container combustibil nuclear ars
Embed Size (px)
DESCRIPTION
Analiza structurala si termica a unui UFCTRANSCRIPT

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

Studiul coletelor de depozitare definitivă a combustibilului uzat de tip CANDU și implicațiile
asupra depozitării geologice 2014
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.

Studiul coletelor de depozitare definitivă a combustibilului uzat de tip CANDU și implicațiile
asupra depozitării geologice 2014
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.

Studiul coletelor de depozitare definitivă a combustibilului uzat de tip CANDU și implicațiile
asupra depozitării geologice 2014
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:

Studiul coletelor de depozitare definitivă a combustibilului uzat de tip CANDU și implicațiile
asupra depozitării geologice 2014
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.

Studiul coletelor de depozitare definitivă a combustibilului uzat de tip CANDU și implicațiile
asupra depozitării geologice 2014
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

Studiul coletelor de depozitare definitivă a combustibilului uzat de tip CANDU și implicațiile
asupra depozitării geologice 2014
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.

Studiul coletelor de depozitare definitivă a combustibilului uzat de tip CANDU și implicațiile
asupra depozitării geologice 2014
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).

Studiul coletelor de depozitare definitivă a combustibilului uzat de tip CANDU și implicațiile
asupra depozitării geologice 2014
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

Studiul coletelor de depozitare definitivă a combustibilului uzat de tip CANDU și implicațiile
asupra depozitării geologice 2014
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

Studiul coletelor de depozitare definitivă a combustibilului uzat de tip CANDU și implicațiile
asupra depozitării geologice 2014
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

Studiul coletelor de depozitare definitivă a combustibilului uzat de tip CANDU și implicațiile
asupra depozitării geologice 2014
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.

Studiul coletelor de depozitare definitivă a combustibilului uzat de tip CANDU și implicațiile
asupra depozitării geologice 2014
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.

Studiul coletelor de depozitare definitivă a combustibilului uzat de tip CANDU și implicațiile
asupra depozitării geologice 2014
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

Studiul coletelor de depozitare definitivă a combustibilului uzat de tip CANDU și implicațiile
asupra depozitării geologice 2014
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

Studiul coletelor de depozitare definitivă a combustibilului uzat de tip CANDU și implicațiile
asupra depozitării geologice 2014
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.

Studiul coletelor de depozitare definitivă a combustibilului uzat de tip CANDU și implicațiile
asupra depozitării geologice 2014
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

Studiul coletelor de depozitare definitivă a combustibilului uzat de tip CANDU și implicațiile
asupra depozitării geologice 2014
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.

Studiul coletelor de depozitare definitivă a combustibilului uzat de tip CANDU și implicațiile
asupra depozitării geologice 2014
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

Studiul coletelor de depozitare definitivă a combustibilului uzat de tip CANDU și implicațiile
asupra depozitării geologice 2014
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

Studiul coletelor de depozitare definitivă a combustibilului uzat de tip CANDU și implicațiile
asupra depozitării geologice 2014
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;

Studiul coletelor de depozitare definitivă a combustibilului uzat de tip CANDU și implicațiile
asupra depozitării geologice 2014
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

Studiul coletelor de depozitare definitivă a combustibilului uzat de tip CANDU și implicațiile
asupra depozitării geologice 2014
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).

Studiul coletelor de depozitare definitivă a combustibilului uzat de tip CANDU și implicațiile
asupra depozitării geologice 2014
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

Studiul coletelor de depozitare definitivă a combustibilului uzat de tip CANDU și implicațiile
asupra depozitării geologice 2014
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.

Studiul coletelor de depozitare definitivă a combustibilului uzat de tip CANDU și implicațiile
asupra depozitării geologice 2014
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.

Studiul coletelor de depozitare definitivă a combustibilului uzat de tip CANDU și implicațiile
asupra depozitării geologice 2014
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.

Studiul coletelor de depozitare definitivă a combustibilului uzat de tip CANDU și implicațiile
asupra depozitării geologice 2014
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:
∏ ∑∏

Studiul coletelor de depozitare definitivă a combustibilului uzat de tip CANDU și implicațiile
asupra depozitării geologice 2014
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

Studiul coletelor de depozitare definitivă a combustibilului uzat de tip CANDU și implicațiile
asupra depozitării geologice 2014
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.

Studiul coletelor de depozitare definitivă a combustibilului uzat de tip CANDU și implicațiile
asupra depozitării geologice 2014
31
Tab. IV.I.1. Puterea termica a fascicului de combustibil uzat Candu la diverse perioade de timp

Studiul coletelor de depozitare definitivă a combustibilului uzat de tip CANDU și implicațiile
asupra depozitării geologice 2014
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

Studiul coletelor de depozitare definitivă a combustibilului uzat de tip CANDU și implicațiile
asupra depozitării geologice 2014
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.

Studiul coletelor de depozitare definitivă a combustibilului uzat de tip CANDU și implicațiile
asupra depozitării geologice 2014
34
V. REZULTATE ANALIZA
Cazul 1. Fig. 1. Von Mises Stress
Cazul 1. Fig. 2. Shear Stress

Studiul coletelor de depozitare definitivă a combustibilului uzat de tip CANDU și implicațiile
asupra depozitării geologice 2014
35
Cazul 1. Fig. 3. Total Deformation
Cazul 2. Fig.4. Von Mises Stress

Studiul coletelor de depozitare definitivă a combustibilului uzat de tip CANDU și implicațiile
asupra depozitării geologice 2014
36
Cazul 2. Fig. 5. Shear Stress
Cazul 2. Fig. 6. Total deformation

Studiul coletelor de depozitare definitivă a combustibilului uzat de tip CANDU și implicațiile
asupra depozitării geologice 2014
37
Cazul 3. Fig. 7. Von Mises Stress
Cazul 3. Fig. 8. Shear Stress

Studiul coletelor de depozitare definitivă a combustibilului uzat de tip CANDU și implicațiile
asupra depozitării geologice 2014
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

Studiul coletelor de depozitare definitivă a combustibilului uzat de tip CANDU și implicațiile
asupra depozitării geologice 2014
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

Studiul coletelor de depozitare definitivă a combustibilului uzat de tip CANDU și implicațiile
asupra depozitării geologice 2014
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.

Studiul coletelor de depozitare definitivă a combustibilului uzat de tip CANDU și implicațiile
asupra depozitării geologice 2014
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.

Studiul coletelor de depozitare definitivă a combustibilului uzat de tip CANDU și implicațiile
asupra depozitării geologice 2014
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.