într-un orificiu (ventile de reglare, ventile ac) 2. Deplasează un disc plat, cilindric, sau sferic peste un orificiu (ventile de închidere-

poartă, ventile dop) 3. Roteşte un disc sau o elipsă cu un ax peste un diametru al unui orificiu (ventil fluture,

sau ventil de reglare) 4. Mişcarea unui material flexibil într-o trecere a fluidului (ventile diafragmă).

Şapte componente de bază ale ventilului.

Page 34: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

5 TIPURI DE VENTILE Datorită diferitelor medii de lucru şi a condiţiilor de lucru în care trebuie controlată curgerea s-au dezvoltat o mare gamă de ventile. Înţelegerea fundamentală a diferenţelor dintre diverse tipuri şi cum aceste diferenţe influenţează funcţionarea ventilelor vor ajuta la folosirea şi aplicarea fiecărui tip de ventil în timpul funcţionării.

5.1. Ventile de închidere Un ventil de închidere este un ventil cu mişcare lineară folosită pentru pornirea sau oprirea curgerii, nu reglează sau obturează curgerea, figura 5.1. Denumirea de ventil poartă (în engleză –gate) derivă din forma discului în curgere.

Fig. 5.1 Ventil de închidere

Discul este complet scos din curgere când ventilul este deschis. Această caracteristică arată lipsa rezistenţei hidraulice când ventilul este deschis, având o rezistenţă hidraulică redusă.

Page 35: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

Când ventilul este complet închis suprafaţa de contact între disc şi garnitura de etanşare are loc pe 3600 şi nu există scurgeri. La deschiderea ventilului de închidere calea de curgere se lărgeşte într-o manieră puternic nelineară funcţie de procentul de deschidere. Debitul nu se schimbă proporţional cu cursa axului ventilului. Un ventil parţial deschis tinde să vibreze. Cea mai mare schimbare de curgere are loc în apropierea închiderii cu o viteză mare de curgere care determină uzarea discului şi a scaunului şi determină apariţia de scăpări în cazul reglării curgerii. Din acest motiv nu se folosesc în funcţii de reglare. Pot fi folosite pentru diferite fluide şi sunt bune la etanşare. Deficienţe:

Nu este potrivită în reglare Provoacă vibraţii în stare parţial deschisă Se uzează mai repede ca un ventil de reglare Reparaţiile prin pilire sau sudare sunt dificile.

5.2. Proiectare disc ventile de închidere Clasificarea ventilelor de închidere se face funcţie de disc:

Pană solidă Pană flexibilă Pană despicată sau Disc paralel

Penele solide, flexibile şi despicate sunt folosite la ventilele cu scaun înclinat. Discurile paralele sunt folosite pentru scaune paralele. Indiferent de pană sau disc acestea sunt piese de schimb. Pentru viteze mari pot avea loc eroziuni rapide a scaunului şi discului şi trebuie să aibă suprafeţele tratate termic pentru durificare şi trebuie piese de schimb. Dacă scaunele nu sunt înlocuibile deteriorarea scaunului conduce la înlocuirea ventilului, şi repararea scaunului

după înlocuire. Ventilele folosite în situaţii cu coroziune vor avea scaune înlocuibile.

5.2.1. Pană solidă

Ventilul de închidere cu pană solidă (figura 5.2) este cel mai comun disc folosit din cauza simplităţii şi rezistenţei. Ventilul de închidere cu pana solidă poate instalat în orice poziţie şi poate fi folosit pentru orice tip de fluid şi este practic în curgeri turbulente. Fig. 5.2 Disc pană solid

5.2.2. Pană flexibilă

Ventilul de închidere cu pană flexibilă este un disc dintr-o piesă cu o tăietură în jurul perimetrului pentru a îmbunătăţi capacitatea de a se acomoda cu erorile sau schimbările de unghi la scaun, figura 5.3. Tăietura variază în mărime, formă şi adâncime. O tăietură îngustă, fără adâncime dă flexibilitate scăzută dar este rezistentă.

Page 36: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

O tăietură mai adâncă şi mai largă, sau scobitură turnată lasă puţin material în centru care afectează rezistenţa. Profilul corect a unei jumătăţi de pană flexibile poate asigura proprietăţi de deflecţie la marginea discului astfel ca forţa de înfigere aplicată pe scaun va forţa suprafaţa de aşezare a discului pe scaun uniform şi strâns pe scaun. Ventilele de închidere pentru abur au pene flexibile pentru a preveni îndoirea discului pană în ventil, când ventilul este în stare închisă.

Când conductele de abur sunt încălzite se dilată şi determină distorsiuni ale corpului ventilului. Dacă poarta solidă se fixează strâns pe scaunul ventilului la rece, când este la cald şi ţevile se dilată, scaunul se va comprima faţă de disc şi se îmbucă cu ventilul închis. Problema este depăşită folosind un disc flexibil al cărui design permite discului ventilului să se flexeze şi când scaunul îl comprimă. Problema principală asociată cu discurile pană flexibile este că apa tinde să se colecteze la gâtul corpului ventilului. În anumite condiţii admisia aburului poate determina ruperea gâtului corpului, deplasarea capacului şi determină inelul scaunului să colapseze. Dacă se încălzeşte corect se pot preveni aceste probleme. Fig. 5.3 Disc pană flexibil

5.2.3. Pană despicată

Aceste sunt proiecte de ventile bilă şi cu mufă. Aceste discuri sunt auto-ajustabile şi auto-aliniabile la ambele suprafeţe de aşezare, figura 5.4.

Fig. 5.4 Disc pană despicată

Discul este liber se ajusteze pe suprafaţa de aşezare dacă jumătatea discului este uşor nealiniată din cauza materialelor străine aflate între jumătatea de disc şi inelul scaunului. Acest tip de pană este potrivit pentru manipularea gazelor necondensate şi lichidelor la temperaturi normale, în special lichide corozive. Libertatea de mişcare a discului previne îndoirea chiar când a fost închis la cald şi mai târziu s-a contractat la răcire. Acest tip de ventil poate fi instalat cu axul în poziţie verticală.

5.2.4. Disc paralel

Ventilul figurat mai jos (figura 5.5) este proiectat pentru a preveni îndoirea ventilului datorită tranzienţilor termici. Se foloseşte atât pentru

Page 37: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

presiuni scăzute cât şi înalte. Suprafeţele penei dintre feţele paralele ale jumătăţilor de disc presează împreună sub împingerea axului şi depărtează discurile să etanşeze pe scaune. Pana tronconică pot fi parte a jumătăţilor de disc sau elemente separate. Pana inferioară se poate aşeza pe o nervură la fundul ventilului astfel ca axul să poată dezvolta forţa de aşezare pe scaun. O versiune a suprafeţelor de contact ale penei sunt curbe pentru a menţine punctul de contact la optim. La alte discuri paralele cele două jumătăţi nu se mişcă liber sub acţiunea penei. În loc de aceasta presiunea din amonte menţine discul din aval pe scaun. Un inel purtător deplasează discurile şi un arc menţine discurile depărtate şi aşezate când nu există presiune în amonte. Alt proiect de discuri paralele asigură etanşarea numai la o singură parte. La acestea partea de presiune înaltă împinge discul deschis (eliberând-l) pe partea de presiune mare, dar forţează discul închis pe partea de presiune joasă. Cu astfel de proiect cantitatea de scurgeri prin scaun tinde să descrească cu creşterea diferenţei de presiune pe scaun. Aceste ventile au în mod obişnuit direcţia de curgere marcată pentru care parte este presiunea ridicată (de eliberare). Trebuie luate măsuri să nu fie montate invers în sistem.

Fig. 5.5 Ventil de închidere cu disc paralel

Unele din aceste tipuri de ventile folosite la presiune ridicată sunt făcute cu ventilare integrala a capacului şi linie de bypass. Un ventil cu trei căi se foloseşte pentru a poziţiona linia de bypass pentru a egaliza presiunea peste discuri înainte de deschidere. Când ventilul de închidere este închis, ventilul cu trei căi este poziţionat să ventileze capacul pe o parte sau alta. Aceasta opreşte acumularea de umezeală în capac. Ventilul cu trei căi este poziţionat pe partea de presiune ridicată a porţii ca se asigure când este închis pentru ca să nu se bypaseze ventilul de izolare. Presiunea ridicată acţionează împotriva compresiei arcului şi forţează o poartă să iasă de pe scaun. Ventilul cu trei căi ventilează această curgere înapoi la sursa presiunii.

Page 38: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

5.3 Proiectarea axului ventilului de închidere Ventilele de închidere se clasifică ca ventile cu axe ridicătoare şi ne-ridicătoare. Pentru cele ne-ridicătoare se înşurubează la capătul inferior în discul poartă. Rotind roata de acţionare se roteşte şi axul cu poarta se deplasează în sus sau jos axul înşurubându-se şi rămânând vertical staţionar. Acest tip de ventile au indicator de poziţie pe ax. Filetul axului este în interiorul frontierei făcută de manşonul de etanşare cu mediul ambiant. Axul se roteşte în manşon fără a introduce mizerii din afară. Axele ridicătoare sunt proiectate ca axul să se ridice când se deschide ventilul. Sunt două tipuri principale. Unele se ridică prin roata de acţionare, celelalte au un ax filetat prin capac.

5.4 Proiectarea scaunului ventilului de închidere Scaunele pentru acest tip de ventile sunt integrale cu corpul ventilului sau un inel de scaun. Aceste inele sunt fie filetate sau presate pe poziţie şi cu o etanşare sudată pe corpul ventilului fiind folosite pentru temperaturi ridicate. Scaunele integrale sunt din acelaşi material cu corpul în timp ce cele filetate sau presate permit variaţia materialului. Inelele O-ring sunt durificate pe faţă. Ventilele mici forjate pot avea scaune presate în corp.

Fig. 5.6 Ventil de reglare cu corp tip Z Ventilele de la ½ la 2 inch se folosesc pentru abur la 17.5 MPa. Pentru ventilele mari sau vane discurile sunt pană solidă cu scaune filetate, presate sau sudate. O-ringurile filetate se consideră piese de schimb.

5.5 Ventilul de reglare - globe valve Ventilul de reglare sau cu corp sferic, fig. 5.6 este un ventil cu mişcare lineară pentru a opri, porni, sau regla curgerea fluidelor. Cum se vede din figură discul se poate scoate total din calea curgerii sau poate obtura total această curgere. Principiul de funcţionare ventilelor de reglare este mişcarea perpendiculară a discului pe scaun.

Page 39: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

Aceasta determină ca spaţiul inelar dintre disc şi scaun să se închidă cu închiderea vanei, având calităţile de obturare parţială şi implicit reglarea curgerii.

5.5.1 Ventilul folosit la reglare

Vanele de reglare pot fi folosite atât ca ventile de închidere cât şi la reglare, fig. 5.6. Comparate cu ventilele de închidere ele au o rată de scăpări mai redusă. Contactul dintre disc şi O-ringul de scaun este la unghiuri drepte şi permite forţei de închidere să aşeze foarte strâns discul pe scaun. Vanele de reglare se pot monta contra sau în direcţia curgerii. Când se închide discul contra direcţiei de curgere, energia cinetică a fluidului deranjează închiderea, dar ajută deschiderea acestuia. Când discul se închide în direcţia de curgere energia cinetică ajută închiderea, dar deranjează deschiderea. Această caracteristică este preferabilă altor proiecte când este necesară închiderea rapidă. Principalul defect este pierderea mare de presiune din cauza unghiurilor drepte de schimbare a curgerii. Pe o linie de înaltă presiune, efectele dinamice din pulsaţii, impact şi cădere de presiune pot deteriora axul, manşonul de etanşare şi acţionarea ventilului. Pentru vane –ventile mari este necesară folosirea de putere mare pentru acţionare şi sunt zgomotoase în aplicaţiile de mare presiune. O altă problemă sunt deschiderile mari necesare ansamblului discului, greutăţi sporite pentru vane de acelaşi diametru. Montarea în consolă a discului pe ax.

5.5.2. Proiectarea corpurilor ventilelor de reglare

Sunt trei tipuri de corp: Corp Z Corp Y În unghi

5.5.2.1. Corpul Z

Este cea mai simplă formă pentru aplicaţii cu apă. Acest tip de ventil are corpul în formă de diafragmă Z sau secţiunea de această formă scaunului peste corpul de reglare. Aşezarea orizontală a scaunului face ca axul şi discul se deplaseze în unghiuri drepte pe axa ţevii. Axul trece prin capac prins pe o deschidere mare a corpului ventilului. Forma simetrică simplifică fabricaţia, instalarea şi repararea.

Fig. 5.7 Ventil de reglare cu corp tip Y

Page 40: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

5.5.2.2. Corpul în Y

Acest tip remediază problema marii căderi de presiune, figura 5.7. Scaunul şi axul se află într-un unghi Y de 450. Unghiul permite o curgere mai dreaptă a fluidului (când este complet deschis) şi asigură o anvelopă relativ rezistentă la presiune pentru ax, capac şi manşonul de etanşare. Sunt cel mai des folosite la presiuni ridicate şi în alte condiţii dure. La mărimi mici pentru curgeri intermitente pierderile de presiune nu sunt aşa de importante şi nu sunt de forma pentru trecerea dreaptă a curgerii.

5.5.3 Proiectul ventilului în unghi

Corpul ventilului de reglare în unghi este modificarea ventilului de reglare de bază, figura 5.8. Având capetele în unghi drept, membrana poate fi o placă plată. Fluidul poate trece cu o deviere la 900 şi se descarcă în jos mai simetric decât o un simplu ventil de reglare. Avantajul acestui ventil este că poate funcţiona atât ca ventil dar şi ca cot de ţeavă. Pentru condiţii de presiune şi temperatură moderate şi curgere ventilul în unghi poate fi considerat un simplu ventil de reglare. Condiţiile de descărcare ale acestui ventil sunt bune din punct de vedere al dinamicii fluidelor şi al eroziunii.

5.5.4. Discurile ventilului de reglare

Fig. 5.8 Ventil de reglare în unghi Ventilele de reglare folosesc trei tipuri de discuri:

Disc tip bilă Discul compozit Discul tip dop

5.5.4.1. Disc tip bilă

Discul bilă se fixează pe un scaun cu suprafaţă plată tronconică. Se folosesc pentru presiuni şi temperaturi scăzute si poate obtura curgerea dar în primul rând oprit şi pornit curgerea.

5.5.4.2. Discul compozit

Discul compozit foloseşte un O ring nemetalic dur de inserţie care creează o închidere etanşă.

Page 41: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

Sunt folosite în aplicaţii pentru abur sau apă fierbinte. Rezistă eroziunii şi rezistă la închidere cu particule solide care nu deteriorează ventilul. Aceste discuri sunt înlocuibile.

5.5.4.3. Discuri tip dop

Acest tip de disc este mai potrivit pentru obturare şi reglare decât bila şi discul compozit. Discurile dop sunt disponibile într-o varietate dependentă de configuraţie, sunt lungi şi tronconice.

5.5.5. Conectarea discului şi axului ventilelor de reglare

Ventilele de reglare folosesc două metode de conectare ale discului de ax: Construcţia cu crestătură tip T Construcţie cu nit

Cel de tip T discul alunecă peste ax, în cel cu nit discul se filetează în ax.

5.5.6. Scaunele ventilelor de reglare

Scaunele ventilelor de reglare sunt integrale sau filetate în corpul ventilului. Multe ventile de reglare au backseat. Acesta este un aranjament al scaunului care asigură etanşare între ax şi capac. Atunci când ventilul este complet deschis discul stă cu faţa spre etanşare, etanşarea tip backseat previne deteriorarea izolaţiei datorită presiunii.

5.6 Direcţia de curgere la ventilul de reglare Pentru aplicaţiile cu temperaturi joase ventilele de reglare şi în unghi se instalează cu presiunea sub disc. Aceasta permite operarea simplă, ajută protejarea etanşării şi elimină acţiunea de eroziune la scaun şi faţa discului. Pentru abur de presiune ridicată ventilele de reglare se instalează astfel ca presiunea să fie deasupra discului. În alte situaţii axul se va contracta la răcire şi tinde să iasă de pe scaun.

5.7 Ventilele cu bilă Ventilele cu bilă sunt ventile cu mişcare de rotaţie care folosesc disc de forma unei bile ca să oprească sau pornească curgerea, figura 5.9. Bila realizează aceleaşi funcţii ca discul la ventilele de reglare. Când maneta ventilului este acţionată pentru deschiderea ventilului bila se roteşte până la un punct unde gaura prin bilă se aliniază cu corpul ventilului intrare - ieşire. Când acesta este închis, bila se roteşte astfel ca gaura este perpendiculară la curgerea prin corpul ventilului şi curgerea este oprită. Manetele ventilului sunt de tip rapid care cer mişcarea la 900 a manetei. Alte manete de ventile cu bilă sunt acţionate cu mecanisme cu planetare. Acest tip de mecanism permite folosirea unei roţi relativ mici şi o forţă redusă de acţionare pentru vanele mari. Anumite ventile cu bilă au un dop cu suprafaţă sferică acoperită care este ieşit la complet deschis şi se roteşte în vâna de fluid până blochează curgerea complet. Scaunul se realizează prin mişcarea excentrică a dopului. Ventilul nu cere ungere şi se foloseşte la reglare.

Page 42: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

Fig.5.9 Ventilul cu bilă

5.7.1 Avantaje

Ventilul cu bilă este cel mai ieftin dintre ventile şi are costuri reduse de întreţinere. Sunt compacte, se acţionează simplu, nu cer ungere, fac o bună etanşare la forţe reduse.

5.7.2. Dezavantaje

Au totuşi calităţi slabe pentru reglare, scaunul parţial expus se poate eroda rapid datorită şocurilor date de vitezele mari de fluid.

5.7.3. Modele de scaun

Ventilele cu bilă sunt disponibile cu modele de scaun venturi cu deschidere completă. Aceste modele au bila cu gaura egală cu diametrul ţevii.

Page 43: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

5.7.4. Materiale de ventil

Bilele sunt metalice în corpuri metalice cu scaune din elastomeri (materiale elastice asemănătoare cauciucului). Sunt de asemenea construcţii din plastic. Scaunele rezistente pentru ventilele cu bilă se fac din elastomeri. Cele mai întâlnite materiale sunt teflonul (TFE), umpluturi de teflon, nailon, Buna-N, Neopren, şi combinaţii din aceste materiale. Din cauza acestor materiale nu se folosesc la temperaturi ridicate. Trebuie dată atenţie la selecţia materialelor de scaun pentru compatibilitate.

5.7.5. Proiectarea axului la ventilele cu bilă

Axul nu este fixat pe bilă, având o porţiune pătrată la capătul bilei care intră într-o crestătură tăiată în bilă. Degajările permit rotaţia bilei când se mişcă axul.

5.7.6. Proiectarea capacului la ventilele cu bilă

Capacul se prinde de corp care ţin în poziţie ansamblul axului şi bila. Ajustarea capacului permite presarea etanşării care asigură izolarea axului. Se face din inele de etanşare din teflon, umplutură de teflon, materiale impregnate cu teflon, dar se folosesc şi O ringuri.

5.7.7. Poziţia ventilului cu bilă

Unele ventile sunt echipate cu blocaje care permit rotaţii numai de 900 cerute de închiderea sau deschiderea ventilului. Maneta indică poziţia ventilului. La 900 faţă de axul ventilului, ventilul este închis. Unele au o crestătură pe ax care indică direcţia curgerii, foarte folositoare la ventilele cu bilă cu mai multe deschideri.

5.8 Ventilele cu dop Ventilul cu dop este un ventil cu mişcare de rotaţie care închide sau deschide curgerea, figura 5.10. Numele ventilului derivă de la forma discului care aminteşte de un dop. Cea mai simplă formă este de c ana de la robinetul de gaz. Corpul ventilului dop este prelucrat pentru a primi un dop tronconic sau cilindric. Discul este un dop solid cu o gaură de trecere în unghi drept la axa longitudinală a dopului. În poziţia deschis trecerea prin dop se aliniază cu axa de curgere a corpului ventilului. Când dopul se roteşte cu 90din poziţia deschis partea solidă a dopului blochează deschiderile şi închide curgerea. Ventilele cu dop sunt cu versiuni cu ungere sau fără ungere şi cu diverse forme de deschideri în dop ca şi diferite forme de dop.

5.8.1 Deschideri dop

Caracteristica principală a ventilului cu dop este adaptarea uşoară la construcţia multi - deschiderilor cu folosiri multiple. Simplifică ţevile şi asigură exploatarea convenabilă mai bine decât ventilele de închidere cu deschideri multiple. Elimină fitingurile la ţevi. Folosirea ventilului multi - deschidere funcţie de numărul de deschideri din dop elimină nevoia a patru ventile de închidere. Ventilele cu dop nu se folosesc la reglare, doar operaţii închis –deschis cu acţionare deasă. Nu sunt recomandate pentru reglare pentru că, la fel ca ventilele de închidere, are loc o curgere la viteze ridicate în perioada de închidere. Totuşi s-a realizat o deschidere de forma unui diamant pentru reglări.

Page 44: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

Fig. 5.10 Ventil cu dop

5.8.2 Ventilele cu dop cu multi deschideri

Acest tip de ventile sunt avantajoase pe linii de transfer si pentru linii de deviere. Un ventil multi-port (multi-deschidere) se poate instala în locul a trei sau patru ventile de închidere sau de alte tipuri. Dezavantajul este că ventilul multi-port nu opreşte complet curgerea. În cele mai multe cazuri una din vinele de fluid este întotdeauna deschisă. De aceea este folosit pentru a devia curgerea în timp ce pe alte linii curgerea este oprită. Dacă se cere oprirea completă a curgerii se proiectează un astfel de ventil sau se instalează un ventil suplimentar pe linia principală înainte ventilului multi-port pentru închiderea completă a curgerii. În alte configuraţii este permisă curgerea multiplă dar se are în vedere ca ventilul să îndeplinească funcţionarea cerută.

5.8.3 Discurile ventilului cu dop

Dopurile sunt rotunde şi cilindric tronconice. Pot avea deschideri multiple fiecare cu diverse suprafeţe transversale, raportate la diametrul interior la ţevii.

5.8.3.1 Dopul cu deschidere rectangulară

Forma cea mai comună de deschidere este rectangulară, cu cel puţin 70% din secţiunea ţevii.

Page 45: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

5.8.3.2 Dop cu deschidere rotundă

Descrie ventilul care are o deschidere rotundă prin dop. Dacă deschiderea este de aceeaşi mărime sau mai mare ca diametrul interior al ţevii este denumită ca fiind port complet, dacă este mai mică decât diametrul se numeşte port rotund standard. Ventilele cu porturi standard se folosesc unde restricţiile de curgere nu au importanţă.

5.8.3.3 Dopul cu porturi diamant

Are porturi de forma unui diamant prin dop pentru servicii de reglare. Sunt de tip venturi cu restricţie de curgere. Venturi – deschidere tronconică care creşte viteza fluidului şi determină scăderea presiunii folosite în reglarea curgerii – vezi admisia la carburator.

5.9.3 Proiectarea ungerii la ventilul cu dop

Prevenirea degajărilor şi a scurgerilor este esenţială la ventilele cu dop. Multe dopuri sunt construcţii metalice cu un interstiţiu în jurul tubului ce poate permite pierderi. Reducerea interstiţiului la dopul tronconic se face cu cât intră mai adânc în corpul ventilului, creşte rapid forţa de torsiune şi poate apărea deteriorarea prin frecare. Pentru a remedia această situaţie se practică o serie de şanţuri prin dop şi corpul ventilului lubrifiate cu lubrifiant înainte de utilizare. Aplicarea de lubrifiant lubrifiază dopul în mişcare şi etanşează interstiţiul dop-corp ventil. Lubrifiantul injectat într-un fiting la vârful axului se scurge prin ventilul de control peste vârful dopului în şanţurile dopului şi într-o adâncitură de sub dop. Lubrifiantul trebuie să fie compatibil cu natura şi temperatura fluidului. Fabricanţii au dezvoltat lubrifianţi compatibili cu aceste fluide. Sfaturile de folosirea acestor lubrifianţi trebuie urmate pentru exploatarea optimă. Fluidele controlate de ventile cu dop sunt gazele şi hidrocarburile lichide. Unele din reţele cu apă au acest tip de ventile unde contaminarea cu lubrifiant nu este o problemă. Ventilele cu dop lubrifiate pot ajunge la 24 inch (60 cm) şi funcţionarea la presiuni până la 42 MPa! Sunt din fier sau oţel, cu dopuri cilindrice sau tronconice.

5.9.4 Dopuri nelubrifiate

Sunt două tipuri: Tip liftat - întărit Dop cu manşon de elastomer sau acoperit cu substanţe de acoperire

Ventilele cu dop întărit sunt cu mijloace mecanice care permit dopului tronconic dezangajarea de pe scaun şi rotaţia uşoară. Întărirea mecanică se face cu o camă şi o pârghie externă. La dopurile obişnuite nelubrifiate cu manşon de elastomer, manşonul de teflon înconjoară complet dopul. Se fixează şi blochează cu un corp de metal. Proiectul acesta de izolare primară între manşon şi dop se face indiferent de poziţie. Manşonul de teflon este durabil şi inert la cam toate chimicalele. Are coeficient scăzut de fricţiune fiind auto-lubrifiant.

5.9.5 Instalarea ventilului cu dop operat manual

Trebuie avut grijă să existe spaţiu pentru acţionarea manetei, levierului sau cheie fixă. Acţionarea manuală este mai lungă decât vana şi se roteşte de la poziţia paralel la poziţia 900.

Page 46: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

5.9.6 Manşonul de etanşare al ventilul cu dop

Este echivalentul capacului la ventilele de închidere şi ventilele de reglare. Manşonul asigură ansamblul axului faţă de corpul ventilului. Sunt trei tipuri de manşon:

Manşon singular Manşon filetat Manşon cu şuruburi

Pentru un ventil etanş dopul trebuie să fie aşezat tot timpul. Ajustarea manşonului trebuie făcută fix pentru a nu lăsa dopul să iasă de pe scaun şi să expună suprafaţa dopului la curgerea fluidului. Nu trebuie strâns prea tare manşonul care va determina contactul metal pe metal între corp şi dop. Acest contact creează eforturi extreme de operare a ventilului.

5.10 Ventilele cu membrană Ventilul cu diafragmă este un ventil cu mişcare lineară care este folosit pentru pornirea şi oprirea curgerii şi pentru reglare, figura 5.11. Numele derivă de la discul flexibil care se aşează pe scaun localizat în zona liberă din vârful corpului ventilului formând şi etanşarea ventilului. Membranele sunt ventile cu apăsare elastică a unei membrane. Membrana foarte rezistentă este conectată cu un element de comprimare printr-un buton lipit de diafragmă.

Fig. 5.11 Ventil cu membrană cu trecere directă

Elementul de comprimare este mişcat în sus sau jos de axul ventilului. Diafragma se deplasează când comprimatorul se ridică când acesta se coboară, diagrama se presează pe fundul cu contur la ventilul de mai sus cu trecere directă, sau un perete la ventilele tip cu perete despărţitor din figura de mai jos. Ventilele cu diafragmă pot fi folosite pentru reglare. Tipul cu perete despărţitor este un ventil mai bun ca reglare dar are o interval de folosire limitat. Caracteristicile de reglaj sunt esenţiale pentru ventilele cu deschidere rapidă din cauza suprafeţei relativ mari de închidere a scaunului. Ventilele cu diafragmă şi perete despărţitor sunt adecvate la controlul debitelor mici. Ele folosesc un tip de compresoare cu două piese. În loc de deplasarea întregii diafragme de pe peretele despărţitor când se deschide primele incremente de ridicare a axului ridică un compresor interior care determină deplasarea părţii centrale a diafragmei. Aceasta creează o deschidere relativ mică prin centrul ventilului. După ce compresorul intern este complet deschis, compresorul exterior se ridică împreună cu cel interior şi restul de reglaj este similar cu reglajul unui ventil convenţional.

Page 47: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

Ventilele cu diafragmă sunt potrivite pentru circuitele lichidelor corozive, fluide cu resturi fibroase radioactive, şi alte fluide care nu trebuie să fie contaminate.

Fig. 5.12 Ventilele cu diafragmă şi perete despărţitor

5.10.1 Construcţia membranei

Mecanismul de funcţionare al ventilului cu diafragmă nu este expus fluidului din ţevi. Fluidele lipicioase sau vâscoase nu pot intra în capac pentru a interfera cu mecanismul de funcţionare. Multe fluide care murdăresc, corodează sau lipesc părţile de lucru al celor mai multe părţi altor tipuri de ventile vor trece prin ventilul cu membrană fără probleme. Invers, lubrifianţii folosiţi la mecanismul de operare nu pot fi lăsaţi să contamineze fluidul de lucru. Nu există manşoane pentru a menţine scăpările pe lângă ax. Există largă serie de materiale pentru diafragme. Viaţa diafragmei depinde de natura fluidelor de lucru, presiune şi frecvenţa exploatării. Materialele de membrană din elastomeri pot fi de rezistenţă superioară la anumite chimicale la temperatură ridicată. Proprietăţile mecanice pot fi afectate la temperaturi ridicate care să conducă la deteriorarea membranei la presiuni ridicate. Trebuie consultat fabricantul la exploatare în regim de temperaturi ridicate.

5.10.2 Ansamblul axului la ventilul cu membrană

La aceste ventile axul nu se roteşte. Ventilele sunt cu axe cu indicatori şi fără indicatori. Cele cu indicator sunt mai lungi şi au o extensie prin roată de manevră.

Page 48: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

Pentru axul fără indicator roata roteşte o bucşă izolantă a axului care se învârte pe filetul axului şi deplasează în sus şi în jos axul. Mişcarea axului angajează şi compresorul înfipt în ax. Diafragma este fixată de compresor.

5.10.3 Ansamblul capacului la ventilul cu membrană

Unele sunt folosite cu un capac cu demontare rapidă şi cu levier. Acest capac este interschimbabil cu un capac standard la corpuri de ventile cu membrană şi perete despărţitor. La deplasarea cu 900 a levierului membrana se mişcă de la complet deschis la complet închis. Aceste ventile pot fi echipate cu acţionări cu roată dinţată, axe extinse, cremalieră în echer, acţionare cu aer comprimat şi acţionare hidraulică. Multe ventile se folosesc în vacuum. Construcţia standard de capac pot avea până la 10 cm diametru la vacuum. Pentru vane mai mari de 10 cm se foloseşte capac cu etanşare pentru a se asigura la defectarea prematură a membranei. Capacele etanşe se procură cu bucşa izolantă la tipurile fără indicator şi bucşă izolantă plus O ring la tipurile cu indicator. Ansamblul ventilului cu membrană este ilustrat la figura 5.12 a ventilului cu diafragmă şi perete despărţitor. Acest tip de capac este recomandat la ventilele care funcţionează în medii cu lichide periculoase sau gaze de risc. În eventualitatea deteriorării diafragmei materialul periculos nu va fi eliberat în atmosferă. Se recomandă în aceste situaţii ca să existe posibilitatea evacuării acestora din capac.

5.11 Ventile de reducere Ventilele de reducere micşorează automat presiunea de alimentare la o presiune pre-selectată atât timp cât presiunea de alimentare este mai ridicată sau egală cu presiunea de referinţă. După cum se observă în figura 5.13 de mai jos principalele părţi ale ventilelor de reducere sunt: a) ventilul principal, b) un ventil cu scaun în amonte care are un piston la vârful axului, c) un ventil în amonte auxiliar (sau de control), d) o membrană de control şi un arc de ajustare cu şurub. Funcţionarea ventilului de reducere este controlat de înalta presiune al intrarea în ventil şi de şurubul de ajustare de la vârful ansamblului acestui ventil. Presiunea care intră în ventilul principal asistă arcul ventilului principal în menţinerea ventilului închis prin împingerea în sus a discului ventilului principal. Totuşi o parte din presiune înaltă se duce la ventilul auxiliar deasupra ventilului principal. Ventilul auxiliar controlează admisia presiunii înalte la pistonul de pe vârful ventilul principal. Pistonul are o suprafaţă mai mare decât discul ventilului principal având o forţă netă pentru mişcarea în jos de deschidere a ventilului principal. Ventilul auxiliar este controlat prin controlul membranei aflată direct peste ventilul auxiliar. Membrana de control transmite o forţă în jos care tinde să deschidă ventilul auxiliar. Forţa de împingere în jos se exercită prin arcul de ajustare care este controlat de şurubul de ajustare. Presiunea redusă de la ieşirea ventilului principal este deviată înapoi către o cameră de deasupra membranei pentru a contracara forţa de împingere în jos a arcului de ajustare. Poziţia ventilului auxiliar şi finalmente al ventilului principal este determinat de poziţia membranei. Poziţia membranei este determinată de rezultanta forţelor opuse una de împingere în jos a arcului de ajustare şi forţa în sus a presiunii reduse la ieşire. Alte ventile de reducere funcţionează pe acelaşi principiu dar pot folosi gaz, control pneumatic, sau hidraulic în locul arcului de ajustare şi a şurubului.

Page 49: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

Fig. 5.13 Ventil de reducere variabilă

Ventilele de reducere nevariabile se află în figura 5.14 de mai jos. Aici se înlocuieşte arcul de ajustare şi şurubul cu un dom pre-presurizat peste membrană. Axul ventilului este conectat direct sau indirect de membrană. Arcul ventilului de sub diafragmă menţine ventilul închis. Ca şi la ventilul de reducere variabil presiunea redusă se scurge printr-un orificiu deasupra membranei pentru a deschide ventilul. Poziţia ventilului este determinată de rezultanta forţelor de împingere în jos a domului pre-presurizat şi forţa în sus a presiunii reduse de ieşire. Ventilele de reducere nevariabile elimină nevoia ventile intermediare auxiliare având forţele opuse reacţionând direct pe membrană. Acestea au un răspuns mai bun la variaţii mari de presiune şi se defectează mai greu decât ventilele de reducere variabile.

Page 50: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

Fig. 5.14 Ventil de reducere nevariabilă

5.12 Ventile de obturare Ventilul acesta este relativ ieftin şi este ilustrat mai jos în figura 5.15. Este versiunea industrială a unei cleme folosite în laborator pentru controlul curgerii unui fluid printr-un tub de cauciuc. Sunt folosite pentru pornire oprire curgere şi control. Eficacitate de reglare este între 10% şi 95% a debitului nominal. Acest tip de ventile sunt potrivite pentru lichide cu amestec de solide, lichide cu cantităţi mari de suspensii şi cele care deplasează pneumatic solide. Mecanismul de acţionare este complet izolat de fluid, aceste ventile găsesc aplicaţii unde poate fi o problemă de coroziune sau contaminare a metalului.

Page 51: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

Ventilul critic de control constă dintr-un manşon lipit din de cauciuc sau alte materiale sintetice şi un mecanism de sugrumare. Toate porţiunile operaţionale sunt complet externe. Manşonul este lipit de corpul vanei. Corpul ventilului este fabricat din cauciuc natural şi sintetic şi din plastic care au bune proprietăţi de abraziune. Aceste proprietăţi nu produc deteriorări ale manşonului şi virtual nu afectează curgerea. Manşonul este disponibil cu butuc şi clemă care să alunece peste capătul ţevii sau cu flanşe la dimensiuni standard.

5.12.1. Corpuri pentru ventile de obturare

Aceste ventile au corpuri ranforsate cu pânză. Pot funcţiona până la 1200C şi presiune maximă de operare 0.7 MPa pentru ventile de diametru de 1 inch = 0.025m şi descreşte la 0.1 MPa pentru vană de 12 inch = 0.34 m diametru. Există ventile speciale de la -730C la 2900C şi presiuni până la 2

Fig.5.15 Ventile de obturare

MPa. Acest tip de ventile sunt furnizate cu manşon (corp ventil) expuse. Altele includ complet manşonul într-un corp metalic. Acest tip controlează curgerea cu o roată convenţională şi un dispozitiv de obturare cu şurub, hidro-pneumatic sau pneumatic cu presiune presiunea lichidului sau gaz într-o casetă metalică forţând pereţii manşonului pentru oprirea curgerii. Au aplicaţii limitate în vacuum, deoarece manşonul colapsează când se aplică vacuumul. Anumite valve încapsulate pot fi folosite la vacuum prin aplicarea vacuumului în cutia metalică pentru prevenirea colapsării manşonului.

5.13 Ventile fluture Ventilul fluture este prezentat în figura 5.16 care urmează, este un ventil cu mişcare de rotaţie şi este folosit pentru, oprire, pornire şi reglare curgere. Ventilele fluture sunt operate simplu deoarece mişcarea cu 900 a manetei mişcă discul de la complet închis la complet deschis. Vanele mari sunt acţionate de roţi manuale conectate la ax printr-un sistem de planetare cu avantaje mecanice, dar cu viteză redusă. Aceste ventile prezintă avantaje faţă de ventilele poartă, de reglare, cu dop, cu bilă mai ales pentru dimensiuni mari. Sunt avantaje de greutate, spaţiu şi costuri.

Page 52: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

Întreţinerea este scăzută fiind un număr minim de piese în mişcare şi nu sunt buzunare care să capteze fluidul. Sunt potrivite pentru debite ridicate de lichide sau gaze la presiuni relativ scăzute şi manipularea lichidelor cu suspensii. Ventilele fluture sunt construite pe principiul amortizoarelor de conducte. Elementul de control al curgerii este un disc cu aproximativ acelaşi diametru ca cel interior al ţevii adiacente, care se roteşte pe axa orizontală sau verticală. Când discul este paralel cu axa ţevii ventilul este complet deschis. Când discul se apropie de perpendiculară ventilul este complet închis. Poziţiile intermediare pentru reglare pot fi asigurate prin sisteme de blocare ale manetei.

5.13.1 Construcţia scaunului ventilului fluture

Închiderea curgerii se face de etanşarea discului pe scaun este pe diametrul interior la

Fig. 5.16 Ventil fluture periferia corpului ventilului. Aceste tipuri de ventil au scaune din elastomeri pe care etanşează discurile. Alte ventile fluture au un inel de etanşare care utilizează un inel prins cu clemă şi un inel de spate pe inelul de cauciuc cu margini zimţate. Acest proiect previne extrudarea O ringurilor. Proiecte anterioare la discul de metal se închideau pe un scaun metalic, nu asigurau etanşeitate închiderii, dar asigurau închiderea la distribuţia de apă, de exemplu.

Page 53: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

5.13.2. Construcţia corpului ventilului fluture

Corpul acestor ventile variază. Cel mai economic este tipul foietaj napolitană care se potriveşte cu flanşele ţevilor. Un alt tip este foietaj cu ramă menţinut între cele două flanşe prin bolţuri care trec prin flanşe şi urechile ventilului. Sunt disponibile şi cu flanşe proprii.

5.13.3. Ansamblele disc şi ax ale ventilului fluture

Axul şi discul pentru ventilul fluture sunt piese separate. Discul este găurit pentru a fi introdus axul. Sunt două metode de fixa discul pe ax astfel ca să se fixeze discul, altfel discul se roteşte când axul este întors:

Discul este găurit prin înăuntru şi se fixează pe ax cu bolţuri sau ştifturi Găurirea discului înainte şi apoi se dă forma rectangulară sau hexagonală pentru ax.

Această metodă permite ca discul să floteze şi să-şi caute centrul pe scaun. Etanşarea uniformă se poate face şi se elimină sisteme externe de fixare ale axului. Se face în cazul discurilor cu acoperiri epoxidice şi aplicaţii care implică coroziune.

Pentru a menţine discul în poziţie axul trebuie extins sub fundul discului şi se fixează pe manşonul din fundul corpului ventilului. Unul sau două manşoane sunt pe partea superioară a axului. Aceste manşoane trebuie să reziste la mediu sau izolate ca mediul corosiv să nu intre în contact cu ele. Izolarea axului se face prin etanşare cu o cutie umplută convenţională sau prin intermediul unui O ring. Unii fabricanţi specializaţi pe medii corozive plasează o izolaţie de ax pe interiorul ventilului astfel ca nici un material ce trece prin ventil să nu fie în contact cu axul. Dacă se pune o cutie de etanşare sau un O ring extern, fluidul care trece va veni în contact cu axul. Fig. 5.17 Ventil ac

Page 54: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

5.14 Ventile cu ac Ventilul cu ac arătat în figura 5.17 alăturată şi este folosit în aplicaţii pentru ajustări fine de debite. Caracteristica distinctivă a ventilelor ac este capătul lung tronconic cu vârf de ac al axului. Acest ac acţionează ca disc. Partea lungă a acului este mai mică decât orificiul din scaunul ventilului şi trece prin orificiu înainte de scaunul acului. Aceasta permite o creştere sau descreştere gradată a deschiderii. Ventilele ac se folosesc adesea ca componente a altor ventile mai complicate, cum sunt ventilele de reducere.

5.14.1. Aplicaţii ventile ac

Guvernorii pompelor de presiune constantă au ventile ac pentru minimizarea efectele fluctuaţiilor presiunii de descărcare a pompei. Ventilele ac se folosesc în componentele sistemelor automate de control a combustiei, unde sunt necesare reglaje precise de debit.

5.14.2. Proiectul corpului ventilelor ac

Corpul unui ventil ac este dintr-o bară plină, figura 5.18. Sunt întâlnite şi la ventile de reglare, cu o bilă cu şurub fixată pe ax care asigură rotaţia necesară pentru aşezarea pe scaun fără deteriorare. Acest tip de corp este prezentat în figura alăturată. Sunt folosite ca ventile metrice pentru controlul extrem de fin al curgerii. Discul subţire sau orificiul permite caracteristici lineare de debit. Numărul de rotaţii ale roţii robinetului se poate corela cu debitul de fluid. Un ventil metric tipic are unul sau două moduri de etanşare cu un O ring cu inel de teflon la spate, sau cilindru de etanşare din teflon. Ventilele ac sunt adesea echipate cu scaune înlocuibile pentru întreţinere simplă. Fig. 5.18 Ventil ac din bară plină

5.15.Ventile de reţinere (check valve) Ventilele de reţinere sunt proiectate pentru a preveni inversarea curgerii într-un sistem de conducte. Sunt activate de curgerea prin ţevi. Presiunea prin fluidul care trece prin sistem deschide ventilele în timp ce orice inversare a curgerii va închide ventilul. Închiderea se face de greutatea mecanismului de reţinere, de presiune inversă, de un arc, sau de combinaţia

Page 55: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

acestor mijloace. Tipurile de ventile de reţinere sunt oscilante, cu înclinarea discului, cu piston, fluture şi stopare.

5.15.1. Ventile de reţinere oscilante

Ventilul de reţinere oscilant este prezentat mai jos, figura 5.19. Acesta permite curgerea completă neobstrucţionată şi se închide automat când presiunea descreşte. Aceste ventile sunt complet închise când curgerea atinge debitul zero şi previne curgerea inversă. Turbulenţa şi căderea de presiune pe acest ventil este foarte scăzută. Este recomandată această vană în sisteme cu ventile de închidere din cauza căderii mici de presiune. Ventilele oscilante sunt

Fig. 5.19 Ventile de reţinere oscilante

disponibile cu corp modelul Y sau cu trecere dreaptă. Un ventil de reţinere direct este prezentat în figura de mai sus. În ambele proiecte discul şi articulaţia sunt suspendate de corp printr-un ştift de articulaţie. Scaunul este tip metal pe metal sau metal pe un disc compozit. Discurile compozite sunt recomandabile la servicii care implică murdărie sau suspensii în fluid şi nu se doreşte zgomot şi este necesară oprirea. Corpul ventilelor oscilante cu trecere directă conţine discul articulat la vârf. Izolaţiile discului pe scaun sunt integrale cu corpul. Acest tip de ventile de reţinere sunt cu inel de scaun înlocuibil. Suprafaţa scaunului se plasează la un unghi mic pentru deschiderea uşoară la presiuni scăzute. Au o mai bună etanşare şi şoc mai mic la închiderea la presiuni ridicate. Ventilele de reţinere oscilante sunt instalate în conjuncţie cu ventilele de închidere deoarece permit curgerea liberă. Sunt recomandate pentru linii cu viteză scăzută şi nu vor fi folosite pentru linii cu curgere pulsatilă unde fâlfâitul continuu sau pocnetul pe scaun ar putea fi distructiv pentru elementele scaunului. Aceasta se poate corecta prin folosirea unu levier extern sau a unei contra-greutăţi.

5.15.2. Ventile de reţinere aplecate

Acest tip de ventil este ilustrat în figura de mai jos, figura 5.20 şi este similar cu ventilul de reţinere oscilant. Tipul cu disc aplecat are o rezistenţă hidraulică şi turbulenţă mică din cauza proiectului direct de curgere. Acest tip de vane se pot instala pe linii orizontale şi pe cele verticale cu curgere în sus. Unele proiecte se fixează simplu între două flanşe şi sunt

Page 56: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

compacte, uşoare şi uşor de instalat la diametre mari. Discul se ridică de pe scaun pentru deschiderea vanei. Proiectul aerodinamic al discului permite flotarea lui în curgere. Stopuri ale discului construite pe corp fac ca să aibă loc o curgere optimă. O cavitate mare a corpului permite minimizarea restricţiilor de debit. La scăderea curgerii discul începe să se închidă şi să etanşeze împotriva curgerii inverse. Presiunea exercitată pe disc deplasează discul pe o etanşare moale la un scaun metalic pentru o închidere completă fără a trânti discul.

Figura 5.20 Ventile de reţinere aplecate

Dacă curgerea inversă este insuficientă pentru etanşare completă ventilul poate avea un levier exterior sau o contragreutate. Aceste ventile sunt disponibile cu o etanşare cu inel moale, etanşare cu scaun metalic, sau etanşare metal pe metal. Ultima este recomandată pentru funcţionarea la temperaturi ridicate. Inele de etanşare moi sunt înlocuibile, dar ventilul trebuie scos din circuit pentru a fi înlocuit.

5.15.3.Ventile de reţinere cu deplasare

Ventilul de reţinere cu deplasare ilustrată în figura 5.21 de mai jos. Utilizat normal în sisteme de ţevi în care ventile de reglare sunt folosite ca ventile de control ale curgerii.

Page 57: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

Fig.5.21 Ventile de reţinere cu deplasare

Ventile de reţinere sunt potrivite pentru instalare pe linii orizontale şi verticale cu curgere în sus. Sunt recomandate pentru folosirea pe linii cu abur, aer, gaz, apă şi vapori cu debite ridicate. Sunt disponibile în trei modele de corp: orizontal, în unghi şi vertical. Curgerea acţionează ventilele de reţinere care intră pe sub scaunul ventilului. Când intră fluidul discul sau bila sunt ridicate în ghidajele de către presiune la curgerea de jos în sus. Când curgerea se opreşte sau se inversează discul sau bila sunt apăsate pe scaun atât de curgerea inversă cât şi de gravitaţie. Câteva tipuri de ventile de reţinere pot fi instalate orizontal. În acest proiect de vană bila este suspendată de un sistem cu nervuri de ghidaj. Acest tip de ventil de reţinere, este de tip ventil de plastic. Scaunele corpului metalic a ventilelor sunt sau integrale cu corpul, sau conţin inele de scaun interschimbabile. Construcţia discului este similară cu construcţia discului a ventilului de reglare fie din metal sau sunt discuri compozite. Discurile de metal şi scaunele de ventil pot fi pilite cu tehnici ca la ventile de reglare.

5.15.4. Ventile de reţinere cu piston

Ventilul de reţinere cu piston este ilustrată mai jos, figura 5.22 şi este în mod esenţial un ventil cu deplasare. Are un amortizor constând dintr-un piston şi un cilindru care asigură un efect de amortizare în timpul funcţionării. Deoarece similaritatea de proiect cu ventilele de reţinere cu deplasare, caracteristicile de curgere printr-un ventil de reţinere cu piston sunt esenţialmente aceleaşi prin un ventil cu deplasare.

Page 58: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

Instalarea este aceeaşi cu al unui ventil cu deplasare în care curgerea trebuie să intre pe sub scaun.

Construcţia scaunului şi discului unui piston sunt

asemănătoare cu cel cu deplasare. Ventilele de reţinere cu piston sunt folosite în conjuncţie cu ventilele de reglare şi ventilele în unghi în

Fig. 5.22 Ventile de reţinere cu piston sisteme de conducte cu schimbări dese de direcţie a curgerii. Ventilele de acest tip sunt folosite pentru apă, abur, şi aer.

5.15.5. Ventile de reţinere tip fluture

Aceste ventile de reţinere tip fluture au aranjamente pentru scaun similare cu vanele fluture, figura 5.23. Caracteristicile curgerii prin aceste ventile sunt similare cu acelea de la ventilele fluture. Sunt folosite în sisteme cu ventile fluture. Construcţia ventilelor de reţinere fluture permite un spaţiu amplu pentru mişcarea fără obstrucţie a discului ventilului fluture fără instalarea de distanţieri. Proiectul

Page 59: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

ventilului se bazează pe sistem de etanşare flexibil pe o gaură făcută la 450. Distanţa scurtă pe care discul trebuie să-l facă de la complet deschis la complet închis nu permite acţiune de trântire ca la alte tipuri de ventile. În figură se observă aranjamentul intern al ventilului. Fig. 5.23 Ventile de reţinere tip fluture Caracteristicile de curgere sunt similare cu cele pentru ventilele fluture. Aplicaţiile sunt similare fiind lipsite de zgomot fiind aplicaţii în încălzire, ventilaţie şi de aer condiţionat. Simplitatea proiectului construcţiei la diametre până la 72 inch -1.83 m. La ventilele de reţinere proiectul corpului este din acelaşi material cu al scaunului, care permite construcţia ventilelor rezistente la coroziune, mai ieftine decât s-ar cere construirea unui corp din aliaj scump şi adevărat ca la cele făcute din titan. Scaunele flexibile sunt din Buna-N, Neopren, Nordel, Hypalon, Viton, Tyon, Urethane, Butyl, Silicon, sau teflon. Corpul se prinde prin flanşe. Interiorul este prelucrat. Părţile interne şi întăriturile sunt din acelaşi material cu corpul. Aceste ventile se pot instala orizontal şi vertical cu curgere în ambele sensuri. Trebuie asigurat ca vana să fie instalată astfel ca intrarea curgerii vine spre articulaţie, altfel curgerea ar fi blocată.

5.15.6. Ventile de reţinere cu stop

Ventilul de reţinere cu stop este arătat în

figura alăturată, 5.24. Este o

combinaţie dintre un ventil de reţinere cu deplasare cu unul de reglare. Are un ax care atunci când este închis, previne discul să iasă de pe scaun şi să asigure etanşare bună,

Page 60: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

similară unui ventil de reglare. Fig.5.24 Ventile de reţinere cu stop Atunci când axul este operat la poziţia deschis ventilul funcţionează ca un ventil de reţinere cu deplasare. Axul nu este conectat cu discul şi funcţionează la închiderea ventilului etanş sau să limiteze deplasarea discului în direcţia deschis.

5.16. Ventile de suprapresiune şi de siguranţă Aceste tipuri de ventile previn deteriorarea echipamentelor prin eliberarea suprapresiunii accidentale a sistemelor cu fluide. Diferenţa principală între ventilele de suprapresiune şi cele de siguranţă este deschiderea la referinţa de presiune. Ventilul de suprapresiune, figura 5.25 se deschide gradual atunci când presiunea creşte peste presiunea de referinţă. Ventilul de suprapresiune se deschide doar pentru a elibera suprapresiunea. Ventilul de siguranţă figura 5.26, ilustrat mai jos se deschide rapid când se atinge referinţa de presiune. Ventilul de siguranţă rămâne deschisă până când presiune scade sub presiunea de resetare. Presiunea de resetare este mai scăzută decât cea de referinţă. Diferenţa dintre presiunea de acţionare şi presiunea la care ventilul de siguranţă se resetează se numeşte descărcare – blowdown. Fenomenul de descărcare este exprimat procentual la limita presiunii de acţionare. Ventilele de suprapresiune se folosesc la lichide incompresibile precum apa sau uleiul. Ventilele de siguranţă se folosesc pentru fluide compresibile precum abur sau alte gaze. Ventilele de siguranţă prezintă şi un levier extern pe vârful ventilului şi este folosit pentru controlul exploatării.

Page 61: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

Fig. 5.25 Ventile de suprapresiune

În figura de mai sus la ventilul de suprapresiune sistemul de presiune asigură o forţă care încearcă să împingă discul ventilului de siguranţă de pe scaun. Presiunea arcului de pe ax forţează discul pe scaun. La presiunea determinată de compresia arcului, presiunea sistemului depăşeşte presiunea arcului şi ventilul de suprapresiune se deschide. Când presiunea este eliberată ventilul se închide când presiunea arcului depăşeşte presiunea sistemului. Cele mai multe ventile de suprapresiune şi siguranţă se deschid contra forţei de apăsare al arcului de compresie. Presiunea de referinţă se ajustează cu ajutorul piuliţelor de ajustare de pe vârful jugului prin creşterea sau descreşterea compresiei arcului.

Page 62: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

Fig. 5.26 Ventile de de siguranţă

5.16.1 Ventile de suprapresiune operate cu pilot

Acest tip de ventile sunt proiectate să menţină presiunea prin folosirea unei treceri mici la vârful pistonului care se conectează la ax astfel ca presiunea sistemului să închidă ventilul principal de suprapresiune. Când se deschide ventilul pilot presiunea se eliberează de la piston şi presiunea sistemului de sub disc deschide ventilul principal. Astfel de ventile pilot

Page 63: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

sunt operate cu solenoid care sunt energizate cu un semnal de punere sub tensiune dat de sistemul de măsură al presiunii.

5.17 Rezumat Informaţiile rezumate în acest capitol sunt următoarele. Tipuri de ventile Denumire: robinete, ventile vane, armături Ventile de închidere (gate valves) folosite în sisteme unde sunt dorite rezistenţe hidraulice scăzute pentru ventilul complet deschise şi nu este necesară reglarea curgerii. Ventile de reglare (globe valves) sunt folosite pentru caracteristicile de reglare şi pierderi scăzute prin scaun, sunt dorite şi la pierderi mari de presiune la un ventil deschis. Ventile cu bilă (ball valves) permit operare rapidă închis –deschis şi au slabe caracteristici de reglare. Ventile dopplug valves) sunt des folosite să direcţioneze curgeri directe în mai multe direcţii prin mai multe orificii folosind doar oi singură vană. Ventile cu membrană (diaphragm valves) şi ventile de obturare ( pinch valves) folosite în sisteme unde se doreşte izolarea faţă de fluid a mecanismelor ventilului. Ventile fluture (butterfly valves) asigură avantaje de greutate, cost şi utilizări la dimensiuni mari. Ventilele de reţinere (check valves) se deschid automat pentru a permite curgerea într-o direcţie şi să interzică curgerea în direcţia opusă. Ventilul de reţinere cu stop (stop check valve ) este combinaţia unui ventil cu deplasare şi un ventil de reglare încorporând ambele caracteristici. Ventilele de suprapresiune şi siguranţă (safety/relief valves) sunt folosite la protecţia de suprapresiune a unui sistem.

Page 64: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

6 ACŢIONARE VENTILE Câteva din acţionările sunt necesare pentru a duce ventilul într-o anume poziţie. Acţionările variază de la manete simple manuale la acţionări complexe electrice şi hidraulice. Tipuri de acţionări: a. Manual b. Motor electric c. Pneumatic d. Hidraulic e. Solenoid

6.1 Introducere Acţionările ventilelor sunt selecţionate pe baza unor factori ce includ forţa necesară pentru acţionare şi de nevoia de acţionare automată. Acestea includ acţionări manuale, cu motor electric, pneumatice, hidraulice, cu solenoid, piston hidraulic, auto acţionate. Toate acţionările sunt subiectul unor automatizări cu excepţia celor manuale.

6.2. Acţionări manuale, fixe şi cu ciocan Acţionarea manuală este capabilă de a pune ventilul în orice poziţie dar nu permite acţionarea automată. Cel mai comun tip de acţionare manuală este de tip roată acţionată manual, figura 6.1. Acestea includ roţi fixate pe ax, roţi cu manetă, şi roţi conectate prin sistem de cremalieră. Fig.6.1 Acţionări manuale

6.3 Roţi manuale fixate de ax După cum se observă în figură, roţile manuale fixate de ax arată avantajele unei roţi manuale. Când aceste ventile sunt expuse la temperaturi înalte, acţionarea ventilelor în operare este dificilă.

Page 65: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

6.4. Roţi manuale ciocan După cum s-a ilustrat în figura alăturată, fig. 6.2 roata manuală ciocan se mişcă liber prin porţiunea de rotaţie şi se loveşte de o ureche de pe o roată secundară. Roata secundară este ataşată la axul ventilului. Cu acest aranjament ventilul este închis ferm sau deschis când este blocat de urechi. Fig.6.2 Roţi manuale ciocan

6.5 Acţionări de pinioane Pentru uşurarea acţionării manuale, capacul ventilului se fixează cu un sistem cu planetar manual cum este arătat în figura alăturată, 6.3. Un levier sau o roată manuală ataşată unui ax cu pinion permite ca să fie acţionat ventilul la o forţă necesară pentru două persoane. Folosirea motoarelor portabile cu aer conectate la un ax cu pinion descreşte timpul de operare. Fig. 6.3 Acţionări de

pinioane

Page 66: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

6.6 Acţionare motor electric Motoarele electrice permit operarea manuală, semi-automată şi automată. Sunt folosite pentru funcţie de tip închis-deschis, cu toate că sunt adaptabile poziţionării ventilului la orice poziţie cum se ilustrează în poziţia de mai jos, figura 6.4. Motorul este reversibil cu viteză mare, conectat printr-un sistem cu pinion pentru reducerea vitezei motorului şi să crească forţa la ax. Direcţia rotaţiei motorului determină direcţia mişcării discului. Acţionarea electrică poate a fi semi-automată, când motorul este pornit este acţionat de sistemul de control. O roată manuală care poate fi angajată la trenul de pinioane asigură şi manevrarea manuală. Relee de limitare sunt asigurate normal pentru oprirea automată a motorului la complet deschis şi complet închis. Aceste relee limitatoare sunt acţionate, sau fizic prin poziţionarea ventilului, sau prin forţa motorului.

Fig.6.4 Acţionare motor electric

6.7 Acţionări pneumatice Acest tip de acţionare ilustrat în figura de mai jos acţionează semi automat şi automat ventilul. Acest sistem translatează un semnal de aer în mişcarea axului prin presiunea aerului acţionând asupra unei membrane sau piston conectat axului. Acţionarea pneumatică este folosită ventilele de reglaj pentru poziţia deschis – închis când acţiunea rapidă este cerută. Când presiunea de aer închide ventilul şi arcul deschide ventilul acţionarea se numeşte acţiune inversă. Acţionările Duplex au aer alimentat din ambele părţi ale membranei. Presiunea diferenţială peste membrană poziţionează axul ventilului. Operarea automată este asigurată când semnalul de aer este automat şi controlat de către circuit. Funcţionarea semi-automată este prevăzută de către relee manuale din circuite către ventilele de control al aerului.

6.8. Acţionări hidraulice Asigură poziţionarea semi-automată sau automată a ventilului fiind similară cu acţionarea pneumatică, figura 6.5. Aceste acţionări folosesc un piston un piston care converteşte semnalul de presiune în mişcarea axului ventilului. Fluidul hidraulic este alimentat într-o parte a pistonului în timp ce pe cealaltă parte este drenată sau are scurgeri. Apa sau uleiul se folosesc ca lichid hidraulic.

Page 67: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

Ventilele solenoid sunt tipic folosit pentru controlul automat al fluidului hidraulic pentru a direcţiona deschiderea sau închiderea ventilului. Ventilele manuale sunt folosite de asemenea pentru controlul fluidului hidraulic, asigurând o funcţionare semi-automată.

Fig.6.5 Acţionare pneumatică

6.9 Ventile auto-acţionate Ventilele auto-acţionate folosesc fluidul sistemului pentru poziţionarea ventilului. Ventilele de suprapresiune, ventilele de siguranţă, ventile de reţinere şi colectoarele de abur sunt exemple pentru ventile auto-acţionate. Toate aceste ventile folosesc aceste caracteristici ale fluidului de lucru pentru acţionarea ventilului. Nu există surse externe de putere în afară de energia fluidului.

Page 68: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

6.10 Ventile acţionate cu solenoid Aceste ventile asigură închiderea-deschiderea ventilului cum se vede în figura alăturată, 6.6. Ventilele solenoid sunt tipic folosite pentru controlul automat al fluidului hidraulic pentru a direcţiona deschiderea sau închiderea ventilului. Ventilele manuale sunt folosite de asemenea pentru controlul fluidului hidraulic, asigurând o funcţionare semi-automată.

Fig.6.6 Ventil acţionat cu

solenoid Cele mai multe ventile acţionate cu solenoid au o acţionarea manuală care deconectează solenoidul şi poziţionează manual ventilul. Solenoidul poziţionează ventilul prin atragerea unui pastila magnetic ataşat de axul ventilului. La ventilele cu solenoid singular presiunea arcului acţionează împotriva mişcării pistonului când se energizează solenoidul. Aceste ventile sunt aranjate astfel ca puterea solenoidului, fie deschide, fie închide ventilul. Când puterea solenoidului este tăiată, arcul readuce ventilul la poziţia opusă. Două bobine solenoid pot fi utilizate pentru închidere-deschidere aplicând puterea la respectivul solenoid. Ventilul cu solenoid singular se consideră defect deschis sau defect închis depinzând de poziţia ventilului cu solenoidul de-energizat. Ventilele defect deschis se deschid prin presiunea arcului şi sunt închise de solenoid. Ventilele defect închise sunt închise de presiunea arcului şi deschise de alimentarea solenoidului. Ventilele cu solenoid se folosesc pentru controlul alimentării cu aer la acţionarea pneumatică şi astfel poziţia ventilului acţionat pneumatic.

6.11 Viteza sistemelor de acţionare al ventilelor Consideraţiile de securitatea dictează viteza de funcţionare a ventilelor pentru anumite ventile cu funcţii de securitate. Sunt certe cerinţe ca anumite ventile să fie închise sau deschise foarte rapid. Deschiderea unui ventil ce poate determina injecţia de apă relativ rece într-un sistem

Page 69: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

fierbinte şi este necesară minimizarea şocului termic. Ingineria de proiectare selecţionează sistemul de acţionare, funcţie de viteză şi cerinţe de alimentare cu curent, cât şi disponibilitatea sursei de curent. În general cea mai rapidă acţionare este dată de acţionări hidraulice, pneumatice, solenoid. Solenoidul nu este practic pentru ventile mari, vane, din cauza cerinţelor excesive de putere. Cele hidraulice sau pneumatice cer un sistem care să asigure suficientă energie hidraulică sau pneumatică. Motoarele electrice pot asigura acţionare relativ rapidă. Viteza ventilului este dată de combinaţia vitezei motorului şi raportul pinioanelor. Combinaţia poate fi suficientă pentru cursa completă a ventilului să fie cam de la 2 secunde la câteva secunde.

6.12. Indicarea poziţiei ventilelor Operatorii cer indicaţia poziţiei ventilului pentru funcţionarea centralei. Pentru astfel de ventile indicaţia lor la distanţă este dată de lumini de poziţie care arată dacă sunt închise/deschise. Circuitul de indicaţie a poziţiei foloseşte un detector de poziţie care simte poziţia axului şi a discului sau poziţia sistemului de acţionare. Un astfel de detector este un releu mecanic de limitare care este acţionat de mişcarea ventilului. Alt tip este releul magnetic sau transformatori care simt mişcarea pistonului lor magnetic. Indicatorii de poziţie locali se referă la anumite caracteristici ale ventilului care dau indicaţii asupra poziţiei. Ridicarea axului indică poziţia ventilului. Cele fără mişcarea axului au pointeri mecanici care sunt acţionaţi simultan de acţionarea ventilului. Ventilele acţionate cu motor au un pointer mecanic care dă indicaţii de poziţie. Dar unele ventile nu au indicaţii de poziţie.

6.13 Rezumat Cele mai importante informaţii ale acestui capitol sunt rezumate aici. Rezumat acţionări ventile Acţionările manuale sunt cele mai obişnuite, au roţi manuale, sau cu pinioane ataşate de ax. Motoarele electrice sunt motoare reversibile conectate la ax printr-un tren de pinioane care reduc viteza de rotaţie şi să crească forţa de acţionare. Acţionările pneumatice folosesc aer sub presiune pe ambele părţi ale unei membrane care dau forţa de poziţie a ventilului. Acţionările hidraulice folosesc lichid sub presiune pe ambele părţi ale unui piston care poziţionează ventilul. Solenoidul are un pastila magnetic ataşat de axul ventil. Forţa de poziţionare vine de la atracţia magnetică dintre pastila şi bobină al unui electromagnet din acţionarea ventilului.

Page 70: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

7 PRESSURIZORII Presurizorii sunt folosiţi pentru controlul presiunii din circuitul unui reactor nuclear. Presurizorul este componenta care permite unui circuit cu apă într-un PWR sau PHWR să-şi menţină ridicată temperatura apei fără fierbere.

7.1 Introducere Sunt două tipuri de presurizor:

Static - parţial umplut cu o cantitate cerută de gaz prinsă în zona de vid Dinamic – tanc în care ambientul saturat se controlează prin folosirea unor

încălzitoare (care controlează temperatura) şi sprayuri (pentru controlul presiunii) Subiectul acestui capitol va fi presurizorul dinamic. Acesta foloseşte controlul presiunii din sistem pentru a menţine fluidul la temperatură ridicată fără a se declanşa fierberea chiar când sistemul se află în situaţii anormale. Procesul de evaporare – lichidul trece în vapori sub punctul de fierbere. Toate moleculele din sistem sunt în continuă agitaţie, unele având o energie mai ridicată. Această energie scapă la suprafaţa lichidului şi trece în atmosferă, fiind în stare gazoasă de vapori. Lichidele la temperaturi ridicate au mai multe molecule care scapă sub formă de vapori. Dacă lichidul este într-o incintă închisă, spaţiul de deasupra lichidului devine saturat cu vapori, unele reîntorcându-se în lichid când le scade viteza şi energia. Reîntoarcerea vaporilor în lichid se numeşte condensare. Când volumul de vapori care condensează este egal cu cel care se evaporă apare un echilibru dinamic între lichid şi vapori. Presiunea exercitată asupra suprafeţei de lichid de vapori se numeşte presiune de vapori. Presiunea vaporilor creşte cu temperatura lichidului până la atingerea presiunii de saturaţie, la care lichidul fierbe. Când se evaporă lichid, acesta pierde moleculele de cea mai mare energie şi energia medie pe moleculele din sistem scade. Aceasta determină reducerea temperaturii în lichid. Fierberea este activitatea observată în lichid când se schimbă se schimbă din faza lichidă la cea de vapori prin adiţiune de căldură. Termenul lichid saturat este folosit pentru un lichid care se află la punctul de fierbere. Apa la presiunea atmosferică şi la 1000C este un exemplu de lichid saturat. Aburul saturat este abur la aceeaşi temperatură şi presiune a apei din care se formează. Este apă în formă de lichid saturat la care se adaugă căldura latentă de vaporizare. Atunci când adăugăm căldură la aburul saturat care nu este în contact cu lichidul temperatura lui creşte şi avem abur supraîncălzit. Temperatura aburului supraîncălzit exprimată în grade deasupra saturaţiei se cheamă grade de supraîncălzire.

7.2 Descriere generală Presurizorul asigură un punct de echilibru între lichid şi vapori în condiţie de saturaţie pentru controlul presiunii. Cu toate că proiectul diferă funcţie de circuit primar şi reactor presurizorul de PWR tipic este la 3600C şi 17.68MPa.

7.3 Pressurizorii dinamici Presurizorul, figura 7.1 dinamic serveşte la:

Menţine presiunea la deasupra punctului de saturaţie. Asigură mijloace de control al dilatării şi contracţiei fluidului din sistem

Page 71: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

Asigură mijloace de control al presiunii sistemului Asigură mijlocul evacuării gazelor dizolvate din sistem prin ventilarea spaţiului de

vapori al presurizorului.

7.4. Construcţie Un presurizor dinamic este construit dintr-un vas echipat cu o sursă de încălzire formată din încălzitori electrici la baza vasului, o sursă de apă de răcire, un ştuţ de sprai. Acesta este un dispozitiv localizat la vârful presurizorului şi difuzează apa rece. Presurizorul dinamic trebuie conectat cu sistemul pentru a avea o presiune diferenţială pe el. Conexiunea de la fund numită şi linie de injecţie, este cea mai mică dintre cele două linii de presiune. Conexiunea superioară numită linia de sprai este cea de cea mai mare presiune. Presiunea diferenţială se obţine prin conectarea presurizorului la intrarea şi ieşirea pompei de circulaţie a sistemului. Linia de injecţie este legată aspiraţia pompei, cea de sprai este conectată pe descărcarea pompei. Capacul şi fundul semisferic se fac din oţel carbon cu teacă de oţel inoxidabil austenitic pe

Fig.7.1 Presurizorul

Page 72: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

părţile în contact cu circuitul primar. Presurizorul poate fi activat în două moduri. Umplerea parţială a presurizorului cu apa din sistem până la un nivel predeterminat, încălzitoarele sunt pornite că crească temperatura. Atunci când apa atinge temperatura de saturaţie. Apa în fierbere umple vidul de deasupra creând un mediu saturat de apă şi abur. O altă metodă include umplerea completă, încălzirea apei la temperatura dorită, apoi drenajul parţial al amestecului apei – abur pentru a crea un void de abur la vârful vasului. Temperatura apei determină cantitatea presiunea dezvoltată în spaţiul de abur şi cu cât funcţionează încălzitoarele cu atâta devine mai fierbinte mediul ambiant. Mai cald ambientul, mai mare presiunea. Un ventil de control pe sprai determină posibilitatea de a admite apă rece din vârful presurizorului prin ştuţul de sprai. Adăugarea de apă rece condensează aburul scăzând temperatura apei şi reduce presiunea în sistem.

7.5. Funcţionare Nivelul de apă din presurizor este direct dependentă de temperatură şi astfel de densitatea apei din circuitul de care este legat. Creşterea temperaturii din circuitul primar duce la scăderea densităţii., care determină dilatarea apei şi ca nivelul să crească în presurizor. Creşterea nivelului din presurizor se numeşte injecţie spre presurizor. Aceasta comprimă spaţiul de vapori care în schimb determină creşterea presiunii care determină o mică parte din aburul supraîncălzit să intre în contact cu lichidul subrăcit din presurizor. Aburul supraîncălzit transferă căldură către lichid şi către pereţii presurizorului, restabilind şi menţinând condiţiile de saturaţie. Scăderea temperaturii sistemului determină creşterea densităţii şi contractarea volumului. Contracţia (scăderea) nivelului presurizorului şi creşterea spaţiului de vapori numită descărcare din presurizor. Creşterea spaţiului de vapori determină descreşterea presiunii şi crearea de mai mult abur. Creşterea cantităţilor de abur restabileşte starea de saturaţie. Producerea de abur continuă până când descreşterea nivelului de apă se opreşte şi se restaurează condiţiile de saturaţie la o presiune oarecum mai scăzută. La fiecare caz, condiţiile finale plasează nivelul presurizorului la o nouă valoare. Presiunea circuitului rămâne la valoarea aproximativă anterioară cu o mică variaţie de presiune în timpul schimbării de nivel în situaţia în care schimbarea de nivel nu este foarte mare. În practică pe baza saturaţiei nu se pot manipula toate variaţiile de presiune. În condiţiile în care circuitul primar apa se injectează în presurizor mai rapid decât poate funcţiona presurizorul se poate regla funcţionarea prin acţiune spraiului. Spraiul determină aburul să condenseze mai rapid controlând creşterea de presiune. Când are loc o descărcare importantă din presurizor nivelul poate descreşte rapid şi apa nu poate produce suficient abur. Aceasta determină scăderea presiunii. Încălzitoarele adaugă energie apei şi cresc producţia de abur mai rapid reducând scăderea de presiune. Încălzitoarele pot fi lăsate să restabilească temperatura de saturaţie originală şi presiunea. În unele proiecte încălzitoarele presurizorului sunt în funcţiune tot timpul pentru a compensa pierderile de căldură către mediul ambient. Încălzitoarele şi spraiul sunt proiectate să compenseze volumul descărcat. Volumul descărcat este volumul care compensează contracţia la fel cu cel injectat pentru dilatare şi este proiectat să fie normal pentru funcţionarea normală a presurizorului. Tranzienţii centralei rezultă uneori în descărcări sau încărcări mai mari decât cele normale. Când aceste variaţii exced presurizorul şi acesta nu mai poate menţine presiunea în condiţii normale. Funcţionarea presurizorului incluzând spraiul şi încălzitoarele sunt controlate automat. Este necesară monitorizarea când capacitatea de control nu mai poate face faţă, căci pot apărea dezastre fără acţiunile corective ale operatorilor.

Page 73: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

7.6 Rezumat Informaţiile importante despre presurizor sunt rezumate aici. Rezumat presurizor Sunt două tipuri de presurizor -- static şi dinamic Scopul presurizorului:

Menţine presiunea circuitului deasupra saturaţiei Asigură un volum de compensare la dilatarea şi contracţia volumului circuitului Asigură mijloace de control a presiunii circuitului Asigură condiţii de evacuarea a gazelor din circuit

Ştuţul de sprai este un dispozitiv pe vârful presurizorului, folosit pentru difuzia apei pentru a reduce presiunea prin condensarea de abur. Volumul injectat este volumul absorbit de presurizor în timpul creşterii nivelului pentru compensarea creşterii temperaturii în circuit. Volumul descărcat de presurizor în timpul descreşterii nivelului pentru compensarea reducerii temperaturii în circuit Volumul de compensare este acel volum de apă care să compenseze dilatarea şi contracţia sistemului şi este proiectat ca o trăsătură a presurizorului.

Page 74: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

8 ELEMENTE COMBUSTIBILE În acest capitol sunt prezentate elementele combustibile ale zonei active ale reactorului nuclear. Sunt prezentate cerinţele de proiectare şi performanţele lor. Capitolul prezintă elementele combustibile ale reactorului PWR

8.1 Introducere Funcţia unei centrale nuclearoelectrice este de a furniza puterea cerută de reţea, în limitele caracteristicilor sale nominale. Această funcţie trebuie asigurată în condiţii economice acceptabile, cu respectarea cerinţelor securităţii nucleare, ţinând seama de limitele tehnologice ale utilizării materialelor şi componentelor.

Alegerea caracteristicilor zonei active şi ale elementelor combustibile va trebui să fie, cel puţin în parte, rezultatul căutării celui mai bun compromis între aceste exigenţe. Condiţiile impuse zonei active şi elementelor combustibile, din punct de vedere al puterii termice, rezultă din cererea de putere electrică impusă unităţii nuclearoelectrice de personalul de exploatare sau reţea. Ele se pot grupa în trei cerinţe principale:

disponibilitatea de a furniza energie până la puterea termică corespunzătoare puterii electrice maxime autorizate a unităţii,

posibilitatea de a varia nivelul puterii furnizate, pentru a răspunde unei cereri urgente fie printr-o variaţie rapidă a puterii, fie printr-o modificare progresivă a sarcinii,

posibilitatea organizării opririlor în vederea descărcării şi încărcării combustibilului de o manieră armonizată pe ansamblul unitate nucleară-centrală nuclearo electrică - sistem de centrale nucleare.

Pentru un sistem se ia în considerare economia de ansamblu, a întregii reţele, întreţinerea instalaţiilor, gestiunea personalului implicat. În prezent periodicitatea reîncărcărilor trebuie să fie de circa un an (cu excepţia CNE cu încărcare în sarcină), avându-se totuşi în vedere o anumită supleţe care permite o contribuţie mai mare a unităţilor la rezolvarea problemelor de exploatare a reţelei, fie când reactoarele trebuie oprite în avans, fie când funcţionarea trebuie prelungită peste data prevăzută (strech-out). În afara condiţiilor dictate de exploatarea curentă a unităţilor în funcţiune, concepţia şi dezvoltarea elementelor combustibile trebuie să ţină seama şi de condiţiile viitoare de utilizare:

creşterea duratei ciclului între descărcări pentru atingerea progresivă a unui ciclu de 18 luni, cu reînnoirea unei treimi de zonă activă la fiecare oprire, sau menţinerea campaniei anuale cu schimbarea a mai puţin de o treime. În ambele situaţii este necesară creşterea îmbogăţirii uraniului pentru atingerea unui grad de ardere superior (de ordinul 45 000-60 000 MWz/tU) sau utilizarea absorbanţilor consumabili integraţi în combustibil.

creşterea puterii în vederea asigurării funcţionării la o valoare medie a puterii egală cu puterea nominală,

perspectivele de reutilizare a plutoniului şi uraniului de retratare.

Page 75: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

8.2 Cerinţe în proiectarea combustibilului

8.2.1 Concepţia elementului combustibil

Parametrii cei mai importanţi care caracterizează comportarea elementului combustibil în funcţionarea reactorului sunt:

eforturile şi deformaţia tecii, temperaturile combustibilului şi tecii. degajarea produselor de fisiune gazoase şi presiunea internă în elementul

combustibil. Aceşti parametri sunt studiaţi în condiţiile cele mai defavorabile de exploatare pentru

a se îndeplini criteriile (condiţiile) tehnice de proiectare. Aceste criterii pornesc de la menţinerea integrităţii elementului combustibil în condiţiile îndeplinirii funcţiilor sale: generarea şi transferul de căldură în circuitul primar, reţinerea produselor de fisiune.

Pentru teacă se determină: auto-portanţa. Grosimea tecii se determină astfel încât aceasta să nu colapseze

instantaneu pe pastila şi nici să nu devină solidară de la început cu pastilele de uraniu. Aceasta previne pe de altă parte colapsarea tecii în cazul apariţiei unor jocuri axiale între pastile.

limita elastică. Efortul efectiv mediu în teacă nu trebuie să depăşească limita de elasticitate a materialului. Această cerinţă are ca scop evitarea tensiunilor excesive la gradienţi de temperatură rapizi, care nu permit relaxarea acestora.

deformaţia maximă. Deformaţia uniformă pe circumferinţă maximă pe care o poate suporta o teacă în urma unei variaţii locale de putere este limitată. Această cerinţă are ca scop minimizarea riscului potenţial de ruptură a tecii datorită unei deformaţii importante. Este vorba în principal de regimurile tranzitorii care produc deformaţii lente, sub limita de elasticitate:

uzura prin frecare. Forţa exercitată de celula grilei asupra tecii trebuie astfel aleasă încât uzura prin frecare să nu depăşească o anumită fracţiune a grosimii tecii , iar valoarea forţei să rămână pozitivă în scopul de a asigura menţinerea elementului la nivel în fiecare grilă pe toată durata iradierii. Astfel se limitează şi vibraţiile induse de agentul primar.

oboseala. Limita de rezistenţă la oboseala a tecii nu trebuie atinsă în condiţiile variaţiilor ciclice de putere.

temperatura exterioară a tecii. Această temperatură este limitată la funcţionarea normală şi la funcţionarea accidentală la supraputere, scopul fiind de a se limita astfel coroziunea excesivă a tecii şi oxidarea prin hidrurare.

Pentru pastila combustibil şi pentru elementul combustibil cerinţele de proiectare se referă la:

temperatura maximă în pastila. Ea trebuie să fie întotdeauna inferioară temperaturii de topire a UO2 (care este de 2800oC pentru combustibilul neiradiat şi descreşte cu iradierea), pentru a se reduce degajarea produselor de fisiune gazoase.

presiunea internă a elementului combustibil, care este determinată de gazele de fisiune acumulate şi a presiunii iniţiale. Ea nu trebuie să depăşească valoarea care ar conduce, în funcţionare normală, la creşterea sau la restabilirea jocului diametral pastila-teacă prin fluajul tecii.

Page 76: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

stabilitatea coloanei de pastile. De exemplu, la PWR resortul situat în camera de expansiune a elementului combustibil trebuie să împiedice orice deplasare a pastilelor de combustibil în teacă în decursul transportului, înainte de iradiere.

Studiile analitice se efectuează cu ajutorul unui cod termomecanic, printr-o succesiune de iteraţii care permit determinarea efectelor combinate ale temperaturii, presiunii, comportării elastice şi plastice a tecii, ale degajării produselor de fisiune gazoase, ale umflării combustibilului în funcţie de durata iradierii şi de nivelul de putere. Limitările tehnologice de care trebuie să se ţină seama la nivelul zonei active se referă în principal la elementele combustibile şi privesc:

răcirea elementelor combustibile. Pentru evitarea deteriorării acestora se iau în consideraţie două situaţii: criza fierberii şi răcirea în cazul LOCA.

topirea pastilelor combustibile. Temperatura de topire care se ia în consideraţie corespunde situaţiei celei mai defavorabile - iradiere maximă.

panta variaţiilor de putere care pot produce, de la o anumită iradiere, defectarea elementului combustibil. În cazurile cele mai defavorabile creşterea de putere admisă este limitată la 3% din puterea nominală pe oră.

gradul de ardere maximal. Limitările amintite mai sus şi evoluţia proprietăţilor fizice ale oxidului de uraniu şi tecii în condiţiile de temperatură, presiune şi flux din reactor conduc la o probabilitate mărită a defectării elementului combustibil prin pierderea etanşeităţii tecii. De aceea gradul de ardere al combustibilului se limitează pentru a menţine probabilitatea de ruptură sub 1/1000.

8.2.2 Proiectarea elementului combustibil

Comportarea elementului combustibil trebuie analizată în condiţiile în care el va lucra pe parcursul vieţii lui:

situaţii în afara funcţionării (în afara reactorului) şi situaţiile cele mai frecvente de funcţionare în reactor-funcţionarea normală şi

funcţionarea în regim de incident (avarie). În ultima categorie intră şi accidentele ipotetice prevăzute pentru analizele de securitate nucleară a rectorului: LOCA şi seismul bază de proiectare. Studiile realizate trebuie să permită verificarea comportării elementului combustibil în sensul asigurării unor performanţe satisfăcătoare din punct de vedere al securităţii nucleare în regim de funcţionare normală sau anormală. În aceasta se includ şi cercetările legate de comportarea şi urmările fazelor de fabricaţie, transport şi depozitare asupra performanţelor ulterioare în reactor. Obiectivele de performanţă şi securitate se regăsesc în cerinţele funcţionale cum ar fi:

menţinerea pe toată durata de viaţă a elementului combustibil a regularităţii reţelei în limite conforme cu ipotezele de proiectare şi studiile termo-hidraulice,

asigurarea integrităţii elementului combustibil (funcţia de primă barieră) în condiţiile unei poziţionări satisfăcătoare în zona activă,

asigurarea unor timpi de cădere şi frânare pentru barele sistemului de reactivitate în concordanţă cu limitele fixate prin studiile de funcţionare,

asigurarea în caz de accident a condiţiilor de securitate ale zonei active - menţinerea geometriei zonei active pentru realizarea răcirii şi introducerea completă a barelor de siguranţă.

Pentru dimensionarea elementului combustibil trebuie luate în calcul eforturile la care acesta va fi supus în diverse situaţii. Astfel în reactor:

Page 77: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

eforturi mecanice datorate greutăţii proprii, localizate în principal la nivelul elementului combustibil,

eforturi hidraulice date de forţă arhimedică şi de curgere (datorită frecărilor şi pierderilor locale la nivelul grilelor şi elementelor de capăt),

eforturi exterioare date de compresia arcurilor de menţinere, de sistemul de menţinere al barelor fixe, de sarcinile aplicate în timpul frânării căderii barelor de siguranţă,

eforturi de comprimare datorită dilatării inegale dintre combustibil şi tuburile de ghidare.

În transport şi manipulare. În acest caz accelerările produc eforturi datorită inerţiei, eforturi care se localizează la nivelul elementelor combustibile. Proiectarea are la bază suma:

studiilor analitice realizate pe modele prin metoda cu elemente finite, încercărilor mecanice, hidraulice şi termo-hidraulice pe componente şi ansamblul lor, studiilor de anduranţă în bucle experimentale în şi în afara reactorului, coroborate cu

experienţa de exploatare acumulată pe produse asemănătoare. Studiile se fac pentru fiecare componentă a ansamblului combustibil şi urmăresc atât determinarea eforturilor cât şi determinarea marjelor de proiectare disponibile.

8.3 Studiul comportării combustibilului Analiza defecţiunilor însoţită de examenele practice complexe (nedistructive şi

distructive) asupra combustibilului iradiat, împreună cu informaţia acumulată în timp, permit diagnosticarea cauzelor şi prognozarea comportării combustibilului nuclear. După fiecare ciclu de iradiere, în laboratoarele centralei nucleare se studiază comportamentul combustibilului iradiat pe elemente caracteristice, care au fost luate de etalon, determinate şi înregistrate înainte de iradiere. Aceste examene nedistructive se referă la dimensiunile casetelor şi elementelor combustibile (lungime, săgeată, torsiune, înclinaţie) precum şi la oxidarea şi depunerile de pe teci. Pentru elementele iradiate în laboratoarele de examinare post-iradiere (LEPI) cu camere fierbinţi se determină forţele necesare pentru extragerea grilelor, se fac examene vizuale şi examene distructive. Testele de etanşeitate se pot face pe toate casetele extrase sau numai pe o parte, în clădirea auxiliarelor combustibilului, prin încălzirea lor şi determinarea prezentei gazelor scăpate (sipping test). Experienţa acumulată până în prezent clasifică elementele combustibile care prezintă singularităţi în trei grupe:

elemente accidentate etanşe, elemente neetanşe în urma unei acţiuni externe, elemente neetanşe datorită pastilei de combustibil.

Cel mai adesea elementele avariate dar etanşe prezintă deformaţii la nivelul grilelor, apărute în cursul operaţiilor de manipulare. Acţiunile externe sunt de cele mai multe ori rezultatul prezentei unor corpuri metalice care migrează prin în circuitul primar. De asemenea datorită vibraţiilor excesive în anumite reactoare s-a ajuns la fracturarea elementelor combustibile (Fessenheim, Bugey). Rupturile provocate de pastila reprezintă circa 25% din defecte.

8.4. Combustibilul pentru reactoare cu apa sub presiune - PWR Reactoarele cu cea mai mare dezvoltare sunt cele în care un singur mediu (apă sau apă grea) îndeplineşte simultan rolurile de agent de răcire şi de moderator. Acest tip de reactoare prezintă următoarele avantaje generale:

Page 78: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

tehnologie accesibilă şi condiţii relativ simple de experimentare a proprietăţilor apei, care joacă şi rolul de mediu de protecţie şi de răcire în depozitul de combustibil,

putere specifică şi totală ridicate, posibilitatea manipulării combustibilului sub nivelul apei, posibilitatea folosirii schemei cu un singur circuit (în cazul BWR), putere de moderare ridicată a apei pentru energii inferioare pragului de fisiune al

U235 care, asociată cu împrăştierea slabă a neutronilor de energii mari, permite grade de ardere ridicate pentru îmbogăţire medie,

stabilitate, datorită coeficientului negativ de variaţie a reactivităţii cu temperatura. Neajunsurile teoretice ale acestui tip de reactoare sunt legate de proprietăţile şi comportarea apei:

secţiune de absorbţie mare în comparaţie cu alte materiale moderatoare, ceea ce necesită îmbogăţire a combustibilului,

presiune ridicată a apei pentru atingerea unui nivel de temperaturi utilizabile eficient energetic ,

procese de coroziune, care impun utilizarea unor materiale superioare şi ridică probleme în legătură cu producerea, activarea şi reţinerea produselor de coroziune,

limitarea fluxului de căldură datorită apariţiei crizei fierberii, formarea produselor de radioliză, volumul mare al organelor de reglaj şi compensare.

Trecerea de la centralele prototip sau pilot, de puteri mici, la centralele din generaţia a doua şi dezvoltarea cu precădere a reactoarelor de tip PWR şi BWR au făcut posibilă acumularea unui volum imens de informaţii şi conturarea unor caracteristici distincte în concepţia sistemelor reactorului, în primul rând a combustibilului nuclear, ca şi tendinţa de tipizare a acestuia. După încercări de folosirea a elementelor combustibile sub formă de plăci (preluate de la reactoarele de cercetare ale timpului), s-au impus elementele cilindrice de tip creion sau vergea, cu o lungime egală sau mai mare decât a zonei active, grupate în ansambluri combustibile (casete). Ansamblul combustibil (caseta) reprezintă deci un ansamblu constructiv de elemente combustibile care asigură răcirea, prinderea corespunzătoare şi manipularea comodă a elementelor combustibile. Casetele trebuie să îndeplinească o serie de cerinţe cum ar fi: forma şi dimensiunile casetei trebuie să permită manipularea comodă, rapidă şi sigură a

combustibilului şi să corespundă construcţiei şi distribuţiei sistemului de reactivitate. Dimensiunile optime ale casetei sunt determinate în principal de considerente de fizica neutronilor şi sunt de ordinul 150-250 mm. Greutatea casetei atinge 300-600 kg şi este în principal limitată de forţele necesare pentru transportul şi extragerea ei din zona activă. Conturul exterior al casetei trebuie să fie regulat pentru o manipulare uşoară şi pentru evitarea spaţiilor goale, fără elemente combustibile, dintre casete.

elementele combustibile trebuie fixate în casete astfel încât să li se permită dilatarea termică, dar să se limiteze vibraţiile şi deformarea (curbarea) ca urmare a neuniformităţii distribuţiei energiei şi a abaterilor întâmplătoare de la dimensiunile şi proprietăţile fizice nominale în secţiunea transversală a fascicolului de elemente;

parametrii ca secţiunea de trecere, diametrul hidraulic, îmbogăţirea, precum şi diafragmarea agentului de răcire, trebuie stabiliţi astfel, încât să permită funcţionarea sigură, cu rezerva suficientă până la regimul periculos;

construcţia mecanică a casetei trebuie să permită folosirea ei îndelungată în condiţii de vibraţii, coroziune, de modificare a proprietăţilor materialelor constructive datorită

Page 79: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

iradierii şi, de asemenea, să suporte eforturile mecanice suplimentare la extragerea din zona activă, ca urmare a deformării, a micşorării sau înfundării spaţiilor libere, sau a instabilităţii dimensionale;

deteriorarea unui element constructiv al casetei nu trebuie să conducă la deteriorarea întregii casete, mai ales a elementelor combustibile;

construcţia casetei trebuie să permită amplasarea instrumentelor de măsură şi control ; trebuie evitată distribuţia neuniformă a materialelor constructive cu secţiune de absorbţie

şi de împrăştiere mare, pentru a nu se produce perturbaţii importante ale fluxului neutronic şi termic;

costul casetei (care se reflectă în componenta de combustibil a costului energiei) trebuie să fie minim. Acest deziderat se realizează prin minimizarea costului elementelor combustibile, prin tehnologii perfecţionate care limitează rebuturile, prin tipizare şi standardizare, prin refolosirea unor componente scumpe ale casetei.

Pentru exemplificare sunt prezentate caracteristicile reactoarelor PWR dezvoltate în Franţa, cu puteri de 900 MWe şi 1300 MWe. Zona activă a unui reactor de 900 MWe (1300 MWe) este alcătuită prin asamblarea unui număr de 157 (193) module combustibile (casete) (fig.8.1).Acestea sunt dispuse vertical, în trei zone de îmbogăţiri diferite, fiecare conţinând circa 52 (64) casete. Casetele cu cele două îmbogăţiri mai mici sunt dispuse în tablă de şah în centrul zonei active, iar cele cu îmbogăţire mai mare sunt amplasate la periferie. La sfârşitul campaniei casetele cu cea mai slabă îmbogăţire sunt descărcate, iar cele care rămân sunt repoziţionate din nou în tablă de şah în centrul zonei active. Această strategie se aplică la toate ciclurile următoare. Pentru prima încărcătură de combustibil îmbogăţirea iniţială a combustibilului este, pe zone, ca în figura 8.2. Începând cu prima reîncărcare se înlocuiesc cate 52 (64) casete cu casete noi, având o îmbogăţire de 3,25 (3,10) %, care sunt dispuse la periferie. Aceasta dispunere, denumită gestiune 1/3 ZA, asigură o repartiţie de putere cvasi-uniformă în zona activă şi realizează un grad de ardere mediu de circa 33000 MWz/tU. Există şi alte tactici de manipulare a combustibilului, de exemplu gestiunea 1/4 ZA combinată cu utilizarea unui combustibil cu îmbogăţire mai mare, care permite atingerea unui grad de ardere mai ridicat. Reactivitatea poate fi modificată cu ajutorul barelor de control (bare-deget sau cluster) şi a acidului boric dizolvat în apă. Barele de control permit pornirea, oprirea reactorului, urmărirea variaţiilor de sarcină şi compensarea variaţiei reactivităţii cu temperatura. Oprirea reactorului se face prin inserţia barelor sub acţiunea greutăţii proprii. Concentraţia de acid boric este reglată în funcţie de variaţia de reactivitate datorată epuizării progresive a combustibilului şi în funcţie de variaţia otrăvirii cu xenon ca urmare a variaţiilor de sarcină. Zona activă (fig.2.2) este susţinută de o structură internă a reactorului, realizată din oţel inoxidabil, care la rândul sau este suspendată de peretele vasului de presiune. In acest fel, în concepţia PWR vasul de presiune devine componenta cheie în ceea ce priveşte atât funcţia de securitate, cât şi din punctul de vedere al comportării mecanice, termice, al rezistenţei la coroziune, al posibilităţii creşterii puterii unitare. Reactoarele PWR cu puterea de 900 (1300) MW

e pot fi considerate aparţinând generaţiei a doua, cu caracteristici comerciale, dezvoltate

de-a lungul unei perioade de circa 20 de ani. Combustibilul pentru aceste reactoare a parcurs aceeaşi cale ca la reactoarele similare din SUA. Germania: pentru creşterea puterii unitare a reactorului şi mărirea gradului de ardere elementele combustibile au scăzut în diametru, numărul lor într-o caseta a crescut, s-a extins suprafaţa de schimb de căldură, s-au utilizat absorbanţi consumabili, s-au utilizat tehnici de uniformizare a distribuţiei de putere în volumul zonei active.

Page 80: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

Fig.8.1 Caseta de combustibil PWR

8.4.1 Elemente combustibile / casete

Elementele combustibile ale reactoarelor PWR de 900 şi 1300 MWe sunt grupate în casete, după o reţea pătrată de 17x17 elemente, cu pasul de 12,6 mm între ele (fig.8.1, fig.8.2, fig. 8.3). Într-o casetă sunt 264 de elemente combustibile, 24 de tuburi de ghidare care alcătuiesc scheletul casetei şi un tub pentru instrumentaţie, dispus central. Dimensiunile unei casete sunt 213,97 x 213,97 x 4796,1 (4058,6) mm. Scheletul casetei se compune din tuburile de ghidare şi de instrumentaţie care unesc între ele două elemente de capăt: unul superior şi unul inferior. Pe lungimea casetei sunt prevăzute 8 (10) grile de distanţare. Tubul pentru instrumentaţie este plasat central pentru a permite introducerea unui detector neutronic, iar tuburile de ghidaj permit introducerea barelor aparţinând sistemului de reactivitate, tipul barei fiind condiţionat de poziţia casetei în zona activă.

Page 81: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

Fig. 8.2 Secţiune orizontală prin vasul de presiune şi zona activă a reactorului PWR – EPR

Fig. 8.3 Secţiune printr-un ansamblu de elemente combustibile PWR Elementele combustibile, denumite uneori şi creioane combustibile datorită formei geometrice, sunt plasate în casetă între cele două elemente de capăt astfel încât să existe un joc între extremităţi.

Page 82: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

8.4.2 Elementele combustibile

Elementele combustibile sunt alcătuite dintr-o teacă de zircaloy 4 umplută cu pastile din UO2 şi închisă sub presiune de heliu (fig.8.4). Heliul are rolul de a ameliora transferul de căldură de la pastila de uraniu la teacă, iar presiunea se opune fluajului tecii sub efectul presiunii agentului de răcire. În interiorul elementului combustibil, la partea superioară, se lasă un spaţiu gol în care un arc elicoidal din oţel inox, comprimat, asigură menţinerea coloanei de pastile. Spaţiul este destinat în egală măsură acumulării produselor gazoase de fisiune în timpul iradierii combustibilului. Pastilele combustibile sunt realizate prin sinterizare şi au o densitate de 95% din cea teoretică. Diametrul pastilei este de 8,19 mm, iar înălţimea este de 13,46 mm. La capete pastilele au o concavitate cu adâncimea de 0,3 mm, tot pentru asigurarea unui spaţiu de acumulare. Teaca are un diametru exterior de 9,50 mm şi o grosime de 0,57 mm. Arcul are 40 (45) de spire cu diametrul de 7,83 (8,00) mm şi este confecţionat din sârmă de oţel inox cu diametrul de 1,45 (1,70) mm. Între pastila şi teacă este un interstiţiu de 0,083 mm, umplut cu heliu. Lungimea totală a unui element combustibil este de 4 488 (3851,50) mm, din care lungimea activă este de 4267,20 (3657,60) mm, iar lungimea camerei de expansiune pentru produse de fisiune gazoase este de 191,4 (159,0) mm.

8.4.3 Elementul de capăt superior şi sistemul de menţinere

Elementul de capăt superior (fig.8.5) are un rol structural în construcţia casetei. El constituie zona de ieşire a agentului de răcire din casetă şi protejează elementele asociate acesteia, servind la asamblarea tuburilor de ghidare, împreună cu care formează scheletul casetei. Elementul de capăt superior este format dintr-o placă adaptoare şi un cadru, reunite între ele de un bandaj subţire, de secţiune pătrată, ca şi de 4 resorturi multi-lamelare cu şuruburile lor de fixare. Materialul utilizat este oţel inoxidabil marca AISI 304. Placa adaptoare, de secţiune pătrată, având o grosime de 23,50 (20,15) mm, este prevăzută cu orificii rotunde şi lunguieţe care permit trecerea agentului de răcire. Tuburile de ghidare sunt legate rigid la această placă prin intermediul unor bucşe filetate care permit trecerea barelor sistemului de reactivitate. Prelucrările realizate pe circumferinţa lăcaşului bucşei din placa adaptoare permit asigurarea bucşei împotriva rotaţiei şi chiar desprinderii datorită şurubului tubular deformabil care se filetează în bucşă, fixând-o în acest fel de placa adaptoare. Placa adaptoare repartizează sarcinile transmise tuburilor de ghidare şi limitează eventualele deplasări axiale ale elementelor combustibile. Bandajul este o incintă cu pereţi subţiri: el delimitează zona de ieşire a agentului de răcire şi asigură poziţionarea relativă a plăcii adaptoare faţă de cadru. Legătura între aceste două piese şi bandaj se face prin sudare. Cadrul prezintă în centrul său o deschidere pătrată de mari dimensiuni care permite pătrunderea barelor-deget ale sistemului de reactivitate, a sistemelor de menţinere, a creioanelor de absorbant consumabil, a sculelor de întreţinere a elementelor combustibile (în uzină sau in situ), ca şi accesul la şuruburile de fixare a bucşelor tuburilor de ghidare. Această deschidere dirijează circulaţia agentului de răcire către echipamentele interne superioare ale zonei active.

Page 83: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

Fig. 8.4 Creion de combustibil AFA

Page 84: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

Fig. 8.5 Element de capăt superior AFA

Două lăcaşuri (bosaje) situate pe colţurile opuse ale cadrului permit poziţionarea casetei în zona activă cu ajutorul tijelor de centrare de pe placa superioară a zonei active. Patru arcuri lamelare permit exercitarea unei forţe suficiente pentru a compensa rezistenţa hidraulică la trecerea agentului de răcire. Aceste arcuri lamelare sunt fixate câte două în lăcaşuri dispuse în colţurile rămase libere. Lăcaşurile asigură protecţia arcurilor şi a legăturii lor cu cadrul în cursul operaţiilor de manipulare a combustibilului. La montaj cuplul de strângere a şuruburilor arcurilor este suficient pentru asigurarea legăturii permanente.

Page 85: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

8.4.4. Elementul de capăt inferior

Elementul de capăt inferior (fig.8.6) asigură distribuţia agentului de răcire în spaţiul casetei şi suportă sarcinile mecanice verticale transmise de structura acesteia. El este constituit dintr-o placă groasă, perforată de orificii circulare, susţinută de patru picioare. Aceste picioare sudate la colturile plăcii formează zona de intrare a agentului de răcire. Materialul utilizat este tot AISI 304. Curgerea agentului de răcire se face pornind de la zona de intrare, prin intermediul reţelei de orificii circulare. Acestea sunt situate în corespondenţă cu spaţiile dintre elementele combustibile şi dispuse astfel încât elementele sa nu poată să treacă prin placă.

Fig. 8.6. Element de capăt inferior

Tuburile de ghidare, care preiau sarcinile axiale impuse de elementele combustibile, sunt legate rigid la placă prin intermediul unui şurub. Prelucrările realizate pe circumferinţa lăcaşului şurubului permit asigurarea împotriva rotaţiei şi a desprinderii acestuia prin deformarea capului lui (fig.8.6).

Page 86: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

Toate sarcinile, ca şi greutatea proprie a elementului de capăt , sunt transmise plăcii tubulare inferioare a zonei active. În centrul plăcii este prevăzut un alezaj pentru a permite trecerea instrumentaţiei reactorului, în corespondenţă cu tubul de instrumentaţie al casetei. Protejarea casetei împotriva impurităţilor se realizează cu o placă de filtrare anti-debris Lăcaşurile de poziţionare ale casetei pe placa tubulară inferioară a zonei active sunt prevăzute pe colţuri opuse, corespunzător dispozitivelor de ghidare ale plăcii care asigură şi transmiterea sarcinilor laterale între casetă şi placa inferioară.

8.4.5 Tuburile de ghidare şi tubul de instrumentaţie

Tuburile de ghidare servesc la ghidarea barelor-deget absorbante şi găzduiesc elementele absorbante consumabile, creioanele-sursă de neutroni şi elementele de înlocuire. Tuburile sunt din zircaloy 4 şi diametrul lor se îngustează la partea inferioară, aceasta reducţie jucând rolul de amortizor hidraulic pentru barele sistemului de reactivitate la sfârşitul cursei. Zona de tranziţie a reducţiei este conică, pentru a se evita schimbările bruşte de secţiune. În aceasta zonă sunt prevăzute orificii calibrate pentru a permite circulaţia agentului de răcire în funcţionarea normală şi expulzarea lui la căderea barelor în cazul opririi reactorului. Reducţia este amplasată la nivelul dintre grila inferioară şi prima grilă de distanţare, în acest fel asigurându-se montajul grilei inferioare pe tuburile de ghidare în acelaşi mod ca şi pentru celelalte grile. În partea superioară spaţiul dintre tub şi bara absorbantă este suficient de larg pentru a permite o circulaţie satisfăcătoare a agentului de răcire la funcţionarea normală şi o inserţie rapidă a barelor în cazul opririi reactorului. Capătul inferior al tubului de ghidare se continuă cu un dop sudat care este găurit şi filetat la interior, permiţând montarea rigidă cu ajutorul unui şurub cu capul deformabil. Şurubul, la rândul sau, este găurit pentru a permite trecerea agentului de răcire în vederea răcirii barelor absorbante. Similar, la capătul superior al tubului este sudat un manşon filetat care permite legătura cu elementul de capăt superior al casetei. Ţinând seama de dimensiunile manşonului, diametrul tubului de ghidare este mai mare în zona de capăt. Tubul pentru instrumentaţie este realizat din zircaloy-4 şi este situat în centrul reţelei. Diametrul său este constant. El se leagă cu grilele ca şi tuburile de ghidare şi este ghidat şi limitat ca translaţie în elementele de capăt ale casetei. Asamblarea tubului de ghidare cu elementele de capăt este demontabilă. Astfel atât bucşa filetata de la capătul superior, cât şi şurubul găurit de la capătul inferior pot fi demontate aplicând un cuplu corespunzător, în urma căruia deformarea realizată la montaj se distruge. Prin urmare, elementele de capăt se pot demonta şi remonta, însă cu folosirea unor bucşe, respectiv şuruburi noi.

2.4.6 Grilele de susţinere şi de distanţare

Elementele combustibile sunt susţinute de 8 (10) grile repartizate pe toată lungimea lor. Grilele asigură distanţarea şi poziţionarea corectă a elementelor combustibile pe parcursul staţionării casetei în ZA. Ele sunt realizate din platbandă de zircaloy 4 pe care sunt prinse arcuri în formă de agrafă din inconel 718. Platbanda exterioară este groasă de 0,6 mm, iar cea interioară de 0,4 mm. Dimensiunile unei grile sunt de 213,38x 213,38 x 33(43) mm. Grosimea arcului este de 0,27 mm. Legătura între fâşiile de platbandă care alcătuiesc grila se face prin sudură în puncte, iar arcurile sunt fixate de grilă în acelaşi mod. Grosimea şi înălţimea platbandelor s-a ales ca un compromis între cerinţele de rezistenţă mecanică la strivire, pierderi hidraulice minime şi consideraţii geometrice care asigură fixarea arcurilor, toate în condiţiile minimizării consumului de materiale.

Page 87: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

Platbandele interioare sunt realizate cu fante de asamblare şi umeri de ghidare şi sunt asamblate într-o reţea pătrată prin sudură în puncte la fiecare intersecţie, pe ambele capete. Extremităţile platbandelor interioare sunt prevăzute cu pene care pătrund în fantele (asamblare nut şi feder) de pe platbanda exterioară care le înconjoară, fiind asigurate cu puncte de sudură. Colţurile grilei sunt asamblate printr-un cordon continuu de sudură, pe toată înălţimea grilei. Geometria platbandelor exterioare a fost aleasă astfel încât să se evite acroşajele între grilele casetelor vecine în timpul manipulării combustibilului. Înălţimea ca şi modul de asamblare cu platbandele interioare dau platbandelor exterioare o bună rezistenţă la extragere. Asamblarea platbandelor interioare şi exterioare constituie o reţea cu 289 de celule, din care 25 vor găzdui tuburile de ghidare şi tubul de instrumentaţie. La nivelul fiecăreia din cele 25 de celule platbandele interioare prezintă pene profilate care se mulează pe forma tubului de ghidare sau de instrumentaţie şi care permit asamblarea grilei pe acestea prin sudare electrică prin rezistenţă. Pe grilele de amestec este câte un punct de sudură, iar pe grilele de capăt sunt câte două puncte, ceea ce asigură o comportare mai bună la eforturile de torsiune la care sunt supuse tuburile de ghidare în decursul operaţiilor de montare şi demontare a casetei. Celelalte 264 de lăcaşuri din reţeaua grilei găzduiesc elementele combustibile. În fiecare celulă elementul combustibil este menţinut de un sistem dublu format din 2 arcuri sub formă de agrafă şi 4 bosaje (umeri) realizate prin ambutisare din platbandele de zircaloy-4. Arcurile sunt fixate pe platbandă prin 2 puncte de sudură prin rezistenţă. Valoarea forţei de contact dintre grilă şi elementul combustibil este suficient de mare încât să se evite uzura de contact datorită vibraţiilor, în condiţiile limitării eforturilor locale impuse tecii. Grilele permit dilatarea termică liberă a elementelor combustibile în funcţionare, evitându-se flambajul sau eventuala deformare. Forţa de menţinere împiedică orice deplasare a elementului ca urmare a eforturilor hidraulice sau vibraţiilor. Fiecare casetă are doua tipuri de grile. Primul tip – grilă de amestec - prezintă aripioare de amestec situate la partea superioară a celulei, cu rolul de a îmbunătăţi amestecul agentului de răcire în partea caldă a elementului combustibil. Al doilea tip de grilă – grila superioară şi cea inferioară - situată la extremităţile casetei, nu are aripioare de amestec şi are doar rolul de poziţionare şi menţinere a elementelor combustibile cu ajutorul unor arcuri lamelare. Pe periferia fiecărei grile umeri de ghidare asigură în afara unui amestec al agentului şi o ghidare a casetei în timpul operaţiilor de manipulare sau întreţinere.

Sub acţiunea radiaţiilor zircaloyul-4 se dilată şi, ţinând seama de jocurile necesare între asamblări pe durata vieţii casetei a fost necesară determinarea obturării.

Grilele de distanţare pentru casetele tip AFA (Advanced Fuel Assembly) sunt din zircaloy-4, spre deosebire de vechiul tip de grilă AGI care era din inconel cu componente din oţel inox. Pentru o rezistenţă mecanică comparabilă, ele prezintă o captură parazită mai mică şi o reducere importantă a produselor de activare eliberate în circuitul primar, în primul rând Cobalt-60. Scăderea capturii parazite a permis o îmbunătăţire a bilanţului de neutroni, ceea ce a condus la reducerea îmbogăţirii cu 0,07%. Pe an şi reactor aceasta echivalează cu o economie de 3,3 tU natural şi 3 700 ULS (unităţi lucru de separare izotopică). În ceea ce priveşte activitatea în circuitul primar datorată produselor de coroziune, ea s-a redus cu 12%.

Trecerea de la casetele AGI la AFA a comportat studii şi încercări asupra alegerii materialelor, comportării la iradiere (creştere, relaxare), fabricaţiei unor componente sau semifabricate din zircaloy-4, studii termo-hidraulice privind rezistenţa hidraulică, capacitatea de amestec, performantele în flux critic. O altă inovaţie importantă a constituit-o demontabilitatea tuburilor de ghidare faţă de elementele de capăt, completată cu realizarea unor scule pentru extragerea şi introducerea elementelor combustibile şi cu punerea la punct a unei metode de detecţie a combustibilului cu defect de teacă. În acest fel s-a dat posibilitatea

Page 88: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

remedierii casetelor sub protecţie biologică de apă şi, implicit, s-a obţinut o economie de material fisionabil. Primele casete AFA s-au realizat în 1985.

8.4.7. Sistemul de reactivitate asociat combustibilului

Fiecărei casete de combustibil îi este asociată o acţionare de bară-cluster care este constituită dintr-un ansamblu de bare-deget absorbante care pătrund în tuburile de ghidare. Aceste bare sunt fixate pe o piesă în formă de stea cu multe braţe, numită placă suport sau “păianjen”. Bara cluster poate fi mobilă sau fixă, în funcţie de rolul pe care îl are în timpul funcţionarii. Astfel:

-53 (41) bare mobile absorbante “negre” se folosesc pentru reglarea şi oprirea reactorului,

-12 bare mobile absorbante “gri” au rolul de ajustare a distribuţiei axiale a fluxului, -76 (66) bare fixe (fig.2.7) din absorbanţi consumabili au scopul de a reduce

concentraţia iniţială de bor din agentul primar pentru menţinerea unui coeficient de temperatură al reactivităţii negativ,

-4 (2) bare fixe (fig.2.8) pentru surse se utilizează la prima pornire a reactorului, fiind scoase după primul ciclu,

-4 (2) bare fixe sunt utilizate pentru pornirile ulterioare, -44 (34) bare fixe de înlocuitori (dop) în primul ciclu şi 102 (124) în ciclurile

ulterioare au scopul să închidă extremităţile superioare ale tuburilor de ghidare ale celorlalte casete.

2.4.8. Evoluţia combustibilului pentru PWR

Pe parcursul celor trei generaţii de reactoare PWR s-a înregistrat o evoluţie continuă, care a condus la cristalizarea şi generalizarea anumitor soluţii constructive, aşa cum s-a văzut la casetele AFA prezentate. Această evoluţie se datorează unei multitudini de factori tehnologici, economici, tehnico-ştiinţifici, dar chiar şi schimbărilor profunde în concepţia de securitate nucleară (prin rearanjarea şi formalizarea priorităţilor).

Din punct de vedere tehnologic s-au perfecţionat toate materialele utilizate, tehnologiile de prelucrare şi de testare nedistructivă.

Din punct de vedere economic, factorii generatori de progres în realizarea combustibilului trebuie legaţi de necesitatea creşterii gradului de ardere, a fiabilităţii şi siguranţei în funcţionare, de creşterea campaniei la 12-18 luni, de creşterea puterii unitare şi a densităţii de putere în zona activă.

Toate acestea nu ar fi fost posibile fără utilizarea unor mijloace ştiinţifice evoluate spectaculos în ultimii 30 de ani: coduri de calcul, modelarea şi simularea proceselor nucleare, a proceselor termo-hidraulice şi nu în ultimul rând a stărilor de tensiuni mecanice.

Evoluţia combustibilului pentru PWR a mers permanent la limita superioară a tehnologiilor momentului şi a fost factorul hotărâtor în evoluţia puterilor unitare. Calea parcursă porneşte de la faptul că economicitatea şi competitivitatea cresc cu puterea unitară, cu gradul de ardere şi cu durata campaniei. Pentru creşterea puterii unitare este nevoie ca, în condiţiile limitării tehnologice a dimensiunilor reactorului, să crească puterea medie în zona activă. Pentru aceasta este nevoie ca să se uniformizeze distribuţia de putere (de flux), ceea ce a condus la folosirea absorbanţilor consumabili sub forma sau în compoziţia elementelor combustibile, împreună cu alte tehnici cum ar fi dispunerea combustibilului pe diferite nivele de îmbogăţire , utilizarea sistemului de reactivitate. Aceste tehnici atrag în acelaşi timp şi creşterea gradului de ardere, care are ca ultima restricţie majoră defectarea combustibilului ca urmare a modificărilor induse de iradiere.

Page 89: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

Fig. 8.7 Bară cluster de reglare

Page 90: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

Fig. 8.8 Bară de reglare cluster fixă

Page 91: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

Pentru evacuarea puterii crescute este nevoie de creşterea suprafeţei de schimb de căldură. Pentru aceeaşi cantitate de combustibil în zona activă, acest deziderat se realizează prin reducerea diametrului elementului combustibil, concomitent cu creşterea numărului de elemente din zona activă. Această tendinţă este ilustrată de evoluţia casetelor de combustibil de la 15x15 elemente, la 16x16 şi 17 x17. Elementele combustibile şi castele pentru reactoarele PWR din generaţia a treia au înglobat toată experienţa de exploatare de peste 40 de ani. Totodată au permis realizarea combustibilului pentru generaţia 3D (sau 3+) care urmează să înlocuiască parcul de reactoare care în următorii ani vor fi oprite. Ca exemplu de combustibil PWR pentru această nouă generaţie de reactoare se prezintă ansamblul combustibil pentru EPR 1000 - European Pressurized Water Reactor, al cărui prototip se realizează la Olkiluoto, în Finlanda. Realizat ca şi ansamblul AFA prezentat mai sus tot de Framatome, avem în acest fel posibilitatea să comparăm domeniile unde progresul s-a materializat în modificări constructive şi dimensionale.

8.4.9 Combustibilul pentru EPR 1000

Caseta EPR1000 răspunde cerinţelor impuse de EUR (European Utility Requirements), care au ca obiective principale reducerea costului ciclului de combustibil şi a inventarului de combustibil iradiat pe toată durata de viaţă a centralei. Pentru aceasta casetă este proiectată ca să:

atingă un grad de ardere de 70 GWz/tU în condiţiile menţinerii îmbogăţirii maxime actuale de 5%,

să prezinte o fiabilitate foarte înaltă, datorată eliminării riscului uzurii prin frecare, protecţiei eficiente anti-debris şi rezistenţei la flambare a elementelor combustibile,

să reziste la o staţionare prelungită în zona activă (peste 6 ani) şi în depozitul de combustibil iradiat (peste 60 de ani).

Spre deosebire de caseta tip AFA, pentru EPR s-a ales o variantă modernizată, cunoscută sub denumirea de HTP-LE, rezultată din preluarea celor mai bune elemente constructive produse şi testate de-a lungul vremii de Framatome şi Siemens (contopite în AREVA). Ansamblul HTP-LE, Tabelul 1 se compune din:

265 elemente combustibile asemănătoare celor din orice casetă 17x17 ca dimensiuni ale pastilei şi grosimii tecii. Materialul de teacă este aliajul M5, un aliaj de zirconiu cu niobiu şi oxigen cristalizat, care a demonstrat un comportament foarte bun în timp vizavi de coroziune, iradiere şi acumularea de hidrogen. Lungimea coloanei de pastile a fost redusă la 4200 mm iar teaca a fost uşor lungită pentru mărirea volumului de acumulare a gazelor de fisiune, fig. 8.9 a).

Un număr de 8-24 elemente combustibile din fiecare casetă conţin ca absorbant consumabil gadoliniu, într-o proporţie variabilă, mai mare pentru primul ciclu de funcţionare, fig. 8.9 b).

24 tuburi de ghidare de tip MONOBLOC, realizate tot din aliaj M5 care, ca elemente de noutate, prezintă o modificare lentă a diametrului şi sunt prevăzute la partea superioară cu 24 de disconectoare rapide ale interfeţelor, care permit atât desprinderea rapidă, cât şi reducerea pierderilor prin reutilizarea interfeţelor. Ele alcătuiesc structura de rezistenţă împreună cu

elementul de capăt inferior de tip ROBUST FUELGUARD, fig.8.9 c) şi elementul de capăt superior, asemănător cu cel de la AFA, cu deosebirea că este

modificat pentru introducerea instrumentaţiei în lipsa tubului central pentru instrumentaţie.

10 grile de distanţare de tip HTP.

Page 92: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

b) Secţiune prin bara combustibilă arătând pastilele, teaca dopurile de capăt şi

arcul

c) Element de capăt inferior al EPR

a) Caseta de combustibil EPR

Fig. 8.9 Ansamblul combustibil l EPR

Tabelul 1

Caracteristici combustibil EPR RACTERISTICS DATA Ansamblu combustibil Matricea de bare combustibil 17 x 17 Pas de reţea 12.6 mm Număr de bare combustibile pe ansamblu 265 Număr de mufe de ghidaj pe ansamblu 24 Grad de ardere (maximum) > 70000 MWzile/t Materiale – Grilele distanţier de amestec • structură M5™ • arcuri Inconel 718 – Grile distanţier top & fund Inconel 718 – Mufe de ghidaj M5™ - Ştuţuri oţel inox – Arcuri de reţinere în jos Inconel 718

Page 93: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

Barele combustibile Diametru exterior 9.50 mm Lungime activă 4,200 mm Grosime teacă 0.57 mm

Material teacă M5™5

8.5. Combustibilul MOX Combustibilul MOX (Mixed OXide) conţine în afară de UO

2 şi PuO

2, obţinut de la retratarea

combustibilului iradiat. Retratarea se face în instalaţii specializate, ţinând seama de radioactivitatea puternică a izotopilor de plutoniu. PuO

2 obţinut de la retratare se amestecă cu

UO2

natural sau sărăcit (rezultat de la instalaţia de îmbogăţire), sau cu oxid retratat. Comportamentul neutronic al combustibilului MOX este diferit faţă de UO

2 îmbogăţit. Astfel,

dacă un conţinut de 5,3% PuO2

este echivalent cu 3,3%U235 în termeni de producere a energiei (33000 MWz/tU, gestiune 1/3 din zona activă), plutoniul este mai absorbant decât U235 şi aceasta conduce la o eficacitate redusă a barelor absorbante şi la vârfuri de putere în MOX în vecinătatea casetelor cu uraniu. La aceasta se adaugă un coeficient de reactivitate uşor negativ şi o reducere accentuată a ratei neutronilor întârziaţi, ceea ce necesită creşterea numărului barelor în zona activă. De aceea, pentru numărul de bare disponibile în reactor nu este posibilă încărcarea a mai mult de 60% MOX.

Problema vârfurilor de putere a impus diferenţierea conţinutului de plutoniu în casetele MOX în 3 zone concentrice (fig. 8.10): zona periferică este mai săracă, zona mediană are o îmbogăţire medie iar cea centrală este super-îmbogăţită. Aceasta presupune şi o grijă specială în amplasarea corespunzătoare a elementelor combustibile în zonele care trebuie. Casetele MOX realizate în prezent conţin 12 elemente slab îmbogăţite, plasate în colţurile casetei, 68 de îmbogăţire medie la periferie şi 184 cu conţinut înalt de plutoniu. Zonarea ansamblului se face în vederea:

- obţinerii unui factor de formă cat mai aplatizat în zona activă, - reducerii vârfului de flux în MOX.

Echivalenţa ansamblului: o casetă cu UO2

– U235

: 3.25% este echivalentă cu o casetă MOX – Pu: 5.3% ( val. medie).

8.10 Zonarea ansamblului MOX

Page 94: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

9 REACTORUL CANDU ŞI ELEMENTELE LUI COMBUSTIBILE Din anul 1950 au început să se dezvolte reactoarele nucleare energetice din filiera CANDU (CANadian Deuterium oxide natural Uranium), după ce în prealabil se acumulase o experienţă bogată în reactoare de cercetare sau experimentale moderate cu apă grea. Aproape toate centralele CANDU aflate în exploatare sunt din filiera PHWR, elementul caracteristic fiind reactorul cu canale dezvoltat de AECL. Reactorul PHWR CANDU foloseşte apa grea ca moderator şi agent de răcire, ceea ce permite utilizarea UO

2 natural

drept combustibil.

9.1 Zona activă PHWR Zona activă a reactorului CANDU 600 este formată din 380 de canale orizontale, amplasate după o reţea pătrată, fiecare canal fiind înconjurat de moderatorul (apa grea) conţinut într-un vas numit calandria (fig.9.1). În canale este dispus combustibilul răcit de agentul de răcire (apa grea).

9.2 Canal de combustibil CANDU În cazul unui reactor CANDU este alcătuit din următoarele componente ce se regăsesc şi la reactorul ACR, filozofia constructivă a canalului combustibil dovedindu-şi eficacitatea de-a lungul timpului :

2 tuburi concentrice: tubul calandria la exterior şi tubul de presiune spre interior prin care curge agentul de răcire. La exteriorul tubului calandria se găseşte moderatorul.

inelul de gaz, care reprezintă spaţiul care se găseşte între cele 2 tuburi si care este umplut cu CO2

4 inele de distanţare care asigură poziţionarea relativă a celor 2 tuburi ; fitingurile terminale aşezate la capătul canalului ; caseta cu elementele de combustibile.

Canalul de combustibil (fig. 9.2) este alcătuit din două tuburi concentrice: tubul calandria şi tubul de presiune. Tubul calandria este exterior şi separă moderatorul de tubul de presiune. Tubul de presiune, prin care circulă agentul de răcire având presiune şi temperatură ridicate, este în interior. Spaţiul dintre cele 2 tuburi este umplut cu CO

2 şi se numeşte inel de gaz,

având rolul de barieră termică între canal şi moderator. Poziţia relativă între cele 2 tuburi este asigurată de 4 inele de distanţare, plasate la distanţe aproximativ egale în inelul de gaz, pe lungimea tubului. Ele transmit o parte din eforturile ce apar în tubul de presiune către tubul calandria, care se află la o temperatură mai scăzută. Rolul principal al inelelor de distanţare este însă împiedicarea contactului direct între tubul de presiune şi tubul calandria, care ar conduce la dezvoltarea în zona de contact, mai rece, a hidrurii de zirconiu cu efect asupra fragilizării tubului de presiune. Acest fenomen, cunoscut sub numele de DHC (Delayed Hydride Cracking), a provocat rupturi de tub de presiune la reactoarele PHWR de la Pickering si Bruce. La ambele capete ale unui canal se află câte un fiting terminal, confecţionat din oţel inox, etanşat prin mandrinare pe tubul de presiune. Întotdeauna (şi pe rând) unul dintre fitingurile terminale are posibilitatea unei deplasări relative axiale pentru a permite dilatarea liberă şi fluajul tuburilor de presiune, în timp ce capătul celalalt este fixat rigid printr-un ansamblu de

Page 95: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

poziţionare. Sprijinirea şi deplasarea relativă a fitingului faţă de ansamblul tub calandria/prelungire tub calandria se asigură cu ajutorul lagărelor de frecare (câte două pe

Fig.9.1 Reactorul PHWR – CANDU

Page 96: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

fiecare fiting) . In acest fel se asigură o cursă totală de circa 30 cm, care acoperă fluajul total estimat al canalului pentru o perioadă de 30 de ani. Vasul calandria se continuă la ambele capete cu ansamblul protecţiilor de capăt, sprijinindu-se prin ele de pereţii chesonului de beton (fig.9.2, fig. 9.3,fig.9.4 şi fig. 9.5) în care sunt încastrate. Fiecare protecţie de capăt este formată din 2 plăci tubulare din oţel, unite prin segmente de ţeavă denumite prelungire tub calandria. În spaţiul dintre tuburi se află bile din oţel şi circulă apă uşoară pentru răcire şi protecţie biologică. Fitingul terminal este închis de un dop, fig. 9.2-1, care se închide în stil baionetă pe un inel de etanşare, fig. 9.2-2. Inelul de etanşare este tratat pe suprafaţă cu aur pentru o rezistenţă sporită la uzură prin frecarea cu dopul de închidere. El se montează nedemontabil în interiorul fitingului, pentru inserţie la montaj fiind răcit în azot lichid. La interiorul fitingului se mai află un manşon de ghidare şi un dop de protecţie împotriva radiaţiilor, toate detaşabile, pentru a permite introducerea combustibilului. Dopul de protecţie împotriva radiaţiilor trebuie să permită circulaţia agentului de răcire cu minimum de pierderi de presiune, fig. 9.2-3 şi are o construcţie de tip şicană.

Fig.9.2 Canalul de combustibil un reactor tip PHWR

Page 97: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

Fig. 9.3 Canalele de combustibil CANDU

9.2.1 Stresul rezidual la joncţiunilor fretate le tuburilor depresiune

În reactorii construiţi în timpul începutul anilor 1970 fitingurile de capăt la joncţiunile fretate a tuburilor de presiune au fost făcute cu lufturi destul de mari de la diametre (până la 0.5 mm) şi au fost fretate dincolo de suportul fitingurilor. La Pickering 3 şi 4 m multe din aceste joncţiuni au prezentat fisuri în zonele de stres rezidual mare ale tuburilor de presiune. Fisurile au fost determinate de fisurarea întârziată prin hidrurare, mecanism necunoscut în acel moment. Pentru a obţine o reducere importantă a stresului rezidual a joncţiunii fretate s-au folosit joncţiuni fretate cu luft zero pentru noile reactoare. Aceasta a avut ca consecinţă reducerea substanţială stresului rezidual în zona fretată a tubului de presiune. Totuşi, luftul redus (mai mult interferenţe) necesită încălzirea fitingului de capăt înainte de inserţie şi fretarea tubului de presiune. Acest lucru este nepractic pentru înlocuirea unui singur canal de combustibil şi pentru proiecte de înlocuiri de canale pe scară mare (LSFCR) acestea ar creşte timpul de lucru la faţa reactorului şi ar creşte dozele primite de lucrători. Pentru evitarea acestor inconveniente privind dozele şi pentru a avea joncţiuni fretate de bună calitate s-a adoptat un luft mic la aceste joncţiuni, care a devenit standard pentru toate joncţiunile fretate ale tuburilor de presiune făcute pe faţa reactorului.

9.2.2. Contactul tub de presiune – tub calandria

În primele reactoare distanţierele din spaţiul inelar al canalelor combustibile, cu proiect de arc toroidal erau făcute din Zr-Nb-Cu şi erau libere în jurul tubului de presiune. Arcul a fost menţinut într-o formă circulară folosind o sârmă sudată în formă de buclă închisă. Doar două

Page 98: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

Fig. 9.4 Chesonul calandria

Page 99: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

distanţiere erau instalate pe lungimea tubului de presiune. Schema distanţierelor dintre tubul de presiune este arătat în figura de mai jos Fig. 9.5.

Fig.9.5. Elongaţia axială a tuburilor de presiune

Pentru o mai bună înţelegere a comportării la încovoiere a tubului de presiune în reactor numărul de arcuri jartieră pe canal a fost crescut de la două la patru pentru a preveni contactul dintre tubul de presiune şi tubul calandria în timpul vieţii proiectate a canalului combustibil. Totuşi arcurile jartieră libere s-a observat că se mişcă din poziţia iniţială. Această mişcare are loc în perioada de construcţie a reactorului şi la punerea în funcţiune când distanţierele nu sunt încărcate în sarcină. Această mişcare şi funcţionarea prelungită cu tuburile în contact dus la rupere tubului şi a avut loc la Pickering unitatea 2 Canalul G16. Fisura iniţiată la rândul de umflături cu hidruri de pe suprafaţa exterioară a tubului de presiune unde s-a produs contactul cu tubul calandria. Tuburile de presiune erau făcute din Zircaloy-2 şi au prezentat coroziune semnificativă şi hidrurare în timpul funcţionării. Din acest motiv au fost schimbate cu aliaje din zirconiu-niobiu arată mai puţină coroziune şi hidrurare în exploatare. Umflăturile sunt formate datorită atât contactului cât şi a concentraţiei ridicate a izotopului de hidrogen în materialul tubului de presiune. Efortul combinat al AECL şi operatorilor de CANDU a dezvoltat o tehnologie de localizare şi repoziţionarea arcurilor jartieră deplasate. Pentru reactorii noi arcurile jartieră au fost proiectate să fie fixate strâns în jurul tubului pentru a preveni mişcarea din loc. Reactoarele CANDU de la început erau proiectate cu ideea că elongaţia axială a tubului de presiune nu va depăşi 25 mm, care se poate acomoda cu unul din capetele canalului de combustibil. Fitingurile terminale de pe o faţă a reactorului au fost fixate la protecţia de capăt a candriei în timp cele de pe cealaltă faţă erau libere fără restricţii axiale.

Page 100: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

9.2.3 Poziţionarea ansamblului de amortizoare (bellows)

Canalele de combustibil la primele CANDU erau dotate cu amortizoare flexibile la un capăt şi celalalt capăt era fixat cu inele de oprire rigide. Odată ce cursa rulmenţilor axiali era terminată pe partea de amortizoare, inelul de oprire sudat trebuia tăiat şi canalul de combustibil deplasat către partea cu inel de oprire. Apoi inele de oprire trebuia resudat. Această operaţiune numită „deplasarea spre vest” era necesară după mai puţin de 10 ani de exploatare şi era consumatoare de mult timp şi cu doze mari şi se extindea cu doar 8 ani de funcţionare.

9.2.4 Inelele inboard şi outboard

Ansamblurile de rulmenţi sprijină fitingurile de capăt la protecţia de capăt al vasului calandria. Fiecare rulment constă din un manşon de rulment şi un inel interior. La primele reactoare elongaţia axială totală pentru proiectare pentru întreaga viaţă de proiect a fost semnificativ subestimată. Acest ansamblu de rulmenţi în aceste reactoare puteau prelua doar jumătate sau mai puţin din alungirea canalului.

9.3 Elementele combustibile CANDU Elementul combustibil PHWR CANDU este format din aproximativ 30 de pastile de UO

2 natural sinterizat, conţinute într-o teacă auto-portantă din zircaloy-4 şi închisă cu două dopuri sudate, din acelaşi material. Diametrul exterior al tecii este de 13,08 mm, iar grosimea medie a tecii este de 0,419 mm. Între pastila şi teacă este un interstiţiu care iniţial se umplea cu heliu sub presiune, ca la PWR, iar ulterior s-a umplut cu un amestec de ulei şi grafit (CANLUB) aplicat pe suprafaţa interioară a tecii ca o glazură. Prezenţa stratului CANLUB face sa crească contactul termic între pastila de combustibil şi teacă, reduce interacţiunea dintre pastile şi teacă în urma creşterii pastilei şi asigură o barieră fizică faţă de produsele de fisiune gazoase, absorbindu-le parţial.

Elementele combustibile sunt asamblate câte 37 în fascicole de combustibil (fig.9.6). Într-un fascicol elementele sunt sudate la capete cu 2 plăci (rozete) de distanţare, fiind plasate pe 3 cercuri concentrice plus un element central. Pe lungimea tecii sunt sudaţi în 3 locuri umeri de distanţare, care asigură menţinerea unei poziţii corecte a elementelor de combustibil în fascicol, în condiţiile poziţiei orizontale şi a unor eforturi mecanice de împingere (compresiune) în timpul manipulării. Fascicolul are o lungime de 495 mm şi un diametru exterior de 102,4 mm, conţinând aproximativ 18,7 kg uraniu. Într-un canal sunt 12 fascicole, astfel încât în zona activă se află 4560 de fascicole. La echilibru fracţia de neutroni absorbită este în:

combustibil-90,23% teacă –0,84% tub de presiune-1,96% tub calandria-0,86% agent de răcire-0,09% materiale de structură-1,75% moderator-1,74%.

Page 101: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

Fig. 9.6 Caseta de combustibil pentru CANDU 600

Page 102: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

Pentru o ardere diferenţiată a combustibilului şi pentru aplatizarea distribuţiei de putere în zona activă canalele sunt dispuse după o reţea pătrată (fig.9.7) şi se încarcă bidirecţional, după o schemă dictată de calculator pe baza estimării gradului de ardere: a) pe raza zonei active, b) pe raza canalului. În acest fel se obţine în regim nominal o distribuţie de putere cu un factor de neuniformitate radial de 0,82 şi axial de 0,71. În fig. 9.8 este prezentată variaţia fluxului de neutroni termici pe raza zonei active (a) şi în secţiunea fascicolului de combustibil (b).

Fig. 9.7 Porţiune din reţeaua CANDU

În acest fel se obţine în regim nominal o distribuţie de putere cu un factor de neuniformitate radial de 0,82 şi axial de 0,71. În fig.9.8 este prezentată variaţia fluxului de neutroni termici: (a) pe raza zonei active şi (b) în secţiunea fascicolului de combustibil.

9.4. Evoluţia Combustibilului CANDU

9.4.1 Fascicolul CANFLEX

Începând din 1986 la AECL a fost conceput şi proiectat un nou tip de combustibil denumit CANFLEX, iar din 1991 în acest program a participat şi Korea Atomic Research Institute (KARI). În prezent faza de proiectare şi testare a performanţelor, ca şi cea de calificare au fost parcurse, iar fascicolele CANFLEX sunt iradiate demonstrativ. Spre deosebire de fascicolul “clasic” compus din 37 de elemente combustibile, CANFLEX este format din 43 de elemente de două diametre, dispuse tot pe patru cercuri concentrice: un element central +7 (de diametru mai mare) şi 14+21 (de diametru mai mic) (fig.9.9). Fascicolul este compatibil cu canalul de la CANDU 6 şi are în vedere satisfacerea a două cerinţe principale:

Page 103: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

performanţe superioare de putere (creşterea puterii canalului şi reducerea neuniformităţii puterii lineare) şi de securitate, care estompează efectele îmbătrânirii instalaţiilor pe parcursul duratei de viaţă, şi

a) pe raza zonei active, b) pe raza canalului Fig. 9.8 Distribuţia spaţială a fluxului de neutroni

posibilitatea utilizării în cicluri de combustibil avansate cu uraniu uşor îmbogăţit sau MOX, în special în cele care pot atinge un grad de ardere ridicat.

Comparativ cu fascicolul de 37 elemente utilizat în prezent, CANFLEX a demonstrat în decursul a patru ani de testări de laborator:

o o putere critică pe canal mai mare cu 6-8%, pe baza testelor făcute în Freon, o o reducere cu 20% a neuniformităţii puterii lineare între cele 4 inele de

elemente combustibile (fig. 9.10), o performanţe neutronice şi hidraulice similare, o conţinut de uraniu egal pentru acelaşi grad de ardere, o posibilitatea utilizării în cicluri de combustibil avansate.

Page 104: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

Fig. 9.9 Vedere fascicol CANFLEX

Iradierea demonstrativă este o etapă decisivă în testarea noului tip de combustibil şi presupune recepţia combustibilului, alegerea canalelor pentru testare şi a modalităţilor de încărcare, iradierea propriu-zisă, descărcarea combustibilului iradiat şi depozitarea lui. Alegerea canalului pentru testare a necesitat o inspecţie prealabilă a canalelor şi s-a făcut pe criteriul puterii înalte. Condiţia este ca pentru o putere de minimum 750 kW pe fascicol şi două schimburi a 8 fascicole să se obţină un grad de ardere de minim 160 MWh/kgU după a doua încărcare, la o durată de staţionare totală în reactor de circa 16 luni. De asemenea, canalul trebuie să dispună de instrumentaţia necesară pentru măsurarea debitului şi puterii şi monitorizarea defectelor de teacă. Iradierea demonstrativă şi depozitarea combustibilului iradiat se fac după aceleaşi proceduri ca şi pentru fascicolele de 37 de elemente. Odată cu terminarea acestor operaţii CANFLEX îşi va demonstra capabilitatea de a deveni noul tip de combustibil pentru reactoarele CANDU existente.

Fig. 9.10 Variaţia puterii liniare pe cercurile elementelor de combustibil

Page 105: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

9.4.2 Fascicolul CANFLEX SEU

Fascicolul de tip CANFLEX-SEU (Slightly Enriched Uranium) derivă din construcţia fascicolului CANFLEX, dar conţine combustibil uşor îmbogăţit (circa 2%) . Din punct de vedere geometric, la combustibilul de tip CANFLEX SEU se folosesc tot creioane combustibile de două dimensiuni - mai groase în centru şi mai subţiri pe margine. Această alegere, împreună cu poziţionarea unui element combustibil în centrul ansamblului elementelor combustibile, element având în compoziţie uraniu natural şi o concentraţie de 4% de disprosiu, un element lantanidic cu uşoare proprietăţi absorbante, au dus la o îmbunătăţire/aplatizare-cu circa 20% a fluxului neutronic liniar. Elementele centrale, mai groase (d

ext= 13,5 mm), sunt de două tipuri: creionul central este din

uraniu natural având în compoziţie 4% disprosiu, un material uşor absorbant de neutroni, iar cele 7 elemente de pe primul cerc au în compoziţie uraniu cu îmbogăţire de 2%. Elementele care le înconjoară, în număr de 35 au diametrul de 11,5 mm şi un conţinut de U235 tot de 2% (fig.9.11 şi fig. 9.12).

Fig. 9.11 Canal de combustibil CANDU avansat ACR

Fig. 9.12 Dispunerea elementelor combustibile CANFLEX- SEU

Page 106: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

Îmbogăţirea combustibilului a dus la creşterea ratei de fisiune şi implicit a eficacităţii elementelor combustibile. Îmbogăţirea aceasta a permis şi alte modificări printre care mărirea grosimii tubului de presiune, măsură cerută de creşterea parametrilor agentului de răcire (p=13Mpa, t=327.7 C), precum şi mărirea grosimii tubului calandria. Creionul combustibil este alcătuit din pastile de dioxid de uraniu de o densitate foarte mare pentru obţinerea unei stabilităţi dimensionale în funcţionare crescute. Pastila are marginile teşite pentru a reduce eforturile dintre pastile, eforturi rezultate în urma iradierii şi acumulării gazelor de fisiune şi pentru a reduce eforturile asupra învelişului creionului combustibil. Teaca elementului combustibil este subţire, având o grosime de 0,4 mm şi este realizata din Zircaloy 4. Ea este acoperită la partea interioară cu un strat protector de grafit denumit CANLUB. Dopurile elementului combustibil (fig. 9.13) sunt astfel realizate încât să interacţioneze perfect cu elementele constitutive ale fascicolului combustibil. Grila de capăt este subţire pentru a reduce absorbţia neutronilor dar destul de rezistentă şi flexibilă pentru a asigura suportul structural şi separarea fizică a elementelor combustibile precum şi pentru a permite dilatarea si contractarea lor în timpul funcţionării sau în timpul opririlor. Pe teaca elementului combustibil sunt aplicate distanţiere, care asigură separarea elementelor şi sunt poziţionate la mijlocul tubului, iar patinele pentru reducerea contactului cu tubul de presiune si aripioarele de amestec, care au rolul de creştere a turbulenţei agentului de răcire pentru a asigura un transfer de căldură sporit şi de aici, un regim de operare mai bun(fig. 9.14).

Fig. 9.13 Element combustibil, dopuri şi grila de capăt

Fig. 9.14 Distanţiere, aripioare de amestec

Page 107: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

9.4.3 Fascicolul CANFLEX ACR 1000

De curând a fost prezentat conceptul reactorului ACR 1000. Fascicolul de combustibil este format din 43 de elemente combustibile cu îmbogăţirea de 2%, cu elementul central la fel ca la CANFLEX SEU. Elementul de noutate este că toate elementele au acelaşi diametru. Încă nu sunt date publicităţii detaliile constructive şi performanţele acestui tip de fascicol.

Page 108: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

10 TEHNOLOGIA ELEMENTELOR COMBUSTIBILE Acest capitol are ca scop să prezinte tehnologiile de fabricaţie ale pastilelor combustibile şi ale tehnologiilor de întecuire.

10.1 Tehnologia pastilelor elementelor combustibile Procesul tehnologic al pastilelor elementelor combustibile este determinat de caracteristicile materialului folosit, de formă geometrică, de condiţiile tehnice pe care trebuie să le îndeplinească şi, nu în ultimul rând, de tipul producţiei (serie, unicat, pilot). Ca realizare tehnologică, pastila poate fi omogenă (din aliaje ale uraniului, plutoniului, toriului, sau din UO

2, UC, etc.), sau rezultat al dispersiei materialului fisil (sub una din

formele enumerate mai sus) într-un material de bază (numit matrice), care este un metal (CERMET) cel mai adesea prezent şi în aliajul materialului fisil, sau un material ceramic (CER-CER).

10.2 Pastile combustibile din uraniu ceramic Pastilele din uraniu natural şi îmbogăţit se utilizează în reactoarele nucleare energetice de tip PWR, BWR, PHWR, AGR. Pastilele din UO

2 natural sau îmbogăţit au o tehnologie asemănătoare, bazată pe procedeele

metalurgiei pulberilor. Materia primă este oxidul de uraniu, iar produsul finit este, cel mai adesea, pastila de uraniu. Fazele tehnologice alternează cu operaţiile de inspecţie şi verificare pentru atestarea calităţii(fig.10.1).

Fig. 10.1 Schema de realizare a pastilelor de UO

2

Astfel:

Page 109: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

recepţia şi depozitarea materiei prime urmăresc concordanţa dintre calitatea materialului şi documentele de însoţire prin probe de laborator. În cazul uraniului îmbogăţit se verifică şi uniformitatea îmbogăţirii în masa materialului. Materia primă introdusă în fabricaţie suferă pentru început un proces de omogenizare într-un tambur, după care urmează

presarea primară a materiei prime, care urmăreşte obţinerea unor brichete de oxid (fig.10.1). Acestea sunt măcinate şi sortate, fiind transportate în pulberea care reprezintă materia primă pentru pastile.

presarea pastilelor se face în prese hidraulice automate, la rece, în atmosferă de argon sau în atmosferă controlată, la presiuni de 400 – 700 MPa (fig. 10.1). Alegerea presiunii se face în funcţie de dimensiunile şi forma particulelor, ca şi de proprietăţile dorite a le avea pastila finită. Urmează o primă inspecţie care are drept scop verificarea dimensională şi fizică a pastilelor.

sinterizarea pastilelor urmăreşte creşterea rezistenţei prin sudarea difuzivă a particulelor presate. Ea se face în cuptoare de sinterizare, în atmosferă de hidrogen sau amestec de hidrogen şi azot pentru evitarea oxidării la 1400 – 1600

0C, timp 1-4

ore. După sinterizare se iau probe de pastile care sunt supuse din nou la o inspecţie. Se verifică diametrul şi înălţimea pastilei, densitatea atinsă. De asemenea se iau probe pentru examinări chimice şi metalografice.

Rectificarea pastilelor urmăreşte prelucrarea precisă la dimensiuni a fiecărei pastile sinterizate. Această operaţie se face pe o maşină de rectificat fără centre. La intervale regulate, se iau din nou probe de pastile de uraniu care sunt supuse unui control dimensional şi se verifică starea suprafeţei lor. Controlul final urmăreşte verificarea dimensiunilor (diametru, înălţime), a formei geometrice (muchii, concavităţi axiale) şi depistarea imperfecţiunilor suprafeţei.

10.3. Asamblarea pastilă - teacă

Asamblarea pastilă-teacă îndeplineşte funcţii importante legate de protecţia anticorozivă a miezului, de barieră pentru produsele de fisiune, de transmisia căldurii şi preluarea variaţiilor geometrice şi dimensionale ale miezului. Ea se realizează sub una din următoarele forme:

- cu interstiţiu, - cu contact, - cu legătură difuzivă.

Alegerea ei este o opţiune importantă, condiţionată de o multitudine de factori: materialul pastilei, îmbogăţire, grad de ardere, număr de cicluri staţionate in reactor, puterea specifică etc. Asamblarea cu interstiţiu este cel mai des folosită. La reactoarele AGR, PWR, BWR si PHWR mai vechi interstiţiul este umplut cu heliu sub presiune, iar la FBR s-a încercat şi varianta umplerii cu sodiu. În cazul elementelor combustibile pentru PHWR CANDU de tip CanLub s-a renunţat la utilizarea heliului pentru umplerea interstiţiului miez-teacă. Noul material utilizat este un amestec de grafit cu ulei care se depune pe suprafaţa interioară a tecii, după care teaca se coace. În acest fel se creează o peliculă solidă care are calităţi lubrifiante şi permite atât reaşezarea pastilei de combustibil în timpul iradierii, cât şi creşterea ei în volum, asigurând în acelaşi timp, datorită porozităţii grafitului, volumul necesar acumulării gazelor de fisiune. E de menţionat totuşi că acest sistem este posibil datorită gradului de ardere mic al combustibilului natural. În fig. 10.2 este prezentat fluxul tehnologic pentru realizarea elementului combustibil PHWR CANDU, umplut cu heliu.

Page 110: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

Fig. 10.2 Schema de realizare a elementului combustibil PHWR

Asamblarea elementelor combustibile astfel obţinute într-un ansamblu combustibil parcurge o serie de faze tehnologice, dictate în principal de alcătuirea ansamblului combustibil (a casetei). In fig. 10.3 este prezentată schema de asamblare a fascicolului combustibil pentru PHWR CANDU.

Asamblarea cu contact s-a utilizat la elementele combustibile pentru GCR. La acest tip de asamblare calitatea contactului influenţează coeficientul de transmisie a căldurii de la pastilă la teacă şi poate conduce la distrugerea tecii. Trebuie ţinut seama de comportarea elementului combustibil pe toată durata de funcţionare. Un contact mecanic suficient de durabil se poate obţine atât prin prelucrare la cald, cât şi la rece, iar pentru solidarizarea tecii de pastilă, pe acesta se execută şanţuri în care teaca pătrunde în urma presării. Asamblarea cu legătură difuzivă se poate face cu un strat intermediar între miez si teacă sau direct. Acest tip de asamblare se potriveşte cel mai bine atunci când în compoziţia miezului sunt conţinute componente din materialul tecii. O legătură difuzivă de calitate se obţine în condiţiile unei presiuni si temperaturi ridicate, pentru plasticităţi apropiate ale miezului si tecii.

Un exemplu de asamblare difuzivă miez-teacă este elementul combustibil sferic pentru HTGR, cu particule TRISO. Realizarea elementului combustibil se face prin presarea particulelor într-o presă care are două poansoane semisferice. În prealabil în formă se introduce pulbere de grafit şi apoi amestecul de particule şi de liant, care este constituit din grafit şi o răşină de solidarizare. Presiunea creată în presă se menţine un anumit timp pentru realizarea contactului difuziv.

Page 111: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

Fig. 10.3 Schema de realizare a fascicolului de combustibil PHWR

Page 112: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

11 INSTALAŢII PENTRU MANIPULAREA COMBUSTIBILULUI NUCLEAR Acest capitol prezintă tehnologiile de manipulare ale combustibilului în general şi a combustibilului CANDU în mod special.

11.1. Consideraţii generale Instalaţia de manipulare şi depozitare a combustibilului influenţează şi este influenţată de caracteristicile constructive ale reactorului şi de exploatarea sa. De aceea, tipul şi caracteristicile sale trebuie alese în primele etape ale proiectării reactorului. Destinaţia principală a instalaţiei de manipulare este înlocuirea combustibilului nuclear ars şi (după caz) repoziţionarea elementelor combustibile parţial arse, în scopul măririi gradului de ardere. În general, manipularea combustibilului nuclear include o serie de etape. Prima constă în transportul combustibilului nuclear de la fabrica de elemente combustibile la depozitul principal de combustibil proaspăt şi, mai departe, la depozitul rezervă operativă (amplasat în apropierea instalaţiei de manipulare). Transportul se face în ambalaje speciale, care trebuie să asigure integritatea elementelor combustibile, să fie etanşe şi să nu permită formarea accidentală a masei critice. În fiecare ţară toate aspectele legate de un transport sigur sunt reglementate intern şi corespund recomandărilor internaţionale. La centrală, combustibilul este depozitat în depozitul principal (central), iar de acolo în depozitul rezervei operative din apropierea reactorului. Depozitul de elemente combustibile proaspete este prevăzut cu instalaţiile necesare de stocare, condiţionare a aerului etc. Înainte de utilizare, combustibilul este dezambalat, controlat şi după caz, curăţat. Din depozitul operativ combustibilul este adus cu un sistem de transport la maşina de încărcare a reactorului, care asigură introducerea lui în reactor sau repoziţionarea lui. Operaţiile cu combustibil iradiat sunt analoage, dar în ordine inversă. Elementele extrase din reactor sunt depozitate pe rastele speciale într-un bazin de calmare. Elementele cu defecte de teacă se păstrează în cutii (tuburi) speciale, etanşe, în depozite (de obicei) separate. Când elementele iradiate extrase din zona activă degajă încă multă căldură reziduală (cazul FBR) ele sunt menţinute temporar în corpul reactorului.

11.2. Manipularea combustibilului De regulă, elementele combustibile sunt aduse la instalaţia de încărcare orientate în poziţia în care se vor găsi în zona activă. La manipularea combustibilului trebuie să se excludă:

deteriorarea mecanică şi murdărirea elementelor combustibile, ceea ce se realizează prin transportul şi păstrarea lor în ambalaje speciale, iar în cazul elementelor lungi şi cu rigiditate redusă, prin păstrarea lor fie suspendate, fie în containere, cu sprijin pe lungime;

formarea masei critice accidentale în timpul transportului sau depozitării. De aceea, trebuie să se ţină seama de eventualitatea scufundării întâmplătoare în apă, ale cărei calităţi moderatoare sunt cunoscute. O metodă posibilă de preîntâmpinare a supra-criticităţii constă în păstrarea casetelor de combustibil proaspăt într-un stelaj rigid, cu pasul de dispunere suficient de mare încât, chiar în apă, captura parazită a neutronilor să conducă la un factor de multiplicare subunitar.

In cazul reactoarelor la care autoreglarea este slabă (cum este cazul reactoarelor FBR cu Pu-239) reactivitatea unei casete nu trebuie să depăşească rata neutronilor întârziaţi. Dacă în reactor se utilizează casete cu reactivitate diferită, trebuie exclusă posibilitatea amplasării

Page 113: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

concentrate a unui număr prea mare de casete cu reactivitate mare. Aceasta mai ales când sistemul de siguranţă principal este decuplat în timpul încărcării. De asemenea se prevăd blocaje care nu permit desprinderea casetei din mecanismul de prindere până ce aceasta nu a ajuns în poziţia dorită. În plus, pentru siguranţă, se poate utiliza sistemul de siguranţă cu injecţie de soluţie absorbantă. În ceea ce priveşte transportul şi depozitarea combustibilului iradiat, aceste etape sunt mai puţin legate de construcţia reactorului. Principalele probleme sunt legate de protecţia împotriva radiaţiilor şi de evacuarea căldurii remanente a elementelor combustibile.

Protecţia personalului împotriva radiaţiilor se realizează prin: ventilarea depozitului şi menţinerea în încăperile deservite a unei suprapresiuni

faţă de celelalte încăperi ale depozitului; ermetizarea casetelor cu elemente combustibile defecte sau deteriorate; transportul casetelor în containere sau sub nivelul apei până la bazinul de

calmare. Modul de răcire a casetei în timpul transportului şi al depozitării depinde de geometria ei, de valorile admisibile ale temperaturilor, de căldura remanentă. Cel mai adesea, răcirea se face cu apă, prin convecţie naturală, apa fiind în acelaşi timp o excelentă protecţie şi un mediu transparent, care permite observarea. Elementele deteriorate se păstrează în containere (cutii) ermetice, prevăzute, după caz, cu sistem de răcire. Bazinul de calmare este prevăzut cu instalaţii de răcire a apei, de filtrare şi, în anumite cazuri, de dozare a substanţelor de inhibare a coroziunii, pentru mărirea purităţii şi a transparenţei. După circa 100 de zile de depozitare în bazinul de calmare (mai exact atunci când căldura reziduală ajunge la 10

-2 %, permiţând retratarea) elementele se încarcă în containere speciale

şi sunt trimise la retratare. Operaţiunile de manipulare cele mai dificile sunt cele corespunzătoare descărcării combustibilului iradiat din zona activă. Complexitatea operaţiei depinde de tipul reactorului şi al maşinii de încărcare-descărcare, principalele etape fiind după caz:

verificarea componentelor maşinii de încărcare/descărcare. Aceasta include compararea indicaţiilor aparatelor cu coordonatele reale ale capului de prindere, prevederea de dispozitive de ghidare pe capul de prindere, existenţa unor mijloace de observare (telecamere, periscoape, indicatoare electromecanice);

scăderea parametrilor reactorului la valorile prevăzute pentru descărcare. În cazul descărcării cu reactorul în sarcină, puterea este de obicei cea nominală. În celelalte cazuri ea se reduce la valoarea căldurii reziduale. Reducerea temperaturii în instalaţiile cu pereţi groşi trebuie să ţină seama de evitarea tensiunilor termice tranzitorii periculoase şi este de ordinul 1 grd./min;

pregătirea pentru descărcare: deschiderea vasului de presiune sau a canalului, pregătirea ecluzei de combustibil (unde este cazul);

eliberarea spaţiului din vasul de presiune în vederea accesului nestingherit al maşinii de încărcare/descărcare;

extragerea combustibilului uzat din zona activă cu ajutorul capului MID; depozitarea combustibilului uzat, fie intermediar în vasul de presiune, fie direct în

bazinul de calmare. În toate fazele extragerii combustibilului uzat trebuie să se asigure răcirea, protecţia împotriva radiaţiilor, controlul acurateţei operaţiilor şi posibilitatea reparării maşinii în cazul unei defecţiuni.

Page 114: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

11.3. Maşina de încărcare/descărcare (MID) CANDU Maşina de încărcare/descărcare se alege în funcţie de agentul de răcire, de presiunea

lui şi de necesitatea ermetizării faţă de mediul înconjurător, în funcţie de regimul de încărcare/descărcare a reactorului corelat cu destinaţia acestuia, de configuraţia zonei active (pasul casetelor, canalelor) şi de gabaritul şi puterea reactorului.

Maşinile de încărcare/descărcare se pot clasifica ţinând seama de: - regimul de lucru - cu reactorul oprit sau în sarcină; - poziţia faţă de vasul reactorului - în exteriorul sau în interiorul acestuia; - sistemul de acţionare - electric, mecanic, hidraulic; - nivelul de automatizare. Gradul de complexitate cel mai ridicat îl au maşinile pentru alimentarea reactorului în

sarcină, la parametri nominali, cum este cazul reactoarelor PHWR, AGR, GCR.

11.4. Manipularea combustibilului la PHWR Manipularea combustibilului la reactoarele de tip PHWR prezintă o serie de particularităţi care le deosebesc fundamental de celelalte tipuri de reactoare energetice mai răspândite. Aceste particularităţi derivă în principal de la tipul de combustibil folosit - uraniul natural. Conţinutul redus de material fisionabil conduce la o rezervă de reactivitate atât de mică, încât este necesară “completarea” frecventă cu combustibil proaspăt şi, concomitent, extragerea combustibilului iradiat. În condiţiile unui grad de ardere foarte modest (cca. 6900 MWz/tU), păstrarea competitivităţii faţă de reactoarele PWR şi BWR a condus la un ciclu de manipulare integrat, a cărui caracteristică principală este încărcarea/descărcarea reactorului la sarcina nominală, într-un flux cvasi-continuu. Dacă ţinem seama că, în general, personalul este expus la dozele cele mai mari în perioadele de oprire/întreţinere, iar în particular de problema delicată a tritiului la reactoarele PHWR, rezultă că toate operaţiile de manipulare a combustibilului, în special a celui iradiat, trebuie efectuate pe cât posibil în regim automatizat, cu comanda de la distanţă. Concepţia şi realizarea reactorului CANDU cu canale corespunde limitelor tehnologice inerente perioadei şi capacităţii industriale canadiene, dar este legată în primul rând de posibilitatea încărcării/descărcării combustibilului în sarcină, respectiv de realizarea unei maşini de încărcare/descărcare (MID) robotizate, cu fiabilitate ridicată şi care să răspundă cerinţelor impuse de securitatea nucleară, iar forma şi dimensiunile fasciculelor de combustibil sunt strâns legate de problemele legate de manipularea şi stocarea automatizată.

11.4.1 Fazele manipulării

Ciclul combustibilului nuclear la reactoarele PHWR este de tip deschis (fig. 11.1). Condiţiile politice din anii ’60 şi cerinţele non-proliferare au impus, pentru un conţinut rezidual ridicat de plutoniu în combustibilul iradiat, stocarea pe termen lung a combustibilului iradiat. Combustibilul proaspăt este recepţionat de la Fabrica de Combustibil Nuclear-Piteşti, unitate integrată în Societatea Naţională “Nuclearoelectrica”. Transportul este realizat cu respectarea condiţiilor reglementate intern şi internaţional pentru materiale speciale (nucleare). La CNE Cernavodă combustibilul este recepţionat şi depozitat în depozitul de combustibil. De aici el este transferat în clădirea reactorului pe măsura necesităţii încărcării reactorului.

Page 115: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

Fig. 11.1 Fazele manipulării combustibilului la PHWR

11.4.2 Manipularea combustibilului proaspăt

Operaţiile principale de recepţie/inspecţie au loc în camera de transfer combustibil proaspăt. Această încăpere este situată relativ aproape de reactor, dar este protejată biologic de pereţi groşi, este ermetizată şi are o atmosferă controlată, în uşoară suprapresiune pentru a exclude orice pătrunderi de aer şi aerosoli radioactivi. Fascicolele de combustibil sunt despachetate, inspectate vizual şi verificate (în trei locuri pe generatoare) cu un dispozitiv de calibrare care seamănă cu un cleşte care are între fălci dimensiunile interioare ale tubului de presiune. În acest fel se testează faptul că fascicolul se va putea deplasa fără probleme în lungul canalului. Apoi fascicolele sunt încărcate în instalaţia de transfer combustibil proaspăt (ITCP). Toate aceste operaţii se efectuează utilizând două instalaţii de ridicat, existente în camera de transfer. ITCP trebuie să asigure, în condiţii de securitate nucleară, transferul fascicolelor de combustibil proaspăt din zona “curată” a camerei de transfer în magazia MID, care este o zonă “murdară”, cu radioactivitate ridicată, care operează într-un mediu radioactiv. ITCP asigură transferul a câte două fascicole de combustibil în oricare din magaziile celor două MID care acţionează în tandem pe feţele reactorului. Componentele principale ale ITCP sunt: tabloul de comandă, jgheabul de încărcare, 2 magazii identice, plasate la capetele jgheabului, dispozitive de acţionare care asigură împingerea fascicolelor în magazii şi din acestea în magazia MID prin poarta de combustibil proaspăt. Poarta de combustibil proaspăt este prevăzută cu o ecluză (ventil electromagnetic) pentru izolarea atmosferei din camera de transfer. Magaziile ITCP sunt de tip rotativ,

Page 116: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

asemănătoare constructiv şi funcţional cu cele ale MID şi au o capacitate de stocare corespunzătoare unei şarje de încărcare. Secvenţele de transfer respectă condiţia timpului minim de transfer, adică de deschidere a ecluzei, în vederea reducerii pericolelor la care este supus personalul operator. Poarta de combustibil proaspăt este identică cu fitingul terminal, permiţând astfel cuplarea etanşă a capului MID pentru preluarea combustibilului. De aici încolo, maşina de încărcare/descărcare efectuează toate operaţiile de la preluarea combustibilului proaspăt, până la predarea combustibilului ars la poarta de combustibil iradiat. Desigur, partea cea mai complexă şi delicată o constituie operaţia propriu-zisă de încărcare/descărcare, efectuată cu reactorul în sarcină, deoarece ea presupune asigurarea răcirii combustibilului din canalul reactorului, menţinerea etanşării şi evitarea oricăror scurgeri de agent de răcire radioactiv, răcirea combustibilului iradiat stocat în magazia MID până la predarea lui.

11.5. Maşina de încărcare/descărcare PHWR Maşina de încărcare/descărcare PHWR (fig.11.2) este o instalaţie complexă care lucrează pe ambele feţe ale reactorului (fig. 11.3). Ea este compusă din următoarele ansamble (fig. 11.4):

o capul MID, alcătuit din dispozitivul de cuplare, magazie şi ansamblul cilindrilor de acţionare;

o căruciorul MID, o podul mobil, o podul fix şi sistemul catenariei.

Fig. 11.2 Maşina de încărcare/descărcare MID PHWR

Page 117: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

Fig. 11.3 Maşina de încărcare/descărcare MID PHWR

Componentele MID PHWR s-au păstrat de-a lungul timpului la diferite generaţii de reactoare, cu modificări sau modernizări minore, dictate în primul rând de schimbarea amplasamentului porţilor de combustibil proaspăt şi iradiat de dedesubtul reactorului în lateralul lui. Cele două maşini sunt amplasate pe câte o faţă a reactorului, sunt identice şi lucrează în tandem: în timp ce una extrage combustibilul iradiat, cealaltă introduce combustibil proaspăt în acelaşi canal.

Fig. 11.4 Ansamblul MID PHWR

Page 118: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

11.5.1. Podul MID

Podul MID asigură susţinerea capului MID şi a căruciorului său în planul feţei reactorului. El poziţionează capul MID pe linia orizontală dorită de canale, folosind sistemul de acţionare grosieră pe direcţia “y” şi menţine această poziţie pe durata operaţiilor următoare de deplasare a căruciorului - deplasarea “x” grosier şi “x” fin, cuplarea pe canal (deplasarea “z”) - şi de schimbare a combustibilului. Fiecare ansamblu al podului mobil constă din două coloane fixe, verticale şi o grindă de pod orizontală, sprijinită între două elevatoare care se pot deplasa vertical pe 4 şuruburi cu bile, amplasate câte două pe fiecare coloană. Ansamblul complet este prezentat în fig. 11.5. Grinda de pod este construită din 2 chesoane de oţel în forma de L, care sunt legate între ele şi rigidizate în diagonală cu o serie de grinzi cu oţel de secţiune rectangulară. Grinda podului se sprijină la fiecare capăt pe două excentrice conţinute în dispozitivele de rezemare de pe elevatoare.

Fig. 11.5 Ansamblul podului mobil MID PHWR

11.5.2. Capul şi magazia MID

Capul MID este prezentat în figura 11.6. Magazia MID (fig. 11.7) are ca funcţiuni:

stocarea combustibilului proaspăt primit de la ITCP, preluarea combustibilului iradiat extras din canalul reactorului, preluarea componentelor canalului - dop închizător, dop de protecţie împotriva

radiaţiilor

Page 119: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

stocarea unor scule necesare operaţiunilor de deschidere a canalului, de împingere a fascicolelor de combustibil, de ghidare a acestora în zona de trecere (mandrinare) fiting-tub de presiune.

Magazia este de tip rotativ şi este prevăzută cu 12 locaşuri de dimensiuni diferite, în funcţie de destinaţie. Din punct de vedere constructiv, magazia este alcătuită din carcasă, rotor şi dispozitiv de acţionare. Carcasa este alcătuită din două părţi forjate şi asamblate cu un inel de etanşare de tip Graylock. În carcasă este prevăzut un prag de umplere cu apă grea care menţine un nivel de apă necesar răcirii combustibilului iradiat în secvenţele când capul MID face manevre pe porţile din camera de întreţinere. La capătul posterior, carcasa se asamblează cu ansamblul cilindrilor telescopici (cunoscut sub denumirea de ansamblul RAM) tot cu ajutorul unei flanşe tip Graylock. Rotorul magaziei este alcătuit dintr-un ax pe care sunt montate la capete două discuri cu câte 12 orificii, între care se dispun lăcaşurile magaziei. La capătul posterior, pe ax este montat dispozitivul de deplasare a magaziei cunoscut sub numele de angrenare Fergusson, care asigură deplasarea magaziei cu un pas (360

0/12) astfel încât să se realizeze concordanţa

perfectă între axa lăcaşului magaziei şi axa canalului.

Fig 11.6 Capul MID

Page 120: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

Fig. 11.7 Secţiune MID

11.6 Secvenţa de încărcare combustibil Echipamentul MID constă din două MID identice la fiecare faţă a reactorului CANDU (fig. 11.8), suspendate pe cărucioare pe şine pe un pod care se extinde pe toată lungimea tancului de protecţie. Traversele verticale şi orizontale ale MID sunt prevăzute pentru a permite accesul la toate fitingurile canalelor combustibile. Porţi de protecţie acţionate cu motor separă camera reactorului de zona de mentenanţă şi când sunt închise permit accesul la MID în zona de mentenanţă în timpul funcţionării reactorului.

În timp ce se află în zona de mentenanţă MID au acces la porturile de combustibil pentru a primi combustibil nou, la porturile de lucru pentru calibrare sau servicii sau la instalaţia de repetiţie. Operaţiunile de încărcare de combustibil se fac cu echipamentul sub control automat cu computerul CNE. Uşile de protecţie se deschid şi MID se deplasează pe şine pe fiecare faţă a reactorului şi se poziţionează la fiecare capăt al canalului de combustibil selecţionat.

Ambele MID se deplasează şi se fixează pe canalul de combustibil. După testul de etanşeitate al fiecărei cleme de etanşare, fiecare MID este umplut cu apă grea şi apoi presurizat pentru a se acomoda cu condiţiile sistemului de transport al căldurii. MID îndepărtează dopul de ajutaj al MID şi închiderea canalului şi se stochează în magazia MID. Bucşele de ghidaj sunt instalate şi dopul de protecţie sunt scoase din canalul combustibil. Combustibilul proaspăt este inserat la un capăt în timp ce combustibilul iradiat este descărcat la celălalt al aceluiaşi canal combustibil. Încărcarea de combustibil se face curgerea şi pe canalele de debit ridicat denumite FAF (flow assist fuelling – încărcare cu curgere asistată), în timp ce pe canalele de debit scăzut se numeşte FARE ( flow assisted RAM Extension – încărcare cu extensie berbec cu curgere asistată). Două fascicule combustibile se pot insera se pot insera din fiecare poziţie a magaziei conţinând combustibil proaspăt din MID.

Page 121: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

Fig. 11.8 Ansamblul MID

Patru la opt fascicule de combustibil noi sunt în general inserate la fiecare vizită înlocuind patru la opt fascicule în canalul combustibil. Fiecare MID pot încărca sau accepta combustibil depinzând de direcţia de curgere la canalul combustibil care este utilizat. Când numărul cerut de fascicule combustibil au fost inserate, dopurile de protecţie, închiderile şi dopurile de ajutaj sunt înlocuite şi închiderea este testată la etanşeitate de către MID. Cele două MID se deplasează la porturile de combustibil iradiat unde combustibilul iradiat este descărcat (fig.11.9).

Cu patru fascicule MID poate încărca un canal şi apoi al doilea canal, înainte de reîntoarcerea la porturile de combustibil iradiat. Pentru reactorul CANDU 600, încărcarea cu combustibil este cerută la aproximativ 14 canale pe săptămână, cu opt fascicule descărcate la fiecare vizită la reactor. Odată ce MID au fost descărcate combustibilul iradiat, acestea se deplasează la portul de combustibil proaspăt pentru a încărca combustibil proaspăt şi se întoarce la faţa reactorului pentru MID să încarce următorul canal. Celălalt MID care a rămas la faţa reactorului şi va fi locul unde va realiza funcţiile cerute în aval la capătul canalului combustibil. Camere TV articulate una la fiecare parte a camerei MID la faţa reactorului şi una la portul de descărcare a combustibilului iradiat sunt prevăzute pentru monitorizarea operaţiunilor.

11.7 Transfer combustibil iradiat Odată ce fasciculele combustibile au fost iradiate ele trebuie manipulate la distanţă cu MID automate şi echipament special de transfer. După ce câte două fascicule combustibile uzate sunt descărcate odată din MID prin porturile liftul coboară fasciculele în apa din spaţiul de descărcare le depozitează pe un grilaj (fig. 11.9). Grilajul este sprijinit şi indexat de un cărucior care se deplasează cu ajutorul unei conveier cu două brăţări. În mod normal căruciorul transportă opt fascicule de combustibil uzat, dar poate duce până la 12 fascicule. Pe drumul de la spaţiul de descărcare la cel de recepţie este un conveier de recepţie aliniat cu cel de descărcare. Cele două conveiere sunt acţionate de motoare electrice montate deasupra

Page 122: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

apei, un ax de acţionare, o cutie de viteze, pinioane de conveier şi lanţ. Când căruciorul atinge intervalul dintre cele două conveiere o brăţară cu sloturi a căruciorului dezangajează zalele lanţului şi trece la zalele pinionul conveierului de descărcare. Acesta se aliniază automat la celălalt pinion al căruciorului pentru angajarea zalelor lanţului conveierului de descărcare care deplasează în continuare căruciorul spre zona de descărcare. Căruciorul se opreşte la capătul cursei din zona de descărcare. După oprire operatorul din zona de descărcare îl deplasează la grilajul de încărcare folosind o sculă cu braţ lung şi-l plasează un grilaj gol pe cărucior. Căruciorul este readus la zona de descărcare pentru a prelua primul rând de fascicule sub cupa liftul pentru următoarea încărcare.

Fig.11.9 Secvenţele de încărcare descărcare combustibil

11.8 Stocarea combustibilului iradiat Odată ajuns în zona de recepţie combustibilul iradiat este transferat manual la tava de stocare a combustibilului iradiat. Fiecare tavă conţine 24 de fascicule plaste pe două rânduri. Tăvile sunt apoi mutate în conveierul de stocare tăvi care permite tăvii să fie transferată din zona de recepţie pe sub apă către piscina de stocare. Un grilaj de suporţi de tăvi sunt plasate pe fundul piscinei de stocare pentru a se asigura că fasciculele iradiate sunt poziţionate la distanţe corecte de ziduri şi de tancul piscinei. Tăvile sunt apoi puse pe suporţi la nivelul de stocare fiind calificaţi seismic şi în condiţii de stocare adecvate.

Page 123: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

11.9 Instalaţiile de întreţinere MID cu canalul de repetiţii, porturile de lucru, şi instalaţiile de calibrare a berbecului sunt prevăzute în zona de mentenanţă între portul de combustibil proaspăt şi portul de combustibil iradiat. Aceste porturi auxiliare asigură calibrarea necesară de funcţionare şi condiţiile de lucru pentru MID. Instalaţia de testare la rece a MID este în afara anvelopei şi este folosită pentru inspecţie şi calibrare înainte de reîntoarcerea MID în clădirea reactorului.

11.10 Instalaţiile de manipulare combustibil defect Fasciculele sunt fabricate cu mare precizie şi asigurarea calităţii şi a defectări sub 0.06% rată de defectare. Atunci când apare este supravegheată ţi fasciculul scos pentru evitarea răspândirii produşilor de activare. Caruselul poziţionat în zona de descărcare combustibil defect, permite închiderea eliberărilor de gaze. După ce fasciculul este stabilizat este deplasat la zona de recepţie a combustibilului iradiat.

Page 124: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

12 VASE DE PRESIUNE Acest capitol are ca scop să ne familiarizăm cu vasul de presiune pentru reactorii de tip PWR şi BWR. Vasul de presiune cuprinde zona activă compusă din casete de combustibil şi elemente de reglare, bare de control, etc. în care se produce evacuarea căldurii de la aceste elemente combustibile pentru a fi transferată la circuitul secundar prin intermediul generatorului de abur la PWR. La BWR se produce aburul care pune în mişcare turbina pentru producerea energiei electrice.

12.1 Generalităţi Vasul de presiune constituie, în majoritatea cazurilor, un înveliş ermetic, care desparte spaţiul zonei active de spaţiul înconjurător (fig. 12.1). El reprezintă una dintre componentele cele mai importante ale reactorului, cu rol determinant asupra puterii maxime şi a parametrilor agentului de răcire. Fiind o componentă constructivă a sistemului primar de transport al căldurii, vasul de presiune constituie a treia barieră de securitate, după pastila de combustibil şi teaca elementului combustibil. Particularitatea principală, care deosebeşte vasele de presiune pentru reactoarele nucleare de alte tipuri de recipiente sub presiune este funcţionarea în mediu radioactiv. Aceasta atrage modificarea proprietăţilor metalului, măreşte pericolul urmărilor pierderii ermetizării, influenţează procesele de coroziune şi limitează posibilitatea reparaţiilor şi a reviziilor periodice, mai ales în zonele supuse iradierii. Din aceste cauze, construcţia vasului de presiune al reactorului trebuie să prezinte maximum de siguranţă, să excludă practic posibilitatea apariţiei defectelor în locurile inaccesibile activităţii de reparaţii. O altă particularitate specifică vaselor de presiune pentru reactoarele nucleare o constituie căldura care se generează în materialul constructiv datorită absorbţiei radiaţiilor şi încetinirii neutronilor. Prin prisma particularităţilor menţionate, rolul şi funcţiile principale pe care le îndeplineşte vasul de presiune sunt:

de securitate: asigurarea etanşeităţii circuitului primar în ceea ce priveşte agentul termic şi alţi efluenţi radioactivi,

constructiv: să suporte structura internă şi zona activă şi să permită racordarea conductelor sistemelor aferente (Sistemul Primar de Transport al Căldurii, sistemele de reactivitate etc.),

mecanic: să reziste la presiunea agentului de răcire din zona activă sau la presiunea moderatorului, precum şi

să reziste la eforturile termice generate de căldura degajată de zona activă şi de fluxurile de radiaţii.

Ţinând seama de particularităţile constructive (dimensiuni mari) şi funcţionale amintite, problemele principale legate de construcţia şi funcţionarea vaselor de presiune pentru reactoare nucleare au fost:

utilizarea unor materiale corespunzătoare şi a unor soluţii constructive adecvate, determinarea cât mai exactă a deformaţiilor şi tensiunilor cauzate de presiune şi

temperatură, sau de natură tehnologică (îmbinări prin sudare), în regim staţionar sau tranzitoriu,

Page 125: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

încercarea experimentală a unui mare număr de tehnologii constructive, de sudare şi de control al pereţilor groşi, de verificare a sistemelor de etanşare de mari dimensiuni, stabilirea unei concepţii generale de urmărire a modificărilor structurii şi proprietăţilor materialului vasului în cadrul activităţii de monitorizare şi predicţie specifice managementului îmbătrânirii.

Constructiv, concepţia vaselor de presiune urmăreşte două direcţii: realizarea unui vas de presiune propriu-zis, supus unei presiuni interioare ridicate, sau realizarea unui sistem în care presiunea înaltă să se exercite în interiorul unor ţevi,

care sunt conţinute în vasul reactorului care nu este solicitat la presiune ridicată (reactor cu canale).

Fig. 12.1 Vas de presiune PWR

Page 126: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

În primul caz avem de a face cu un vas de presiune cu pereţi groşi, cu funcţiuni constructive complexe, iar în cel de al doilea cu un vas cu pereţi subţiri, la care ţevile (canalele) au rolul de barieră de securitate. Materialele constructive sunt un factor restrictiv important în concepţia, forma, funcţiunile şi durata de viaţă a vaselor de presiune. Până în prezent au fost realizate vase de presiune metalice (care sunt cele mai utilizate), dar şi vase din beton precomprimat (pretensionat). În continuare ne referim pe larg la vasele de presiune metalice.

12.2. Componentele vaselor de presiune

12.2.1 Vasul de presiune

În general, vasul de presiune se compune din: vasul propriu-zis, care poate fi împărţit la rândul său în mai multe zone caracteristice:

corp, fund, capac, zona racordurilor principale, flanşe; racorduri şi ştuţuri, printre care cele pentru sistemele de reactivitate, pentru sistemul

de încărcare/descărcare, de intrare şi ieşire a agentului de răcire ş.a.; sistemele de sprijin şi poziţionare a vasului de presiune şi a structurii lui interne; sisteme de protecţie şi control pe timpul funcţionării, cum ar fi scutul termic care

protejează vasul de căldura generată de radiaţii, izolaţia termică şi sistemul de răcire a vasului în regim staţionar şi în regim tranzitoriu, sistemele de limitare a presiunii, de control al etanşeităţii, temperaturii şi tensiunilor termice.

Forma geometrică a vasului de presiune este dictată de o serie de considerente funcţionale şi de rezistenţa materialelor. Astfel, forma vaselor de presiune care suportă o presiune redusă se alege pornind de la posibilitatea amplasării judicioase a părţilor componente ale zonei active, a scutului termic, a componentelor sistemului de reglare, compensare şi siguranţă iar la FBR a depozitului intermediar de combustibil şi a mecanismelor de încărcare-descărcare. Pentru presiuni medii şi ridicate, alegerea formei este dictată în principal de posibilităţile tehnologice de confecţionare şi de necesitatea asigurării unui volum util maxim, acestea constituind restricţii pentru creşterea puterii unitare. Forma geometrică cea mai răspândită este cea cilindrică, cu fund şi capac bombate, fig. 12.1. În unele cazuri, pentru dimensiuni medii s-a încercat realizarea unui capac plat. Forma cilindrică cu capac şi fund bombate s-a generalizat la reactoarele de tip PWR şi BWR şi a fost utilizată, de asemenea, la început la reactoarele GCR. Ea este preferată pentru că oferă pe înălţime spaţiul necesar amplasării componentelor sistemului de reactivitate, a sistemelor de susţinere a structurii interne sau manipulării maşinii de încărcare-descărcare. Forma sferică, deşi oferă avantajele corpului de egală rezistenţă (pentru un volum al zonei active şi o grosime a peretelui vasului date presiunea maximă admisibilă este superioară), se utilizează mai rar şi numai la reactoarele de tip GCR. Dacă H şi D sunt înălţimea şi, respectiv diametrul corpului vasului de presiune cilindric (înălţimea incluzând şi spaţiul de deasupra zonei active, necesar pe considerentele de mai sus), atunci se poate demonstra uşor că:

dacă H=D, atunci vasul de presiune sferic necesită, pentru aceeaşi presiune, o grosime cu 40% mai mică decât cel cilindric;

dacă H/D=1,73, atunci presiunea admisibilă pentru cele două forme este egală, dar greutatea vasului sferic (de diametru H) este de 1,5 ori mai mare;

pentru H/D=1,4, vasele de presiune pot avea greutăţi aproximativ egale, dar dacă H - D= 2…3 m, atunci diametrul trebuie să fie mai mare de 5…7,5 m, ceea ce se întâmplă numai la reactoarele GCR. Din aceste motive, la reactoarele GCR s-a trecut de la forma cilindrică la cea sferică.

Page 127: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

La vasele de presiune cilindrice partea cea mai tensionată este corpul cilindric. Din această cauză se tinde către alungirea zonei active, în scopul micşorării diametrului (în detrimentul optimului fizic), sau, pentru un diametru dat, în scopul măririi volumului zonei active (şi deci a puterii reactorului).

Fig. 12.2 Vasul de presiune PWR 900/1300 MW– Secţiune longitudinală

Forma bombată (eliptică sau semisferică) a fundului şi a capacului vasului de presiune permite reducerea eforturilor de încovoiere şi de aceea este preferată. Pentru presiuni reduse se pot utiliza capace plate, care oferă avantajul unei fabricaţii simple şi al dispunerii comode a racordurilor şi ştuţurilor (operaţie dificilă la periferia capacelor bombate, unde unghiul cu normala la suprafaţă este mare). Dar pentru eforturi admisibile egale, grosimea necesară capacului plat este de 3…10 ori mai mare decât a celui bombat.

Page 128: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

Vasele de presiune de formă cilindrică pentru reactoarele de tip PWR de puteri între 400-1365 MW

e au diametrul cuprins între 4-6,5 m, înălţimea între 10-13 m şi grosimea pereţilor

de circa 200 mm (fig. 12.2). Pentru reactoarele de tip BWR cu puteri între 400-1100 MW

e vasele de presiune au diametrul

cuprins între 5-6,5 m, înălţimea de 17-22 m, iar grosimea peretelui de 125..162 mm. Deşi vasele pentru reactoarele PWR lucrează la presiuni de 140-180 bar, de 2-3 ori mai mari decât la reactoarele BWR (60..70 bar), ele sunt cu circa 40% mai scurte şi pot avea diametre cu până la 30% mai mici. Aceasta este determinată, între altele, de densităţii de putere din zona activă, mai mare la reactoarele PWR, şi necesităţii de a include în vasul de presiune al reactoarelor BWR instalaţiile de separare şi uscare a aburului.

12.2.2 Racorduri

În corpul, capacul şi/sau fundul vasului de presiune sunt practicate o serie de străpungeri destinate montării, prinderii sau racordării:

conductelor circuitului primar, conductelor de umplere sau drenaj, de gaz (atunci când există o pernă de gaz inert

deasupra nivelului agentului de răcire), ştuţurilor şi ţevilor sistemelor de reactivitate (reglare, compensare şi siguranţă), ieşirilor cablajului de la aparatura de măsură şi control, ţevilor de impuls şi de prelevare a probelor pentru controlul defectului de teacă, unor ecluze destinate (după caz, în funcţie de tipul reactorului) racordării maşinii de

încărcare-descărcare, introducerii/extragerii unor probe, aparate, echipamente etc. Amplasarea şi realizarea acestor racorduri şi străpungeri reprezintă, de cele mai multe ori, partea cea mai delicată a construcţiei, cu consecinţe directe asupra rezistenţei mecanice a vasului de presiune (fig. 12.3). De obicei, toate orificiile practicate în vasul de presiune sunt prevăzute cu un ştuţ confecţionat din ţeavă scurtă, dar de grosime mare, care se sudează pe vasul de presiune. Uneori aceste ştuţuri se forjează din aceeaşi bucată cu corpul. De ştuţuri se sudează conductele de legătură sau flanşele de racordare ale diferitelor sisteme (de reactivitate, de manipulare a combustibilului, de control, etc.). Construcţia ştuţurilor:

dă posibilitatea ranforsării locului de racordare cu corpul reactorului, slăbit ca urmare a practicării străpungerilor,

permite realizarea unor suduri de bună calitate cu conductele de legătură, reduce tensiunile termice remanente pe pereţii vasului, oferă posibilitatea reducerii şi controlului procesului de coroziune (inter-cristalină în

primul rând) la îmbinări de materiale diferite. Alegerea unui anumit tip constructiv de ştuţ pentru racordare depinde de o serie de factori constructivi, de material, funcţionali şi, nu în ultimul rând, de dimensiuni. Diferite modalităţi de realizare constructivă sunt prezentate în fig. 12.4. Racordurile agentului de răcire se pot realiza pe o virolă specială, purtătoare, fie prin forjare, fie prin operaţii de aşchiere.

Page 129: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

Fig. 12.3 Secţiunea vasului de presiune după axele racordurilor

Fig. 12.4 Tipuri de ştuţuri

În cazul ştuţurilor singulare, ranforsarea locului de racordare cu corpul reactorului se poate realiza utilizând fie un ştuţ mai gros, fie elemente de întărire suplimentare, plăci sau inele sudate pe corpul vasului, în jurul orificiului (fig. 12.4- h). Această soluţie conduce însă la apariţia eforturilor locale în jurul cordoanelor de sudură şi, de aceea, nu se recomandă pentru vasele de înaltă presiune, cu pereţi groşi. În cazul racordării unui număr mare de ţevi se recomandă ca toată porţiunea respectivă a vasului să se execute îngroşată simetric faţă de axa longitudinală a reactorului, aşa cum se face şi în cazul unui număr mare de racorduri pe capacul sau pe fundul reactorului.

Page 130: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

Ştuţurile se execută din acelaşi material cu corpul vasului de presiune. În cazul în care vasul este placat la interior cu oţel inoxidabil, ştuţul se poate realiza tot din oţel inoxidabil şi suda la cămaşa interioară de inox. Ştuţurile de diametru mare se pot executa de asemenea cu o cămaşă interioara de inox, la care se sudează conducta exterioară( fig.12.4- e). La realizarea racordurilor trebuie să se ţină seama de următoarele aspecte:

existenţa concentrărilor de eforturi pe marginea orificiului necesită executarea unui cordon de sudură masiv şi bine controlat;

necesitatea evitării variaţiilor repetate de temperatură, care pot conduce la apariţia fisurilor în urma oboselii termice;

preluarea de către racord a forţelor de dilatare termică a conductelor sudate de el. Dacă străpungerea este destinată montajului unor mecanisme (ale MID sau ale sistemului de reactivitate) sau trebuie deschisă periodic, atunci trebuie realizată o etanşare corespunzătoare, fig. 12.5.

Fig. 12.5 Penetraţie capac vas PWR

12.2.3 Etanşarea capac - corp

Sistemele de etanşare a capacului la corpul vasului de (fig. 12.6) se diferenţiază după principiul de funcţionare şi domeniul de aplicaţie, în funcţie de diametru, presiune, temperatură şi modul în care variază parametrii. Ele trebuie să asigure o etanşare bună în regim staţionar sau tranzitoriu, să fie prevăzute cu etanşare dublă, iar spaţiul dintre cele două etanşări trebuie drenat şi controlat. Materialele utilizate la etanşare nu trebuie să producă impurificarea agentului de răcire, în schimb trebuie să permită reetanşarea rapidă, mai ales în locurile greu accesibile. Caracteristic reactoarelor nucleare este faptul că, datorită condiţiilor speciale (mediu radioactiv), nu se pot utiliza materiale de etanşare organice, scurgerile trebuie localizate şi drenate, iar dimensiunile pe care trebuie făcută etanşarea (de exemplu diametru capac/corp) sunt foarte mari. De asemenea există pericolul ca datorită tensiunilor termice sau de altă natură, suprafaţa de contact a etanşării să se deformeze.

Page 131: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

În general prinderea capacului pe corpul vasului de presiune se face cu prezoane sau buloane cu piuliţe la ambele capete, iar etanşarea, cu două garnituri, care formează între ele un spaţiu drenat, de control al scurgerilor (fig.12.7,b). Se mai întâlnesc soluţii constructive la care prezoanele se înşurubează în corpul vasului de presiune (fig. 12.7,c), flanşele sunt mobile (fig. 12.7,a şi d) sau cu auto-etanşare (fig. 12.7,e). Particularităţile fiecărei variante de etanşare sunt legate de locul contactului capac-corp, de forma capacului şi de tipul etanşării. Locul contactului şi forma capacului depind de: presiunea de lucru şi presiunea admisibilă, modul de dispunere a racordurilor, complexitatea tehnologică a confecţiei metalice a capacului şi mărimea deformaţiei capac-corp la locul de contact. Contactul se poate face pe partea cilindrică a vasului de presiune(fig. 12.7,a) sau la capătul lui, iar capacul este de regulă bombat. Faţă de un capac bombat, un capac plat ar avea o grosime prohibitivă. Capacul se poate suda la flanşă la partea superioară sau la partea inferioară a acesteia (fig. 12.7,b). Contactul pe partea cilindrică a vasului (fig. 12.7,a) ar permite practic evitarea deformaţiilor relative între părţile care vin în contact deoarece forma, dimensiunile şi sarcinile pe cele două părţi sunt apropiate. În schimb, se măreşte gabaritul părţii demontabile (al capacului) şi se îngreuiază accesul la locul de contact. În cazul contactului la capătul corpului vasului, deformaţia relativă capac-corp depinde de forma capacului, de dimensiunile flanşelor şi de distribuţia eforturilor care se transmit de la corp la capac. Din punct de vedere al eforturilor, al presiunilor admisibile şi al deformaţiilor relative capacul semisferic este cel mai indicat, urmând apoi capacul eliptic. Forţa de etanşare a capacului cu corpul se poate realiza cu:

prezoane (buloane) şi flanşe sudate. Prezoanele se înşurubează la un capăt în corpul (flanşa corpului) vasului, iar buloanele se strâng cu piuliţe la ambele capete, fig. 12.8;

buloane şi flanşe mobile. În comparaţie cu sistemul cu flanşe sudate, acest sistem permite reducerea gabaritelor de transport şi a greutăţii părţilor componente semifabricate. În schimb, în timpul funcţionării, datorită contactului termic slab al flanşelor cu corpul, pot apărea diferenţe importante între temperaturile buloanelor, flanşelor şi corpului, care conduc la supratensiuni. Etanşarea capacului cu corpul vasului de presiune se poate realiza fie prin sudarea unei membrane metalice (etanşare semi-demontabilă) sau cu garnituri. Etanşarea cu membrane metalice sudate constă din două membrane metalice compensatoare, sudate separat pe capacul şi, respectiv corpul vasului de presiune. Aceste suduri sunt indestructibile. Etanşarea se face prin sudarea celor două membrane între ele, această sudură fiind destructibilă.

Page 132: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

Fig. 12.6 PWR: legătură corp vas de presiune – capac

Page 133: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

Fig. 12.7 PWR tipuri şi moduri de etanşarea a capacului vasului de presiune

Demontarea capacului necesită tăierea acestei suduri, iar montarea lui reproducerea sudurii. Astfel, cele două membrane pot constitui un tor(fig. 12.7.a), iar sudarea lor se face după generatoare. Membrana de etanşare suportă doar o presiune redusă, fiind situată în afara locului de contact capac-corp. Asemenea tip de etanşare, care este o combinaţie de îmbinare demontabilă cu asigurare nedemontabilă, se mai întâlneşte şi în alte locuri de exemplu la sistemul de reactivitate la reactoarele PWR, fig. 12.9. Realizarea constructivă a acestui tip de etanşare este dificilă, dar asigură ermetizarea perfectă. De altfel, forţa de etanşare care se exercită în secţiunea capac-corp este fructificată şi prin utilizarea unui sistem de garnituri care să limiteze scurgerile.

Page 134: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

Fig. 12.8 Maşina de strâns buloane

Fig. 12.9 Protejarea vasului de presiune

Page 135: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

Etanşarea cu garnituri este cea mai răspândită. Materialul garniturii trebuie să reziste acţiunii radiaţiilor şi agentului de răcire, la o temperatură apropiată de a acestuia, şi să nu interacţioneze chimic cu agentul de răcire sau cu materialul vasului de presiune în locul de contact. Acestor condiţii le corespund garniturile metalice sau armate cu metale, care prezintă rezistenţă la coroziune şi deformaţii mari în domeniul elastic, permiţând un contact de calitate pentru diametre mari. Pentru a preîntâmpina scurgerile necontrolate, etanşarea se prevede cu două garnituri, iar spaţiul dintre ele se drenează. Precizia de prelucrare a suprafeţelor de contact trebuie să fie foarte ridicată, deoarece garniturile metalice au totuşi elasticitate mai mică decât alte materiale ( cum ar fi, de exemplu, cauciucul). De asemenea, trebuie preîntâmpinată, pe cât posibil, deplasarea relativă a suprafeţelor de contact. În unele construcţii mai vechi s-a utilizat sistemul, aşa numit, cu auto-etanşare. În acest caz, forţele de presiune lucrează în direcţia întăririi etanşării (fig. 12.6), dar garnitura suportă practic întreaga forţă. Alegerea locului de dispunere a racordurilor (pentru sistemul de reglare, compensare şi siguranţă, pentru maşina de încărcare-descărcare etc.) trebuie să ţină seama de menţinerea coaxialităţii dintre orificiile sau penetraţiile din capac şi din corp (din placa tubulară, din plăci de distanţare sau alte interne ale reactorului). De asemenea trebuie să se ţină seama de deformarea capacului datorită presiunii, de eventualele abateri de execuţie şi de montaj.

12.2.4. Elementele de susţinere şi de sprijin ale vasului de presiune

Vasul de presiune susţine zona activă şi sistemele aferente ei, pe care le conţine. Greutatea vasului de presiune şi a conţinutului său se transmit fundaţiei printr-un ansamblu de elemente de sprijin. Aceste elemente, în afara condiţiilor de rezistenţă, trebuie să asigure:

- precizia amplasării la montaj, - libertatea dilatării termice în orice direcţie, în condiţiile menţinerii neschimbate a

axei vasului, - eforturi suplimentare reduse în vas, - susţinerea vasului în cazul unor avarii ipotetice de tipul pierderii agentului de răcire

(LOCA), cu creşterea presiunii în afara vasului şi apariţia unor puternice forţe de şoc, - limitarea vibraţiilor, - considerarea deformaţiilor termice ale conductelor principale de agent de răcire.

Planul fix în care se sprijină vasul de presiune şi conţinutul său trebuie ales cât mai aproape de cel corespunzător conductelor principale de agent de răcire, care fac legătura circuitului primar cu vasul de presiune, pentru a se reduce la minimum tensiunile termice la locul de racordare şi, deci, pericolul ruperii unei conducte. Libertatea dilatării radiale se asigură cu ajutorul unor canale de ghidare, care fixează strict poziţia axei vasului de presiune şi permit dilatarea liberă în direcţie radială sau cu ajutorul unei rame de sprijin suficient de elastice (de obicei uşor conică), care are un capăt fixat în fundaţie, iar celălalt sudat la vasul de presiune, dilatându-se împreună cu el. La montaj, poziţia corectă a vasului de presiune se realizează cu sisteme speciale (cricuri, pene, multiton-rollere, şuruburi reglabile), elementele de susţinere sudându-se în final. Vasele de înaltă presiune au de obicei un umăr circular de sprijin sau mai multe console amplasate în apropierea planului de racordare a conductelor de agent de răcire (fig. 12.10, 12.11, 12.12). Sprijinirea se face pe o grindă inelară care transmite eforturile fundaţiei. În cazul vaselor de presiune de mari dimensiuni, greutatea elementelor din interiorul vasului se poate distribui pe elementele de susţinere dispuse coaxial cu cele ale vasului de presiune, în acest mod reducându-se eforturile de încovoiere a vasului de presiune.

Protejarea vasului de presiune împotriva fluxurilor înalte de radiaţii gama (γ) şi n neutroni se realizează prin dispunerea între zona activă şi peretele vasului a unui ecran termic

Page 136: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

format din tole de oţel austenitic cu grosimea de până la 80-100 mm. În urma experienţei câştigate, există încercări de a se renunţa la acest ecran termic, mărindu-se în schimb spaţiul de apă şi grosimea peretelui.

Pentru a combate coroziunea şi impurificarea circuitului primar cu produse de coroziune, vasul reactorului, inclusiv ştuţurile şi pereţii orificiilor, se plachează la interior cu un strat de 4-6 mm dintr-un material rezistent la coroziune, de regulă oţel inoxidabil.

Fig. 12.10 Suporţii vasului de presiune

Fig. 12.11 Dispozitive de centrare si menţinere radială

Page 137: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

Fig. 12.12 Echipamentele capacului vasului de presiune - 4 bucle

Pentru reducerea tensiunilor termice şi, în acelaşi timp, a pierderilor de căldură, vasul de presiune poate fi izolat termic. Izolaţia trebuie să reziste acţiunii îndelungate a radiaţiilor, să fie ignifugă şi hidrofugă. În interiorul vasului de presiune se pot amplasa probe din acelaşi material cu vasul. Prin extragerea probelor şi studierea proprietăţilor lor mecanice şi metalurgice după un anumit timp de exploatare, se pot trage concluzii asupra modificărilor sub acţiunea radiaţiilor, preîntâmpinându-se astfel pericolul apariţiei unor avarii periculoase şi costisitoare.

12.3 Proiectarea vaselor de presiune Proiectarea vasului de presiune porneşte de la cerinţa ca pe toată durata de viaţă a

reactorului nuclear, vasul să nu necesite reparaţii. Această cerinţă cu caracter foarte restrictiv se impune datorită dificultăţii de a se repara componentele radioactive şi de a respecta normele de securitate a personalului. În calculul vaselor de presiune se iau în calcul următoarele elemente generatoare de tensiuni (mecanice şi termice):

Page 138: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

presiunea agentului de răcire. Mărimea ei depinde de tipul agentului de răcire şi de temperatura acestuia. Importanţa variaţiilor de presiune depinde de mărimea lor în raport cu presiunea nominală;

forţele mecanice, inclusiv cele generate de curgerea fluidului şi de greutate. Ele pot avea caracter constant sau variabil;

sarcini externe, produse de dilatarea termică a conductelor racordate la vasul de presiune;

căldura generată în pereţii vasului de presiune. Ea poate genera tensiuni termice comparabile ca mărime cu eforturile mecanice produse de presiune;

căldura transmisă în regim staţionar vasului de presiune; căldura transmisă în regim nestaţionar, în condiţii normale, la modificarea sarcinii

reactorului sau în condiţiile unei avarii. Condiţiile de avarie au în vedere atât opririle accidentale, cât şi răcirile de avarie;

dilatarea termică diferită a elementelor construite din materiale diferite ca, de exemplu, în cazul sudării conductelor de oţel austenitic şi feritic - perlitic;

avarii ipotetice deosebite, cum ar fi în urma unui cutremur sau bombardament. Importanţa acestor elemente depinde de frecvenţa cu care ele apar şi se repetă. Analiza detaliată a condiţiilor în care funcţionează vasele de presiune, restricţiile generate de aceste condiţii şi de regulile de bază pentru calculul mecanic al elementelor componente ale vaselor de presiune sunt cuprinse în standarde şi coduri speciale.

12.4. Fabricaţie, transport, probe

12.4.1 Fabricaţia vaselor de presiune

Fabricaţia vaselor de presiune a constituit încă de la bun început provocarea tehnologica cea mai grea, chiar dacă a existat o experienţă căpătată din alte domenii cum ar fi de exemplu petrochimia sau industria militara. Cerinţele de siguranţă în funcţionare şi dimensiunile de gabarit au cerut procedee tehnologice şi instalaţii de prelucrare care nu existaseră până în acel moment, extrem de costisitoare, greu de procurat, care puteau să apară numai în ţări foarte dezvoltate economic şi industrial, (în unele cazuri) cu un sprijin substanţial din partea statului. Realizarea materialului vasului de presiune, chiar după desecretizarea materialelor americane, a constituit şi ea o încercare pe care au trecut-o puţini furnizori, şi aceia din rândul celor cu tradiţie şi recunoaştere în domeniu - SUA, Germania, Japonia şi abia ulterior Franţa, URSS, etc.

Aşa se explică decalajul cronologic (şi chiar tehnologic) între principalii competitori din acest domeniu, alegerea unor alte filiere de reactoare care “săreau” peste fabricaţia vaselor de presiune cu pereţi groşi în favoarea unor vase cu pereţi subţiri sau a reactoarelor cu canale.

Cerinţele privind proiectarea şi fabricaţia vaselor de presiune pentru reactoare nucleare au fost prima data enunţate in diferite secţiuni ale Codului ASME, pe baza teoriei elasticităţii, utilizând în mare măsură rezultatele empirice ale încercărilor, adoptând coeficienţi de siguranţă foarte generoşi. Cu timpul, mijloacele moderne de calcul, modelarea matematică a tuturor proceselor precum şi experienţa de fabricaţie şi de exploatare au dat posibilitatea evoluţiei tehnologiilor in vederea realizării unor vase pentru puteri unitare din ce in ce mai mari, cu o durată de viaţă de peste 40 de ani, cu posibilităţi de extindere până la 80-100 de ani.

Fabricaţia vasului de presiune se face de regula pe componente separate care se asamblează ulterior: corpul vasului de presiune, fundul vasului, zona racordurilor agentului de răcire, capacul vasului.

Page 139: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

Corpul vasului de presiune se realizează din virole sudate între ele. O virolă este un segment inelar cilindric obţinut fie prin presare şi sudare pe generatoare, fie prin forjare. La început s-a folosit procedeul de presare şi sudare pe generatoare deoarece el a fost preluat din tehnologiile pentru petrochimie, existând deci o experienţă de fabricaţie. Pentru realizarea unei virole sudate se parcurg următoarele faze tehnologice:

se recepţionează şi se inspectează nedistructiv tabla groasă din care se va fabrica virola,

se face trasarea virolei, de regula după şabloane, şi se debitează materialul. Debitarea se poate face prin diferite procedee, în funcţie de dotarea tehnică: pe mese de debitare cu cap tăietor tip raboteză, cu flacără, cu laser.

prelucrarea marginilor virolei în vederea sudării. Pentru aceasta virola se prinde pe o masă şi i se prelucrează marginile prin aşchiere la forma cerută de tipul cordonului de sudură (de regula X).

presarea virolei. În această etapă virola trebuie adusă la forma circulară cu ajutorul unei prese cu valţuri (cilindri). Problema este existenţa unei prese care sa asigure forţa de presare (de regula la rece) necesară pentru a curba până la forma circulară foaia de tablă groasă de până la 250 mm. Asemenea prese sunt unicate şi foarte costisitoare.

In urma acestei operaţii se obţine un inel circular – virola, care trebuie sudat pe generatoare. Sudarea virolei pe generatoare. Aceasta se face pe o instalaţie automată de sudare prin sudare sub strat de flux sau prin sudare în baie de zgură. Pentru sudarea sub strat de flux virola este dispusă pe masa de sudură in poziţie orizontală. În mijlocul zonei X a cordonului se sudează manual o tablă peste care capul automat de sudură va trage cordon după cordon până la umplerea şanţului. Apoi virola se roteşte cu 180

0, se

înlătură tabla sudată printr-un procedeu de crăiţuire arc-aer şi se trage din nou cordon după cordon până la umplerea şanţului şi pe această parte.

Pentru sudarea in baie de zgură virola se plasează vertical pe masa de sudura, iar cordonul este sudat dintr-o trecere a capului de sudură, de jos în sus, odată cu realizarea condiţiilor de amorsare a procesului in buzunarul de sudură.

Cordonul de sudură este prelucrat prin polizare şi inspectat nedistructiv prin minimum două procedee diferite, dintre care unul radiografic. Radiografiile se păstrează în “history docket” - arhiva care va însoţi vasul de presiune pe toată durata vieţii lui.

Sudarea virolelor între ele pentru a alcătui corpul vasului de presiune. Aceasta se face după tehnica prezentată pentru sudarea sub strat de flux, prin plasarea a două virole pe o masa de sudare cu role care permit rotirea virolelor. Alinierea axelor virolelor se face cu un braţ hidraulic cunoscut sub numele de dispozitiv de aliniat coloane, care fixează prin sudare cu ajutorul unor bride virolele în poziţia corectă până când capul automat de sudură le asamblează.

Placarea anticorozivă a corpului vasului. Pentru asigurarea unei vieţi îndelungate, vasul de presiune se protejează anticoroziv în interior prin aplicarea unui strat protector din oţel inoxidabil. Placarea se face prin încărcarea prin sudare, iar pentru atingerea grosimii necesare a stratului sunt necesare 2-3 treceri ale capului de sudură. Încărcarea se face tot prin procedeul sub strat de flux, fie prin aplicarea succesivă a unor spire circulare, fie prin aplicarea unor cordoane elicoidale. Lăţimea şi grosimea unui cordon depind de materialele utilizate, de grosimea virolei etc. şi toate operaţiile se fac automat. După fiecare strat aplicat se face inspecţia vizuală şi ultrasonoră, înainte de aplicarea stratului următor.

Page 140: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

Virolele se pot realiza şi dintr-o bucată, prin forjare. Această cale este în prezent preferată deoarece asigură o calitate superioară a structurii materialului şi evită pericolul tensiunilor termice remanente din cordonul de sudură şi zona de influenţă termică. Dar forjarea virolei impune existenţa unor cuptoare şi prese/ciocane de forje extrem de costisitoare. De asemenea, forjarea implică operaţiuni ulterioare de degroşare a virolei la dimensiunile prescrise, care necesită la rândul lor maşini unelte de frezat sau strunguri portal de mari dimensiuni şi la fel de costisitoare. Acestea pot constitui tot atâtea explicaţii de ce metoda forjării a fost aplicată doar în ultimul timp şi de către companii puternice. Realizarea capacului şi a fundului vasului de presiune se poate face prin:

- presare la o singura trecere, la cald sau - forjare sau - asamblare prin sudare din “petale”- segmente debitate şi presate după tehnologii

asemănătoare cu cele prezentate pentru virole. Alegerea uneia dintre aceste tehnologii are la baza aceleaşi judecăţi ca în cazul corpului vasului de presiune, echipamentul tehnologic fiind elementul hotărâtor (ca disponibilitate, cost, frecvenţa utilizării etc.). Virola port-racorduri este un element mai special ca tehnologie datorită existenţei racordurilor de agent primar, cu geometrii dificile, ranforsări ale peretelui care trebuie să compenseze concentratorii de eforturi şi datorită “cuplurilor” de materiale diferite care urmează să fie sudate la conductele de agent de răcire. În fig. 12.13 este prezentată schema de asamblare a componentelor unui vas de presiune PWR. Elementele componente ale acestui vas de presiune sunt realizate prin forjare si asamblate prin sudare. În operaţia de asamblare a unui vas de presiune alinierea corecta a virolelor este una din problemele principale. Pentru asigurarea coaxialităţii virolelor se utilizează un dispozitiv de fixare si aliniere cunoscut (din industria petrochimica) sub denumirea de DAC- Dispozitiv de Aliniat Coloane. Acesta constă dintr-o serie de cărucioare care permit poziţionarea fiecărei virole fata de cea învecinată si alinierea lor cu ajutorul unui braţ telescopic, în vederea fixării provizorii pentru sudare. Două virole se aliniază prin realizarea unui număr de 4 puncte de fixare, decalate la 90

0 , cu ajutorul unor bride care se

înlătură după operaţia de sudare a virolelor. Sudarea virolelor se face prin procedeul sub strat de flux, descris mai înainte.

12.4.2. Încercări, probe, verificări

Vasul de presiune face parte din echipamentele a căror durata de viaţa dictează durata de viaţa a centralei, iar deteriorarea lui nu se admite in nici o circumstanţă. Din acest motiv în toate fazele, de la concepţie, proiectare, fabricaţie şi pe toată durata de exploatare, se întreprind toate măsurile pentru asigurarea integrităţii şi funcţionalităţii lui, fig. 12.14. Aceasta activitate este foarte complexă deoarece implică activităţi de:

- proiectare şi verificare pe baza unor coduri de calcul sofisticate, care ţin seama de geometria complexă a vasului, de distribuţia sarcinilor mecanice şi termice, de generarea de căldură în pereţii lui, ca urmare a absorbţiei fluxurilor de radiaţii;

- cercetare şi realizare a materialelor care să se comporte optim în domeniul temperaturilor de lucru, în condiţiile unor fluxuri integrale cât mai ridicate, cu o rezistenţă ridicată la coroziune pe toata durata de viaţă;

- stabilirea tehnologiilor optime de fabricaţie şi a controalelor nedistructive aferente; - stabilirea procedurilor de testare la montaj şi efectuarea probelor sub presiune; - inspecţii şi verificări pe durata exploatării, având în vedere şi dificultăţile generate

de condiţiile de lucru (radioactivitate, spaţii restrânse, timpi de oprire etc.).

Page 141: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

Fig. 12.13 Schema de asamblare a componentelor vasului de presiune

-

Page 142: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

Fig. 12.14 Echipamentele interne – secţiune longitudinală Fiind un recipient sub presiune el se supune reglementărilor (naţionale şi internaţionale) în ceea ce priveşte probele, inspecţiile şi verificările. Spre deosebire de alte recipiente sub presiune, pentru vasele de presiune se face o monitorizare atentă a evoluţiei/modificărilor proprietăţilor mecanice şi metalurgice ale materialelor constructive pe toata durata de viaţă, pe baza unui program derivat din managementul îmbătrânirii (ageing management). Astfel, se urmăreşte pe probe depozitate în vasul de presiune, păstrate în aceleaşi condiţii cu cele în care lucrează vasul, evoluţia proprietăţilor mecanice (în primul rând fragilizarea ca urmare a iradierii) şi atacul coroziv. Aceste studii se fac conform unui calendar, în laboratoare de încercări distructive şi urmăresc caracterizarea comportamentului materialelor vis-a-vis de estimările de proiect. În funcţie de aceste teste (dar cu o frecvenţă rară) se decide asupra oportunităţii scanării vasului de presiune. Această operaţie este foarte complexă şi costisitoare deoarece presupune oprirea reactorului pentru o perioada îndelungată, descărcarea completă a structurii interioare şi montarea în interiorul sau a unui robot care face scanarea ultrasonică şi cu curenţi turbionari a întregii suprafeţe interioare. Toate rezultatele obţinute si informaţiile colectate sunt puse la dispoziţia WANO (World Association of Nuclear Operators) si AIEA.

Page 143: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

13. SISTEME DE REACTIVITATE Sistemele de reactivitate au rolul de a regla puterea şi a opri reactorul în cazul depăşirii unor parametri de funcţionare ai reactorului. În acest capitol insistăm asupra sistemelor de control a reactivităţii specifice reactorilor de tip CANDU.

13.1. Cerinţe Sistemul de reglare a reactivităţii este cunoscut şi sub numele de sistem de reglare, compensare şi siguranţă şi este destinat în principal exploatării sigure a reactorului la nivelul de putere dorit, schimbării nivelului de putere la pornire, oprire sau la modificarea regimului şi dă posibilitatea controlului subcriticităţii şi a opririi reactorului în cazul atingerii criticităţii în timpul încărcării lui. Sistemul de reglare a reactivităţii are rolul de a:

compensa modificarea reactivităţii la trecerea reactorului de la starea rece la cea caldă ca urmare a modificării temperaturii şi densităţii componentelor zonei active,

compensa variaţia reactivităţii odată cu variaţia compoziţiei izotopice a zonei active în urma arderii şi a acumulării produselor de fisiune. Aceste roluri sunt îndeplinite de partea sistemului denumită de obicei sistem de compensare.

produce sau poate compensa mici variaţii ale reactivităţii, astfel încât în gama de puteri uzuale a reactorului să se menţină parametri principali ai agentului de răcire şi ai ciclului termodinamic. Aceste variaţii se realizează la comanda operatorului sau a sistemului automat de reglare cu ajutorul barelor de reglare (manuale sau automate), existând posibilitatea utilizării şi a barelor de compensare în cazul în care variaţia reactivităţii depăşeşte eficacitatea barelor de reglare. Alegerea variantei (secvenţei) de acţionare a anumitor bare face parte din concepţia generală a sistemului de reactivitate al unui anumit reactor.

elimină posibilitatea creşterii necontrolate a puterii şi de a opri rapid reacţia în lanţ în cazul unei avarii care ar conduce la deteriorarea gravă a reactorului sau a unui alt sistem sau echipament important. Aceasta funcţie este îndeplinită de sistemul de siguranţă, denumit şi sistem de oprire rapidă. Acţionarea acestui sistem se realizează cu impulsuri (după sistemul 2 din 3) de la aparatura de măsură a fluxului de neutroni şi a perioadei reactorului, ca şi de la alte aparate, la atingerea valorilor admisibile ale parametrilor măsuraţi.

Principiul de funcţionare al sistemului de reglare a reactivităţii (pentru funcţiile de reglare, compensare şi siguranţă) este acelaşi: perturbarea locală sau generală a reactivităţii prin modificarea bilanţului de neutroni, ca urmare a introducerii unui material puternic absorbant. Acest material absorbant poate lua forma unor bare sau poate fi diluat/dispersat în moderatorul sau agentul de răcire al reactorului. Barele sistemului de reglare şi de compensare se găsesc întotdeauna (parţial) în zona activă, în timp ce barele sistemului de siguranţă sunt în afara ei, fiind introduse numai în cazul unei avarii. Acţionarea sistemului de siguranţă opreşte procesul de producere a energiei în zona activă. Scăderea bruscă a puterii reactorului atrage modificarea regimului de temperaturi al componentelor zonei active - şocul termic - şi modificarea entalpiei şi a debitului agentului de răcire. Toate acestea au un efect negativ asupra duratei de utilizare a instalaţiei. De aceea, dacă situaţia de avarie nu necesită întreruperea rapidă a reacţiei în lanţ, atunci puterea se poate modifica mai lent prin coborârea tuturor barelor de compensare şi reglare. Acţionarea sistemului de compensare şi reglare ca un sistem lent de siguranţă se poate face fie automat, prin impulsul parametrului care indică avaria, fie la comanda operatorului reactorului. În

Page 144: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

consecinţă, la blocul de comandă a sistemului de oprire rapidă se cuplează de regulă numai impulsurile de la aparatele de măsura care indică iminenţa situaţiilor celor mai periculoase. Acestea se referă în primul rând la impulsurile de la aparatele de măsura care indică creşterea fluxului de neutroni şi scăderea perioadei reactorului, precum şi de la alţi parametri care certifică o avarie majoră, de exemplu LOCA (LOss of Cooling Agent). Aceste aparate sunt de obicei triplate şi alcătuiesc blocuri complet independente, logica de acţionare a sistemului fiind două din trei, logica obişnuită în probleme de securitate nucleară. După aceeaşi logică se cuplează impulsurile de la aparatura de măsura care indică temperatura agentului de răcire la ieşirea din zona activă, debitul şi presiunea lui, presiunea apei de răcire la condensator, tensiunea pe barele serviciilor interne, s.a. Sistemul de reglare a reactivităţii este format (atunci când se utilizează absorbanţi solizi) din:

elementele (organele) propriu-zise de reglare, compensare şi siguranţă, care iau forma unor bare confecţionate din materiale puternic absorbante de neutroni,

mecanismele de acţionare a barelor, elemente de cuplare şi transmisie a mişcării, canale (după caz) în care se amplasează barele şi mecanismele aferente lor din zona

activă, care asigură funcţionarea nestânjenită a acestora. Prin mecanism de acţionare se înţelege de regulă ansamblul format din motorul de acţionare, sistemul de transmisie/transformare a mişcării şi elementele de legătura. În general, mecanismele de acţionare pentru sistemele de reglare, compensare şi siguranţă prezintă o largă varietate, după realizarea constructivă şi componentele acesteia şi după destinaţie. Totuşi, ele trebuie să îndeplinească o serie de cerinţe generale, cum ar fi:

siguranţa maximă de funcţionare în timpul dintre două opriri planificate ale reactorului,

cantitate minimă de materiale constructive introduse în zona activă, posibilitatea verificării în mers şi a înlocuirii rapide a componentelor în cazul

defectării lor, dimensiuni de gabarit minime, interşanjabilitatea mecanismelor.

Defectarea sistemului de acţionare în timpul funcţionării reactorului este considerată avarie şi conduce la oprirea neîntârziată a reactorului. Pentru înlăturarea acestui pericol, siguranţa în funcţionare este factorul principal de luat în consideraţie la proiectarea şi realizarea sistemelor de acţionare, prin măsuri ca: dubla alimentare sau acţionare din surse independente, considerarea în calcul a situaţiilor celor mai defavorabile, etc. Pentru asigurarea securităţii nucleare, la primele instalaţii nucleare s-au utilizat toate mijloacele posibile, dar nu neapărat necesare, considerentele economice jucând un rol secundar. Acumularea treptată a experienţei şi a cunoştinţelor a permis renunţarea la unele măsuri de prevedere excesive, reducându-se costul instalaţiilor. Dintre avariile posibile luate în calcul la proiectarea sistemului de siguranţă se studiază două cazuri: avaria cu evoluţie lentă în timp, care nu a fost descoperită timp îndelungat sau a cărei lichidare este de durată, şi avaria instantanee, care apare în momentul când este necesară întreruperea reacţiei. Apariţia simultană a două sau mai multe avarii este puţin probabilă şi, de obicei, nu se ia în studiu. Pentru aceste două cazuri se compară costul avariei ipotetice cu costul mijloacelor preîntâmpinării sale şi cu complicarea instalaţiei. Analiza se face pornind de la ipoteza ca în nici un caz nu trebuie să se ajungă la catastrofă şi că oricare ar fi avaria sistemului de siguranţă sau a reactorului (sau sistemelor lui), operatorului reactorului trebuie să-i rămână posibilitatea opririi reacţiei nucleare. Pentru a exista posibilitatea depistării la timp a defecţiunilor sistemului de reglare a reactivităţii, acesta trebuie să permită verificarea “din mers”, în timpul exploatării, a tuturor verigilor sistemului, de la traductorul care dă impulsul de avarie până la mecanismul de

Page 145: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

acţionare. Acţionarea sistemului trebuie să se facă independent, pe elemente sau grupuri de elemente, pentru ca defectarea unui mecanism să nu împiedice acţionarea celorlalte. În afară de siguranţa în funcţionare a sistemului de siguranţă trebuie asigurată şi eficacitatea lui. Eficacitatea necesară a sistemului se stabileşte neglijând din calcul grupa elementelor de siguranţă celor mai eficace, care se consideră că se pot avaria. De asemenea, eficacitatea sistemului trebuie să fie superioară creşterii reactivităţii la scăderea bruscă a temperaturii sau la modificarea acesteia de la temperatura de lucru la valoarea pentru care reactivitatea este maximă. Dacă modificarea temperaturii are un caracter lent variaţia reactivităţii se poate compensa şi cu mijloace cu acţionare lentă, cum ar fi sistemul de compensare, dacă coeficientul de temperatură al reactivităţii nu este pozitiv. În orice regim (de putere sau de încărcare), trebuie să existe două sisteme de oprire rapidă (de siguranţă), autonome în asemenea grad încât în orice situaţie măcar unul dintre ele să funcţioneze. Cazul cel mai clar este cel al sistemelor cu absorbanţi solizi (bare) , dublaţi de injecţie de absorbanţi lichizi în zona activă. Amplasarea în zona activă a elementelor sistemului de reglare a reactivităţii trebuie făcută uniform, mai ales în zonele cu reactivitate ridicată. La putere mică, fenomenul de autoreglare a reactorului este slab. De aceea, pentru a preîntâmpina trecerea neobservată în domeniul supracritic, la pornirea din stare puternic subcritică reactivitatea trebuie mărită cu paşi mici şi cu atât mai lent cu cât informaţiile despre compoziţia critică a zonei active sunt mai puţin precise. Pentru a se depăşi acestea limitări s-au făcut cercetări pentru perfecţionarea aparaturii de măsura a reactivităţii în domeniul puternic subcritic. La putere mare, fenomenul de autoreglare este mai puternic şi controlul puterii mai precis. De aceea este admisă creşterea mai rapidă a reactivităţii. În strânsă corelaţie cu fenomenele de mai sus trebuie să se afle regimul şi posibilităţile de funcţionare ale sistemului de reglare, compensare şi siguranţă în ceea ce priveşte pasul de creştere a reactivităţii, viteza de variaţie şi erorile admise în aprecierea poziţiei organului de reglare. Astfel se admite în general un pas de 10

-4 ΔK, o viteza de creştere de 10

-4ΔK/s şi o

eroare de măsură a poziţiei de 0,2 X 10-4

ΔK (unde ΔK=(K-1)/K ). Alte condiţii care trebuie îndeplinite de sistemul de reglare a reactivităţii, după cum s-a menţionat mai înainte, sunt:

posibilitatea înlocuirii componentelor sistemului şi accesibilitatea la părţile slab radioactive, deoarece în timpul funcţionării pot apare defecţiuni. Amplasarea şi construcţia canalelor sistemului trebuie făcute în strânsă legătură cu amplasarea zonelor de deservire, cu direcţia de curgere a agentului de răcire şi cu celelalte sisteme de bază ale reactorului, în primul rând cu sistemul de încărcare a combustibilului;

amplasarea barelor sistemului trebuie făcută în aşa fel încât să ajute la uniformizarea distribuţiei de neutroni în zona activă;

captura parazită a neutronilor în materialele constructive ale componentelor sistemului din zona activă trebuie să fie cât mai mică. Mai trebuie avut în vedere şi că, în reactoarele în care lungimea de difuzie a neutronilor termici în moderator este mai mică decât grosimea (raza) absorbantului, o dată cu extragerea acestuia din zona activă pot apare creşteri mari ale fluxului de neutroni în moderatorul care îi ia locul ( efect “neutron trap”). De aceea, în asemenea situaţii trebuie luate măsuri pentru a împiedica accesul moderatorului în locul absorbantului extras, prin introducerea unui material care să-i ia locul. Acest material trebuie să aibă secţiune de absorbţie mică şi număr atomic suficient de mare pentru a avea calităţi moderatoare slabe;

din considerente constructive numărul de treceri prin capacul sau fundul vasului reactorului (mai ales dacă e un vas de presiune) trebuie redus la minimum necesar. O

Page 146: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

soluţie în acest sens a constituit-o cuplarea unui grup de elemente (bare) absorbante paralele ale sistemului de reglare la un singur mecanism de acţionare (sistem cluster) la reactoarele PWR.

În continuare sunt prezentate componentele principale ale sistemului de reglare a reactivităţii. Perioada de peste 30 de ani de căutări, realizări şi experienţe s-a materializat în numeroase soluţii constructive, dintre care numai câteva au căpătat girul exploatării, multe dintre soluţiile propuse dovedindu-se greoaie sau prea costisitoare. În cele ce urmează sunt prezentate şi soluţii unicat sau cu caracter mai original în scopul de a descrie mai complet varietatea tehnică şi de concepţie a realizării componentelor sistemului de reglare a reactivităţii.

13.2. Barele si canalele de reactivitate Reactivitatea poate fi modificată acţionând asupra bilanţului de neutroni din zona activă fie prin modificarea numărului de neutroni care părăsesc reactorul (scurgerile), fie prin modificarea absorbţiei în combustibil, în moderator sau în absorbanţi special amplasaţi. Desigur că ar fi mai convenabil ca neutronii să fie absorbiţi în materiale fertile, pentru a se îmbunătăţi astfel ciclul combustibilului. Aşa cum s-a menţionat mai înainte, barele sistemului de siguranţă, ca şi barele de compensare a scăderii reactivităţii datorită trecerii de la rece la cald, se găsesc în mod normal în afara zonei active şi nu absorb neutroni. În reactoarele cu încărcare continuă sau la care încărcarea se face des, excesul de reactivitate este mic, iar sistemul de compensare este aproape inexistent, variaţiile de reactivitate fiind preluate de barele de reglaj. Datorită coeficientului de conversie ridicat reactoarele cu neutroni rapizi au pentru ardere o rezervă mică de reactivitate, iar compensarea ei nu înrăutăţeşte sensibil bilanţul de neutroni din reactor. Alta este situaţia în cazul reactoarelor cu apă sub presiune (PWR) sau în fierbere (BWR), la care încărcarea se face rar (12-18 luni), iar sistemul de compensare trebuie să acopere o rezervă mare de reactivitate. În funcţie de tipul reactoarelor există diverse sisteme de reactivitate, diferite constructiv şi care acţionează asupra reactivităţii prin modificarea probabilităţii de absorbţie fără fisiune (cu absorbanţi special amplasaţi), prin modificarea absorbţiei cu fisiune (cu casete combustibile conţinând absorbanţi consumabili), prin modificarea scurgerilor (modificând poziţia sau proprietăţile reflectorului). Materialele absorbante se pot introduce în zona activă sub formă de bare sau în soluţie. Ultimul sistem este mai simplu, nu produce perturbaţii locale ale fluxului de neutroni, dar este mai complicat din punct de vedere al regimului chimic şi hidraulic. El se utilizează în special ca sistem de oprire rapidă sau ca sistem de compensare a reactivităţii pe durata primelor şarje de combustibil, când reactivitatea este maximă datorită combustibilului proaspăt. La câteva reactoare de mici dimensiuni sau de cercetare s-a încercat reglarea scurgerii neutronilor prin deplasarea reflectorului executat sub forma unui inel care înconjoară zona activă. De exemplu, la reactorul ATR (250 MW

t, Φ

max=2,5 10

15 n/cm

2s) reflectorul s-a

executat sub forma unor tamburi de beriliu, acoperiţi parţial cu hafniu. Prin poziţia tamburilor se realizează reflectarea totală sau parţială a zonei active. La reactoarele cu apă grea scurgerea neutronilor se poate regla prin modificarea nivelului moderatorului, adică a grosimii reflectorului axial superior (PHWR Douglas Point). Un alt mijloc posibil este variaţia concentraţiei apei uşoare în apa grea sau modificarea densităţii moderatorului. Soluţii mai originale propuneau utilizarea unor bile absorbante, introduse pneumatic în canale speciale, sau modificarea presiunii unui gaz absorbant în canale care traversau moderatorul.

Page 147: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

Cele mai răspândite şi mai dezvoltate sisteme de reglare a reactivităţii sunt cele cu bare absorbante. Forma geometrică a barelor poate fi cilindrică, tubulară, cruciformă, cluster (bare deget) etc. Pentru delimitarea spaţiului în care evoluează bara în reactor s-au prevăzut canale, în general sub forma unui tub cu rol de ghidare şi protecţie. Au existat şi idei în care canalul barei era etanşat la ştuţurile sudate pe capacul şi/sau fundul vasului de presiune şi putea fi extras , toate componentele sistemului fiind separate ermetic de restul zonei active. Forma geometrică a barei (şi respectiv a canalului) poate fi destul de diferită: cilindrică, tubulară, sub forma de plăci sau cruci amplasate între casete, dar şi pătrată sau hexagonală (la unele reactoare de cercetare, datorită formei casetelor). La PWR se utilizează bare subţiri, distribuite relativ uniform pe secţiunea casetei, sub forma unui fascicol (cluster) acţionat de câte o acţionare şi care pătrund în tuburile de ghidare care alcătuiesc scheletul casetei. Pentru evitarea gripării trebuie ca toate elementele componente ale canalului sistemului de reactivitate să fie amplasate coliniar pe toată lungimea sistemului. În acest sens trebuie ţinut seama de imprecizia posibilă a execuţiei şi montajului, de deformaţiile care apar sub acţiunea presiunii şi a radiaţiilor. De aceea se prevăd jocuri şi elemente de ghidare, sisteme de compensare a abaterilor, îmbinări sau cuplaje cu conuri de centrare, cu suficientă libertate sau cu auto-centrare etc. Barele sistemului de reactivitate se compun dintr-o parte activă, executată din material puternic absorbant de neutroni. La partea superioară sau inferioară sunt prevăzute cu elemente de legătură a barei cu sistemul de acţionare. În unele cazuri, pentru mărirea eficacităţii şi micşorarea vârfurilor locale ale fluxului de neutroni (datorate umplerii canalului cu moderator), partea activă a barei se continuă cu bare combustibile sau cu materiale înlocuitoare cu secţiune de absorbţie şi de împrăştiere mică. Asemenea materiale pot fi materialele de teacă: zirconiu (sau aliajele lui), aluminiu etc. În funcţie de condiţiile de funcţionare, de proprietăţile mecanice sau anticorozive, materialele absorbante şi înlocuitoare sunt protejate cu teci. Unele materiale, cum ar fi oţelul cu bor sau hafniul nu trebuie protejate. La proiectarea barelor sistemului de reactivitate, în afara calculului fizic mai trebuie ţinut seama de următorii factori:

distanţa (pasul) dintre elementele sistemului trebuie să fie suficient de mare ca să permită amplasarea racordurilor (ştuţurilor) şi a acţionărilor pe capacul/fundul reactorului, dar suficient de mic pentru a atinge eficacitatea necesară fără perturbarea exagerată a fluxului de neutroni. Pasul mai mic de 100-200 mm necesită dispunerea mai multor bare pe un singur sistem de acţionare;

forma şi elasticitatea barelor, precum şi interstiţiul dintre ele şi canale trebuie să permită libera deplasare, îndeosebi a barelor sistemului de siguranţă;

în cazul introducerii rapide a barelor de siguranţă trebuie avută în vedere posibilitatea accelerării maxime a barei în perioada iniţială (care se poate asigura cu ajutorul unui impuls dat de un arc precomprimat) şi a rezistentei hidraulice minime la începutul procesului.

Pentru exemplificare sunt prezentate caracteristicile barelor utilizate la reactoarele PHWR şi PWR.

13.3 Barele sistemului de reactivitate al PHWR La PHWR barele absorbante au rolul de control, ajustare, figura 13.1 şi siguranţă, figura 13.2. Sistemul de control grosier MCA are 4 bare de control, confecţionate din cadmiu placat cu oţel inox. Barele de control pot fi introduse sau extrase din zona activă cu o viteză variabilă, sau pot fi introduse prin cădere sub acţiunea propriei greutăţi. În mod normal aceste bare sunt ţinute în afara zonei active şi sunt introduse pentru a suplimenta reactivitatea negativă indusă

Page 148: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

de sistemul de control zonal cu apă uşoară, sau sunt lăsate să cadă în zona activă pentru o reducere rapidă a puterii reactorului.

Fig. 13.1 Bara de ajustare

Page 149: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

Fig. 13.2 Bara de siguranţă (SOR 1)

Page 150: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

Reactivitatea negativă indusă de barele de control este suficientă pentru a compensa coeficientul de temperatură al reactivităţii pentru combustibil proaspăt, la oprirea de la puterea nominală. De asemenea, barele de control împiedică reactorul să devină critic când sunt scoase din zona activă barele de siguranţă (SOR 1). Acest lucru permite extragerea barelor de siguranţă înainte ca reactorul să devină critic. Eficacitatea barelor de control este de 10,3 mK. Viteza maximă de variaţie a reactivităţii la introducerea sau extragerea lor este de 0,12 mK/s. Timpul până la inserţia totală prin cădere liberă este de circa 3 secunde. Sistemul de ajustare este format din 21 de bare de ajustare (fig.13.1), care optimizează fluxul de neutroni pentru o distribuţie bună de putere, pentru compensarea arderii şi a Xe-135 acumulat după opriri. Reactorul este proiectat să furnizeze puterea nominală cu toate barele complet introduse în zona activă, însă pot fi introduse sau ridicate cu o viteza variabilă pentru modificarea reactivităţii după necesităţile sistemului de reglare a reactivităţii. Fiecare bară de ajustare este formată dintr-o ţeavă de oţel inox de grosime variabilă pentru a da o variaţie optimă fluxului de neutroni. Barele de ajustare sunt acţionate de obicei pe grupe, cel mai mare grup conţinând 5 bare. Acţionarea este electrică, cu transmisie din cablu. Indicatorii de poziţie sunt plasaţi pe arborele acţionării. Sunt prevăzute limitatoare de cursă mecanice. Eficacitatea totală a barelor de ajustare este de 15 mK. Viteza maximă de variaţie a reactivităţii atunci când un grup este acţionat cu viteză maximă este de 0,14 mK/s. Toate barele sunt poziţionate în vasul calandria în canale perforate din zircaloy. Tot sistemul este proiectat să suporte presiunea din vasul calandria. Sistemul de siguranţă, cunoscut sub denumirea de sistemul de oprire rapidă SOR 1 este format din 28 de bare (fig.13.2.) care cad în reactor sub acţiunea gravitaţiei, accelerate iniţial de un arc comprimat. Bara de siguranţă are aceeaşi construcţie ca şi bara de control, fiind realizată din cadmiu placat cu oţel inox. Ea este susţinută de un cablu din oţel inox înfăşurat pe un tambur în interiorul mecanismului de acţionare. Tamburul este acţionat de un motor electric printr-o cuplă electromagnetică.

13.4. Barele sistemului de reactivitate al PWR Controlul reactivităţii sau al fluxului de neutroni în zona activă a PWR se obţine pe două căi: - cu soluţie de acid boric în apă din circuitul primar şi prin - introducerea în tuburile de ghidare care alcătuiesc scheletul casetei a barelor din absorbanţi solizi. Sistemul utilizat la reactoarele PWR este specific acestora şi este cunoscut sub denumirea de bare cluster, la care mai multe bare subţiri (bare-deget) sunt acţionate de o singură acţionare corespunzătoare unei casete de combustibil, prin intermediul unei tije ramificate (cluster, păianjen sau placă suport). Barele sunt cu rol de ajustare, control şi siguranţă. Barele de control şi de siguranţă sunt din cadmiu şi sunt “negre” pentru neutronii termici, iar barele de ajustare sunt din oţel cu bor şi sunt “gri”, având rolul de a ajusta forma axială a fluxului de neutroni.

13.5 Sisteme de reactivitate cu lichide Sistemele de reactivitate cu lichide acţionează asupra bilanţului de neutroni din zona activă a reactorului nuclear prin modificarea secţiunii de absorbţie sau, mai nou, prin modificarea spectrului energetic. Ele au aceleaşi funcţii ca si cele cu absorbanţi solizi. Sistemele de reglare, compensare şi siguranţă folosite până în prezent sunt:

Page 151: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

13.5.1Sistemul de compensare a excesului de reactivitate

Se face prin dizolvarea in moderator sau în agentul de răcire a unei substanţe absorbante de neutroni, cum ar fi de exemplu borul (sau acidul boric). Sistemul are avantajul perturbării minime a fluxului de neutroni şi al reducerii numărului de bare care penetrează vasul reactorului şi pătrund in zona activa. El este folosit pentru variaţia lentă in timp a reactivităţii, dar are un caracter grosier. Acest sistem se poate folosi numai în cazul reactoarelor cu apă sub presiune. Folosirea lui la reactoarele cu apă în fierbere ar conduce la depuneri de săruri în circuitul primar. Modificarea concentraţiei de absorbant se realizează atât de la sine, prin consumarea în timp a nucleelor de bor, cât şi cu ajutorul unor instalaţii de dozare si reţinere, dotate cu filtre ionice cu mase schimbătoare puternic alcaline. Borul utilizat pentru modificarea absorbţiei face parte din categoria absorbanţilor consumabili (burnable poison). El se dizolvă în apă, producând acidul boric, în care borul natural conţine circa 20% izotopul B

10. Prin absorbţia neutronilor termici, el trece in litiu, cu eliberare de

heliu: B

10 + n → Li

7 + He

Acidul boric este un acid slab la temperaturi joase (cu, sunt cele din moderatorul PHWR) şi încă mai slab la temperaturi înalte (ca în agentul de răcire de la PWR). De aceea în condiţii normale de funcţionare el nu produce o coroziune inacceptabilă în circuitul primar. Dar pentru neutralizarea chimică a acidului boric şi pentru menţinerea pH-ului la o valoare uşor alcalină, în scopul minimizării coroziunii materialelor şi deci, a debitului dozelor ca urmare a activării în zona activă a produselor de coroziune, se pot utiliza diferite baze, amoniacul sau litina. Folosirea litinei este mai recomandabila pe de o parte datorită solubilităţii limitate care reduce riscul concentrării locale şi pe de altă parte datorită litiului prezent deja din reacţia de

ardere a borului. În adaosul de litiu Li6

+ n → He + H3

se foloseşte litiu îmbogăţit 99,9% Li7, deoarece litiul natural conţine 6,9% izotopul Li

6 care

generează tritiu. De exemplu, intr-un reactor PWR cu puterea de 900 MWe

in 24 de ore, la o concentraţie de

bor de 500 mg/kg se produc 60 μg/kg Li7.

Valoarea injecţiei de litiu se stabileşte conform specificaţiilor chimice ale centralei, în funcţie de conţinutul de bor, de regimul de funcţionare al reactorului, de condiţiile de oxigenare. Valoarea maximă a injecţiei de litiu se normează în indicii de calitate ai agentului de răcire (moderatorului).

13.5.2 Sistemul de reglare fină cu apa uşoară

Sistemul de reglare fină cu apa uşoară la reactoarele PHWR CANDU. Acest sistem, cunoscut sub numele de sistem de control zonal cu lichid (LZCS), se bazează pe diferenţa dintre secţiunea de absorbţie a apei uşoare şi cea a apei grele. Sistemul LZCS (fig.13.3) constă din câte trei tuburi de zircaloy, compartimentate, amplasate vertical în moderatorul de apă grea, în vasul calandria în două planuri dispuse simetric, pe axa reactorului. În plan tuburile sunt amplasate astfel: un tub central, care conţine trei compartimente şi două tuburi amplasate de-o parte şi de alta faţă de tubul central, fiecare conţinând două compartimente. În zona activă sunt introduse în total 14 compartimente cu nivel variabil de apa uşoară, figura 13.4. Fiecare compartiment este racordat la sistemul de

Page 152: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

alimentare cu apa uşoară şi la sistemul de heliu. Pentru aceasta, fiecare compartiment este prevăzut cu 2 racorduri de apa uşoară: unul pentru intrare şi unul pentru ieşire şi cu 2 racorduri de la sistemul de heliu. Sistemul de apa uşoară asigura un debit variabil de apă necesară controlului nivelului şi răcirii compartimentelor. Variaţia nivelului apei din compartimente se face printr-un sistem de reglare prevăzut cu ventile-ac. Datorită absorbţiei şi moderării, apa din compartimente se încălzeşte şi radiolizează. Pentru răcirea compartimentului se circulă un debit de apa de circa 13,6 l/min.

Fig.13.3 Schema termomecanică a LZC

Valoarea nivelului din fiecare compartiment se determina cu ajutorul unui sistem de heliu, care poate măsura presiunea de barbotare a heliului în compartimente cu ajutorul unor traductoare de presiune. Produsele de radioliză se colectează prin racordul de ieşire a heliului. 13.5.3 Sistemul de siguranţă bazat pe variaţia nivelului moderatorului La unele centrale de tip CANDU (Douglas Point, Pickering) a fost conceput un sistem de siguranţă bazat pe golirea rapidă a moderatorului din vasul calandria. Acesta se compune dintr-un rezervor de golire, dispus sub vasul calandria şi unit cu acesta prin 9 conducte care însumează o suprafaţă de trecere de 2,5 m

2, un sistem de heliu sub

presiune şi un sistem de egalizare a presiunii cu ventile de reglare.

.

Page 153: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

Fig. 13.4 Compartiment LZCS

În condiţii normale de funcţionare nivelul moderatorului din vasul calandria este menţinut cu circa 20 cm peste înălţimea ultimului rând de canale prin intermediul presiunii hidrostatice

Page 154: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

exercitate asupra D2O din rezervor de heliul din gazul de acoperire pompat de un ventilator in

rezervor. În acest fel se asigură rolul neutronic si termic al moderatorului. La acţionarea sistemului de siguranţă se egalizează presiunea din calandria şi din rezervor prin deschiderea ventilelor din sistemul de egalizare a presiunii şi moderatorul se scurge gravitaţional în rezervor. În lipsa moderatorului se măresc scăpările de neutroni şi nu se mai termalizează neutronii rapizi, ceea ce conduce la oprirea reactorului în 2-3 secunde. Pentru evitarea supraîncălzirii canalelor reactorului (a tuburilor calandria lipsite de contactul cu moderatorul) se foloseşte un sistem de stropire a zonei rămase uscate, care produce o pelicula de apa de răcire care lucrează în paralel cu scăderea nivelului apei grele.

13.6 Sisteme de reactivitate SOR 2 La unităţile de tip CANDU 6 s-a renunţat la sistemul de control al nivelului moderatorului odată cu regândirea manipulării combustibilului pe fata reactorului din dorinţa de a evita realizarea unor spaţii sub reactor, care scumpeau sensibil construcţia şi fundaţia.

13.6.1 Sistemul de siguranţă bazat pe otrăvirea zonei active

Sistemul de siguranţă bazat pe otrăvirea zonei active se foloseşte ca sistem de oprire numărul 2 şi acţionează în anumite situaţii, de regulă atunci când sistemul principal de siguranţă (cu bare) nu a putut funcţiona. El constă în injectarea în zona activă (în agentul de răcire sau în moderator) a unui absorbant puternic, sub formă de soluţie. Pentru oprirea rapida a reacţiei în lanţ trebuie ca absorbantul să fie introdus rapid şi să fie uniform distribuit pe volumul zonei active. De aceea pentru injecţie poate fi folosit un sistem cu gaz (He) de înaltă presiune sau un sistem de pompe rapide (cu piston).

Ca exemplu poate fi prezentat cazul SOR 2 (Sistemul de Oprire Rapidă) al reactorului PHWR CANDU 6, care foloseşte ca absorbant nitratul de gadoliniu dizolvat în D

2O (fig.

13.5). Sistemul se compune din 6 linii de injecţie identice, fiecare fiind compusă din: rezervor de otravă, care conţine soluţia absorbanta de nitrat de gadoliniu. Peste

nivelul soluţiei din rezervor pluteşte un flotor care, la acţionarea sistemului, va juca rolul unui piston care împinge soluţia în vasul calandria.

linie de legătura cu vasul calandria. Pe aceasta linie se afla un ventil de izolare, normal deschis. El poate fi folosit atunci când este nevoie sa fie izolată zona rezervoarelor de otravă.

distribuitoare de otravă. Ele sunt poziţionate în moderatorul din vasul calandria, printre canalele reactorului. Secţiunea dreptunghiulară a distribuitorului şi modul de dispunerea a duzelor de injecţie asigură injecţia uniformă a absorbantului pe tot volumul moderatorului.

sistemul de injecţie de înaltă presiune. Acesta utilizează ca agent de acţionare heliul din buteliile de înaltă presiune care, atunci când se deschid ventilele rapide, împinge otrava în moderator.

linia de egalizare a presiunii. Aceasta asigură în condiţii normale echilibrul hidrostatic în sistem şi preîntâmpină pătrunderea întâmplătoare a otrăvii în moderator.

Alegerea ca SOR 2 a acestui sistem răspunde concepţiei de securitate a sistemelor de siguranţa, de a avea construcţie şi principiu de acţionare diferit de SOR 1. Dar ea prezintă dezavantajul ca în cazul unei acţionări accidentale, ca urmare a unei alarme false, să se producă otrăvirea întregului moderator, ceea ce necesită un timp de oprire îndelungat în vederea reţinerii otrăvii din moderator. (fig. 13.6).

Page 155: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

Fig.13.5 Sistemul de oprire 2 (SOR 2) cu injecţie de otravă

13.6.2 Sisteme de reglare cu modificarea spectrului energetic la BWR

La reactoarele cu apa in fierbere (BWR), fig. 13.7 pentru controlul reactivităţii in exces, in afara absorbanţilor consumabili si a barelor absorbante, se poate utiliza si variaţia debitului de agent de răcire. Debitul de agent de răcire poate influenta reactivitatea prin coeficientul de goluri, care modifica spectrul energetic al neutronilor din zona activă, fig. 13.8. Deoarece numărul de bare (şi deci de penetraţii si acţionari) trebuie redus la minim, iar folosirea absorbantului consumabil are efecte negative asupra economiei de neutroni, reglarea reactivităţii prin variaţia debitului este preferabilă. Aceasta favorizează economia de neutroni prin modificarea spectrului energetic deoarece la începutul ciclului, datorită spectrului energetic mai dur în condiţiile unui coeficient de goluri ridicat, se produce mai mult Pu-239 care este consumat mai târziu, în condiţiile unui spectru termalizat printr-un coeficient de goluri mai mic. În plus, pentru atingerea unui exces de reactivitate de 1%k la începutul ciclului, care este de obicei o condiţie de funcţionare, creşterea reactivităţii prin variaţia debitului în zona activă este singura soluţie dacă nu sunt folosite barele de compensare. Aceasta se poate atinge pe două căi: - prin mărirea domeniului de variaţie a debitului (numit în literatura de specialitate „flow window”), sau - prin modificarea debitului specific pe canal.

Page 156: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

Fig.13.6 Sistemul de oprire rapida – SOR 2

Lărgirea limitelor debitului (flow window) conduce la modificări importante în concepţia reactorului deoarece creşterea debitului maxim este condiţionată de posibilităţile pompelor de recirculare, iar reducerea debitului minim este limitată de asigurarea schimbului de căldura. Din aceste motive este preferabilă creşterea reactivităţii prin modificarea debitului specific, lucru care a dus la dezvoltarea “barelor spectrale” cunoscute sub denumirea SSR (Spectral Shift Rod). SSR este o componenta de reactivitate care înlocuieşte “bara de apa” (care avea rolul de a suplini coeficientul de goluri mărit ca urmare a vaporizării. În SSR nivelul apei este variabil, stabilindu-se pe parcursul funcţionării reactorului, prin convecţie naturală, în funcţie de debitul specific prin canal (caseta). Alcătuirea şi funcţionarea SSR se poate exemplifica pe caseta propusa pentru reactorul ABWR-II. În centrul casetei se realizează un canal de apa de mari dimensiuni, prin care agentul termic urcă, iar în cele 4 sub-ansambluri combustibile care alcătuiesc caseta de tip “reţea-K” se prevăd 8 canale de coborâre, de diametru mic, fig. 13.9, fig.13.10. Accesul agentului termic în canalul central ascendent se face de dedesubtul elementului de capăt inferior al casetei. Apa se reîntoarce pe ramurile descendente deasupra lui, realizându-se o circulaţie naturală. Intrarea apei este strangulată şi debitul care se stabileşte prin SSR este atât de mic încât apa, încălzită de fluxurile de radiaţii γ şi de neutroni, atinge temperatura de

Page 157: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

Figura 13.7 Structura zonei active BWR

Fig. 13.8 Caseta combustibilă BWR

Page 158: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

saturaţie şi fierbe. Deoarece viteza ei este foarte mică, în canalul central apare o limită de separaţie apa-abur care corespunde nivelului apei din canal. Presiunea statică a acestei coloane de apa este aproape egală cu pierderea de presiune la intrarea in canal, care la rândul ei este proporţională cu pătratul vitezei agentului termic la intrare, deci cu pătratul debitului prin canal. În acest fel exista o corelaţie intre debitul apei prin canal şi nivelul ei, modificarea debitului conducând la variaţia semnificativă a nivelului.

Fig. 13.9 Ansamblu combustibil BWR

Variaţia nivelului în SSR influenţează coeficientul mediu de goluri pe parcursul funcţionării. Astfel, la începutul ciclului vârful distribuţiei axiale de putere (deci de flux) este deplasat către partea inferioară a zonei active, unde este prezentă mai multă apă. În acelaşi timp debitul de agent termic este mai mic. În aceste condiţii in SSR apa vaporizează mai puternic, ceea ce face ca nivelul apei sa fie mai coborât. Pe cale de consecinţă coeficientul mediu de goluri este mai mare si spectrul neutronilor este mai dur. Pe parcursul funcţionării debitul agentului termic creşte şi odată cu el, creşte şi nivelul apei în canal. În consecinţă, vârful distribuţiei axiale a fluxului se deplasează către centrul zonei active, se reduce şi coeficientul de goluri iar spectrul se termalizează. În acest fel, variaţia nivelului apei în canal este sinergetică cu reactivitatea şi cu variaţia debitului de agent termic. În plus, pe parcursul unui ciclu de funcţionare rezultă şi o ardere mai economică a combustibilului prin deplasarea spectrului energetic al neutronilor din zona activă către energii mai joase.

Page 159: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

Fig. 13.10 Bară de control spadă

Pe lângă aspectele teoretice prezentate, de fizica reactorului şi de termo-hidraulică, se pune problema practică a amplasării casetelor si a realizării reglajului debitului de apa pe fiecare SSR. Există două abordări de principiu ale acestei probleme: - soluţia reglării uniforme pe toate casetele, prin diafragmarea identică a intrării agentului termic in SSR. Această soluţie face ca în casetele dispuse la periferia zonei active, în care puterea e mică şi debitul de agent de răcire mare, nivelul apei în SSR să se menţină aproape de maxim, neschimbat pe toata durata ciclului şi, în consecinţă, variaţia de reactivitate prin schimbarea spectrului sa fie nesemnificativă. - soluţia reglării zonale, pe fiecare caseta în parte, în funcţie de poziţia pe care o ocupă în zona activă. În varianta cu 2 zone de putere această soluţie dă o economie de combustibil de până la 8%, superioară cu 20% soluţiei dispunerii uniforme, dar presupune renunţarea la tactica actuală a permutării combustibilului în zona activă. În ambele variante controlul reactivităţii reactorului poate fi asigurat cu ajutorul sistemului SSR prin variaţia debitului în limitele a 20%, fără a se mai apela la barele de control. După cum se observă în fig. 13.11 sistemul de acţionare al barelor de control barele de control ale BWR sunt acţionate printr-un sistem hidraulic unde există ventile care acţionează la inserţie având şi un clichet de limitare a deplasării, ventile de extracţie şi un sistem cu acumulatori şi ventile pentru scram pentru inserţie printr-un piston şi un sistem de extracţie al fluidului în momentul inserţie barelor de control.

Page 160: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

Fig. 13.11 Sistemul de reglare al Barelor BWR

Page 161: Curs de Ingineria Şi Tehnologia Reactorilor Nucleari

BIBLIOGRAFIE 1. DOE FUNDAMENTALS HANDBOOK, MECHANICAL SCIENCE, Volume 1 of 2, DOE-HDBK-1018/2-93, JANUARY 1993, U.S. Department of Energy FSC-6910, Washington, D.C. 20585 2. DOE FUNDAMENTALS HANDBOOK, MECHANICAL SCIENCE, Volume 2 of 2, DOE-HDBK-1018/2-93, JANUARY 1993, U.S. Department of Energy FSC-6910, Washington, D.C. 20585 3. Petre Ghiţescu – Curs de ingineria şi tehnologia reactorilor nucleari Universitatea Politehnica, Bucureşti, 2011 4. Gheorghe Neguţ ANALIZA FENOMENELOR TERMOHIDRAULICE TRANZITORII ÎN REACTORII NUCLEARI, teză de doctorat, Universitatea Politehnica Bucureşti, 2006,