container combustibil nuclear ars

CUPRINS

INTRODUCERE ............................................................................................................................1

I. MANAGEMENTUL DEŞEURILOR RADIOACTIVE ..........4

I.I. SEMNIFICAȚIE ȘI CLASIFICARE ...........................................................................4

I.II. CARACTERISTICILE DEŞEURILOR RADIOACTIVE .................................5

I.II.1. Timpul de viaţă ............................................................................................................6

I.II.2. Criticitatea ....................................................................................................................6

I.II.3. Radioliza ........................................................................................................................6

I.III. DEŞEURILE ÎNALT ACTIVE ( HLW ) ŞI COMBUSTIBILUL ARS

ÎN ROMÂNIA .....................................................................................................................7

I.IV. ACTIVITĂŢI EUROPENE ŞI INTERNAŢIONALE ÎN

DOMENIUL DEPOZITĂRII FINALE ......................................................................8

II. STABILIREA NATURII PERICOLULUI DATORAT

COMBUSTIBILULUI UZAT DE TIP CANDU ...........................9

II.I. PARTICULARITĂŢILE COMBUSTIBILULUI UZAT DE TIP CANDU

.....................................................................................................................................................9

II.II. EFECTELE PE PERIOADA IRADIERII ÎN REACTOR ............................. 11

II.III. EFECTELE BIOLOGICE ALE RADIAŢIILOR ............................................ 11

II.IV. RADIOTOXICITATEA ............................................................................................. 11

II.V. COMPOZIŢIA CHIMICĂ .......................................................................................... 12

III. CONCEPTUL DE BARIERĂ MULTIPLĂ ÎN CADRUL

DEPOZITĂRII GEOLOGICE ........................................................... 14

III.I. PASTILA DE COMBUSTIBIL NUCLEAR UZAT ........................................ 17

III.II. ELEMENTUL DE COMBUSTIBIL ŞI FASCICULUL DE

COMBUSTIBIL ............................................................................................................ 17

III.III. CONTAINERUL DE COMBUSTIBIL ARS .................................................. 17

III.III.1. Variante de containere dezvoltate in diferite tari ........................................ 20

III.IV. SISTEMUL DE INVELIS TAMPON SI SISTEMUL DE ETANSARE

.................................................................................................................................................. 24

III.V. GEOSFERA – BARIERA NATURALA ............................................................ 25

IV. ANALIZA CU METODA ELEMENTELOR FINITE .......... 26

IV.I. ANALIZA STRUCTURALA A CONTAINERULUI DE

COMBUSTIBIL UZAT ................................................................................................. 26

IV.II. ANALIZA TERMICA A SISTEMULUI DE BARIERA

INGINEREASCA ............................................................................................................. 33

V. REZULTATE ANALIZA ...................................................................... 34

V.I. OBSERVATII SI CONCLUZII ................................................................................. 40

VI. BIBLIOGRAFIE ......................................................................................... 41

Studiul coletelor de depozitare definitivă a combustibilului uzat de tip CANDU și implicațiile

asupra depozitării geologice 2014

1

INTRODUCERE

Pe parcurs de milenii, omenirea a folosit pentru satisfacerea necesităţilor sale doar energia

regenerabilă - radiaţia solară, lemne de foc, vântul şi apa curgătoare, ultimele fiind derivate

ale aceiaşi energii solare. Începând cu secolul XIX se creează noi sisteme energetice bazate pe

avantajele incontestabile ale surselor fosile: concentrare ridicată, posibilitate de stocare, pot fi

transportate la distanţe mari şi convertite în alte tipuri de energie - termică, mecanică,

electrică. Pe parcursul a circa 200 ani omenirea a creat un complex energetic grandios şi greu

de imaginat, care asigură serviciile fundamentale: iluminatul, încălzirea, refrigerarea,

transportul, procesele tehnologice, etc. Fără energie nu pot fi menţinute standardele moderne

de bunăstare, educaţie şi sănătate. Progresul omenirii, din cele mai vechi timpuri până astăzi,

este legat de folosirea energiei. Etapele energetice ale societăţii umane au fost demarcate de

apariţia:

energiei hidraulice şi eoliene (în prima etapă);

energiei combustibililor ( într-o etapă ulterioară);

energiei nucleare, ( cel mai recent).

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

pană la stadiul de industrie puternic dezvoltată devenind o componenta importantă a

complexului energetic în 31 de state deţinătoare de centrale nuclearoelectrice. La 31 dec.2010,

erau în funcţiune 441 de grupuri CNE (reactoare nucleare) cu o putere totala instalata de 375

267 MWe, care au produs in 2010 2629.95 TWh, acoperit cca. 16% din consumul de energie

electrică a lumii. Mai mult de jumătate dintre aceste state se bazează pe energetica nucleară

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

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

tabelul 1.1 este prezentat numărul de reactoare energetice în exploatare din fiecare ţara, si

ponderea nuclearului în producţia de energie electrică.

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

producere competitive în raport cu celelalte tehnologii; o energie adecvată pentru o dezvoltare

durabilă; siguranţa energetica; risc scăzut de poluare a mediului ambiant. Aceste avantaje au

fost demonstrate în cele 30 de ţări cu energetică nucleară. CNE existente sunt competitive, au

costuri de producţie scăzute şi o fiabilitate mare. Multe din aceste CNE sunt aproape sau total

amortizate, rezultând un profit în creştere. Puterile unitare mari şi durata de viața prelungită a



2

CNE sunt atribute atractive din punct de vedere economic. Mai mult, în producerea energiei

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

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

criteriile economice şi de protecție a mediului (nepoluare atmosferică prin emisii de gaze cu

efect de seră).

În contextul competitivităţi economice este necesar să fie analizate şi costurile externe

ale diferitelor tehnologii de producere a energiei electrice. Energetica nucleară este cu mult

înaintea altor tehnologi energetice în a-şi îngloba costurile externe. Costurile cu depozitarea

deşeurilor, dezafectarea şi asigurarea cerinţelor de securitate, sunt în cele mai multe ţări, deja

incluse în preţul energiei electrice de natură nucleară. Includerea costurilor externe ca parte a

costurilor de producere şi în celelalte tehnologi energetice va conduce la o evaluare mai

corecta a opţiunilor energetice. După cum este arătat în rezultatele a numeroase studii, în

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

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

nuclearoelectrice. Avantajele energeticii nucleare cu privire la emisiile scăzute de gaze cu

efect de seră şi alimentarea sigură cu energie au fost subliniate cu pregnanţă în „Politica

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

Europene” în noiembrie 2000, şi de „Rezoluţia Parlamentului European” din noiembrie 2001.

Aceste consideraţii sugerează că în viitor energetica nucleară se va dezvolta conducând la

creşterea cotei energiei electrice produse în CNE, în paralel cu dezvoltarea energeticii

resurselor regenerabile şi creşterea eficienței acestor tehnologii.

Statisticile IAEA ne arată un peisaj mixt. Centralele nucleare funcţionează foarte bine,

sunt fiabile şi sigure în peste 30 de ţări, dar unele dintre acestea nu au mai început nici o

construcţie noua de mulţi ani, şi unele dintre ele au politici prin care tind să elimine energetica

nucleară. Aceasta atitudine rezervata este o consecința a accidentului de la Cernobîl,

accentuata de recentul accident de la Fukusima. Cu toate acestea, avantajele centralelor

nuclearoelectrice sugerează că în viitor energetica nucleară se va dezvolta conducând la

creşterea cotei energiei electrice produse în CNE, în paralel cu dezvoltarea energeticii

resurselor regenerabile şi creşterea eficienței acestor tehnologii.

Energia nucleară este o sursa de energie concurenţiala, care se produce cu costuriscăzute

asemănătoare cu cea mai mare parte a surselor regenerabile . Componenta cea maiimportanta

in costul energiei electrice produsă de o CNE provine din investiţie (construcţia centralei).

Componenta combustibilului în costul energiei unei CNE este scăzută. Cantitateade

combustibil utilizată pentru producerea unei cantităţi de energii date – densitate energetică-

determină in mare parte ordinul de mărime al efectului asupra mediului deoarece

aceastadensitate influenţează asupra activităţii de extragere a combustibilului, transportului

acestuia,si volumului de deşeuri produse. O densitate energetica ridicată a combustibilului

nuclearconstituie un avantaj evident. O pastilă de uraniu produce o e nergie echivalentă cu

aceleia produsa de 807 kg. de carbon, 677 litri de păcură, 476 m3de gaz .

O problemă deosebita a zilelor noastre, pentru întreaga planeta este găsirea echilibrului între

cererea (consumul) de energie electrică la scara mondială si repercusiunile asupra mediului ce

de curg din producerea acestei energii.Energia nucleară se utilizează în combinaţie cu alte

surse de energie (combustibili fosili , energie hidroelectrică, energie regenerabilă) pentru a

răspunde necesitaţilor actuale şi viitoare. Nici una din sursele de energie menţionate nu poate

satisface toate necesităţile şi exigentele mondiale în materie de energie.



3

De asemenea, energia nucleara are si o serie de dezavantaje cum ar fi depozitarea deseurilor

nucleare ca urmare a folosirii combustibilului nuclear, deseuri care trebuie sa fie asigurate

prin metode speciale astfel incat impactul asupra mediului sa fie cat mai redus, investitiile

mari, duble fata de centralele clasice, necesita un nivel tehnologic foarte ridicat si un standard

de calitate foarte strict cu repercursiuni asupra pretului energiei produse, necesitatea crearii

unei industrii conexe pentru producerea echipamentelor specifice CNE, de prelucrare a

combustibilului nuclear, a moderatorilor nucleari si de procesare a deseurilor, probleme legate

de dezafactarea instalatiilor si echipamentelor care au fost contaminate cu radiatii, riscul unor

accidente foarte grave cu implicatii sociale si economice majore.



4

I. MANAGEMENTUL DEŞEURILOR RADIOACTIVE

O problemă majoră, derivată din exploatarea reactorilor nucleari de fisiune este

producerea de deşeuri nucleare ce conţin radioizotopi de viaţă lungă sau foarte lungă

(comparabilă cu vârsta Pământului). Din punctul de vedere al managementului deşeurilor

nucleare, există două opţiuni în ceea ce priveşte combustibilul nuclear epuizat: reprocesarea

acestuia (în vederea extracţiei materialului fisil ne-reacţionat) sau tratarea sa ca simplu deşeu

radioactiv (condiţionarea). Principiile fundamentale ale gospodăririi deşeurilor radioactive sunt:

protecţia sănătăţii populaţiei, protecţia mediului, protecţia dincolo de graniţele naţionale,

protecţia generaţiilor viitoare, povara asupra generaţiilor viitoare,cadrul legislativ naţional

şi controlul generării deşeurilor radioactive. În consecinţă, problema deşeurilor nucleare

trebuie rezolvată acum şi nu transferată generaţiilor viitoare.

În România, chestiunile legate de managementul deşeurilor radioactive au înregistrat

progrese semnificative cu prioritate în domeniul depozitării deşeurilor slab şi mediu active ,

pentru care se află în construcţie un depozit aferent situat în localitatea Saligny. În ceea ce

priveşte depozitarea pe termen lung ( finală ) a combustibilului CANDU ars provenit din

Centrala Nucleară Cernavodă, nu există deocamdată o opţiune clară pentru depozitarea într-o

formaţiune geologică preferată. Singura decizie se referă la strategia de depozitare a

combustibilului ars, şi anume depozitarea fără reprocesare în formaţiuni geologice de

adâncime, precedată de o perioadă de stocare intermediară uscată pe o perioada de 50 de ani.

I.I SEMNIFICAȚIE ȘI CLASIFICARE

Sunt considerate deşeuri nucleare: “acele materiale rezultate din activităţi nucleare

pentru care nu s-a prevăzut nicio întrebuinţare şi care conţin sau sunt contaminate cu

radionuclizi”. Practic, se poate vorbi de deşeuri radioactive rezultate din trei tipuri de

activităţi: din minerit şi prelucrare minereu, din operarea reactorilor nucleari de fisiune şi din

activităţi instituţionale.

Prin similitudine cu clasificarea deșeurilor radioactive recomandată de AIEA în

documentul Safety Series No. 111-G-1-1 "Clasification of radioactive Waste" și practicată cu

unele mici modificari și în țările membre ale UE, se introduc următoarele clase (categorii,

tipuri) de deșeuri radioactive:



5

Tab. I.I.1. Clasificarea deșeurilor radioactive

Clasă deseuri Conținut de radionuclizi

LILW-SL

-preponderent radionuclizi emițători beta-gama cu durata de viață scurtă

( T1/2 < 30 ani) – cantități mici de emițători alfa cu durată de viață lungă

( T1/2 >20 ani )

LILW-LL

-preponderent radionuclizi emițători alfa cu durata de viață lungă ( T1/2 >

20 ani ); cantități mici de emițători beta-gama cu durată de viață scurtă

( T1/2 < 30 ani )

HLW

-preponderent radionuclizi emițători beta-gama cu durată de viață

scurta ( T1/2 < 30 ani ); cantități importante de radionuclizi emițători

alfa cu durată de viață

II.I. CARACTERISTICILE DEŞEURILOR RADIOACTIVE

Majoritatea izotopilor se dezintegrează în câteva sute de ani. Riscul potenţial asociat

acestor deşeuri scade permanent prin dezintegrarea radioactivă, iar măsurile de izolare pot fi

mai relaxante cu trecerea timpului. Caracteristicile importante ale deşeurilor radioactive care

afecteaza depozitarea acestora, sunt prezentate în tabelul ce urmează.

Tab.I.II.1. Caracteristicile deşeurilor radioactive

Categoria de deşeuri Caracteristici

Înalt active de viaţă lungă/depozite

geologice

Emisie beta / gama ridicată; Emisie alfa

semnificativă; radiotoxicitate; căldură

generată ridicată

Mediu active de viaţă lungă / depozite

geologice

Emisie beta/ gama intermediară; emisie alfa

semnificativă; radiotoxicitate medie; căldură

degajată scăzută.

Slab active de viaţă lungă / depozite

geologice

Emisie beta / gama scăzută; emisie alfa

semnificativă; radiotoxicitate slab/ medie;

căldură degajată nesemnificativă.

Mediu active de viaţă scurtă / depozite de

suprafaţă sau depozite geologice

Emisie beta / gama medie; emisie alfa

nesemnificativă; radiotoxicitate medie;

căldură degajată slabă

Slab active de viaţă scurtă / depozite de

suprafaţă

Emisie beta / gama slabă; emisie alfa

nesemnificativă; radiotoxicitate scăzută;

căldură degajată nesemnificativă.



6

I.II.1. Timpul de viaţă

Timpul de înjumătăţire mare al unora dintre izotopii combustibilului uzat reprezintă o

problemă importantă atât din punct de vedere al securităţii cât şi din punct de vedere al

costurilor implicate. Izotopul cu cel mai mare timp de înjumătăţire de 4.470.000.000 ani şi

totodată cel mai abundent este uraniul ( U – 238 ). Alţi izotopi cu timpi de înjumătăţire mare

sunt: radiul ( R – 226 ) de 1 620 ani, plutoniul ( Pu - 239 ) de 24 400 ani, uraniul ( U – 234 )

de 247 000 ani, toriul ( Th – 230 ) de 80 000 ani, uraniul ( U- 235) de 710 000 ani, iodul ( I -

129 )de 17 000 000 ani, etc.

Ca o regulă generală pentru depozitarea deşeurilor radioactive se consideră ca după scurgerea

a zece perioade de înjumătăţire, materialul nu mai reprezintă un pericol. Aceasta înseamnă că

stocarea şi depozitarea finală a deşeurilor radioactive trebuie evaluată din punct de vedere al

securităţii nucleare pentru perioade mari de timp. În funcţie de tipul de depozit se stabilesc

perioade de control instituţional, perioade în care se monitorizează menţinerea performanţelor

depozitului şi se iau măsuri pentru prevenirea intruziunii oamenilor şi a oricăror efecte

nedorite datorate fenomenelor naturale ( cutremure, incendii, tornade ).

I.II.2. Criticitatea

Criticitatea accidentală este un pericol asociat unei părţi a deşeurilor radioactive. Prin

criticitate se înţelege declanşarea reacţiei de fisiune în lanţ în materialul fisionabil. O masă

critică necontrolată emite mari cantităţi de radiaţii gama şi de neutroni, care pot fi letale

pentru persoanele expuse. În plus, la o concentraţie suficientă de izotopi fisionabili materialul

devine supracritic şi poate exploda. O masă critică este cantitatea de material fisionabil

necesar pentru a întreţine reacţia de fisiune în lanţ, iar una subcritică este aceea din care

lipseşte puţin pentru ca să devină critică. Diferenţa dintre cele două poate fi chiar şi numai

forma containerului. Geometria este aşadar un lucru foarte important în determinarea

criticităţii. Dacă două containere sunt aşezate foarte aproape unul de altul, ele pot forma o

masă critică. Prezenţa unor substanţe cu rol de moderator (apa) va favoriza iniţierea şi

întreţinerea reacţiei în lanţ, transformând o masă subcritică în una critică. Odată declanşată

reacţia de fisiune creşte exponenţial producând căldură, radiaţii gama, neutroni şi radiaţii alfa

şi beta. Când masa devine supracritică se produce o lumină ca un fulger, de culoare albastră

strălucitoare. Dacă procesul continuă se produce explozia, reacţia fiind oprită, dar

producându-se contaminarea radioactivă extinsă. Criticitatea accidentală se poate produce

dacă deşeurile conţin izotopi fisionabili Pu – 239, U -235, U – 233.

I.II.3. Radioliza

Deşeurile care în componenţă apă au tendinţa să producă hidrogen gazos ca rezultat a

disocierii radiolitice a apei în hidrogen şi oxigen. În cazul containerelor cu deşeuri lichide

depozitate, concentraţia hidrogenului poate atinge nivele explozive, dacă acestea nu sunt

ventilate. Hidrogenul se aprinde sau explodează chiar de la scânteile produse de electricitatea



7

statică. La producerea unei explozii într-un container închis, acesta se poate sparge iar

materialul radioactiv se dispersează contaminând mediul.

I.III. DEŞEURILE ÎNALT ACTIVE ( HLW ) ŞI COMBUSTIBILUL ARS

ÎN ROMÂNIA

Deşeurile de înaltă şi/sau de viaţă lungă produse în România sunt reprezentate în

principal de combustibilul nuclear uzat rezultat din funcţionarea reactoarelor de putere sau de

cercetare. Având în vedere cele două caracteristici ale acestora, durata de viaţă mare, de

ordinul miilor de ani şi radioactivitatea ridicată , gestiunea în siguranţă a acestora constituie

cea mai mare grijă a societăţii şi problema cheie de care depinde în continuare dezvoltarea

energeticii nucleare şi acceptanţa publicului.

Conform practicii internaţionale curente, strategia gospodăririi combustibilului uzat cuprinde

depozitarea temporară a combustibilului scos din reactor în piscine de calmare din incinta

reactorului, urmată de depozitarea intermediară uscată în incinte special amenajate în afara

clădirii reactorului şi în final, depozitarea definitivă în depozite geologice. Depozitarea

temporară în piscina reactorului poate dura 6 – 10 ani, timp în care produşii de fisiune de viaţă

scurtă responsabili de generarea unor cantităţi semnificativ de căldură se vor fi dezintegrat.

Depozitarea intermediară uscată durează câteva zeci de ani şi permite scăderea în continuare a

căldurii de dezintegrare şi a radioactivităţii. Depozitarea definitivă are rolul izolării

permanente a deşeurilor înalt active de mediul accesibil omului. Chiar dacă, la momentul

actual, factorii politici, economici şi nu în ultimul rând de acceptare publică au determinat

întârzieri semnificative în construirea depozitelor geologice, această soluţie de gestionare este

singura acceptată pe plan internaţional, ca fiind alternativa cea mai sigură şi cea mai fezabilă.

În România, se estimează că din funcţionarea CNE Cernavodă vor rezulta aproximativ

11 500 tone uraniu. Aceste cantităţi de deşeuri sunt mici faţă de cele produse în alte ţări cu

programe nucleare dezvoltate cum ar fi Franţa sau Canada. Începând cu anul 1992 au fost

demarate câteva studii de cercetare suport pentru dezvoltarea proiectului de depozitare

geologică în România. Astfel, au fost realizate un set de studii generice şi/sau teoretice, având

ca obiective selectarea unor formaţiuni geologice gazdă şi a unui proiect conceptual al

depozitului şi evaluarea securităţii unor depozite generice , în vederea definirii direcţiilor

majore şi a necesarului de lucrări de cercetare – dezvoltare. Studiile teoretice de selecţie a

amplasamentelor s-au bazat pe rezultatele investigaţiilor geologice şi geofizice, cercetărilor

miniere din zonele de lucrări hidrotehnice, a studiilor de cercetare geologică şi geofizică (

foraje şi lucrări miniere ) şi/sau a forajelor exploratorii în zonele vecine existente, executate

pentru explorarea şi exploatarea resurselor minerale. În etapa de mapare regională ( 1992 –

1994 ), pe baza criteriilor de selecţie a amplasamentelor emise de AIEA, au fost identificate

şase formaţiuni geologice potenţial favorabile pentru a găzdui depozitul geologic , şi anume :

şisturi verzi din Dobrogea, granituri, bazalturi, argile, sare şi tuf vulcanic. Aceste formaţiuni

satisfac cerinţele generale de suprafaţă, grosime, omogenitate şi adâncime, însă situaţia

hidrogeologică este insuficient cunoscută, în special şisturile verzi şi în formaţiunile granitice.



8

I.IV. ACTIVITĂŢI EUROPENE ŞI INTERNAŢIONALE ÎN

DOMENIUL DEPOZITĂRII FINALE

Pentru identificarea proiectelor conceptuale pentru depozitul geologic au fost derulate

câteva studii generice, în diverse programe naţionale de cercetare – dezvoltare. În cadrul

acestora, au fost realizate evaluări de securitate pentru depozite ipotetice în sare, care au

beneficiat de participare internaţională.

În prezent, activităţile de cercetare – dezvoltare în UE, SUA, Canada sunt orientate spre

rezolvarea problemelor care privesc minimizarea cantităţilor de deşeuri , perfecţionarea

formelor obţinute prin tratare şi condiţionare şi perfecţionarea proceselor de management a

calităţii. Între ţările membre există o cooperare extinsă, atât bilateral cât şi în cadrul Uniunii

Europene, care acoperă atât aspectul politic cât şi cel al cercetării. În 1973 a fost aprobat

“Programul Comunitar de Mediu” prin care s-au stabilit strategii comune pentru manevrarea

şi stocarea deşeurilor radioactive. În 1975, un program de cercetare în domeniul

managementului şi stocării deşeurilor radioactive a fost adoptat ca parte integrantă a

activităţilor de cercetare din cadrul Uniunii, iar în 1980 a fost adoptat un plan comunitar de

acţiune în domeniul deşeurilor radioactive.

Depozitarea geologică a fost opţiunea preferată în managementul deşeurilor înalt

active şi al combustibilului uzat, deoarece încă din anii 1960 a fost acceptat faptul că

transmutarea, chiar dacă micşorează ciclul de viaţă toxică, nu poate suprima complet

necesitatea depozitării geologice. Formaţiunile geologice existente diferă în diverse ţări. În

Germania şi Olanda, domurile de sare au reprezentat formaţiuni geologice de interes, pe când

în Finlanda şi Suedia studiile s-au concentrat asupra rocilor cristaline , iar în Belgia şi Italia

asupra argilelor. În Franţa, Spania şi Marea Britanie s-au studiat diferite medii geologice. În

unele state membre , graficul planificărilor pentru luarea de decizii şi pentru implementarea

incintelor de depozitare este într-un stadiu foarte avansat, pe când în altele este prevăzută o

perioadă de stocare intermediară de minimum 50 de ani. Recent, Finlanda şi-a concentrat

eforturile asupra sitului Olkiluoto, iar procesul de decizie este destul de avansat. În Franţa, în

1998 – 1999 s-a hotărât construirea primului laborator de cercetări subteran, urmând să fie

căutat un amplasament pentru un al doilea laborator. În cazul în care condiţiile permit, este

prevăzut ca depozitul să fie construit în imediata vecinătate a depozitului. Pe de altă parte,

Olanda s-a decis asupra unei perioade de stocare intermediară de 100 ani şi momentan, nu

este interesată de a căuta un amplasament. O trăsătură comună a majorităţii planurilor este

abordarea treptată, pas cu pas, a deciziei asupra strategiei finale pentru managementul

deşeurilor înalt active şi a combustibilului ars. Printe evaluările de securitate recent finalizate

sau în curs de desfăşurare pot fi amintite proiectele NIREX – 97 (depozitarea deşeurilor

intermediare de viaţă lungă la Sellafield, Anglia ), TILA – 99 şi SR- 97 (depozitarea

combustibilului ars în rocile cristaline din Finlanda şi Suedia), ENRESA – 2000 ( depozitarea

combustibilului ars în diferite medii geologice din Spania ) , sau SAFIR – 2 ( depozitarea

deşeurilor înalt active şi mediu active de viaţă lungă în argilă din Belgia).



9

II. STABILIREA NATURII PERICOLULUI DATORAT

COMBUSTIBILULUI UZAT DE TIP CANDU

Când este descărcat din reactor, combustibilul nuclear uzat degajă însemnate cantități

de energie produsă prin dezintegrarea radioactivă și trebuie răcit o lungă perioadă de timp.

Fasciculele de combustibil uzat descarcate din reactor sunt puternic radioactive.

Radioactivitatea se datorează în principal produșilor de fisiune și în mai mică măsură

elementelor transuraniene. Produșii de fisiune sunt în general elemente radioactive care se

dezintegrează rapid. De exemplu, Cesiul 137 cu un timp de înjumătățire de 30 de ani dispare

complet prin dezintegrare în câteva sute de ani. Elementele transuraniene precum Plutoniul

239 cu un timp de înjumătățire de 24 000 de ani se dezintegrează foarte lent și reprezintă un

pericol pentru sănătatea oamenilor și pentru mediu.

II.I. PARTICULARITĂȚILE COMBUSTIBILULUI UZAT DE TIP

CANDU

În prezent se folosește combustibilul nuclear pe bază de bioxid de uraniu sub formă de

pastile sinterizate. Pastilele se obțin prin presarea pulberii de bioxid de uraniu sub formă de

corpuri cilindrice, care sunt apoi tratate termic la temperatură înaltă pentru a deveni foarte

dense. Corpurile ceramice obținute sunt apoi rectificate la exterior pentru a avea o formă

cilindrică perfectă și o dimensiune uniformă. Pastile sunt introduse apoi în tuburi din aliaj de

zirconiu și închise la capete prin sudarea unor dopuri. Tuburile care conțin pastilele

combustibile se numesc bare combustibile. Barele combustibile sunt asamblate într-o

structură geometrică atent proiectată și optimizată pentru a permite îndeplinirea funcțiunilor

combustibilului nuclear in reactor. Fasciculele de combustibil Candu au circa 50 cm lungime,

10 cm în diametru și o greutate de circa 20 kg.

Într-un reactor Candu căldura este produsă printr-o reacție de fisiune în lanț

controlată. Fisiunea nucleară are loc atunci când un neutron este absorbit de un element greu

cum ar fi U-235 sau Pu-239 și împărțit în două fragmente denumite produse de fisiune cu un



10

număr atomic de aproximativ jumătate față de elementul greu. Din reacția de fisiune rezultă și

un număr de neutroni, aceștia amorsând la rândul lor alte reacții de fisiune în lanț, producând

așa numita reacție în lanț. Atomii formați prin reacția de fisiune sunt instabili și se

dezintregrează, aceștia fiin radioactivi. Atomii mai grei decât uraniul, cum ar fi plutoniu, este

generat în reactor prin capturarea succesivă de neutroni. Elementele utilizate în combustibilul

nuclear sunt numite actinide.

Deoarece uraniul fisionabil ( U-235 ) se consumă s-a denumit acest proces «ardere», prin

analogie cu arderea unui combustibil convențional pentru a produce căldură. În mod curent,

arderea combustibilului nuclear este caracterizată prin gradul de ardere.Gradul de ardere se

exprimă curent în Mwzi/tU. În această etapă, după 12-18 luni, fasciculul de combustibil este

îndepărtat din reactor. Înainte de a fi introdus în reactorul nuclear, combustibilul Candu (

combustibil neiradiat, proaspăt ) constă în primul rând din uraniu natural, care este de

aproximativ 99,3% U-238, 0,7 % U-235 și oxigen. După ce a fost scos din reactor,

combustibilul Candu este format din circa 98,6 % U-238, 0,2 U-235, 0,3% Pu-239 și cantități

foarte mici de diverși atomi radioactivi. În tabelul II.I.1. sunt prezentate concentrațiile

atomilor din combustibilul Candu proaspăt și uzat.

Tab. II.I.1. Concentrațiile atomilor din combustibilul CANDU proaspăt și uzat

Componente Combustibil UO2 Neiradiat

( masa %)

Combustibil UO2 Iradiat

(masa % )

Actinide

U 238 87,43 86,56

Pu 239 0,00 0,24

U 235 0,63 0,15

Pu 240 0,00 0,11

U 236 0,00 0,07

Am 241 0,00 0,02

Pu 241 0,00 0,01

U 234 0,01 0,004

Altele 0,00 0,05

Produse de fisiune

Xe 0,00 0,14

Nd 0,00 0,10

Mo 0,00 0,08

Zr 0,00 0,07

Ru 0,00 0,05

Tc 99 0,00 0,02

Cs 137 0,00 0,016

Zr 93 0,00 0.01

Altele –stable 0,00 0,28

Altele – radioactive 0,00 0,06

Alte Elemente

O 11,8 11,81

Altele stable 0,14 0,14

Altele radioactive 0,00 <0,01



11

II.II. EFECTELE PE PERIOADA IRADIERII ÎN REACTOR

Compoziţia combustibilului se modifică semnificativ pe durata iradierii sale în reactor.

Există 2 efecte predominante : arderea nucleelor de U 235 şi conversia nucleelor non-

fisionabile de U 238 în plutoniu fisionabil. Rata la care au loc aceste efecte, depinde de fluxul

de neutroni, deoarece rata dN/dt de captură a neutronilor de către nuclee per unitatea de

voluzm este dată de :

Unde:

N – numărul de nuclee/ unitatea de volum;

- secţiunea de absorţie de neutroni de captură ( n, γ ) şi fisiune per nuclid;

– fluxul de neutroni.

În 4 luni de iradierela un flux tipic, U – 235 se consumă aproape jumătate. Arderea U – 235

este compensată de conversia U – 238 în Pu – 239 (fisionabil) care are loc după următoarea

schemă:

→

→

La iradieri mai mari, U – 235 continuă să dispară, dar acumularea Pu – 239 se încetineşte şi se

apropie de un nivel de echilibru, când producţia Pu – 239 va fi egală cu dispariţia sa şi apariţia

Pu – 240 prin absorbţia de neutroni. În consecinţă, la iradieri mari, reducerea numărului de

nuclee fisile conduce la reducerea reactivităţii.

II.III. EFECTELE BIOLOGICE ALE RADIAȚIILOR

Printr-o evaluare la scare globală rezultă că energetica nucleară constituie o parte a

soluției pentru reducerea poluării mediului înconjurător. În ceea ce privește nivelul de radiații

din zona unei centrale nucleare, evaluările au arătat că doza suplimentară datorată funcționării

acesteia, se situează în jurul valorii de 0,01 mSv, comparativ cu doza anuală încasată de

fiecare dintre noi, din fondul natural de radiații de 2,4 mSv. Oamenii sunt expuși în mod

constant la un nivel de radiații din surse naturale de radiații. Efectele asupra sănătății în urma

expunerii la radiații au fost studiate pe parcursul mai multor ani și furnizate în numeroase

documente internaționale.

II.IV. RADIOTOXICITATEA

Un tip de risc asociat cu combustibilul nuclear uzat este expunerea internă, şi anume

radiotoxicitatea. Acest pericol apare dacă au fost ingerati radionuclizi din combustibilul



12

nuclear uzat ( de exemplu, dacă au fost dizolvate în apa de băut ) sau inhalate ( dispersate în

aer ).

Trebuie remarcat că un fasciul de combustibil uzat intact, nu prezintă niciun risc de

expunere internă, deoarece radionuclizii sunt reţinuţi în teaca de zircaloy. Expunerea internă

presupune ca fasciculul de combustibil să fie corodat sau fracturat. Atât aliajul de zircaloy cât

şi pastilele ceramice de dioxid de uraniu sunt materiale rezistente la coroziune. Examinarea

radiotoxicităţii combustibilului este în primul rând o măsură de protecţie a persoanelor şi

mediului în viitor. Produsele de fisiune şi actinidele au contribuţia cea mai importantă

radiotoxicităţii combustibilului pentru perioade mai mici şi mai mari de 1000 ani. După

100000 ani, riscul este reprezentat în mare parte de produsele de dezintegrare a uraniului

natural din combustibilul uzat, în special Pb 210 şi Po 210.

Radionuclizii prezintă nivele diferite de pericol pentru organism şi pentri mediul

înconjurător. Conform standardului de securitate AIEA “ Manipularea în siguranţă a

radionuclizilor” aceştia se clasifică în patru categorii de radiotoxicitate: foarte mare, mare,

moderată, slabă. În continuare sunt prezentaţi radionuclizii reprezentativi din fiecare

categorie.

Tab. II.IV.1. Radiotoxicitatea nuclizilor

Radiotoxicitatea Radionuclizii

Radiotoxicitate foarte mare

Radiotoxicitate mare

Radiotoxicitate moderată

Radiotoxicitate slabă

II.V. COMPOZIŢIA CHIMICĂ

Combustibilul folosit conţine unele elemente chimice periculoase. Elementul

constitutiv este uraniul, metal greu. Combustibilul uzat conţine, de asemenea, cantităţi mici de

alte elemente chimice rămase din minereul original sau produse în reactor. Evaluările de

securitate indică faptul că concentraţiile chimice din biosferă reprezintă un risc mult mai

scăzut faţă de concentraţiile de referinţă pentru aceste elemente.

Principalele elemente chimice dintr-un fascicul de combustibil uzat sunt prezentate în

următorul tabel.



13

Tab. II.V.1. Elementele chimice dintr-un fascicul de combustibil uzat

Element * Simbol Element Masa

Uraniu U 984,3

Oxigen O 134,2

Zirconiu Zr 112,3

Plutoniu Pu 4,1

Tin Sn 2,0

Xenon Xe 1,5

Neodymium Nd 1,1

Molybdenum Mo 0,9

Carbon C 0,7

Ceriu Ce 0,7

Ruteniu Ru 0,6

Cesiu Cs 0,5

Bariu Ba 0,5

Fier Fe 0,5

Toriu Th 0,5

Paladiu Pd 0,4

Lanthanum La 0,3

Praseodynium Pr 0,3

Samariu Sm 0,3

Th Tc 0,2

Americiu Am 0,2

Crom Cr 0,2

* U,O, Zr, Sn – principalele componente ale combustibilului UO2 sau ale tecii din zircaloy.

Elementele rămase în listă ( altele decât fierul) sunt produse de fisiune sau produse activate in

timp ce combustibilul se află in reactor. Plumbul şi arsenicul sunt de asemenea prezente în

combustibil sub formă de impurităţi de la 0,003 – 0,1 g / kg U.



14

III. CONCEPTUL DE BARIERĂ MULTIPLĂ ÎN CADRUL

DEPOZITĂRII GEOLOGICE

Conform strategiei adoptate în ţările membre AIEA, deşeurile radioactive din

România urmează să fie "izolate şi confinate" cu intenţia de a fi izolate de populaţie şi de

mediu astfel încât să prevină sau să limiteze evacuările de substanţe potenţial periculoase

(metale toxice, radionuclizi, substanţe organice).Alegerea celei mai bune metode de

gestionare a combustibilului ars din reactoarele nucleare reprezintă o provocare tehnologică

importantă pentru diferitele State Membre al UE care exploatează reactoare nucleare, ca

urmare a impactului important pe care aceste decizii îl au asupra securităţii şi nivelului

accepatanţei publice în ceea ce priveşte programele actuale şi viitoare de dezvoltare a

complexelor energetice nucleare. Obiectivul principal al depozitării definitive a

combustibilului ars este acela de a proteja în mod corespunzător sănătatea umană şi mediul

înconjurător de pericolele potenţiale care apar datorită radiaţiei ionizante emise atât în prezent

în prezent cât şi în viitor, fără a împovăra generaţiile viitoare. Acest deziderat poate fi atins

prin depozitarea definitivă a deşeurilor radioactive într-o unitate de depozitare finală care are

ca scop izolarea deşeurilor de mediul uman până când dezintegrarea radioactivă asigură

niveluri de risc neglijabile şi care previne eliberarea în mediu a unor substanţe potenţial

dăunătoare (metale toxice, radionuclizi, substanţe organice).

"Depozitul ideal" trebuie să fie amplasat într-o zonă stabilă şi la o adâncime suficient de mare

pentru a fi protejat contra eroziunilor de suprafaţă, a schimbărilor climatice majore (cum ar fi

glaciaţiunile) a cutremurelor (care sunt mai puţin severe la adâncime) cât şi contra intruziunii

umane.Acesta trebuie să fie amplasat într-o formaţiune geologică impermeabilă.Totuşi,

problema principală pentru demonstrarea securităţii depozitului de deşeuri radioactive este

factorul scării de timp, ţinând seama de necesitatea demonstrării securităţii nucleare pe

perioade de sute de mii de ani.

Datorită complexităţii sistemelor geologice naturale şi dificultăţii pentru înţelegerea

umană de a percepe scara de timp geologică, principala preocupare constă mai curând în

construirea încrederii prin demonstrări, decât prin prezentarea de date cantitative.

În prezent combustibilul nuclear ars şi deşeurile cu activitate înaltă generate prin operarea

sau dezafectarea instalaţiilor nucleare sunt depozitate intermediar sub apă, în piscine special

amenajate, sau în incinte de beton, uscate, în containere special proiectate în acest scop.

Interesul tuturor părţilor interesate (operatorii instalaţiilor nucleare, guverne, populaţie etc.) se

concentrează pe găsirea unor soluţii pentru depozitarea definitivă a acestei categorii de

deşeuri astfel încât să fie prevenită sau întârziată eliberarea radionuclizilor din amplasamentul

depozitului în mediul înconjurător (biosferă). Depozitarea definitivă se realizează după o

perioadă de depozitare intermediară care are rolul de a simplifica atât modul de manipulare al



15

coletelor de deşeuri cât şi modalităţile practice de amplasare în depozitul final prin:

- Scăderea treptată a temperaturii;

- Scăderea treptată a radioactivităţii deşeurilor.

La nivel mondial sunt în curs de dezvoltare mai multe variante de proiecte conceptuale

pentru depozitele finale care se bazează toate pe conceptul de „barieră multiplă”. Conceptul

de barieră multiplă constă în combinarea eficacităţii diferitelor tipuri de bariere, naturale şi

inginereşti, astfel încât să se garanteze o izolare eficientă pe termen lung şi reţinerea

radionuclizilor. In cadrul acestor modele dezvoltate, ambalajul deşeului (container, colet),

care conţine deşeul radioactiv, joacă un rol important pentru a separa deşeul îngropat de

geosferă.

Alegerea unor materiale potenţiale candidat pentru barierele inginereşti şi extrapolarea

datelor existente privitoare la comportarea la coroziune pe termen lung a unor metale şi a

aliajelor lor s-a dovedit a fi o sarcină extrem de dificilă ţinând seama de implicaţiile deosebite

pe care aceste materiale le au în securitatea pe termen lung a depozitului final.

Aceasta a impus dezvoltarea unor programe de cercetare pentru managementul deşeurilor

puternic active. Comisia Europeană (EC) a participat, prin intermediul programelor sale de

cercetare - dezvoltare pentru managementul şi depozitarea deşeurilor radioactive, în

numeroase proiecte de cercetare care şi-au propus să realizeze selecţia unor materiale

adecvate pentru containerele destinate depozitării geologice a combustibilului ars. Aceste

cercetări au fost dezvoltate în cadrul unor contracte în parteneriat realizate între diferite centre

de cercetare din ţări membre ale Comunităţii Europene şi s-au axat în principal pe studierea

interacţiilor pe termen lung a materialelor potenţiale candidat pentru realizarea containerelor

care se găsesc în contact cu mediile potenţiale de depozitare definitivă, ca de exemplu

structuri geologice de sare, argile şi granit.

Strategia depozitării finale de adâncime, geologice, constă într-un sistem de bariere

naturale şi inginereşti (realizate de om) care acţionează împreună pentru a reţine deşeurile şi

pentru a garanta faptul că orice fel de radionuclizi eliberaţi de deşeuri se întorc în biosferă în

concentraţii care nu implică niciun risc de mediu . Acţiunea cumulată a mai multor bariere

naturale şi inginereşti este cunoscută sub numele de concept de „barieră multiplă”. Conceptul

de barieră multiplă se bazează pe principiul că securitatea nu este afectată chiar în cazul în

care anumite bariere se distrug, întrucât în acest caz barierele rămase nedistruse sunt

suficiente pentru a garanta o protecţie adecvată a mediului şi populaţiei.

În conformitate cu datele din literatura de specialitate, diferitele componente ale

conceptului de multibarieră includ:

Sistemul ingineresc al depozitului final (barierele realizate de om)

- Coletul de deşeuri (compus din: deşeu, container şi posibil containerul

suplimentar),

- Materialul de umplere/tampon, şi

- Structurile depozitului final (de exemplu, căptuşeala din beton).

Barierele naturale

- Geosfera (ca de exemplu formaţiunea geologică de rocă gazdă )

Mediul din vecinătatea unui depozit geologic pentru depozitarea finală a deşeurilor

radioactive constă din zona de excavaţie din apropierea coletului sau care se află în contact cu



16

coletul de deşeuri (inclusiv materialul de umplutură, materialele de căptuşire şi de închidere)

şi cu acele părţi din formaţiunile rocă gazdă ale căror caracteristici au fost sau ar putea fi

modificate prin construirea depozitului final (de exemplu prin excavaţii) şi în timpul

exploatării depozitului final (de exemplu ca urmare a emisiei de căldură a deşeurilor

radioactive) . Mediul din afara zonei de influenţă a depozitului este acea parte a formaţiunii de

rocă gazdă care se găseşte la o distanţă suficientă fată de depozitul final şi care încă nu este

perturbată.

Figura III.1. Prezentare schematică a conceptului de multibarieră

Coletul de deşeuri constă din forma de deşeu, container şi/sau containerul suplimentar.

Deşeurile radioactive de viaţă lungă generatoare de căldură sunt fie imobilizate în forma în

care au fost produse (ca de exemplu combustibilul ars) sau, sunt incorporate, după

reprocesare, într-o matrice rezistentă la înmuiere. In cazul deşeurilor puternic active, sticla

este materialul favorit pentru solidificare înainte de amplasare în butoaie metalice

(containerul). Containerul metalic poate fi, de asemenea, înconjurat de un alt container

metalic exterior (containerul suplimentar). Coletul de deşeu va conţine containerul şi pe căt

posibil un container suplimentar. Containerele metalice cu deşeuri sunt amplasate în depozitul

final, care va fi construit la câteva sute de metri adâncime în formaţiuni geologice stabile (de

exemplu, roci saline, argile, granit, tuff), unde vor fi îngropate într-un material de umplere (de

exemplu bentonită, sare sfărâmată, ciment, etc. In funcţie de roca gazdă aleasă) şi care are

rolul de a umple spaţiul dintre colete şi roca înconjurătoare.

Depozitarea în condiţii de siguranţă a combustibilului ars este o provocare tehnologică

majoră pentru toate naţiunile care exploatează reactoare nucleare şi este un domeniu studiat

intens în ultimii ani.

În unele ţări, conceptul depozitării finale în formaţiuni geologice de adâncime este

considerat şi ca opţiune posibilă şi pentru depozitarea finală a deşeurilor slab şi mediu active

de viaţă lungă.



17

III.I. PASTILA DE COMBUSTIBIL NUCLEAR UZAT

Pastilele de combustibil sunt formate din pudră de dioxid de uraniu. Pastilele se obţin

prin presarea pulberii de dioxid de uraniu sub formă de corpuri cilindrice, care sunt apoi

tratate termic la temperatură înaltă pentru a deveni foarte dense. Ceramica este material

extrem de durabil, rezistenţa la uzură şi temperaturi ridicate face sa fie unul dintre materialele

cele mai durabile materiale inginereşti. Prima barieră în sistemul de bariere multiple este

combustibilul insuşi care conţine mai mult de 99,9% din radioactivitate.

III.II. ELEMENTUL COMBUSTIBIL ŞI FASCICULUL DE

COMBUSTIBIL

Pastilele de combustibil sunt introduse în tuburi de aliaj de zirconiu şi sunt închise la

capete prin sudarea unor dopuri.Tuburile care conţin pastilele de combustibil se numesc

elemente combustibile. Aceste sunt asamblate într-o structură geometrică atent proiectată şi

optimizată pentru a permite îndeplinirea funcţiunilor combustibilului nuclear în reactor.

Fascicul de combustibil este compus din 37 de elemente combustibile. Rolul fiecarui element

combustibil este de a conţine şi a izola pastilele de combustibil.

III.III. CONTAINERUL DE COMBUSTIBIL ARS

NWMO (Nuclear Waste Management Organization din Canada) implementează în

prezent un program de management pe termen lung pentru combustibil ars cunoscut sub

denumirea de Adaptative Phased Management (APM- Managementul Adaptat pe Etape).

Abordarea APM presupune confinarea şi izolarea centralizată a combustibilului nuclear uzat

într-un Depozit Geologic de Mare Adâncime (DGMA) într-o formaţiune de rocă adecvată.

Programul presupune re-ambalarea combustibilului ars aflat în prezent în depozitare

intermediară în instalaţii specifice (de exemplu Macstor, tehnologie care este utilizată şi la

CNE Cernavodă). Astfel se intenţionează transferul combustibilului uzat din coşurile de

stocare existente (cu 60 de fascicule) în coşuri cu o capacitate de 120 de fascicule. Trei astfel

de coşuri de combustibil vor fi amplasate în containerul de depozitare definitivă din cupru,

care va fi descris în amănunt în cadrul lucrării, fiind containerul care este adaptat cel mai bine

la combustibilul ars tip CANDU provenit de la CNE Cernavodă.

Pentru conceptele de depozit, NWMO a dezvoltat un număr de geometrii şi capacităţi pentru

containerele din cupru (Maak şi Simmons 2001, Poon şi alţii 2001). Mai multe proiecte

conceptuale ale containerului din cupru, ca de exemplu proiectele IV-25, IV-324 hex şi IV-17

au fost luate în considerare pentru dezvoltarea proiectului depozitului şi în scopul evaluării

costurilor APM (Adaptive Phased Management - Managementul Adaptat pe Etape). Aceste

proiecte conceptuale de containere particulare constau dintr-un vas exterior de cupru cu

grosime de 25 mm, un vas interior din oţel carbon şi coşuri de combustibil uzat. Modelul IV-

324-hex a fost utilizat pentru proiectul conceptual din 2003 şi actualizarea costurilor



18

estimative (RWE NUKEM 2003,2004), iar proiectul IV-25 pentru actualizarea din 2010 (SNC

Lavalin 2011a). Modelul IV-324-hex conţine 324 fascicule de combustibil ars în 6 straturi de

54 de fascicule. Combustibilul este plasat în interiorul containerului ambalat în trei coşuri care

conţin 108 fascicule de combustibil fiecare. Modelul IV-25 conţine 360 de fascicule de

combustubil ars, în şase straturi a câte 60 de fascicule.

Alte geometrii de containere, cu caracteristici similare modelelor anterioare, includ modelele

IV-17-T50, o variaţie a proiectului IV-17, care modifică faţă de acesta grosimea vasului

exterior de cupru de la 25 mm la 50 mm. Dimensiunile acestor modele de container sunt date

în Tabelul 2.

Tab. III.III.1. Configuraţii proiectate pentru containerul de combustibil ars

PARAMETRU

IV-25a IV-324-hexa IV-17a IV-17-T50b

Capacitatea containerului de combustibil 360 324 288 288 Numărul de fascicule per strat 60 54 36 36

Diametrul vasului exterior din cupru [mm] 1247 1168 984 1035 Înaltimea vasului de cupru [mm] 3,909 3,867 4,744 4,794

Grosimea peretelui vasului de cupru [mm] 25 25 25 50 Masa vasului de cupru gol [kg] 4,165 3,824 3725 7229

Diametrul exterior al vasului de oţel [mm] 1,195 1,116 932 932 Înălţimea vasului de oţel [mm] 3750 3708 4585 4585

Grosimea mantalei vasului de oţel [mm] 102,5 96 80 80 Masa vasului de oţel gol [kg] 12.649 10.816 8.768 8.768

Masa containerului cu combustibil [kg] 26.699 23.537 20.401 23.905 Numărul de containere necesare pentru 3,6 milioane de fascicule de combustibil

ars 10.000 11.110 12.500 12.500

Numărul de containere necesare pe an pentru o periodă de funcţionare a

depozitului de 30 de ani 334 371 417 417

Date principale UFC (container de combustibil ars)

Proiectul de referinţă propus pentru containerul de combustibil ars este alcătuit dintr-

un vas exterior din cupru (pentru rezistenţa la coroziune), un vas interior din oţel (pentru a

asigura rezistenţă mecanică) si trei coşuri din oţel (pentru sprijinul fasciculelor de combustibil

uzat în timpul încărcării), fiecare coş conţinând 120 de fascicule. Containerul de combustibil

ars conţine 360 de fascicule de combustibil ars, distribuite în şase straturi a câte 60 de

fascicule.



19

Datele principale ale UFC-ului model IV-25 sunt date în tabelul III.III.2.

Fig. III.III.1.Containerul de combustibil ars (UFC)

Tab. III.III.2. Date principale container UFC model IV-25

Containerul de combustibil uzat (UFC)

Numărul total de fascicule de combustibil uzat 360 Greutatea totală a 360 de fascicule de combustibil uzat 8.640 kg Numărul de straturi de combustibil 6 Numărul de fascicule de combustibil pe strat 60 Numărul de coşuri 3 Diametrul UFC-ului 1.247 mm Înălţimea totală a UFC-ului 3.842 mm Greutatea totală a UFC-ului încărcat 26.700 kg

Vasul exterior din cupru

Înălţimea vasului din cupru (cu partea inferioară şi capac) 3.842 mm Diametrul exterior al vasului din cupru 1.247 mm Diametrul interior al vasului din cupru 1.197 mm Grosimea peretelui vasului din cupru 25 mm Înălţimea capacului din cupru 110 mm Grosimea minimă a capacului (şi părţii inferioare) din cupru 25 mm Greutatea vasului din cupru (cu partea inferioară şi capac) 4.170 kg

Vasul interior din oţel

Înălţimea vasului interior (cu partea inferioară şi capac) 3.700 mm Diametrul exterior al vasului interior 1.195 mm Diametrul interior al vasului interior 990 mm Grosimea peretelui vasului interior 102,5 mm Înălţimea capacului (părţii inferioare) din oţel 350 mm Grosimea minimă a capacului (părţii inferioare) din oţel 170 mm Greutatea vasului interior (cu partea inferioară şi capac) 12.650 kg Greutatea a trei coşuri UFC 1.240 kg



20

III.III.1. Variante de containere dezvoltate in diferite tari

A. Varianta 1 – dezvoltată de ANDRA din Franţa

ANDRA (Agenţia Naţională pentru Managementul Deşeurilor Radioactive din Franţa)

este organizaţia publică responsabilă pentru managementul pe termen lung a deşeurilor

radioactive produse în Franţa. În Franţa combustibilul ars nu este considerat deşeu. Deşi

depozitarea geologică a combustibilului ars nu este întrevăzută prea curând, ANDRA ia în

considerare şi această posibilitate pentru a acoperi toate configuraţiile posibile. Se va prezenta

în continuare două concepte de containere pentru combustibil ars tip CU1 (combustibil UOX

şi URE) şi tip CU2 (combustibil MOX) proiectate de ANDRA; combustibilul ars provine de

la reactoarele energetice tip PWR din Franţa.

Primul model de container (Fig. III.III.1.) este mai mare în diametru (1255 mm) şi are

o grosime a peretelui corpului de oţel de 110 mm şi conţine 4 ansambluri de combustibil ars

tip CU1 (combustibil UOX şi URE) cu o putere calorică de aproximativ 1600 W, după o

stocare de 60 de ani de la descărcarea din reactor.

Fig. III.III.1. ANDRA - Container pentru combustibil ars cu diametrul de 1255 mm



21

Al doilea model de container (Fig. III.III.2.) este mai mic în diametru (620 mm) şi are

o grosime a peretelui corpului de oţel de 120 mm şi conţine 1 ansamblu de combustibil ars tip

CU2 (combustibil MOX) cu o putere calorică de aproximativ 1100 W, după o stocare de 90

de ani de la descărcarea din reactor. Acest al doilea model poate primi şi combustibil tip UOX

a cărui reactivitate (privind riscul de criticitate) este mai mare decât combustibilul ars

standard.

Fig.III.III.2. ANDRA - Container pentru combustibil ars cu diametrul de 620 mm

B. Varianta 2 – dezvoltată de SKB din Suedia

Deşeurile radioactive de la CNE din Suedia sunt gestionate de SKB (Compania de

Management a Deşeurilor şi Combustibilului Nuclear din Suedia).

Varianta de container dezvoltata de SKB consta dintr-un container interior- inserţia de

fontă structurală şi dintr-o manta exterioară din cupru. Inserţia de fontă structurală asigură

stabilitate mecanică, iar mantaua din cupru protejează împotriva coroziunii în mediul din

DGMA. Mantaua din cupru are o grosime de 50 mm, iar containerul cilindric are o lungime

de aproximativ 4,8 m şi un diametru de 1,05 m. Mantaua din cupru este confecţionată din

cupru pur fără oxigen. Înserţia este turnată din fontă cu grafit nodular şi este prevăzută cu

canale tubulare în care se plasează ansamblurile de combustibil ars. Inserţia este disponibilă în

două variante:

Pentru 12 ansambluri de combustibil ars tip BWR;

Pentru 4 ansambluri de combustibil ars tip PWR;



22

Fig. III.III. 3. SKB - Containerul de depozitare în DGMA format din manta din cupru şi inserţie

de fontă cu grafit nodular

C. Varianta 3 – dezvoltată de Posiva Oy din Finlanda

Responsabilitatea managementului deşeurilor radioactive generate în Finlanda este în

sarcina a două companii de producere a energiei electrice., Teollisuuden Voima Oy (TVO) şi

Fortum Power and Heat Oy (Fortum).

Containerul de depozitare în DGMA a combustibilului ars dezvoltat de Posiva Oy

constă din două componente principale: structura de inserţie integrată din fontă cu grafit

nodular şi mantaua din cupru. Inserţia are un fund integrat a cărei grosime nominală cuprinde



23

o placă din oţel la capătul casetelor din oţel şi restul este din fontă. Inserţia este partea din

structură care suprotă sarcina, iar mantaua din cupru asigură etanşeitatea şi protecţia

anticorozivă a containerului. Containerele pentru depozitarea combustibilului ars sunt

prezentate în figura III.III.4.

Fig. III.III.4. Containere de depozitare pentru combustibil ars de la următoarele CNE: Loviisa

1-2 (VVER-400 –reactor de provenienţă rusească), Olkiluoto 1-2 (BWR- reactor cu apă în

fierbere), Olkiluoto 3 (EPR – reactor european cu apă sub presiune), (în ordine de la stânga la

dreapta). Toate containerele au acelaşi diametru exterior de 1,050 m. Înălţimile sunt de 3,6 m,

4,8 m şi 5,25 m (de la stânga la dreapta).



24

III.IV. SISTEMUL DE ÎNVELIŞ TAMPON ŞI SISTEMUL DE

ETANŞARE

Containerele cu combustibil uzat sunt plasate în poziţie centrală în puţuri de foraj

cilindrice şi sunt înconjurate cu un sistem de material tampon denumit “buffer”. Se consideră

că învelişul tampon înconjoară containerele în intregime, continându-le practic în interiorul

său. În fiecare puţ de foraj din incinta de depozitare este dispus un singur container. Între

puţuri este necesar un spaţiu de minimum 2,1 m pentru a menţine temperatura maximă a

bentonitei sub pragul de 100 , deoarece la o asemenea temperatură este garantat faptul că

bentonita rămâne stabilă şi îşi păstrează funcţia de barieră inginerească. Bentonita folosită ca

înveliş tampon pentru container, este o rocă sedimentară argiloasă cu proprietăţi izolatoare

foarte bune, alcătuită predominant din mineralul montmorillonit.

Fig. III.IV.1. Amplasarea containerului de combustibil ars în gauri forate în camera de

amplasare a DGMA



25

III.V. GEOSFERA – BARIERA NATURALA

Depozitul final de combustibil ars va fi situat la o adâncime de aproximativ 500 m

adâncime într-o formaţiune de rocă adecvată pentru a fi protejat contra eroziunilor de

suprafaţă, a schimbărilor climatice majore, a cutremurelor ( care sunt mai puţin severe la

adâncime ) cât şi contra intruziunii umane. Aceasta va contribui, de asemenea, să menţină

condiţii favorabile pentru izolarea combustibilului nuclear uzat pe termen lung, precum şi a

limita scăpările de radionuclizi pe care alte bariere nu le pot stopa. Geosfera constituie o

barieră importantă de transport pentru actinidele de viaţă lungă, care se sorb foarte bine,

pentru nuclizii lor descendenţi şi de asemenea pentru unii produşi de fisiune de viaţă scurtă

care nu se absorb bine.

Proprietăţile fizice şi chimice ale mediului geologic sunt de o importanţă deosebită

pentru controlul funcţiilor depozitului final de combustibil ars, în special, modul prin care

câmpul apropiat este implicat înainte şi după închidere, acesta determinând performanţa

sistemului de bariere.

Analogiile naturale sunt prezente în mediul natural şi pot evidenţia rezultatele

proceselor naturale care au loc pe perioade de mii de ani şi uneori timp de milioane de ani.

Unele dintre aceste procese naturale constituie un bun exemplu a ceea ce se poate întâmpla

într-un depozit subteran şi astfel se pot aduce justificări pentru depăşirea dificultăţilor legate

de perioadele lungi de timp. Există o mulţime de exemple de materiale mobile reţinute pe

perioade de milioane şi chiar sute de milioane de ani în formaţiuni geologice saline sau

argiloase. Acestea includ câmpurile de petrol şi gaze din toată lumea, demonstrând

fezabilitatea proprietăţilor de izolare a mediilor geologice, şi dovedind că natura este capabilă

să asigure condiţii de izolare pe perioade mari de timp. Depozitul de uraniu Cigar Lake, în

Saskatchewan are un miliard de ani şi se află la o adâncime de 450 metri, fiind înconjurat şi

izolat de un strat de argilă. Nu există urme de radioactivitate la suprafaţa acestuia, fiind un

exemplu al modului în care depozitul geologic poate cuprinde şi izola combustibilul nuclear

folosit.



26

IV. ANALIZA CU METODA ELEMENTELOR FINITE

Bazele analizei cu elemente finite au fost pentru prima dată formulate în 1943 de către

matematicianul german Richard Courant (1888-1972), care, îmbinând metoda Ritz cu analiza

numerică în probleme de calcul variaţional şi minimizare, a obţinut soluţii satisfăcătoare

pentru analiza sistemelor cu vibraţii. Fenomenele fizice de acest fel sunt descrise din punct de

vedere matematic de ecuaţii diferenţiale, prin a căror integrare, în condiţii la limită date, se

obţine o soluţie exactă a problemei. Această cale analitică are dezavantajul ca este aplicabilă

numai în cazul problemelor relativ simple. Problemele care intervin în activitatea practică sunt

de cele mai multe ori complexe în ce priveşte alcătuirea fizică şi geometrică a pieselor,

condiţiile de încărcare, condiţiile la limită etc., astfel încât integrarea ecuaţiilor diferenţiale

este dificilă sau chiar imposibilă.

In lucrarea de fata se prezinta o analiza numerica a structurii, analiza ce va fi realizata

in softul ANSYS 15.0. ANSYS este un program de analiza cu elemente finite utilizat pe scara

larga in industrie si cercetare cu scopul de a simula raspunsul unui sistem fizic solicitat

mecanic, termic sau electromagnetic.

IV.I. ANALIZA STRUCTURALA A CONTAINERULUI DE

COMBUSTIBILUL UZAT

Pentru a putea studia mai bine starea de tensiuni la nivelul contactului , în literatura de

specialitate sunt introduse o serie de criterii care permit o mai bună apreciere a stării de

tensiuni, putându-se face predicții privind probabilitatea de apariție a fisurilor la nivelul

contactului. Astfel un prim criteriu poate fi dedus din criteriul Von Mises ca rădăcină pătrată a

celui de al doilea invariant al tensorului tensiunilor. De asemenea, pot fi folosite ca criterii de

oboseală: criteriul plasticității, criteriul tensiunii la oboseală Tresca, Criteriul Dang Van.

Starea de oboseală existentă poate fi investigată și prin metoda elementului finit, astfel

obținându-se rezultate care nu ar fi fost posibil de obținut prin metodele clasice. Cunoașterea

stării de tensiuni este foarte importantă, ea oferind informații privind apariția fisurilor în

contact, astfel putându-se prezice apariția fisurilor.



27

Criteriul energiei maxime de schimbare a formei ( criteriul von Mises )

Atunci când se aplică o tensiune asupra unui material și acesta se deformează, mașina

de încercare efectuează lucru mecanic care este asociat cu deformația elastică și este stocat în

corp sub formă de energie potențială de deformație. Această energie poate fi împărțită în două

componente: o componentă asociată cu schimbarea volumului și una asociată cu schimbarea

formei corpului deformabil. Presiunea produce o schimbare numai de volum și așa cum s-a

văzut, nu produce deformație plastică ( în metale ). De aceea, un criteriu de curgere ( o teorie

de stare limită), enunțat energetic, trebuie să fie asociat numai cu energia de schimbare a

formei.

Conform criteriului Von Misess, deformația intră în regim plastic atunci când energia

potențială de deformație pentru schimbare a formei atinge o valoare critică. Energia totală de

deformare pe unitatea de volum se calculează ca produsul tensiunii și deformației specifice

corespunzătoare:

( )

Energia asociată deformației hidrostatice ( produsă de presiunea uniformă), care

provoacă doar variație a volumului, este

( )( )

Unde este deformația specifică ( liniară ) definită ca

` Energia de deformație asociată schimbării formei este diferența celor două energii

menționate mai sus, adică și are expresia:

[( )

( ) ( )

]

în care G este modul de elasticitate la forfecare.

Conform criteriului von Mises, curgerea începe datorită unei solicitări complexe

atunci când această energie atinge o valoare critică:

Energia critică poate fi evaluată particularizând încărcarea la cea de tensiune

uniaxială. În acest caz, singura tensiune aplicată corpului este iar în momentul în care

materialul începe să curgă Deci

.

În consecință, criteriul von Mises se scrie:

√ [( )

( ) ( )

]

Teoria analizei tensiunii echivalente Von Mises simplifică soluția într-o valoare

numerică scalabilă, care este utilizată pentru estimarea criteriilor de curgere a metalului și în

plus, calculează factorul de rezistență la oboseală.

Factorul de siguranță al modelului este rezistența materialului la tensiunea maximă

prezisă pentru model. Un factor de siguranță mai mic decât 1 indică faptul că materialul nu

este rezistent.



28

Energia potenţială de deformare

Energia potenţială de deformare specifică, în cazul structurilor cu stări de

tensiune unidimensională cu comportare liniară, are expresia

şi reprezintă energia acumulată de unitatea de volum în urma deformării.

Volumul elementar dv al unei structuri spaţiale acumulează energia potenţială de deformare

dată de relaţia:

{ } { }

{ } { }

{ } { }

În situaţia în care există stări iniţiale de tensiune {σ0} şi stări iniţiale de deformare {ε0}, se

utilizează relaţia:

∫ (

{ } { } { } { } { }

{ })

Principiul lucrului mecanic virtual ( deplasarile virtuale )

Deplasarea virtuală este deplasarea cu valoare foarte mică, cu direcţia şi sensul

arbitrare. Totalitatea deplasărilor virtuale continue, care satisfac condiţiile limită geometrice,

formează câmpul deplasărilor geometrice admisibile. Sintetic, principiul lucrului mecanic

virtual se exprimă astfel: pentru un corp deformabil încărcat exterior, şi cu anumite condiţii

de frontieră (limită), lucrul mecanic virtual al încărcărilor exterioare este egal cu lucrul

mecanic virtual interior (energia de deformare), pentru orice câmp de deplasări virtuale,

geometric admisibile.

Principiul exprimă legătura existentă dintre solicitări şi forţele interioare pentru

asigurarea unui echilibru stabil, respectiv corelaţiile dintre deplasările nodurilor şi

deformaţiile corespunzătoare ale corpului pentru a satisface condiţiile de compatibilitate.

Forma sintetică a acestui principiu este:

∫{ } { } ∫{ } { } { } { } ∫{ } { }

Teorema energiei potentiale

Potenţialul total (energia potenţială totală) Π al unui sistem elastic deformabil se

obţine însumând energia potenţială de deformare W şi energia potenţială a forţelor exterioare

Wp. Între lucrul mecanic al forţelor exterioare L şi energia Wp al acestora există relaţia:

∏ ∑∏



29

Folosind softul specializat pentru analiza cu element finit se trece la studiul

structurilor care cuprinde etapele: preprocesarea, procesarea si postprocesarea.

Preprocesarea – etapa initiala pentru structura, in cadrul careia se pot defini:

o Sistemul de unitati

o Sistemul de referinta

o Geometria structurii

o Materialul din care se va realiza structura

o Tipul de element folosit pentru discredizarea structurii

o Analiza care se va afectua

o Incarcarile structurii

o Conditiile de contur

Fig. III.I.1. Geometria structurii realizata in softul ANSYS



30

o PROPRIETATILE MATERIALELOR

Proprietatile combustibilului ars

Puterea termica a combustibilului uzat din container sunt prezentate in tabelul IV.I.1.

Combustibilul se considera ca a fost racit 50 de ani dupa descarcarea din reactor, inainte de

introducerea in depozit.

Proprietatile containerului de combustibil ars

Proprietatile vasului din cupru - Bariera exterioara anticoroziva a containerului este

cupru OFP, pentru care proprietatile materialului sunt prezentate in tabelul IV.I.2.

Proprietatile vasului din otel - Vasul interior din otel este realizat din materialul otel

SA 105. Proprietatile acestui tip de otel sunt prezentate in tabelul IV.I.2.

Proprietatile sistemului tampon

Bentonita folosita ca invelis tampon pentru container, este o roca sedimentara

argiloasa cu proprietati izolatoare foarte bune, alcatuita predominant din mineralul

montmorillonit. Proprietatile bentonitei sunt prezentate in tabelul IV.I.2.

Proprietatile sistemului de etansare

Sistemul de etansare este format din argila si nisip de cuart in proportii egale.

Proprietatile amestecului sunt prezentate in tabelul IV.I.2.

Proprietatile rocii gazda

Proprietatile rocii gazda sunt bazate pe datele experimentale studiilor elvetiene

Kristallin si sunt prezentate in tabelul IV.I.2.



31

Tab. IV.I.1. Puterea termica a fascicului de combustibil uzat Candu la diverse perioade de timp



32

Tab. IV.I.2. Proprietatile termo-mecanice ale containerului de combustibil ars, sistemului

tampon, sistemului de etansare si rocii gazda

Proprietati Unitatea de

masura

Vasul

din otel

Vasul

din

cupru

Sistemul

tampon

Sistemul de

etansare

Roca gazda

(granit)

Conductivitatea

termica ⁄

Caldura specifica ⁄ 390

Densitatea ⁄

Coeficientul de

dilatarea termica N/A N/A 10

Tensiunea de

curgere 260 70 - - -

Tensiunea de

rupere 485 200 - - -

Modulul lui

Young

Modulul lui Bulk

Coeficientul lui

Poisson -

o DISCRETIZAREA MODELULUI

a. Discretizarea containerului de combustibil ars



33

Una dintre cerintele cheie ale containerului de combustibil uzat este de a rezista la

presiunea exercitata de umflarea sistemului sistemului tampon si a bentonitei si la presiunea

hidrostatica a apelor subterane.

S-au studiat 3 cazuri;

Cazul 1. Aplicarea unei presiuni hidrostatice de 10 MPa – echivalenta cu inaltimea coloanei

de apa 1 000 m.

Cazul 2. Aplicarea unei presiuni totale de 15 Mpa – echivalenta cu inaltimea coloanei de apa

1 000 m + presiunea exercitata de umflarea bentonitei 5 MPa

Cazul 3. Aplicarea unei presiuni totale de 45 MPa – fata de sarcinile normale, containerul de

combustibil uzat trebuie sa suporte o crestere a presiunii de 30 MPa datorata glaciatiunii.

Sarcina glaciala este privita ca un caz extrem pentru care nu este necesar o alta masura de

siguranta.

Un container trebuie sa suporte de asemenea o crestere a presiunii interne care poate

sa apara de la producerea de gaze datorate coroziunii componentelor interne ale containerului.

Efectele cresterii temperaturii, a gazelor si apei continute nu depasesc presiunea interna de 0,5

MPa, conform studiilor canadiene.

IV.II. ANALIZA TERMICA A SISTEMULUI DE BARIERA

INGINEREASCA

Analiza conductiei termice in ceea ce priveste distribuirea campului de temperatura in

depozitul geologic s-a efectuat folosind tot codul de calcul ANSYS.

Ecuatia termica de guvernare este :

unde – caldura specifica volumica,

-conductivitatea termica a materialului,

T – temperatura pe unitatea de volum

t – timpul

– generarea caldurii de dezintegrare.



34

V. REZULTATE ANALIZA

Cazul 1. Fig. 1. Von Mises Stress

Cazul 1. Fig. 2. Shear Stress



35

Cazul 1. Fig. 3. Total Deformation

Cazul 2. Fig.4. Von Mises Stress



36


Cazul 2. Fig. 6. Total deformation



37

Cazul 3. Fig. 7. Von Mises Stress




38

Cazul 3. Fig. 9. Total Deformation

Fig. 10. Distributia temperaturii in bariera multipla unde se atinge valoare maxima de 75 la

suprafata containerului la 1,5 ani



39

Fig. 11. Variatia temperaturii la suprafata containerului

Fig.12. Variatia temperaturii in gaura forata in primii 50 ani de la amplasarea containerului

0

10

20

30

40

50

60

70

80

0 2 4 6 8 10 12 14 16 18 20 22 24

Tem

pe

ratu

ra °

C

Timp ( luni )

Variatia temperaturii la suprafata containerului

0

10

20

30

40

50

60

70

80

0 5 10 15 20 25 30 35 40 45 50 55 60

Tem

pe

ratu

ra °

C

Timp (ani)

Variatia temperaturii in gaura forata din camera de amplasare



40

V. I. OBSERVATII SI CONCLUZII

Analizele efectuate stabilesc ca proiectul propus pentru depozitarea combustibilului

ars de tip CANDU, indeplineste specificatiile de proiectare.

Suprafata exterioara a containerului de combustibil atinge temperatura maxima de 75

la 1,5 ani de la amplasarea acestuia. Este necesar o temperatura maxima a bentonitei sub

pragul de , deoarece la o asemenea temperatura este garantat faptul ca bentonita ramane

stabila si isi pastreaza functia de bariera inginereasca conform [][][]

Factorii care afecteaza temperatura maxima la suprafata containerului includ puterea

initiala a fasciculelor de combustibil, proprietatile termice ale diferitelor materialelor din care

este realizata bariera inginereasc, temperatura initiala si proprietatile termice ale rocii gazda.

Valoarea maxima locala Von Mises in conditii normale de functionare s-a prezis a fi

116,67 fiind in concordanta cu codul ASME.SECT III. Pentru conditii extreme, valoarea

Von Mises ajunge la . Pentru vasul din otel carbon, tensiunea de curgere este de 260

, iar tensiunea de rupere este .

Analizele termo-mecanice arată faptul că este posibil să se dezvolte un concept al

depozitului acceptabil termic şi structural utilizând modelul de container IV-25.



41

VI. BIBLIOGRAFIE

[1] ANDRA, Dossier 2005 Argile – Tome Architecture and management of a geological

repository, Report Series, C.RP.ADP.04.001, Paris, Franţa, decembrie 2005.

[2] ANDRA, Dossier 2005, ANDRA research on the geological disposal of high-level

long-lived radioactive waste, Result and perspectives, Paris, Franţa, iunie 2005.

[3] SKB, Long-term safety for KBS-3 repositories at Forsmark and Laxemar – a first

evaluation, Technical Report, TR-06-09, Stockholm, Suedia, octombrie 2006.

[4] POSIVA OY, Manufacture of Disposal Canisters, Posiva 2009-03, Olkiluoto,

Finlanda, decembrie 2009.

[5] POSIVA OY, Expected Evolution of a Spent Nuclear Fuel Repository at Olkiuloto,

Olkiluoto, Finlanda, octombrie 2007.

[6] NUCLEAR WASTE MANAGEMENT ORGANIZATION, Program for Research,

Development and Demonstration for Long-Term Management of Used Nuclear

Fuel, NWMO TR-2011-01, Toronto, Ontario, Canada, aprilie 2011.

[7] CTECH Deep Geologic Repository Design Update, Report 1106/MD18085/REP/01.

[8] Maak P. Simmons G. R. May 2001. Summary Report A Screening Study of Used Fuel

Container Geometric Design and Emplacement Methods for a Deep Geologic

Repository. Ontario Power Generation , Nuclear Waste Management Division, Report

06819 – REP -01200-10065-R00. Toronto Ontario

[9] P Maak 2001. Used Fuel Container Requirements. OPG Document Number 06819 –

PDE -001110-1000 R01

[10] R. Pusch 1999 Is Montmorillonite –rich Clay of MX80 type the Ideal Buffer for

Isolation of HLW. SKB report TR99-33.

[11] NAGRA National Cooperative for the Storage of the Radioactive Waste Project

Gewahr. S.1. Nuclear Waste Management in Switzerland: Feasibility Studies and

Safety Analyses Project Report NGB 85 – 09, 2005.



42

[12] Octavian Alexandru Pavelescu “Analiza sistemelor de depozitare finala a deseurilor

radioactive in roca de granit”, edit. AOS Romania, Bucuresti 2009.

[13] Lennart A. Criticality safety calculations of storage canisters, SKB Tehnical Report

TR-02-17: 2002 Stockholm, Sweden.

[14] Zhao HG. Wang J. Liu YM. A study of a thermal conductivity property of the high

level radioactive waste repository, Gansu Province, Earth Science Frontiers 2009.

[15] Andersson, J. 2007 Aspo Hard Rock Laboratory – Final Report – Response to coupled

mechanical-thermal loading. SKB Tehnical Report TR 07 01. Stockholm, Sweden.

[16] Guo, R. 2007 a. EBS task force modeling report: modeling AECL’s test – isothermal

test and buffer/container experiment. Prepared by Atomic Energy of Canada Limited.

Nuclear Waste Management Organization report NWMO TR -2007 -13. Toronto,

Canada.

container combustibil nuclear ars

Documents