INTRODUCERE

În comparaţie cu ramurile tradiţionale ale tehnicii, construcţia reactoarelor nucleare este relativ tânăra, dar experienţa acumulata in cei 50 de ani de existenta este deosebit de complexa, multilaterala şi valoroasa.

SCURTA ISTORIE Au trecut mai mult de 50 de ani de la prima Conferinţă Internaţională

pentru Folosirea Paşnică a Energiei Atomice de la Geneva, prima “confruntare” oficială a cunoştinţelor asupra reactoarelor nucleare, cunoştinţe acumulate şi dezvoltate independent, sub consemnul secretului de stat, în ţările avansate. A fost prima dată când delegaţiile marilor puteri au făcut publice informaţii ştiinţifice legate de teoria fisiunii, de reactorul nuclear şi de cercetările pe care le desfăşurau în cel mai strict secret de peste 10 ani. Conferinţele care au urmat au pus un accent tot mai mare pe perfecţionarea mijloacelor de producere a energiei electrice pe cale nucleară.

Noţiunile fundamentale elaborate şi răspândite în acest răstimp nu au cunoscut o evoluţie spectaculoasă, ci au devenit prin simplitatea şi miezul lor genial abecedarul unei noi meserii - cea de inginer nuclearist.

Dezvoltarea energeticii nucleare a dat un impuls deosebit nu numai problematicii teoriei reactoarelor şi problemelor legate de calculul şi proiectarea instalaţiilor nucleare, dar a pus şi problema prelucrării unui volum uriaş de informaţii obţinute din exploatarea acestor instalaţii. Informaţia primară, de multe ori cu caracter secret, obţinută din instalaţii cu caracteristici diferite, realizate în etape diferite de dezvoltare tehnologică, cu particularităţi date de locul, rolul şi scopul lor, a trebuit să fie sistematizată şi studiată pentru extragerea generalului din particular şi aplicarea lui în continuare în munca inginerească.

În acelaşi timp, perioada scursă a însemnat un progres fantastic în dezvoltarea uneltelor ştiinţifice şi tehnologice: revoluţia informaţională a însemnat în primul rând dezvoltarea metodelor de calcul discretizat concomitent cu dezvoltarea calculatoarelor, atât în domeniul fizicii rectorului nuclear, cat şi în toate celelalte domenii legate de proiectarea mecanică, studiul termo - hidraulic, gestiunea datelor etc.

Dezvoltarea ştiinţifică a fost într-o relaţie biunivocă cu dezvoltarea tehnologică. Progresele în ştiinţa materialelor, în dezvoltarea tehnicilor de investigare distructivă şi nedistructivă a proprietăţilor lor, în explicarea proceselor de îmbătrânire, de coroziune, a modificărilor induse de iradiere, dar şi realizarea şi utilizarea unor noi materiale au constituit şi ele tot atâtea căi de progres.

Dezvoltarea tehnico-ştiinţifică nu trebuie ruptă din contextul general politico-economic. Daca anii ’50-’60 au fost caracterizaţi în primul rând de reflectarea competiţiei dintre marile puteri din domeniul militar în cel paşnic, perioada care a urmat a marcat trecerea (chinuită adesea) la regulile economiei de piaţă, la libera concurenţă, dar şi la o generalizare a liberei circulaţii a informaţiei. Pe măsură ce energia nucleară a devenit o marfă (la fel cu celelalte forme de energie comercializate), ea a atras, alături de finanţarea guvernamentală dirijată în principal pentru cercetare-dezvoltare fundamentală, mijloacele materiale şi tehnico-ştiinţifice ale marilor companii. Ajutate şi de criza petrolului din anii ’70, acestea au intuit importanţa ei economică şi au impulsionat dezvoltarea fără precedent a energiei nucleare. Aceasta este perioada anilor ’70-’80, caracterizată de trecerea relativ rapidă de la etapa centralelor nucleare pilot la dezvoltarea în serie a unor unităţi din ce în ce mai mari.

Ponderea tot mai mare a energiei nucleare în balanţa energetică a ţărilor industrializate a atras inevitabil “socializarea” ei. Ea a devenit şi un element politic, folosit în dezbaterea şi lupta dintre diferite forţe politice. Pe de-o parte aceasta a însemnat conştientizarea opiniei publice faţă de locul şi rolul energiei nucleare, dar în acelaşi timp a impulsionat şi preocuparea faţă de securitatea nucleară. Atenţia din ce în ce mai mare acordată acestui aspect a determinat pe de o parte progresul în domeniul predicţiei comportamentului instalaţiilor, materialelor etc. prin elaborarea metodelor de analiză probabilistică (PSA), de modelare şi de simulare a proceselor, iar pe de altă parte o înăsprire graduală a cerinţelor impuse de organismele guvernamentale şi internaţionale de reglementare. Cerinţele tot mai înalte de securitate nucleară au devenit un motor suplimentar al dezvoltării tehnico-ştiinţifice, al modernizării instalaţiilor existente şi al proiectelor de viitor.

În condiţiile globalizării şi ale dezvoltării unor ţări şi zone aflate în curs de dezvoltare (în primul rând din Asia) a crescut şi numărul “jucătorilor” din domeniul energiei nucleare, a crescut competiţia între marile companii producătoare şi aceasta, în condiţiile unei previzibile renaşteri a energiei nucleare, constituie un element accelerator al progresului.

EVOLUŢIA REACTOARELOR NUCLEARE Exploatarea centralelor nuclearoelectrice ridică probleme complexe

de fizică şi termo - hidraulică, dar şi de materiale, de rezolvarea corectă a cărora depinde funcţionarea stabilă şi sigură, în condiţii de securitate a acestora. Dintre aceste probleme se pot enumera: determinarea rezervei de reactivitate şi a energiei care poate fi produsă de reactor în orice moment în decursul campaniei, alegerea manevrelor optime de variaţie a puterii pentru o rezervă dată de reactivitate, determinarea opririi maxim permise, calculul

poziţiei critice a componentelor sistemului de reactivitate înainte de aducerea reactorului la criticitate, calculul puterii reziduale şi alegerea regimului de răcire-calmare după oprirea reactorului, estimarea comportării reactorului în diferite situaţii anormale etc.

În contextul actual al unităţilor energetice de mare putere suportul informatic în conducerea proceselor este esenţial datorită cantităţii imense de informaţie care trebuie transmisă şi prelucrată în timpi foarte scurţi. Informaţia complexă primită este “filtrată” şi prelucrată de unităţile de calcul ale instalaţiilor după programe de calcul care iau în consideraţie tocmai aspectele legate de problematica de mai sus.

În plus, în atenţia inginerilor nuclearişti trebuie să se afle influenţa exploatării (normale dar şi anormale) asupra instalaţiilor, modificarea proprietăţilor materialelor, modificarea în timp a performanţelor (îmbătrânirea fizică, dar şi morală).

Specialiştii din toata lumea sunt în mod unanim de acord ca perioada “istorică” de dezvoltare a energiei nucleare se poate împărţi în “generaţii”.

Generaţia I Generaţia I, care se întinde pe perioada 1950-1965, caracterizată de

realizarea unităţilor pilot pentru producerea energiei nucleare. Acestea au avut menirea de a demonstra ştiinţific şi tehnologic fezabilitatea şi operabilitatea acestei noi surse de energie.

Generaţia I este caracterizată de ceea ce azi numim unităţi nucleare prototip sau pilot. Ele au reprezentat rezultatul experienţei acumulate din instalaţiile experimentale, de mici dimensiuni, pe care au fost testate principalele procese, materiale şi tehnologii. Ca exemple pot fi date:

- pentru filiera PWR, CNE Shippingport, - pentru filiera BWR, CNE Dresden I, - pentru filiera PHWR, CNE Douglas Point, - pentru filiera FBR, CNE Enrico Fermi, - pentru filiera GCR, primele centrale Magnox din Franţa şi Anglia. Se poate considera ca aceste unităţi au constituit o veritabilă şcoală

pentru toţi cei angrenaţi, pe orizontală şi pe verticală în dezvoltarea energeticii nucleare: în proiectare, fabricaţie, montaj, exploatare, licenţiere, reglementare etc. Experienţa de realizare şi de exploatare a condus la

Generaţia II Generaţia II se întinde pe perioada 1965-1995, care este perioada de

dezvoltare intensivă a unităţilor comerciale aflate astăzi în funcţiune. Faţă de

multitudinea de variante testate în prima perioadă, în cea de-a doua s-au dezvoltat acele tipuri de reactoare nucleare care şi-au demonstrat robusteţea, fiabilitatea şi economicitatea. Cerinţele sporite de securitate au condus la

Generaţia III Generaţia III este caracterizată în principal de cristalizarea unor

proiecte “standard” pentru diferite filiere de reactoare comerciale, propuse de marile companii. Astfel s-au realizat grupurile “tipizate” cum ar fi de exemplu PWR 1300, BWR 1300, VVER 1000 etc.

Ultimii 10 ani au fost însă caracterizaţi de înăsprirea cerinţelor organismelor de reglementare, care au venit în întâmpinarea opiniei publice şi a factorilor politici după situaţiile de criză de la Downreay, Three Mile Island şi Cernobâl. Aceste evenimente au readus în discuţie importanţa caracteristicilor de securitate pasivă şi intrinsecă ale sistemelor şi componentelor centralei nuclearoelectrice, mai ales ale componentelor reactorului nuclear şi sistemelor lui de siguranţă. Aceste preocupări au generat o serie de proiecte îmbunătăţite de unităţi nucleare, care sunt în prezent oferite sub ceea ce se numeşte

Generaţia III D Generaţia III D (dezvoltată, sau generaţia III+) este caracterizată de

ultimele proiecte avansate (AP 1000 de la Westinghouse, ABWR-II de la General Electric/Mitsubishi, SWR 1000 şi EPR1000 de la AREVA şi Candu-ACR1000 de la AECL ), multe dintre ele deja beneficiind de licenţă dar numai unul deja în construcţie. Se estimează totuşi că, în condiţiile unei evoluţii abrupte a preţului petrolului şi a dependentei cu iz politic de alte resurse convenţionale (gaz natural), în perioada 2007- 2030 se va relansa cererea în domeniul nuclear şi , odată cu ea, competiţia marilor companii producătoare care ofertează aceste noi unităţi.

Generaţia IV Generaţia IV este viitorul energeticii nucleare, de după anul 2030,

privit însă prin prisma unor criterii convenite azi de comun acord de toţi cei interesaţi: strategii pieţei de energie, cercetătorii, politicienii, cu sprijinul tuturor organizaţiilor din domeniu.

Dezvoltarea unor noi tipuri de reactoare nucleare în generaţia IV trebuie să pornească de la 5 principii fundamentale:

- economicitate înaltă prin competitivitate şi costuri de investiţii minime,

- siguranţa sporită în condiţiile unor accidente severe, luate în considerare la proiectare, - economisirea resurselor de combustibil nuclear (U, Th) prin

refolosirea uraniului şi plutoniului din reactoarele existente, - reducerea inventarului de deşeuri radioactive prin reciclarea

integrală a actinidelor cu timp de dezintegrare foarte lung, - reducerea riscului de proliferare prin refolosirea plutoniului în

combustibil nuclear şi prin realizarea unui ciclu integrat de combustibil. Din Forumul Internaţional pentru Generaţia IV (GIF) fac parte 10

ţări: SUA, Anglia, Japonia, Coreea de Sud, Canada, Franţa, Africa de Sud, Elveţia, Argentina şi Brazilia, la care s-a adăugat în iulie 2003 Comunitatea Europeana reprezentata de JRC (Joint Research Center) din Olanda.

Prima sarcină a acestui consorţiu a fost să definească, de comun acord, din multitudinea de variante posibile, direcţiile promiţătoare. Astfel, membrii GIF au convenit ca cercetările în următorii 15-30 de ani să se concentreze pe anumite tipuri de reactoare.

VHTR (Very High Temperature Reactor) VHTR este un reactor răcit cu heliu şi moderat cu grafit, inspirat de

filiera HTGR, care prezintă caracteristici foarte bune de securitate pasivă. El poate fi cuplat într-un ciclu direct sau într-unul indirect. Temperatura heliului la ieşirea din reactor atinge 900-950 0C, nivel care permite obţinerea unui randament al ciclului foarte înalt, utilizarea căldurii în procese industriale şi posibilitatea producerii hidrogenului.

Cercetările pentru realizarea acestui tip de reactor se bazează pe combustibilul “coated particles” propus la reactoarele HTGR, evoluat sub formă de particule ceramice TRISO.

În ceea ce priveşte combustibilul, direcţiile principale de cercetare în viitor sunt îndreptate către realizarea unor particule cu conţinut de UO2 şi UC, acoperite cu carbură de siliciu şi carbura de zirconiu. Acest obiectiv implică cercetări extinse privind realizarea, fabricaţia şi testarea materialelor,

studiul performantelor (al cantităţii de gaze de fisiune eliberate), analize post-iradiere, elaborarea modelelor şi codurilor de calcul, realizarea bazelor de date şi evaluarea performantelor obţinute. Ciclul de combustibil trebuie să asigure reprocesarea uraniului şi managementul al grafitului.

Pentru acest tip de reactor problema cea mai grea este asigurarea materialelor structurale care să reziste la temperaturi foarte înalte, în condiţiile de iradiere şi coroziune. Au fost angajate cercetări extinse pentru găsirea materialelor care să reziste la temperaturi de 13000C, caracteristice zonei active, fără prea mare succes până în prezent. De altfel, aceasta problema a împins balanţa către ciclul indirect, în defavoarea ciclului direct.

O altă direcţie principală de cercetare o reprezintă tehnologiile de producerea a hidrogenului la scară industrială: alegerea tehnologiei optime, testele la scara laboratorului şi apoi realizarea instalaţiei pilot, integrarea ei în schema reactorului şi evaluarea funcţionării acestui ciclu complex.

Toate aceste studii şi cercetări trebuie să conducă la alegerea şi realizarea concretă a instalaţiei pilot, materializată în proiectarea, alegerea tehnologiei şi fabricaţia componentelor ei. Dintre toate proiectele din Generaţia IV acest tip de reactor este cel mai aproape de realizarea prototipului, propus în două variante: VHTR şi PBMR.

Proiectul prototipului VHTR a fost deja demarat în SUA la Laboratorul Naţional din Idaho. În ceea ce priveşte prototipul PBMR (Pebble Bed Modular Reactor), cercetările privind fabricaţia şi inspecţia on-line a combustibilului TRISO sunt deja într-un stadiu avansat, iar proiectele de instalaţie pilot sunt studiate din punct de vedere al neutronicii şi termo-hidraulicii. Rămân în continuare nerezolvate problemele alegerii materialelor constructive pentru realizarea structurii zonei active, care încă nu pot suporta temperaturi mai mari de 1100 0C.

GFR (Gas-Cooled Fast Reactor) GFR este un reactor cu neutroni rapizi, răcit cu gaz (heliu). Se

studiază posibilitatea realizării unei unităţi cu puterea termică de 600 MWt şi puterea electrică de 288 MWe . Temperatura heliului la ieşirea din zona activă este de 8500C şi permite utilizarea ciclului direct cu turbina cu gaz.

Un astfel de reactor trebuie să îmbine avantajele care derivă din caracteristicile pe care le prezintă reactoarele rapide reproducătoare şi anume minimizarea cantităţii de deşeuri radioactive (în primul rând actinide) şi utilizarea eficientă a resurselor de uraniu, cu cerinţele de securitate sporită pe care trebuie să le îndeplinească combustibilul nuclear şi zona activă. De aceea, direcţiile strategice de cercetare pentru acest sistem se referă la:

- reciclarea completă a actinidelor în condiţiile auto-sustenabilităţii depline,

- realizarea unei zone active rezistentă la temperaturi ridicate, care s

suporte în condiţii de siguranţă accidente severe, asigurând - evacuarea căldurii reziduale în regimurile tranzitorii defavorabile

utilizând sisteme pasive, activ/pasive sau active, precum şi - calitatea de a suporta alte evenimente tranzitorii. Cercetările trebuie concentrate în acelaşi timp în direcţia identificării,

realizării şi testării materialelor combustibile şi structurale care să reziste la temperaturi şi fluxuri integrale foarte ridicate. La nivelul ciclului de combustibil, realizarea combustibililor ceramici sau metalo-ceramici trebuie să ţină seama şi de necesitatea retratării în vederea reutilizării combustibilului produs. Pe această bază se va face dezvoltarea şi calificarea componentelor din interiorul , dar şi din afara reactorului, alegerea sistemelor de siguranţă.

O altă cale de studiat este posibilitatea realizării unui ciclu indirect cu gaze (CO2 sau amestec de gaze), preluând şi cercetările efectuate pentru reactoarele VHTR.

SFR (Sodium –Cooled Fast Reactor) SFR este un reactor cu neutroni rapizi, răcit cu sodiu, care preia

experienţa de realizare a FBR şi mizează pe avantajele deja cunoscute: reducerea inventarului de deşeuri radioactive şi utilizarea eficientă a resurselor de uraniu. Faţă de ultimele unităţi FBR (cu puteri de 600-1000 MWe), SFR poate fi realizat în gama de puteri 600-1500 MWe, agentul de răcire având o temperatură de 5500C la ieşirea din reactor.

Combustibilul utilizat poate fi uraniul metalic, realizat prin metode piro-metalurgice, sau MOX. Arderea actinidelor poate fi o altă alternativă. Acest tip de reactor va lucra într-un ciclu deja bine cunoscut, cu un circuit intermediar care utilizează tot sodiul, şi un ciclu final cu abur supraîncălzit. Pornind de la experienţa (negativă) existentă, cercetările viitoare vizează realizarea unui combustibil avansat, concomitent cu definirea cerinţelor şi concepţia sistemelor şi componentelor reactorului. Deciziile vor fi luate pe baza evaluării calendarului de implementare şi a costurilor implicate.

LFR (Lead- cooled Fast Reactor) LFR este un reactor cu neutroni rapizi, răcit cu plumb lichid sau cu amestec eutectic plumb-bismut, cu un grad înalt de securitate pasivă. Temperatura agentului de răcire la ieşirea din reactor este de 550-800 0C, nivel care permite atât producerea de energie electrică într-un ciclu cu gaze, cât şi producerea de hidrogen. Puterea unei unităţi este de 120-400 MWe, conferindu-i un caracter modular şi posibilitatea amplasării locale, la utilizatori. Zona activă este concepută tot modular, ca un “cartuş” care poate fi integral schimbat. Prin aceasta, proiectul are o caracteristică accentuată non-proliferare, toate operaţiile de manipulare a combustibilului fiind sub strictă supraveghere şi control, iar retratarea fiind realizată centralizat la nivel regional. Direcţiile de cercetare convenite pentru acest tip de reactor se referă la: - selecţia şi calificarea combustibilului şi materialelor structurale, - studiul comportării lor în condiţiile de funcţionare, - proiectarea sistemelor reactorului, - alegerea metodelor de conversie a energiei, - evaluarea aspectelor economice legate de realizarea infrastructurii şi producerea energiei.

SCWR (Super-Critical Water Cooled Reactor) SCWR este un concept deosebit de atractiv pentru unităţi de puteri

mari, dezvoltat pe baza experienţei existente din realizarea unităţilor mari de tip BWR.

Pentru o putere de 1500 MWe, acest reactor va utiliza ca agent termic apă/abur cu parametri supracritici, având la ieşirea din reactor o temperatură de 5500C (ca abur supraîncălzit), care permite atingerea într-un ciclu direct a unui randament de 45%, cu performanţe economice superioare.

Utilizarea parametrilor supracritici - presiune şi temperatura ridicate - pune în faţa cercetătorilor probleme dificile, încă insuficient studiate şi cu atât mai puţin rezolvate, legate de : - termo-hidraulica în zona activă, în strânsă legătura cu

- caracterizarea neutronică, stabilitatea şi funcţionarea sigură a reactorului,

- alegerea şi studiul comportării materialelor (oxidare, coroziune, proprietăţi mecanice, influenţa iradierii). În prezent se desfăşoară cercetări

intense pentru determinarea influenţei chimiei apei asupra materialelor constructive, în special a celor pentru teaca elementelor combustibile.

Obiectivul ambiţios al programului Generaţia IV este ca până în anul

2015 să fie încheiată cercetarea de baza în vederea realizării unui prototip cu puterea de 30-150 MWe până în anul 2020. Opţiunile fundamentale, aflate pe drumul critic, sunt legate de concepţia vasului de presiune şi a canalului de combustibil, fără de care nu se pot face paşii următori de proiectare a sistemelor de siguranţă şi de securitate.

Alte domenii de cercetare care se doresc abordate sunt legate de studiul altor variante de ciclu de combustibil, de posibilitatea producerii hidrogenului şi de realizarea unei zone active cu neutroni rapizi.

MSR (Molten Salt Reactor) MSR este un reactor care foloseşte ca agent termic şi combustibil un

amestec de săruri topite cere conţin floruri de uraniu şi plutoniu împreună cu sodiu şi zirconiu. Acest amestec circulă prin zona activă, la o presiune coborâtă, de circa 0,5 MPa, având la ieşirea din reactor temperatura de 700- 800 0C. Puterea reactorului este de 1000 MWe. Schema unei astfel de unităţi cuprinde şi un circuit intermediar, care foloseşte ca agent termic tot săruri topite (fără combustibil însă), care cedează căldura preluată din primar într-un generator de abur supraîncălzit.

Avantajele acestui reactor sunt: - tehnologie accesibilă pentru vasul reactorului care, datorită

presiunii coborâte, este un vas cu pereţi relativ subţiri şi poate fi realizat de mari dimensiuni.

- caracteristici non-proliferare datorită inventarului redus al izotopului fisionabil,

- costuri reduse aferente ciclului de combustibil, mai ales în legătură cu costurile pentru dezvoltarea lui,

- transmutarea actinidelor prin arderea lor, cu posibilitatea folosirii combustibilului iradiat de la LWR.

Utilizarea amestecului de săruri şi materiale fisile necesită cunoaşterea:

- proprietăţilor lor şi controlul parametrilor care influenţează interacţiunea cu materialele constructive (potenţial REDOX, impurităţi etc.),

- comportamentului materialelor constructive în mediu conţinând floruri şi cloruri,

- duratei de utilizare a grafitului. O problemă deosebită, legată şi de exploatarea nepericuloasă, o

constituie colectarea produselor de fisiune gazoase, care se degajă din amestecul combustibil lichid şi procesarea lor pe cale piro-chimică.

Cercetările care se desfăşoară mai pot aduce lămuriri în legătură cu: - posibilitatea folosirii sărurilor topite ca agent termic pentru

reactoarele cu combustibil solid, - fezabilitatea unui reactor reproducător (FBR) care să folosească

ciclul cu Th232. Acestor cercetări, care au un caracter fundamental-aplicativ li se

adaugă cele de proiectare şi realizare a echipamentelor unităţii. Prezentarea mai extinsă a direcţiilor de dezvoltare a energeticii

nucleare dă perspectiva analizei componentelor reactorului nuclear, prezentate în capitolele următoare.

Analiza progreselor înregistrate, a succeselor dar şi a problemelor care nu şi-au găsit încă o rezolvare mulţumitoare dă posibilitatea evidenţierii

căilor care trebuie urmate, ale direcţiilor prioritare, atât în cercetarea ştiinţifică şi tehnologică, cât şi în celelalte activităţi legate de dezvoltarea energiei nucleare (fabricaţie, reglementare, ciclul de combustibil etc.).