licenta materiale nucleare

131
CUPRINS: 1. INTRODUCERE……………………………………………………………………………2 2. MATERIALELE PRINCIPALE FOLOSITE ÎN CONSTRUCŢIA INSTALAŢIILOR ENERGETICE…………………………………………………………………………………3 2.1. Generalităţi………………………………………………………………………...3 2.2. Tipuri de materiale………………………………………………………………...4 2.3. Materialele utilizate în domeniul nuclear………………………………………..19 2.4. Defecte de iradiere şi microstructură…………………………………………….22 3. CARACTERISTICI GENERALE ALE REACTORULUI CANDU –PHWR 600……….28 4. CARACTERIZAREA ZIRCONIULUI ŞI A ALIAJELOR SALE………………………..33 4.1. Zirconiul………………………………………………………………………….33 4.2. Elaborarea zirconiului……………………………………………………………34 4.3. Proprietăţile zirconiului şi a aliajelor sale………………………………………..39 4.4. Proprietăţile mecanice ale zirconiului…………………………………...……….44 4.5. Proprietăţile mecanice ale aliajelor de zirconiu………………………………….48 4.6. Aplicaţiile zirconiului şi a aliajelor sale 50 5. ÎNCERCĂRI EXPERIMENTALE………………………………………………………..55 5.1. Consideraţii generale privind necesitatea încercărilor mecanice de rezistenţă……………………………………………………………………………………...55 5.2. Încercarea la tracţiune……………………………………………………………56

Upload: stefan-fodor

Post on 24-Jul-2015

133 views

Category:

Documents


8 download

TRANSCRIPT

Page 1: Licenta Materiale Nucleare

CUPRINS:

1. INTRODUCERE……………………………………………………………………………2

2. MATERIALELE PRINCIPALE FOLOSITE ÎN CONSTRUCŢIA INSTALAŢIILOR

ENERGETICE…………………………………………………………………………………3

2.1. Generalităţi………………………………………………………………………...3

2.2. Tipuri de materiale………………………………………………………………...4

2.3. Materialele utilizate în domeniul nuclear………………………………………..19

2.4. Defecte de iradiere şi microstructură…………………………………………….22

3. CARACTERISTICI GENERALE ALE REACTORULUI CANDU –PHWR 600……….28

4. CARACTERIZAREA ZIRCONIULUI ŞI A ALIAJELOR SALE………………………..33

4.1. Zirconiul………………………………………………………………………….33

4.2. Elaborarea zirconiului……………………………………………………………34

4.3. Proprietăţile zirconiului şi a aliajelor sale………………………………………..39

4.4. Proprietăţile mecanice ale zirconiului…………………………………...……….44

4.5. Proprietăţile mecanice ale aliajelor de zirconiu………………………………….48

4.6. Aplicaţiile zirconiului şi a aliajelor sale 50

5. ÎNCERCĂRI EXPERIMENTALE………………………………………………………..55

5.1. Consideraţii generale privind necesitatea încercărilor mecanice de

rezistenţă……………………………………………………………………………………...55

5.2. Încercarea la tracţiune……………………………………………………………56

5.3. Epruvete pentru încercarea la tracţiune…………………………………………..59

5.4. Maşina de încercat universală……………………………………………………61

6. REZULTATE. DISCUŢII. ANALIZE…………………………………………………….68

6.1. Testul de tracţiune………………………………………………………………..68

6.2. Prelucrarea rezultatelor experimentale…………………………………………..76

7. CONCLUZII……………………………………………………………………………….83

8. BIBLIOGRAFIE…………………………………………………………………………...84

Page 2: Licenta Materiale Nucleare

1. INTRODUCERE

Evaluarea comportării mecanice a materialelor de structură utilizate în reactorul

CANDU constituie o componentă importantă, care are drept obiectiv principal caracterizarea

proprietăţilor mecanice a acestor componente care intră în procesul de fabricaţie.

Aliajul de Zirconiu (Zircaloy – 4) folosit în fabricaţia elementelor şi fasciculelor

combustibile este unul din materialele cele mai studiate din acest punct de vedere.

În lucrare este prezentată caracterizarea proprietăţilor de material ale tuburilor de

Zircaloy – 4.

Testele de tracţiune axială au fost efectuate pe probe de Zircaloy – 4 prelevate din

tub. Pentru aceste teste s-a folosit maşina de tracţiune model INSTRON cuplată la un

calculator, care prin intermediul unei interfeţe analog-digitale s-au evaluat şi prelucrat datele

experimentale. Datele experimentale au fost evaluate statistic determinându-se valorile medii

pentru un număr de 10 probe încercate, determinându-se rezistenţa mecanică la curgere

(σ0,2%), rezistenţa la rupere(σ r), deformarea relativă () şi dimensiunea medie de grăunte (d).

Dimensiunea medie de grăunte s-a determinat pe microscopul metalografic tip

REICHART cuplat cu o cameră de luat vederi, care prin intermediul unui program analog-

digital se analizează câmpul metalografic (imagine) pe calculator.

Parametrii mecanici şi microstructurali determinaţi sunt de interes pentru buna

funcţionare în condiţii normale a combustibilului nuclear tip CANDU 600 utilizat în centrala

nuclear-electrică de la Cernavodă.

Page 3: Licenta Materiale Nucleare

2. MATERIALELE PRINCIPALE FOLOSITE ÎN CONSTRUCŢIA

INSTALAŢIILOR ENERGETICE

2.1. Generalităţi

Recipientele sub presiune sunt vase închise în care se află diferite fluide la o

presiune mai mare decât presiunea atmosferică sau sub vid la diferite temperaturi. În ateste

recipiente au loc operaţii fizice (amestecare, încălzire etc.) sau reacţii chimice.

Proiectarea, construcţia, repararea şi exploatarea recipientelor sub presiune sunt

supuse unor norme interne şi internaţionale.

Recipientele pot fi clasificate, în funcţie de grosimea peretelui, în două categorii:

- cu perete subţire când De

D i

≤1,2;

- cu perete gros când De

D i

>1,2;

în care: De = diametrul exterior şi Di = diametrul interior.

În industria chimică şi petrochimică se întâlneşte o mare varietate de tipuri

constructive de recipiente sub presiune care se pot clasifica:

- după forma corpului (cilindrice, sferice);

- după forma capacelor sau fundurilor (eliptice, sferice, conice);

- după modul de încălzire (cu manta sau serpentine).

În figura 2.1 se prezintă câteva tipuri constructive de recipiente sub presiune.

Figura 2.1

3

Page 4: Licenta Materiale Nucleare

Alegerea tipului constructiv de recipient sub presiune are la bază aplicaţia

'industrială optima necesară funcţionării în condiţii de securitate maximă a instalaţiei.

4

Page 5: Licenta Materiale Nucleare

2.2 Tipuri de materiale

a. Materiale metalice

Materialele metalice pentru construcţia recipientelor sub presiune trebuie să

îndeplinească condiţiile:

- tehnologice: deformabilitate şi comportare la sudare corespunzătoare;

- tehnice: rezistenţă mecanică şi la coroziune impuse la valori prescrise;

- economice: materialul să nu fie scump sau deficitar.

Tabla din oţel laminat sudabil cu granulaţie fină este materialul cel mai folosit în

construcţia recipientelor sub presiune. în funcţie de compoziţia chimică, tabla de oţel laminat

poate fi:

- oţel nealiat (de calitate, special);

- oţel aliat (special).

Conţinutul procentual al elementelor pe tipurile de categorii, conform EN 10028-3

este prezentat în tabelul 2.1.

Tabelul 2.1.

Mar

ca d

e oţ

el

Cat

egor

ia d

e oţ

el

Compoziţia chimică în procente

Cmax

Si max

MnP

maxS

maxAl

minCr

maxCu

maxMo max

N max

Nb max

Ni max

Ti max

V max

Nb+ Ti+V max

P275NOţel de calitatenealiat

0,18

0,40

0,5÷

1,400,030 0,025

0,02

0

0,30

0,30

0,08

0,20

0,05

0,50

0,03

0,05

0,05

P275NH

P275NL1

0,160,5÷

1,50

0,030 0,020

P275NL2Oţel

special nealiat

0,025 0,015

P355N Oţel de calitate nealiat

0,20

0,500,9÷

1,70

0,030 0,025

0,02

0

0,03

0

0,03

0

0,08

0,02

0

0,05

0,50

0,03

0,10

0,12

P355NHP355NL1

0,18

0,030 0,020

P355NL2Oţel

special nealiat

0,025 0,015

P460NOţel

special aliat

0,20 0,601,0÷

1,70

0,030 0,025

0,02

0

0,30

0,70

0,10

0,02

5

0,05

0,80

0,30

0,20

0,22P460NH

P460NLl 0,030 0,020

P460NL2 0,025 0,015

5

Page 6: Licenta Materiale Nucleare

Oţelul nealiat conţine C, Mn, Si, P, S şi o serie de impurităţi (incluziuni

nemetalice) a căror conţinut este limitat.

Oţelurile aliate, pe lângă elementele de bază, mai conţin şi Cr, Ni, Mo, V, Cu, W,

clemente chimice ce formează carburi sau soluţii solide de carburi şi care îmbunătăţesc

caracteristicile mecanice, tehnologice şi structurale.

Oţelurile aliate conţin clemente de aliere în cantitate mai ridicată, care ridică şi

mai mult proprietăţile mecanice şi structurale.

Toate materialele metalice destinate construcţiei de recipiente sub presiune trebuie

să corespundă condiţiilor tehnice de recepţie precizate în standarde sau norme de produs.

Influenţa diferitelor elemente de aliere asupra proprietăţilor oţelurilor este

prezentată în tabelul 2.2.

Tabelul 2.2.

Element chimic

Conţinut Influenţa asupra proprietăţilor oţelului Observaţii

C

0,3 % Ridică rezistenţa şi duritatea oţelului Ridică duritatea şi prin carbonul echivalent

caracterizează comportarea la sudare

> 0,83 % Modifică negativ proprietăţile de călire

> 1,2 %Scade rezistenţa la tracţiune, creşte fragilitatea

oţelului, scade comportarea la sudare

Mn

0,8 ÷ 3 % Ridică limita de curgere Face inofensiv sulful, măreşte călibilitatea, duritatea, rezistenţa la

abraziune

12 ÷15 % Creşte rezistenta la uzură şi tenacitatea

> 15 % Se înrăutăţeşte comportarea la sudare

Si

> 2,5 % Scade prelucrabilitatea oţeluluiDezoxidează, creşte limita de curgere şi rezistenţa la rupere, scade rezilienţa, alungirea şi

gâtuirea la rupere

> 4%Oţelurile nu se mai laminează, se folosesc

numai turnate

12÷15 % Formează aliaje antiacide

Cr 12,5 Creşte rezistenţa la coroziune generalizatăCreşte călibilitatea, duritatea, rezistenţa la rupere, limita de

curgere şi de elasticitate

Ni -Creşte rezistenţa la rupere la temperaturi

ridicate în condiţii de coroziune generalizatăAlierea şi cu Cr creşte călibilitatea

W> 9 % Scade brusc gâtuirea şi alungirea la rupere

Măreşte duritatea şi călibilitatea> 2 % Oţelul devine greu sudabil

Mo -Creşte duritatea, rezistenţa la temperaturi înalte,

la coroziune şi fluaj

V 0,5 ÷ 0,7Creşte rezistenţa, elasticitatea şi duritatea şi

duritatea la temperaturi înalteLa > 1 % înrăutăţeşte calităţile

oţeluluiAl Creşte rezistentă la temperaturi înalte DezoxidantCu Creşte rezistenta mecanică şi la coroziune

Pentru a putea fi utilizate, tablele trebuie să aibă suprafeţe netede, lipsite de

defecte de tipul: exfolierilor, fisuri, pelicule de incluziuni metalice, suprapuneri de material

etc.

6

Page 7: Licenta Materiale Nucleare

Table din oţel nealiat

Tabla din oţel nealiat şi din oţel aliat este cea care se utilizează cel mai des în

construcţia recipientelor sub presiune, cu condiţia ca ele să nu conţină fluide toxice,

inflamabile, explozive sau care dezvoltă fenomene de coroziune sub tensiune.

Caracteristicile mecanice ale acestor tipuri de oţeluri depind atât de compoziţia

chimică, cât şi de tratamentele termice la care au fost supuse la livrare.

În tabelul 2.3 s-au inserat câteva mărci de oţeluri nealiate şi aliate din România

folosite des în construcţia recipientelor.

Tabelul 2.3

Marca oţeluluis

[mm]

Temperatura (t) în °C20 100 150 200 250 300 350 400

Rm min. [N/mm2]

Rc min.[N/mm2]

Rct min. [N/mm2]

OL37.2K STAS 500/2-80

< 16363

235216 206 196 176 157 137 -16 - 40 225

> 40 206

OL37.4K STAS 500/2-80

< 16363

235216 206 196 176 157 137 -16 - 25 225

26 - 40 206

K410STAS 2883/3-88

< 16400

255- - 188 168 158 138 9516 - 40 245

41 - 60 225

K470 STAS 2883/3-88

< 16460

285- - 215 194 176 168 11816 - 40 275

41 - 60 265

K510 STAS 2883/3-88

< 16510

325- - 227 215 192 177 11816 - 40 315

41 - 60 295

16Mo3 STAS 2883/3-88

< 16430

275- - 220 205 176 168 16716 - 40 265

41 - 60 255

14CrMo10 STAS 2883/3-88

< 16430

305- - 255 237 215 203 19116 - 40 295

41 - 60 285

Dimensiunile formatelor de tablă se aleg în funcţie de necesităţi, respectând

condiţia economiei de material şi a scăderii numărului de prelucrări prin tăiere.

Structurile oţelurilor nealiate sunt ferito - perlitice, în şiruri alternante (figura 2.2)

cu duritatea maximă de 200 HV5, iar la oţelurile aliate structurile sunt ferito - perlitice, cu

carburi ale elementelor de aliere pe care le conţin (figura 2.3) cu duritatea de maxim 300

HV5.

7

Page 8: Licenta Materiale Nucleare

Figura 2.2. Figura 2.3.

Oţelurile cu granulaţie fină (figura 2.4) sunt des folosite la construcţia

recipientelor sub presiune deoarece au limita de curgere ridicată, între 300 şi S00N/mm2,

asigurând totodată caracteristici de tenacitate corespunzătoare.

Sudarea oţelurilor nealiate nu ridică probleme deosebite, dar la oţelurile aliate pot

apărea structuri dure şi fragile, martensito - bainitice, cu duritatea mai mare de 500 HV5 în

ZIT (figura 2.5), care fragilizează îmbinarea sudată. De aceea, după sudare se aplică un

tratament termic post-sudare local, pe cordoanele sudate, sau total odată cu întreg recipientul.

Figura 2.4. Figura 2.5.

Aplicarea corectă a acestor tratamente termice post-sudare uniformizează

structurile din ZIT, rezultând structuri normale perlito - feritice cu sorbită fină (figura I 6) şi

carburi fine, a căror duritate nu depăşeşte 350 HV5. Aplicate greşit, aceste tratamente termice

pot să conducă la fisurarea îmbinării sudate, prin apariţia de fisuri microscopice care se

propagă în toată structura şi conduc, în final, la degradarea ei.

8

Page 9: Licenta Materiale Nucleare

Figura 2.6.

Table din oţel aliat

Tabla din oţel aliat se foloseşte la construcţia recipientelor care conţin medii

corozive şi lucrează la temperaturi ridicate. Câteva mărci de oţeluri folosite sunt trecute în

tabelul 2.4.

Tabelul 2.4.

Marca oţelului

Temperatura (t) în ˚C

20 50 100 150 200 250 300 350 400 450 500 550

Rc min.[N/mm2]

Rm min.[N/mm2]

Rct min. [N/mm2]

Oţeluri inoxidabile cu structură feritică

X7Crl3(W 1.4000) DIN 17440

250 450 240 235 230 225 225 220 210 195 - - -

X10Crl3(W 1.4006) DIN 17440

300 550 285 275 265 260 255 245 230 215 - - -

X20Crl3(W 1.4021) DIN 17440

450 650 430 420 410 400 382 365 335 305 - - -

X22CrNil7(W 1.4057) DIN 17440

600 800 565 540 520 505 490 470 420 375 - - -

Oţeluri Inoxidabile cu structură austenitică

X5CrNil8-9(W 1.4301) DIN 17440

225 500 175 155 140 127 118 110 104 98 95 92 90

X5CrNiMol8-10(W 1.4401) DIN 17440

205 500 195 175 158 145 135 127 120 115 112 110 108

X5CrNiMol8-12(W 1.4436) DIN 17440

205 500 195 175 158 145 135 127 120 115 111 108 106

X2CrNiNI8-l0(W 1.4311) DIN 17440

270 550 245 205 175 157 145 136 130 125 121 119 118

Ca elemente de aliere se folosesc Cr, Ni, Mo, V etc. Majoritatea oţelurilor sunt

magnetice, cu excepţia oţelului tip 18/8 (18% Cr şi 8%Ni) care are o structură austenitică, cu

macle şi cu carburi complexe (figura 2.7).

9

Page 10: Licenta Materiale Nucleare

În vederea prevenirii apariţiei coroziunii intercristaline, aceste oţeluri se

Stabilizează cu Nb, Ti, care au o afinitate mult mai mare pentru carbon decât cromul, formând

carburile de Nb sau Ti. În aceste condiţii, marea majoritate a cromului rămâne tu masa de

bază austenitică asigurându-i acesteia o rezistenţă mărită la fenomenele de coroziune

intercristalină.

Figura 2.7.

Sudarea acestor oţeluri se realizează atât manual, cât şi automat, structurile

apărute în zonele caracteristice îmbinărilor sudate (SUD, ZIT) sunt austenitice cu ferită delta

şi carburi complexe a căror duritate nu depăşeşte 300 HV5 în ZIT (figura 2.8) şi in SUD)

(figura 2.9).

Figura 2.8. Figura 2.9.

Aplicarea prelucrărilor mecanice la cald (tăiere, deformare, etc.) fac ca în acele

zone să scadă caracteristicile mecanice prin apariţia unui grăunte grosolan, fapt ce impune

aplicarea unui tratament termic de austenitizare în jurul temperaturii de 1100 °C care

restabileşte granulaţia austenitică iniţială.

10

Page 11: Licenta Materiale Nucleare

Table placate

În vederea rezolvării problemelor legate de coroziunea din industrie, s-au adoptat

ca o soluţie tehnică şi economică tablele placate, in locul folosirii tablelor oţel aliat masiv se

utilizează o combinaţie între un oţel nealiat şi un placaj de oţel aliat anticorosiv. Aceste table

se obţin prin: laminare la cald sau rece, turnare, sudare sau explozie. In procesul de fabricaţie,

se urmăreşte ca stratul placat să nu se contamineze compoziţional de la stratul de bază şi să nu

apară între cele două metale un strat intermediar (figura 2.10).

Figura 2.10

Materialul de bază are, în general, proprietăţi de rezistenţă, conductivitate termică

şi electrică ridicate şi un cost redus. Sudarea tablelor placate ridică probleme în ceea ce

priveşte evitarea fenomenului de diluţie a metalului aliat. Duritatea tablelor placate în zonele

caracteristice nu trebuie să depăşească valoarea de 230 HB, respectiv 248 HV5 pentru a

asigura rezistenţa la coroziune sub tensiune în medii de lucru ce conţin H2 şi H2S.

Utilizarea acestor materiale placate peste temperatura de 700°C implică probleme

speciale de calcul din cauza caracteristicilor fizice diferite ale materialelor care se îmbină prin

placare.

Fonta

Aliajele fier-carbon cu conţinut de C mai mare de 2,06% (fontele) se folosesc

numai în cazuri speciale, când recipientul nu lucrează cu flacără sau gaz de ardere cu

temperaturi mai mari de 550°C sau mai mici de 0°C, şi când în recipient nu sunt substanţe

explozive sau inflamabile. Limita de utilizare a fontelor este prezentată în tabelul 2.5.

Astfel, fontele aliate cu Si (17% Si) sunt rezistente la acizi (acid sulfuric,

fosforic), la detergenţi, precum şi la alte medii corosive.

11

Page 12: Licenta Materiale Nucleare

Tabelul 2.5.

Presiuneade calcul

interioară,MPa

Presiuneade calcul

exterioară,MPa

Diametrul exterior maxim al

recipientuluix 103 m

Materialul admis

≤ 0,6 ≤ 1,2 ≤ 1000 Fontele cu rezistenţă la tracţiune de 150 N/mm2 pana la temperaturi ale metalului cel mult egale cu 200°C; cele

cu rezistenţă la tracţiune de 200 N/mm2 până la temperaturi ale materialului cel mult egale cu 300°C≤ 0,3 ≤ 0,6 ≤ 2000

≤ 0,1 ≤ 0,8 ≤ 2000 Fontele cu rezistenţă la tracţiune de 200 N/mm2 până la temperaturi ale metalului cel mult egale cu 200°C; cele

cu rezistenţă la tracţiune de 300 N/mm2 până la temperaturi ale metalului cel mult egale cu 300 C≤ 0,3 ≤ 0,6 ≤ 3000

Fonta silicioasă cu molibden (14 ... 16% Si, 4-8% Mo), denumită anticlor, sc

utilizează la stocarea acidului clorhidric şi a sărurilor acestuia la temperaturi înalte, în im de

1000°C. Structura acestei fonte prezintă o masă ledeburitică, cu carburi sub formă de soluţii

solide (figura 2.11).

Fonta cu nichel (fontă austenitică), denumită şi fontă MONEL, conţine 13-36%

Ni şi 1,5...5% Cr cu 8% Cu şi 8% Si, are o rezistenţă deosebită la soluţii alcaline concentrate,

la acidul sulfuric şi la acizi anorganici şi organici până la temperaturi de 830°C.

Figura 2.11.

Oţeluri pentru piese forjate

Aceste oţeluri se pot utiliza atât la construcţia virolelor corpului recipientului, cât

şi pentru diferite piese (flanşe, capace, funduri) care se sudează de corp.

Se folosesc numai acele oţeluri ce pot asigura caracteristicile impuse şi anume:

- alungirea la rupere, A5 de min. 60%;

- rezilienţa KCU2 la + 20°C de min. 35 J/cm2;

- duritatea maximă de 180 HB pentru oţeluri nealiate şi de 220 HB pentru uleiuri

aliate.

12

Page 13: Licenta Materiale Nucleare

Câteva exemple de mărci de oţeluri pentru piese forjate cu caracteristicile lor

mecanice, în special cele la temperaturi ridicate, sunt prezentate în tabelul 2.6.

Proprietăţile de forjabilitate ale oţelurilor depind în mare măsură de compoziţia lor

chimică (Mn şi Ni măresc forjabilitatea, iar Ni o reduce). Oţelurile pentru piese forjate se

livrează în blumuri şi pot fi sudate numai cu tehnologii calificate (omologate).

Tabelul 2.6

Marca oţelului

Temperatura (t) în °C20 200 250 300 350 400 450

Rm min.[N/mm2]

Rc min.[N/mm2]

Rct min. [N/mm2]

K510STAS 2883/3-80

470 300 230 210 190 160 130 -

K470STAS 2883/3-80

460 250 230 210 190 170 140 120

16Mo3STAS 2883/3-80

440 250 230 210 190 160 150 140

OLC20STAS 880-88

400 210 190 170 140 120 100 80

OLC25STAS 880-88

410 220 210 190 160 140 120 100

OLC35STAS 880-88

490 290 250 240 220 190 180 '-

33MoCrl 1 (CR)STAS 791-88

740 540 490 440 390 340 320 -

41MoCrll (N)STAS 791-88

640 540 480 460 430 390 350 -

Materiale metalice neferoase

Principalele materiale neferoase folosite în construcţia recipientelor sunt: cuprul,

aluminiul, nichelul, titanul, tantalul, zirconiul, niobiul, molibdenul, metale nobile (aur, argint),

precum şi aliajelor acestora.

Cuprul sub formele Cu E (99,95% Cu), Cu 9 (99,9% Cu), Cu 5 (99,5% Cu) şi

aliajele cu Zn şi Al se folosesc pentru construcţia recipientelor sub presiune la medii de lucru

corosive la temperaturi de max. 250°C. Se recomandă pentru executarea pieselor pentru

distilare la condensatoare, evaporatoare, pompe, conducte etc.

Alama (aliaj Cu-Zn) cu aluminiu (76% Cu + 22% Zn + 2% Al) are o mare

rezistenţă la coroziune sub tensiune. Cuprul şi aliajele sale nu se utilizează în prezenţa

acetilenei deoarece se formează acetilura de cupru, care este un produs exploziv. De

asemenea, în prezenţa amoniacului aceste materiale se corodează:

13

Page 14: Licenta Materiale Nucleare

2 Cu + H2C2 => Cu2C2 + H2 (2.1)

Aluminiul se utilizează la piese ce nu lucrează la temperaturi peste 200°C, pentru

medii puternic corosive, cum ar fi acidul azotic concentrat. Rezistenţa la coroziune a

aluminiului pur, cât şi a aliajelor sale, depinde în special de tratamentul termic aplicat. Cu

aceste materiale se fac placări pe oţel nealiat sau aliat.

Nichelul în stare pură sau aliat prezintă o mare rezistenţă la coroziune fiind folosit

în cazul topitorilor de alcalii. În oţelurile de Cr-Ni, el stabilizează austenita, asigurând astfel o

rezistenţă ridicată a acestor aliaje la coroziune intergranulară.

Deseori cl se foloseşte la placarea pe oţel nealiat a componentelor ţeavă - plăcii

tubulară din instalaţiile tip schimbătoare de căldură.

Argintul pur se foloseşte la construcţia reactoarelor din industriile în care sc cere

o mare puritate. De asemenea, cu el se plachează tablele din oţel nealiat tic la construcţiile

speciale. Nu se foloseşte în prezenţa acetilenei deoarece se formează acetilura de argint,

compus exploziv:

H2C2 + 2 Ag => Ag2C2 + H2 ↑ (2.2)

Titanul face parte din grupa materialelor greu fuzibile şi este rezistent la

temperaturi ridicate, având punctul de topire de peste 1700°C. în atmosferă, la temperaturi

scăzute, se oxidează uşor acoperindu-se cu o peliculă de oxid compactă care-i imprimă o mare

rezistenţă la coroziune în apă, apă de mare, acizi etc. La încălzire la temperaturi mai mari de

500°C, titanul şi aliajele sale se oxidează uşor şi absorb oxigen, carbon, azot, hidrogen, care în

concentraţii mici formează soluţii solide, iar în concentraţii mai mari şi compuşi ca nitruri,

hidruri, carburi degradând plasticitatea, mărind mult fragilitatea şi micşorând sudabilitatea şi

rezistenţa la coroziune.

Rezistenţa la rupere a titanului pur este de 250 N/mm2 şi alungirea la rupere de

70%.

Titanul şi aliajele sale se folosesc în industria chimică la construcţia

echipamentelor pentru lucru în clor umed în soluţii apoase şi acide de clor, schimbătoare de

căldură care lucrează în acid sulfuric, etc.

Principalele elemente de aliere ale titanului sunt: Al, Mn, V, Mo, Cr, Si, Zr, Nb

care fac ca aceste aliaje să se clasifice în: aliaje α, α+β (figura 2.12) şi β.

14

Page 15: Licenta Materiale Nucleare

Figura 2.12.

Zirconiul face parte tot din grupa materialelor greu fuzibile având o mare

rezistenţă la coroziune, proprietate ce depinde într-o mare măsură de puritatea sa: sutimi de

procente de carbon sau azot micşorează rezistenţa la coroziune a zirconiului, dar prin alierea

cu unele elemente, efectul dăunător al carbonului şi azotului este înlăturat. Temperatura de

topire este de 1852°C, rezistenţa la rupere (tracţiune) cuprinsă între 200-400 N/mm2 şi

alungirea la rupere cca. 30%.

Aliajele de zirconiu se formează prin aliere cu Sn, Al, V, Hf, W, Ti, Ta.

Zirconiul şi aliajele sale (bi - sau multicomponente) având o rezistenţă ridicată la coroziune se

folosesc la construcţia vaselor de reacţie cu activitate puternic corosivă.

Niobiul este un component al grupei materialelor greu fuzibile a căror proprietăţi

structurale şi mecanice depind de puritatea sa. Are limita de curgere la +20 °C de 250 N/mm2,

rezistenţa la rupere de 350 N/mm2, iar alungirea la rupere de 50%. Niobiul şi aliajele sale pe

bază de molibden, W, Zr, Ta, V etc. Sunt stabile la acţiunea sărurilor, acizilor sulfuric, azotic

şi fosforic, a apei regale şi acizilor organici la orice concentraţie la rece şi la temperaturi de

max. 150°C. La rece sunt stabile în aer şi în apă dulce şi sărată.

La ridicarea temperaturii Nb devine foarte activ şi se oxidează puternic în aer, are

loc o difuzie puternică a oxigenului în niobiu, ceea ce produce o durificare şi o fragilizare a

zonei afectate de oxigen.

Proprietăţi ca temperatură de topire foarte mare, refractaritate ridicată, stabilitate

la coroziune, secţiune eficace de absorbţie, fac ca nobiul şi aliajele sale să fie folosite frecvent

în construcţia aparatelor chimice şi petrochimice.

Tantalul are temperatura de topire de 2990°C, rezistenţa la rupere de 200N/mm2

şi gâtuirea la rupere de 90%. El este foarte stabil în acizi, soluţii de săruri şi metale topite. La

rece este stabil în aer, însă la încălzire are o slabă rezistenţă la oxidare şi este, de asemenea,

supus fragilizării prin absorbţia oxigenului care începe de la 300°C în aer.

15

Page 16: Licenta Materiale Nucleare

Tantalul şi aliajele sale formate prin alierea cu W, Hf, C, V este folosit pe scară

largă (peste 20% din producţia mondială de tantal) la fabricarea echipamentului chimic.

b. Materiale nemetalice

Materiale nemetalice folosite în construcţia recipientelor pot fi:

- anorganice (sticla, gresia, porţelanul) ce pot lucra până la temperaturi foarte

înalte (aproximativ 1500°C). Un compus special sunt materialele ceramice cu oxizi de Al,

Mg, Zr, Si, numite sitali, ce prezintă o rezistenţă ridicată la agenţii oxidanţi;

- organice (policlorura de vinii), polietilena, propilena ce se folosesc până la

temperatura de 100°C şi sunt compuşi macromoleculari cu rezistenţă la medii corosive. Un

dezavantaj mare al acestor materiale este faptul că nu prezintă rezistenţă la fluaj şi la

coroziune sub tensiune. Noile materiale de tipul sticloplastice (fire de sticlă impregnate cu

răşini sintetice ) şi grafoplastice (electrografit impregnat cu răşini sintetice) se folosesc la

temperaturi ridicate, dar sunt foarte scumpe.

c. Materiale pentru şuruburi, prezoane, piuliţe

Materialele pentru şuruburi, prezoane, piuliţe se vor alege în funcţie de

temperatura de lucru, astfel până la 400°C oţeluri nealiate şi aliate, iar peste 400°C numai

oţeluri aliate. La temperaturi ridicate se vor utiliza numai prezoane elastice, acestea având o

comportare mai bună în exploatare în comparaţie cu şuruburile. O serie de materiale de

construcţie împreună cu caracteristicile lor mecanice sunt arătate în tabelul 2.7.

La temperaturi ridicate poate apare fenomenul de gripare a piuliţei pe prezon

(formarea unor oxizi care lipesc fíletele piuliţei şi prezonului), de aceea materialele celor două

elemente ale îmbinării vor fi diferite, se vor trata termic diferit sau se va croma unul din filete.

16

Page 17: Licenta Materiale Nucleare

Tabelul 2.7.

Marca oţelului

Temperatura (t) în °C20 200 250 300 350 400 450 500

Rc min. [N/mm2]

Rm min.[N/mm2]

Rct min. [N/mm2]

OLC35STAS 880-88

300 510 250 240 220 200 180 - -

OLC45STAS 880-88

340 590 290 270 250 230 200 - -

13CrNi30STAS 880-88

410 590 - - - - - - -

33MoCr11STAS 791-88

540 740 490 441 390 340 330 - -

41MoCr11STAS 791-88

710 930 470 450 430 390 350 - -

24CrMoV5-5DIN 17240

579 680 490 470 450 431 401 372 340

21CrMo5DIN 17240

441 585 411 392 362 333 303 271 248

d. Materiale de construcţie pentru racorduri şi armături

Ţevi cu compoziţie chimică apropiată de cea a recipientului sub presiune se

folosesc pentru racorduri în vederea asigurării compatibilităţii la sudare. În tabelul 2.8 se dau

câteva oţeluri nealiate folosite frecvent la construcţia racordurilor.

Tabelul 2.8.

Marca oţelului

Temperatura (t) în °C20 200 250 300 350 400 450 500

Rm min.[N/mm]

Rc min.[N/mm2]

Rct min. [N/mm2]

OLT35STAS 8183-80

350 230 - - - - - - -

OLT45STAS 8183-80

450 260 - - - - - - -

OLT35-KSTAS 8184-80

441 254 205 205 196 166 143 117 -

OLT45-KSTAS 8184-80

441 264 245 235 225 215 205 186 166

Pentru armăturile recipientelor (aparate de măsură şi control AMC, ferestre de

observaţie, guri de vizitare etc.) se aleg ca materiale de construcţie oţelul nealiat, oţelul aliat

sau materiale neferoase, în funcţie de mediul din recipient cu care vin în contact. Se alege

întotdeauna materialul cel mai ieftin.

17

Page 18: Licenta Materiale Nucleare

e. Materiale de etanşare

Etanşarea îmbinărilor cu flanşe se execută cu materiale ce se aleg în funcţie de

parametrii de regim şi cu natura fluidului de lucru. Aceste materiale trebuie să aibă asigurate:

rezistenţa la sfâşiere, la îmbătrânire, permeabilitate, rezistenţă la uzură etc. Cele mai des

folosite sunt:

Azbestul are două forme: crisotil (rezistent la baze) şi amfibol (rezistent la acizi).

Se utilizează la fabricarea garniturilor sub formă de plăci (STAS 7019-80) sau şnur (STAS

7018-96). Aceste garnituri se folosesc până la 400°C şi se utilizează pentru soluţii slab acide

sau alcaline, acizi organici sau anorganici, leşii de sodă, ape amoniacale, uleiuri, benzine,

motorine, alcooli, solvenţi etc.

Clingheritul este un material de etanşare care rezultă din combinarea azbestului

crisolitic cu cauciucul, deci îmbină proprietăţile celor două componente. Are o bună

compatibilitate şi o rezistenţă deosebită la pătrunderea gazelor sau lichidelor, rezistând până la

temperatura de 450°C.

Cauciucul natural are o bună rezistenţă la uzură şi rupere. Utilizarea lui la

fabricarea garniturilor este limitată datorită incompatibilităţii cu hidrocarburile şi datorită

faptului că îşi schimbă caracteristicile la temperatură ridicată.

Cauciucul sintetic se remarcă printr-o bună comportare atât la temperaturi

scăzute (-60°C), cât şi la temperaturi ridicate. Are o rezistenţă bună la baze, acizi, ozon şi

moderată la uleiuri. Petrolul, parafina şi uleiurile minerale îi provoacă umflarea şi înmuierea.

Policlorura de vinil este un termoplast folosit în construcţia garniturilor de

etanşare. Se recomandă pentru acizi, hidrocarburi şi uleiuri.

Teflonul şi hostaflonul sunt materiale de etanşare deosebite cu caracteristici

mecanice şi de rezistenţă la agenţi chimici. Se pot folosi la temperaturi scăzute şi ridicate, dar

ele sunt dure şi se prelucrează foarte greu. Pentru teflon caracteristicile tehnice sunt redate în

tabelul 2.9.

Materialele metalice folosite la confecţionarea garniturilor ce lucrează la

temperaturi şi presiuni ridicate sunt: cuprul, aluminiul, alama.

18

Page 19: Licenta Materiale Nucleare

Tabelul 2.9.

Denumire material

Rezistenţa de rupere

la tracţiune [MN/m2]

Alungirea la rupere

[mm]

Rezistenţa la compresiune deformare

2% [MN/m2]

Rezistenţa la

încovoiere [MN/m2]

Modul de elasticitate [MN/m2]

Duritatea Shore D

la 20°Cla

150°CTeflon 24,5 - 35 300 - 450 - 5,72 350 55 - 63 -

Teflon cu fire de sticlă

15% 25,2 330 27,8 4,0 600 53 42

25% 18,9 270 31,6 4,2 700 55 44

Teflon cu praf de bronz

14,0 90 31,1 8,0 800 64 51

Teflon cu fire de sticlă 15% şi bisulfură de molibden

27,0 28 36,1 8,1 830 50 46

f. Materiale de adaos pentru îmbinările sudate

Materialele depuse în rosturile de sudură ale îmbinărilor sudate trebuie să aibă, de

regulă, aceeaşi compoziţie chimică, rezistenţă la coroziune ele. ca materialele de bază în

vederea asigurării compatibilităţii materialelor la sudare, la sudarea oţelurilor aliate,

materialele de sudare se aleg astfel încât pierderile de elemente de aliere în timpul procesului

de sudare să fie compensate.

Toate sudurile de montaj sau de remediere vor avea la bază tehnologii calificate

(omologate) pentru fiecare produs în parte, iar materialele folosite vor li garantate de

producător cu certificate de conformitate (de calitate).

19

Page 20: Licenta Materiale Nucleare

2.3. Materialele utilizate în domeniul nuclear

Inerent pentru toate reactoarele nucleare, radierea intensă cu fotoni, electroni,

neutroni şi ioni grei, prezenţi în vecinătatea lor, produce modificări sensibile în materialele

din care sunt constituite. Detaliate în mecanismele lor la scară atomică, efectele observate ale

iradierii vor fi diferite după compuşii pe care îi activează.

În lumea industrială, dezvoltarea utilizării energiei nucleare în scopuri paşnice, nu

s-ar fi putut dezvolta fără utilizarea materialelor care pot rezista la iradiere. Orice sursă de

iradiere produce modificări asupra materialelor; în această lucrare, ne vom limita la

reactoarele nucleare de putere, examinând uneori reactoarele de cercetare (a se vedea

acceleratoarele de particule) înainte de a preciza anumite mecanisme care au loc .Ne vom

limita la conceptul generic de efect al iradierii cu detalii pentru utilizările industriale ale

reactoarelor cu apă presurizată (REP) şi reactoarele cu neutroni rapizi (RNR). Câteva ilustrări

complementare vor fi făcute relativ la reactoarele de cercetare de tip piscină şi la alte tipuri

precum reactoarele cu uraniu natural grafit gaz (UNQQ) sau reactoarele cu apă grea CANDU.

În ansamblurile complexe care sunt reactoarele nucleare, majoritatea elementelor

de structură nu se raportează la fenomene legate de prezenţa radiaţiei nucleare. Pentru a

preciza efectele iradierii asupra materialelor ne vom limita în special la elementele

constitutive ale generatoarelor de abur, cu toate că aceştia nu reprezintă decât o mică parte

dintr-o instalaţie de producere a energiei nucleare.

Energia nucleară eliberată prin fisiune este recuperată în mod special prin

combustibil sub formă de energie termică. Aceasta este evacuată prin intermediul agentului

primar şi utilizată la producerea aburului, care apoi este utilizat în grupul turbo-alternator. Nu

vom detalia specificitatea eventuală a părţii nenucleare.

20

Page 21: Licenta Materiale Nucleare

a. Combustibilul

În special este constituit din uraniu îmbogăţit, în stare metalică în UNGG sau în

stare de oxid adică sub formă ceramică în majoritatea celorlalte reactoare. O variantă a acestui

oxid este oxidul mixt de uraniu şi plutoniu (MOX) pentru reactoarele cu apă sau amestec, (U,

Pu)O2, pentru reactoarele rapide. Variante ale acestui tip de combustibil ceramic vor fi luate

în considerare pentru reactoare hibride şi arzătoare de actinide sub formă de ţinte. Aceste

materiale sunt supuse la o iradiere intensă datorită fisiunii atomilor de uraniu sau de plutoniu

cât şi evoluţiilor chimice importante produse prin crearea de produşi de fisiune.

Combustibilul el însuşi este izolat de moderator şi agentul primar printr-o teacă

etanşă. După tipul reactorului, teaca este din aliaj de zirconiu pentru reactoarele cu apă şi din

oţel inoxidabil pentru reactoarele rapide. Aceste metale, care joacă un rol do primă barieră,

sunt supuse la doze de iradiere neutronică foarte importantă cu neutroni rapizi şi neutroni

termici. Vor avea loc importante efecte de iradiere care vor detaliate.

b. Agentul primar

Are drept scop transferul de energie termică din inima reactorului către

generatoarele de abur. în reactoarele termice, agentul primar este în general cu apă, apa

naturală sau apă grea. Pentru reactoarele rapide, se evită existenţa elementelor moderatoare în

agentul primar ceea ce duce la utilizarea metalelor lichide în general sodiul. Utilizarea gazului

ca şi agent primar aste de asemenea posibilă, de exemplu heliu în reactoarele de înaltă

temperatură sau gazul carbonic în reactoarele grafit - gaz, şi UNGG. Agentul primar este el

însuşi supus la o iradiere intensă , de aceea ne vom ocupa de fenomenele de radioliză care pot

apărea în apă.

c. Componentele cu funcţionare nucleară

Primul component având un rol în reacţia nucleară este moderatorul care poate,

încetini puţin câte puţin neutronii, transferând energia neutronilor rapizi la atomii uşori şi

puţin absorbanţi. Se utilizează apă naturală în reactoarele cu apă presurizată sau reactoarele cu

apă fierbinte, şi apă grea în reactoarele de tip CANDU.

21

Page 22: Licenta Materiale Nucleare

Pentru a controla reacţia nucleară, se utilizează „absorbanţi”, elemente chimico

care au o secţiune eficace mare de captură de neutroni. Este vorba de bor utilizat sub formă de

carbură în barele de comandă (B4C) sau în soluţie în apă, sub formă de acid boric, pentru

reactoarele cu apă presurizată. Alte elemente absorbante, cum ar fi cadmiu sau indiu, sunt

utilizate în barele de control ale reactoarelor sub formă de aliaj argint - indiu - cadmiu, numite

AIC.

Aceste elemente, prin reacţiile nucleare de absorbţie pe care determină sunt

obiectul transmutaţiilor importante şi suferă modificări chimice în timpul iradierii. Otrăvurile

consumabile sunt elemente care au o mare secţiune eficace de captură de neutroni şi care

dispar rapid la începutul iradierii. Ele servesc ca rezervă de reactivitate pentru a compensa

epuizarea combustibilului. Gadoliniul este un exemplu de otravă consumabilă. Este deseori

adăugat la încărcări iniţiale cu combustibil sub formă de soluţie solidă în oxidul de uraniu.

Acest element are particularitatea că în timpul capturii unui neutron se transformă în izotop de

masă mai ridicată fără să îşi schimbe natura chimică.

d. Elemente de structură

Elementele de structură, care suportă ansamblul componentelor reactorului şi

asigură vecinătatea agentului primar şi/sau a moderatorului trebuie să reziste la iradieri

multiple provenind din interior. Metalele, cum vom vedea ulterior suni în particular rezistente

la iradierea neutronică şi ionică. Din contră, nu este cazul polimerilor datorită legăturii lor

covalente. La fel, compuşii ceramici nu sunt utilizaţi decât la temperatură înaltă pentru

aplicaţii relativ la combustibil. Elementele de structură au fost în consecinţă întotdeauna

realizate din metale şi aliaje.

Aliajele industriale care vor fi luate în considerare se referă la oţeluri, cum ar fi

oţelurile de construcţie pentru elementele sub presiune ale reactoarelor, sau Oţelurile

inoxidabile pentru structurile interne ale reactoarelor termice sau clementele de structură ale

reactoarelor cu neutroni rapizi. Alte metale pot fi folosite pentru reactoare mai puţin clasice,

cum ar fi aliajele de aluminiu pentru reactoarele de cercetare sau aliajele cu zirconiu pentru

reactoarele termice de tip CANDU şi reactoarele de tip RBMK, în cele două cazuri pentru

fabricarea tuburilor de forţă care conţin apa sub presiune. Aceste metale sunt toate supuse

efectelor de iradiere slabe pentru recipientele sub presiune şi mai importante pentru părţile

interne. Originea acestor efecte de iradiere rezidă în deplasarea atomilor produsă de fluxul

neutronilor rapizi.

22

Page 23: Licenta Materiale Nucleare

23

Page 24: Licenta Materiale Nucleare

2.4. Defecte de iradiere şi microstructură

În acest subcapitol se va examina cum defectele punctuale şi evoluţia lor au un

impact asupra microstructurii aliajelor metalice şi a proprietăţilor lor, fie că se referă la

comportarea mecanică sau a evoluţiilor geometrice. Aceste fenomene vor fi examinate într-o

manieră generică înaintea studiului unei serii de aplicaţii pentru aliajele industriale în

subcapitolele următoare.

a . Evoluţia defectelor punctiforme

Sub iradiere, concentraţia în vacanţe creşte puternic. Evoluţia acestei concentraţii

induce impacturi considerabile asupra comportamentului solidelor la iradiere, prin intermediul

mai multor efecte. Primul este creşterea fenomenelor de transport atomic. într-adevăr, difuzia

şi toate mecanismele pe care difuzia le controlează sunt dependente de concentraţia în valenţe.

Astfel iradierea va induce o acceleraţie a tuturor fenomenelor implicând o difuzie

(omogenizare, precipitare...).

Buclele de dislocaţie

La iradierile realizate în condiţii de temperatură clasică a reactoarelor, interstiţiile

şi vacanţele sunt mobile. Acestea pot deci să se întâlnească şi, dacă suni de naturi opuse, se

anihilează. Dacă sunt de aceeaşi natură vor forma ansambluri bivalente, trivalente şi

ansambluri echivalente pentru interstiţii. Aceste ansambluri se măresc şi formează bucle de

dislocări vacanţe sau interstiţiale. Aceste bucle sunt relativ mici şi densitatea lor este destul de

ridicată (diametrul mediu de ordinul de la 10 la 50 nm, pentru o densitate de 1021 până la 1023

m−3). De altfel vacanţele şi interstiţiile pot migra, pot întâlni dislocări şi pot disparea, ceea ce

duce la o creştere a dislocărilor şi ca orice deplasare de dislocări la o deformaţie a structurii.

Cum dislocaţiile formează o reţea şi sunt deci ancorate sub formă de segmente

aceste segmente îşi măresc lungimea. În cursul iradierii densitatea dislocaţiilor creşte până

când densitatea lor ajunge astfel încât rezoluţia micrografică a reţelei dislocatului devine

practic imposibilă. Anumite observaţii recente raportează o dispariţie a reţelei de dislocaţii cu

foarte mare influenţă, detaliile mecanismului responsabil rămân actualmente aproape

necunoscut.

24

Page 25: Licenta Materiale Nucleare

Fie că este prin formarea buclelor, sau prin creşterea dislocaţiilor, deplasarea

dislocaţiilor asociată acestor condensări de defecte punctiforme se traduce local p modificări

geometrice, (figura 2.13).

Figura 2.13

Deformaţiile induse de bucle

Din punct de vedere macroscopic dacă orientarea buclelor sau orientare mişcării

creşterii dislocaţiilor este aleatorie se obţine în medie o deformaţie nulă. Din contră dacă

există o cauză care să conducă la o precipitare a buclelor sau o creştere a dislocărilor

anizotrope, se obţine o deformaţie macroscopica. Două cauze principale pol induce o astfel de

anizotropie.

Prima cauză de anizotropie poate fi legată de material el însuşi anizotrop. Este

cazul zirconiului sau al altor metale cu slabă simetrie cristalină. Urmare a deformaţiilor de

fabricaţie şi a tratamentelor termomecanice, cristalele elementare, adică grăunţii se orientează

preferenţial după anumite direcţii în spaţiu. Se dezvoltă în material o textură cristalografica.

La această textură, pentru cristale anizotrope se asociază o anizotropie a proprietăţilor.

Această anizotropie indusă de textură duce la o anizotropie de condensare şi deci la

deformaţie. Fenomenul rezultant este o deformaţie macroscopică a elementului considerat, de

exemplu o alungire pe o axă particulară şi asta în lipsa oricărei solicitări aplicate. Acest

fenomen poartă numele de deformare.

A doua sursă de anizotropie poate fi indusă de solicitările mecanice. Astfel

datorită unei forţe de tracţiune, buclele interstiţiale vor nuclea într-un plan perpendicular pe

25

Page 26: Licenta Materiale Nucleare

direcţia principală de tracţiune. Buclele de vacanţe vor migra pe o direcţie paralelă cu axa de

tracţiune. De asemenea, interacţiunea defectelor punctiforme cu dislocaţiile va depinde de

orientarea lor relativă în raport cu forţele aplicate. Concentrarea defectelor punctiforme asupra

dislocaţiilor va fi deci favorizată pentru orientările care vor face să lucreze solicitările

mecanice. Vom avea astfel o deformaţie continuă sub iradiere în sensul forţei aplicate. Este

mecanismul fluajului de iradiere, a cărui contribuţie la joasă temperatură poate fi mult

superioară fluajului termic. Fluajul de iradiere se caracterizează printr-o viteză de deformare

aproximativ liniară cu forţa aplicată.

b. Formarea de cavităţi şi umflături

La temperaturi intermediare, de ordinul a 400 până la 500°C pentru oţelurile

inoxidabile, se observă un fenomen de regrupare a golurilor sub formă de cavităţi. Formarea

acestor cavităţi este asistată de crearea heliului în interiorul materialului, (figura 2.14).

Figura 2.14

Acesta provine din reacţii de tip (n, α). Aceste cavităţi, cu diametrul de câteva

fracţiuni de microni, sunt repartizate regulat în material. Prezenţa lor se traduce printr-o

diminuare continuă a densităţii materialului (umflare) şi deci printr-o modificare a geometriei

globale a piesei în care este constituit.

Umflarea este un fenomen limitator al reactoarelor cu neutroni rapizi, în măsura în

care deformaţiile pot atinge peste 10%.

26

Page 27: Licenta Materiale Nucleare

c. Transporturile atomice accelerate datorită radiaţiei

Printre fenomenele de transport modificate de radiaţii un caz important este cel al

creşterii mişcării de întoarcere către condiţiile de echilibru ale aliajelor metalice. Astfel la

aliaje suprasaturate, metastabile în condiţii normale de funcţionare, se p vedea structurile lor

evoluând în timpul iradierii pentru a se întoarce către structurile cele mai apropiate de

echilibrul termodinamic.

Această precipitare (sau punere în soluţie) accelerată de iradiere relevă fenomene

cunoscute în metalurgie şi previzibile cu ajutorul diagramelor fazelor, dar care nu erau

observabile la aceste temperaturi din cauze cinetice.

De exemplu, cuprul este practic insolubil în fier. După o omogenizare la

temperatură înaltă (600 până la 700°C) şi răcire rapidă, cuprul se află în soluţie suprasaturată

în ferită. El nu ar putea precipita decât în urma unui tratament la înaltă temperatură (>500°C).

în acest timp, datorită iradierii, această precipitare poate avea loc începând cu 300°C. Acest

fenomen poate cauza fragilizarea oţelurilor folosite la elemente mecanice, de tip recipiente .

La fel se întâmplă şi pentru aliajele zirconiu - niobiu utilizate în inima reactoarelor

cu apă. Niobiul este un element de adiţie a zirconiului cu concentraţie slabă (1 până la 3%).

Este solubil către 600 °C la aceste concentraţii, dar rămâne foarte puţin solubil la temperatură

joasă. în timpul fabricaţiei, niobiul este pus în soluţie în zirconiu dar nu poate precipita de o

manieră semnificativă în timpul tratamentelor termice ulterioare. în acest timp, în timpul

iradierii, niobiul suprasaturat poate precipita la temperaturi de iradiere sub formă de mici

particule bogate în niobiu. Acest fenomen apare în aliajele zirconiu - niobiu utilizate la

tuburile de forţă ale reactoarelor CANDU şi la tecile Zr 1%. Întoarcerea la o stare metalurgică

mai apropiată de echilibrul termodinamic se traduce de altfel printr-o ameliorare a rezistenţei

la coroziune a acestor aliaje după iradiere.

Un alt fenomen important legat de difuzia defectelor punctiforme este fenomenul

de segregare indusă de iradiere. Defectele punctuale create de iradiere sunt mobile şi

difuzează în grăunţi pentru a dispărea în soluţia de la limita grăunţilor, iar unirea grăunţilor

este eficace. În timpul difuziei acestor defecte punctuale, interacţiunea între defectele

punctuale şi anumite elemente de aliere sau anumite impurităţi minerale pot induce un cuplaj

de difuzie.

Aceasta va duce la apariţia unei segregări a acestor elemente către un loc unde

defectele punctuale dispar: astfel un atom mic se va asocia cu un interstiţiu care îl antrenează

către unire. În partea opusă, atomii foarte mobili compensează fluxul vacanţelor care dispar la

27

Page 28: Licenta Materiale Nucleare

unire şi îmbogăţesc corpul grăuntelui (efect Kirkendall invers). Se poate de asemenea obţine o

îmbogăţire semnificativă sau o sărăcire a unui element dat sau a mai multor clemente la

nivelul unirii grăunţilor .

d. Deplasarea echilibrelor termodinamice

Dacă iradierea poate accelera întoarcerea la echilibru în anumite aliaje, pot avea

loc alte fenomene care să ducă la o evoluţie a condiţiilor de echilibru termochimic. Astfel, în

condiţiile unde în mod normal un element particular poate precipita sau se poate pune în

soluţie se poate observa sub iradiere o deplasare semnificativă a temperaturii şi compoziţiei

corespunzătoare echilibrului fazelor. Astfel se obţine o nouă diagramă a fazelor sub iradiere.

In acest timp trebuie avută grijă la faptul că noţiunea de diagramă a fazelor şi echilibrul

termodinamic nu se aplică în condiţiile iradierii. într-adevăr şocurile induse atomilor şi

salturile de energie impuse local prin transfer de energie între atomi şi neutroni sau între ioni

sunt mult superioare variaţilor de energie indusă de agitaţia termică. Explorarea minimului de

energic a sistemului prin teoriile de termodinamică statistică, vizând precizarea fazelor la

echilibrul termodinamic, nu este adaptată la situaţiile de iradiere. De exemplu, sub fluxul

iradiaţiei neutronice pot apare faze noi sau pot dispare faze cunoscute pentru că sistemul va

opta pentru o stare nouă de pseudo-echilibru dinamic.

e. Dezordinea indusă de iradiere

În cazul aliajelor diluate, precum oţelurile, înlocuirea unui atom de fier cu un alt

atom de fier sau la oţelurile inoxidabile a unui atom de fier cu un atom de crom sau nichel nu

are un efect specific. Efectul iradierii în timpul recombinării între vacanţe şi interstiţii, nu

influenţează după anihilare. Din contră în cazul compuşilor poliatomici, de tip AB 2 sau AB,

înlocuirea unui atom A cu un atom B va avea loc când un interstiţiu de un tip dat se va găsi în

imediata apropiere a unei vacanţe de alt tip. într-adevăr suma energiilor interstiţiului şi

vacanţelor e mai importantă decât energia atomului poziţionat în spaţiu într-o altă poziţie

chimică, numită reaşezare. Prin acest mecanism, aliajul ordonat va suporta un efect de

dezordine, unde ordinea la mare distanţă între atomii de tip A şi B este distrusă şi unde se

obţine o organizare aleatorie pe poziţii cristaline a atomilor A şi B. Această dezordine chimică

poate modifica proprietăţile de coeziune ale materialului conduce fie la transformarea fazelor,

fie la o eventuală amorfizare.

28

Page 29: Licenta Materiale Nucleare

Figura 2.15

De exemplu, figura 2.15 arată un compus intermetalic Zr (Fe, Cr)2 care devine

puţin câte puţin amorf plecând de la interfaţa precipitat matrice. Acest fenomen este în parte

responsabil de degradarea rezistenţei la coroziune a acestor aliaje după iradiere.

În cazul cristalelor ionice, înlocuirea unui atom cu un altul este adesea dificilă din

cauza interacţiunilor coulombiene şi a valorilor mari care ar putea lua energic de un anion

într-o poziţie cationică. Comportarea cristalelor ionice la iradiere este în mod particular

complexă.

29

Page 30: Licenta Materiale Nucleare

3. CARACTERISTICI GENERALE ALE REACTORULUICANDU –PHWR 600

Denumirea CANDU (CANadian Deuterium Uranium) desemnează tipul de

reactor de putere, de concepţie canadiană, ce utilizează uraniul natural drept combustibil şi

apă grea (D2O) ca moderator şi agent termic.

Dezvoltarea acestui tip de reactor s-a bazat pe faptul deja cunoscut încă de la

începutul cercetărilor legate de fisiunea nucleară că apa grea reprezintă moderatorul care

oferă cea mai bună economie de neutroni, permiţând astfel realizarea ciclului de combustibil

cu uraniu natural.

Spre deosebire de reactorii cu vas calandria sub presiune, reactorul CANDU–

PHWR este un reactor cu tuburi de presiune.

Vasul calandria a acestui tip de reactor este constituit dintr-un cilindru orizontal,

din oţel inoxidabil, cu diametrul de 7600 mm şi lungimea de 6000 mm, încastrat într-o incintă

de beton, căptuşită cu oţel. Această incintă este umplută cu apă uşoară (ordinară), ce serveşte

atât ca ecran biologic de protecţie cât şi ca agent de răcire.

Vasul calandria propriu-zis este traversat de 380 de tuburi de forţă (sau canale

de combustibil) paralele la axa cilindrică şi dispuse într-o reţea carteziană. Fiecare tub de forţă

este fabricat dintr-un aliaj de zirconiu-niobiu, are diametrul exterior de 112 mm şi diametrul

interior 103 mm.

El conţine 12 fascicule de combustibil, puse cap la cap, fiecare fascicul având

lungimea de 500 mm. În reactorul CANDU–PHWR 600, fiecare fascicul este compus din 37

elemente combustibile.

Prin tuburile de forţă este pompată apa grea la o presiune de 100 at şi o

temperatură de~290 °C, cu scopul de a răci combustibilul şi a transfera căldura de la acesta

spre exterior, către generatorii de vapori.

Apa grea, ce serveşte ca moderator şi reflector de neutroni, ocupă spaţiul dintre

tuburile de forţă şi din jurul acestora, fiind izolată complet de circuitul de transfer termic.

Izolarea termică a moderatorului este asigurată prin amplasarea fiecărui tub de

forţă într-un alt tub concentric, cu diametrul exterior de 132 mm, numit tub de calandru.

Spaţiul inelar dintre cele două tuburi este umplut cu un gaz. Căldura produsă în moderator

(prin conducţie sau prin interacţiunea directă a neutronilor de fisiune şi cu radiaţia) reprezintă

numai ~5% din cea rezultată în procesul de fisiune nucleară propriu-zis.

30

Page 31: Licenta Materiale Nucleare

Ea este disipată cu ajutorul unui sistem propriu de răcire al moderatorului. Această

fracţiune de energie poate fi utilizată în diferite scopuri practice (sere, piscicultură etc.).

Proiectanţii sistemului CANDU au ales în mod special conceptul unui reactor cu

tuburi de forţăFig.3.1., dat fiind adaptabilitatea lui particulară la capacitatea industriei

canadiene de a furniza aproape toate componentele necesare acestui concept, inclusiv a

vasului calandria.

Figura3.1. Schema simplificată a centralei nuclear-electrică tip CANDU-600 PHWR

Însă realizarea sa practică nu ar fi posibilă fără punerea în prealabil la punct a

fabricării unor aliaje de zirconiu cu absorbţie redusă de neutroni, capabile a fi utilizate la

confecţionarea tuburilor de forţă.

Acest tip de reactor prezintă şi o serie de alte avantaje de ordin economic, printre

care amintim:

a) Eliminarea pericolului unei rupturi catastrofale a vasului sub presiune. O

ruptură eventuală, chiar bruscă, a unui tub de forţă prezintă consecinţe mai puţin grave,

scurgerile fiind mici înaintea spargerii propriu-zise. Prin urmărirea continuă a gradului de

umiditate al gazului din spaţiul inelar, se poate detecta, identifica şi înlocui la timp, tubul de

forţă defect. Acest lucru nu este posibil în cazul altor tipuri de reactori.

b) Temperatura joasă a moderatorului conduce la o îmbunătăţire suplimentară a

economiei de neutroni care, de fapt şi aşa, este superioară reactorilor de putere cu apă

uşoară(LWR).

31

Page 32: Licenta Materiale Nucleare

c) În plus, datorită temperaturii relativ scăzute, volumul mare al moderatorului

poate servi, în cazul unor accidente ipotetice, şi ca disipator suplimentar de căldură.

d) Dispozitivele de reactivitate şi de reglaj sunt situate între tuburile de forţă, într-

un mediu benign, la o presiune şi o temperatură joasă, deci este exclusă apariţia unui accident

cauzat de ejecţia unei bare de combustibil în afara zonei active, lucru de care trebuie ţinut

seama în cazul reactorilor cu vasul sub presiune.

e) Conceptul cu tuburi de forţă permite reîncărcarea cu combustibil în cursul

funcţionării reactorului. Acest lucru reprezintă un avantaj important din punct de vedere

economic, asigurând factori de utilizare excepţionali în raport cu alte tipuri de reactori. În

acest sens, reactorul CANDU posedă o performanţă medie superioară, cu ~20%, faţă de

reactorii concurenţi.

f) Este posibilă localizarea unei eventuale rupturi de teacă de combustibil într-un

anumit canal, prin detecţia prezenţei produşilor de fisiune la ieşirea din tuburile de forţă.

În cazul în care are loc o astfel de ruptură, posibilitatea de reîncărcare cu

combustibil în timpul funcţionării reactorului permite înlocuirea rapidă a fasciculului de

combustibil defect, fără a fi nevoiţi a mai aştepta perioada următoare de întreţinere. Astfel,

concentraţia produşilor de fisiune din circuitul de transfer termic poate fi redusă la minim,

asigurându-se prin aceasta protecţia radiologică a operatorilor.

g) Conceptul de reactori cu tuburi de forţă permite împărţirea circuitului de

transfer termic. În reactorul CANDU-PHWR 600 există două bucle separate, fiecare în formă

de opt, ce servesc cele 380 de canale de combustibil ca în figura3.2.(190 de canale în

jumătatea stângă şi 190 de canale în jumătatea dreaptă). Circulaţia agentului termic este

bidirecţională, făcându-se în direcţii opuse, în două canale adiacente. Există deci patru

generatori de vapori, câte doi la fiecare extremitate a reactorului.

Această împărţire limitează, în cazul unei rupturi ipotetice a unei bucle, pierderile

de agent termic, diminuând astfel consecinţele nedorite.

32

Page 33: Licenta Materiale Nucleare

Figura3.2.Distribuţia tuburilor de presiune în vasul calandria

h) Separarea moderatorului de agentul termic permite reglajul izotopic şi chimic,

individual, al celor două fluide.

Valoarea minimă admisă pentru concentraţia izotopică în deuteriu a moderatorului

este de 99,75%D2O(în greutate).În cazul agentului termic aceasta poate varia între 99,75 -

97,15%D2O(în greutate).

i)Frecvenţa reâncărcării cu combustibil poate fi variată de la o regiune la alta a

reactorului sau chiar de la un canal la altul. Acest lucru îi conferă reactorului CANDU-PHWR

600 o mare flexibilitate în stabilirea distribuţiei de putere.

Proiectul acestui sistem a avut la bază următoarele deziderate majore:

-realizarea unei economii maxime de neutroni şi folosirea unui ciclu de

combustibil deschis, cu uraniu natural, acest avantaj fiind util statelor cu acces limitat la surse

de combustibil îmbogăţit;

-folosirea apei grele ca moderator şi agent termic;

-utilizarea unor componente ale căror costuri de fabricaţie şi exploatare să fie

scăzute, deci obţinerea de energie electrică să se realizeze pe principii rentabile.

-funcţionarea să prezinte o siguranţă maximă în exploatare.

În consecinţă s-a impus realizarea următoarelor obiective:

33

Page 34: Licenta Materiale Nucleare

-construirea unui sistem de transport al căldurii la înaltă presiune;

-realizarea unor maşini de încărcat-descărcat pentru realimentarea zonei active în

timpul funcţionării reactorului;

-realizarea unui generator de abur de înaltă presiune pentru transferarea căldurii

din apă grea în apă uşoară la un cost şi randament rezonabil cu o fiabilitate ridicată.

34

Page 35: Licenta Materiale Nucleare

4. CARACTERIZAREA ZIRCONIULUI ŞI A ALIAJELOR SALE

4.1. Zirconiul

Zirconiul a fost descoperit în anul 1789 de către chimistul M.H. Klaproth, într-o

varietate de zircon, de culoare galben-fumurie numită jargon, din Ceylon. Denumirea acestui

element derivă din cuvântul persan ”zerk” care înseamnă piatră preţioasă.

Sub formă metalică el a fost preparat pentru prima dată de către J.J.Berzelius, în

anul 1824. Chimistul suedez reuşeşte separarea zirconiului atât din silicatul de zirconiu cât şi

din dioxidul de zirconiu. Mai întâi se obţine un complex – hexafluorzirconiatul de potasiu

(K2ZrF6) – pe care-l tratează apoi cu potasiu metalic, obţinând astfel zirconiul, conform

reacţiei :

K2ZrF6+4K→6KF+Zr

Zirconiul rezultat este sub formă de pulbere, fără o aplicabilitate imediată, o

curiozitate de laborator.

Descoperirea în anul 1897 a aluminotermiei de către H.Goldschmidt, prin care cu

ajutorul aluminiului, se puteau separa diferite metale din oxizii lor, a permis utilizarea acesteia

şi pentru separarea zirconiului din ZrO2, conform reacţiei :

3ZrO2+4Al→2Al2O3+3Zr

obţinându-se zirconiul metalic aproape pur.

Utilizările industriale ale zirconiului stimulează noi cercetări în domeniul separării

acestui metal, dezvoltându-se astfel noi procedee de obţinere.Dintre acestea amintim:

-reducerea oxidului de zirconiu cu calciu:

ZrO2+2Ca→2CaO+Zr

-reducerea silicatului de zirconiu cu carbon, tratarea carburii obţinute cu clor şi

reducerea tetraclorurii de zirconiu cu magneziu;

-electroliza unei topituri formată dintr-un amestec de hexafluorzirconiat de potasiu

cu ClK şi ClNa.

35

Page 36: Licenta Materiale Nucleare

4.2. Elaborarea zirconiului

Zirconiul este un element destul de răspândit în natură, conţinutul său în scoarţa

terestră fiind de peste 0,028 %. El este al 11-lea element ca abundenţă, situându-se înaintea

cuprului, plumbului, nichelului, şi zincului. Nu există în stare nativă, ci numai sub formă de

oxizi şi săruri (silicaţi). Cel mai răspândit mineral de zirconiu este zirconul sau silicatul de

zirconiu impur(cu 61-67%ZrO2), -ZrSiO4-ce se găseşte în prezenţa rutilului(TiO2) şi

ilmenitului(FeTiO3), cu un conţinut în hafniu de 2-3%. Adesea acest mineral este incolor,

transparent sau opac, dar de multe ori prezintă culori foarte variate: roşie, brună, oranj,

albastră, violetă etc. Cristalele mari de zircon seamănă cu cele ale diamantului. Forma sa

cristalină şi coloraţia sa au făcut ca acest mineral să fie utilizat în trecut ca piatră preţioasă.

Al doilea mineral de zirconiu ca importanţă este badeleitul, care se prezintă sub

forma unui oxid impur (96,5%ZrO2) ce conţine ca impurităţi siliciu şi 0,5-1% hafniu.

Principalele zăcăminte de nisipuri zirconifere se află în Statele Unite ale Americii,

Austria, Brazilia, U.R.S.S., India, Senegal. Zăcămintele de badeleit sunt situate în special în

Brazilia, fie sub formă de roci, fie în aluviunile râurilor.

Toate mineralele de zirconiu conţin şi hafniu, în cantităţi de ordinul a 0,5-3% în

greutate. Sunt însă cazuri în care acest procentaj se poate ridica până la 20%.

Elaborarea zirconiului se face prin mai multe etape:

- etapa chimică;

- etapa metalurgică;.

- etapa de utilizare;

- condiţionarea zirconiului;

- controlul de calitate etc;

Pentru elaborarea zirconiului în stare metalică, compuşii principali ai

acestuia,utilizaţi ca materii prime sunt tetraclorura de zirconiu (ZrCl4) şi oxidul de zirconiu

sau zircita (ZrO2). În unele metode de elaborare a zirconiului prezintă interes şi alţi compuşi,

cum sunt tetrafluorura de zirconiu sau fluorzirconiatul de potasiu.

Cel mai important compus îl reprezintă însă tetraclorura de zirconiu. Reducerea sa

prin magneziotermie constituie reacţia de bază a principalului procedeu de elaborare a

zirconiului, procedeul Kroll.

Pentru elaborarea compuşilor de bază ai metalurgiei zirconiului (tetraclorura de

zirconiu,oxidul de zirconiu şi eventual, fluorzirconiatul de potasiu) într-o formă cât se poate

36

Page 37: Licenta Materiale Nucleare

de pură, etapa chimică urmăreşte tratarea mineralelor de zirconiu (zircon, badeleit etc.),

deoarece conversia acestor compuşi la zirconiu metalic nu reprezintă decât o etapă de

reducere, ce nu contribuie la îmbunătăţirea purităţii.

Dezagregarea zirconiului, de exemplu, se poate face fie printr-un proces de

clorurare, fie printr-un proces de fluorurare. Primul procedeu se utilizează mai ales când

clorura rezultată urmează a fi folosită la prepararea zirconiului metalic. Cel de-al doilea,

pentru obţinerea tetrafluorurii de zirconiu sau a fluorzirconiatul de potasiu (K2ZrF6).

Toţi compuşii rezultaţi din dezagregarea zirconiului au un conţinut ridicat de

impurităţi (aluminiu, titan, fier, siliciu etc.). Pe lângă acestea zirconiul mai este însoţit şi de

hafniu.

Dintre impurităţile prezente cel mai greu se separă titanul, datorită proprietăţilor

chimice apropiate de cele ale zirconiului.

Separarea fierului se bazează pe faptul că combinaţiile zirconiului hidrolizează

mai repede decât cele ale fierului.

În cazul utilizărilor nenucleare ale zirconiului,prezenţa hafniului nu deranjează. În

cazul aplicaţiilor în domeniul nuclear,odată cu descoperirea faptului că aceste elemente se

deosebesc în modul de interacţiune cu neutronii (zirconiul având secţiunea eficace de absorţie

a acestora de α˚=0,18 barni, iar hafniul de α=115 barni), separarea lor a devenit obligatorie,

concentraţia maximă permisă a hafniului în zirconiu fiind de 0,01%.

Proprietăţile chimice asemănătoare ale celor două elemente fac extrem de dificilă

operaţia de separare a lor. Dintre metodele de separare elaborate în acest scop amintim:

cristalizarea fracţionată, precipitarea fracţionată; distilarea fracţionată şi extracţia cu solvenţi.

Dintre acestea numai metoda extracţiei cu solvenţi stă la baza majorităţii procedeelor

industriale de dehafniere a zirconiului. Aceasta se datorează unor avantaje legate în primul

rând de obţinerea unor factori de separare mult mai mari decât în cazul utilizării celorlalte

metode şi prin aceasta a reducerii costului de separare.

Reactivitatea chimică ridicată a zirconiului metalic determină apariţia unor

dificultăţi serioase în operaţia de reducere a compuşilor săi.

Ca şi în cazul uraniului,plutoniului,toriului şi beriliului,prepararea zirconiului

metalic se poate face prin reducerea chimică a halogenurilor sau dioxidului, electroliza

sărurilor topite şi prin descompunerea termică a halogenurilor.

37

Page 38: Licenta Materiale Nucleare

Reducerea chimică a dioxidului.

Dat fiind faptul că produsul final al majorităţii procedeelor de dehafniere este

ZrO2, s-a încercat folosirea directă a acestui compus ca materie primă pentru prepararea

zirconiului metalic. Deşi au fost întreprinse numeroase studii, reducerea ZrO2 nu a dat

rezultate satisfăcătoare, în special în privinţa purităţii produsului obţinut, motiv pentru care

acest procedeu n-a putut fi aplicat la scară industrială.

Reducerea chimică a tetraclorurii.

Tetraclorura de zirconiu se obţine prin acţiunea directă a clorului gazos asupra

ZrO2 , la temperatura de 800˚C,în prezenţa grafitului foarte pur, conform reacţiei:

ZrO2+2Cl2+C→ZrCl4+CO2

care este o reacţie exotermă. Tetraclorura rezultată este condensată într-un

condensor de nichel, la temperatura de 150-250˚C. O ultimă purificare se asigură, de obicei,

prin sublimare.

Reducerea chimică a ZrCl4 este în prezent principala metodă de preparare a

zirconiului metalic.Operaţia de reducere poate fi efectuată cu ajutorul metalelor alcaline,

alcalino-feroase şi aluminiului.Mai bine studiată este reducerea cu Na,Mg,Ca şi Al.

În industrie, cea mai largă răspândire a câştigat-o reducerea ZrCl4 cu magneziu,

cunoscută sub denumirea de procedeul Kroll.În acest scop este utilizată reacţia

ZrCl4+2Mg→2MgCl2+Zr

la presiunea atmosferică.Ea permite reducerea ZrCl4 în faza de vapori (în

atmosfera de gaz inert) cu magneziu lichid conţinut într-un creuzet de fier la temperatura de

~750-800˚C.Eliminarea aerului din instalaţie şi purificarea prealabilă a ZrCl4 permit o scădere

substanţială a conţinutului de oxigen şi de azot din zirconiul obţinut.

Reducerea chimică a fluorurilor.

Fluorurile ZrF4, K2ZrF6 şi Na2ZrF6 prezintă faţă de ZrCl4 avantajul că sunt mult

mai puţin hidroscopice şi, prin urmare, metalul obţinut conţine o mai mică cantitate de

oxigen.Cu toate acestea, acest procedeu de reducere nu s-a aplicat până acum la scară

industrială.A fost folosit numai la scară de laborator, pentru prepararea unor aliaje de Zr-

U,Zr-Th şi Zr-Sn-U în scopul unor studii a diagramelor de echilibru, a proprietăţilor fizice şi a

rezistenţei la coroziune.

38

Page 39: Licenta Materiale Nucleare

Prepararea zirconiului prin electroliză.

Încercările de depunere catodică a zirconiului metalic din soluţii apoase sau

organice nu au dat rezultate pozitive, datorită marii reactivităţi a acestui material.

Prin electroliză se poate obţine, în general, zirconiu sub formă de pulbere

amestecată cu topitura sărurilor utilizate.

Purificarea zirconiului prin procedeul Van Arkel.

În anul 1925, În urma unor cercetări întreprinse de Van Arkel şi de Boer asupra

descompunerii termice a halogenurilor de zirconiu, s-a pus la punct un procedeu de preparare

a zirconiului de mare puritate şi cu bune proprietăţi mecanice, prin descompunerea termică a

ZrI4. Ulterior procedeul a fost aplicat la purificarea pulberii de zirconiu metalic impur,

preparate prin alte procedee.

În principiu, operaţia de purificare a zirconiului poate fi despărţită în două etape:

în prima etapă, zirconiul impur este atacat de vaporii de iod la temperatura de 250˚C,

formându-se ZrI4, iar în etapa a doua are loc disocierea ZrI4 pe suprafaţa unui filament de

wolfram sau, mai bine, de zirconiu, încălzit la temperatura de 1300˚C, metalul depunându-se

pe filament, iar iodul reintrând în circuit,conform schemei:

Zr¿ Metal ¿impur ¿

¿+ 2 I 2vapori

2⃗500 C ZrI 4vapori

1⃗3000C Zr ¿ Metal ¿

pur ¿¿+ 2 I 2

vapori

¿

Întregul proces este format din patru procese elementare: sinteza ZrI4, difuzia prin

gaz a vaporilor de ZrI4 , descompunerea termică a ZrI4 pe suprafaţa filamentului şi difuzia prin

gaz a vaporilor de iod.

Purificarea zirconiului prin fuziune.

Fuziunea într-un cuptor cu fascicul de electroni poate constitui un alt mod de

purificare a zirconiului, bazat pe existenţa oxizilor volatili, la temperatura de ~2000˚C, sub

vid înaintat. Procedeul constă dintr-o simplă topire a metalului, cu o viteză lentă, într-un astfel

de cuptor. Rezultatele obţinute sunt ceva mai slabe decât cele obţinute cu procedeul Van

Arkel. Se pot însă obţine şarje de zirconiu cu un conţinut în oxigen de sub 100 p.p.m., ceea ce

este suficient pentru scopurile practice.

Condiţionarea zirconiului.

39

Page 40: Licenta Materiale Nucleare

Buretele de zirconiu rezultat poate fi decupat, presat, măcinat în bucăţi de

dimensiunea unei alune,controlat din punct de vedere al calităţii şi stocat în lăzi cu atmosferă

de argon. Acesta mai poate fi topit şi turnat în lingouri de zirconiu metalic ductil.

Controlul de calitate.

Controlul de calitate efectuat asupra zirconiului obţinut prin unul din procedeele

de mai sus este în esenţă analitic: trebuiesc determinate aproximativ 30 de elemente şi trebuie

răspuns la norme extrem de severe, deoarece, exceptând fierul, oxigenul şi carbonul, limitele

admise nu depăşesc 100 ppm, fiind chiar inferioare ppm-ului,pentru otrăvurile nucleare, ca

borul, cadminul sau litiul.

Pentru analiză pot fi utilizate o serie de metode, dintre care amintim: volumetria,

colorimetria, fuziunea reducătoare în baie de platină sub vid sau în atmosferă de argon,

combustia în oxigen, activarea, fluorescenţa de radiaţii X, spectroscopia optică de emisie etc.

În mod curent se utilizează însă spectroscopia optică de emisie, fie pe oxid, fie – de preferat –

pe metalul masiv.

Etapa metalurgică cuprinde operaţiile începând cu obţinerea lingoului de aliaj de

zirconiu şi terminând cu manufacturarea produselor finite (ţevi, bare,sârme, benzi etc.).

Lingoul de zirconiu se elaborează prin topirea unor probe obţinute prin presarea

buretelui de zirconiu, a deşeurilor de zirconiu şi a elementelor de aliere (sub formă pură sau

de aliaje) în cuptoare cu arc, în vid, sau în cuptoare cu fascicul de electroni, în vid.

Deformarea plastică la cald a lingoului de zirconiu se face prin procedeele clasice

de forjare, laminare, extrudare, urmărindu-se atât obţinerea de semifabricate de diferite forme,

cât şi realizarea unor structuri adecvate ale grăunţilor. Pentru evitarea impurificărilor cu gaze

sau cu alte elemente, în cursul prelucrării, se iau o serie de precauţii deosebite.

Prin operaţiile de deformare plastică la rece şi de tratamente termice se urmăreşte

realizarea formei finale a procesului, o calitate deosebită a suprafeţei, precum şi obţinerea

unei microstructuri care să confere proprietăţile mecanice cerute în utilizare (rezistenţă

mecanică, stabilitate la condiţiile de lucru, rezistenţă la coroziune etc.). Un loc important în

procesul de fabricaţie a acestor materiale îl reprezintă controlul de calitate. Efectul

temperaturii asupra zirconiului se materializează printr-o scădere a rezistenţei acestuia, iar

creşterea conţinutului de oxigen, printr-o creştere a rezistenţei la tracţiune şi curgere, însoţită

de o scădere a alungirii.

40

Page 41: Licenta Materiale Nucleare

4.3. Proprietăţile zirconiului şi a aliajelor sale

Zirconiul este un element chimic ( metalic ) din grupa a-IV-a a sistemului periodic

al elementelor a lui Mendeleev, cu numărul atomic 40 şi masa atomică 91,22. De culoare alb-

cenuşiu lucios, el se prezintă sub două forme alotropice:Zrα, care cristalizează în sistemul

hexagonal compact şi Zrβ, care cristalizează în sistemul cubic cu volum centrat.Temperatura

de tranziţie a formei α în forma β este de 862˚C.În combinaţii chimice se găseşte în stare bi-,

tri- sau tetravalentă, valenţa cea mai întâlnită fiind +4.

În mod natural, zirconiul se prezintă sub forma unui amestec de cinci izotopi

stabili. Secţiunea eficace medie de absorbţie a neutronilor termici(la viteza de 2200m/s), în

cazul zirconiului natural, luat ca element chimic, este de 0,18 barni.

Proprietăţile fizice ale zirconiului

Varietăţi alotropice. Zirconiul prezintă două forme alotropice: forma ά, stabilită

până la temperatura de 862˚C, şi forma β, deasupra acestei temperaturi, până la punctul de

topire.(tabelul 4.1.).

Tabelul 4.1. Caracteristicile cristalografice ale zirconiului

Denumire Zirconiu α Zirconiu β

Structura cristalină hexagonal compact cub centrat

Grupe Schönflies D46h O9

Parametrii reţeleia0 =3,2321Å (25˚C)

c0 =5,1474Å (25˚C)

a =3,609Å (862˚C)٭

a =3,616Å ± 0,002

(980˚C)

Distanţa

interatomică

d1=3,1788 Å (distanţa minimă de

apropiere)

d2 =3,2312 Å (25˚C)

d1 =3,2083 Å (C˚862) ٭

d =3,1255Å٭

Volum per atomv= 23,273Å (25˚)

v=23,807Å (862˚C)*v=23,503Å3 (862˚C)

*valorile obţinute pentru aliaje de zirconiu cu 2 sau 4 % uraniu.

41

Page 42: Licenta Materiale Nucleare

Contracţia în volum la transformarea α → β este de 0,66%.

Pentru temperatura de transformare alotropică se dau valorile de 862˚C,863±3˚C

şi 865±10˚C. Elementele de aliere pot reduce sau extinde domeniile de existenţă a acestor

transformări.

Densitatea. Zr ά, la temperatura de 25˚C, are densitatea de 6,50 g/cm3. Literatura

dă valori între 6,28 – 6,53g/cm3. Valoarea densităţii Zrά la temperatura de 863 ˚C este

estimată la 6,36g/cm3, iar cea a Zrβ, la temperaturi de peste 863˚C, de 6,40g/cm3.

Proprietăţile termice:

- punct de topire:

1855±15˚C; 1845±25˚C; 1852˚C; 1860˚C; 1855˚C;

- punct de fierbere:

3700˚C; 4400˚C; 5000˚C; 3600˚C.

- coeficienţi de dilatare termică:

Zr α pe axa c:

(6,106±0,01398 t)•10-6/˚C

pe axa a:

(5,599± 0,002241t)•10-6/˚C

ambele expresii fiind valabile în intervalul 0 – 600˚C(t – temperatura în ˚C);

Zr β, pentru zirconiul nealiat:

9,7ּ10-6/˚C, în intervalul 870–1327˚c.

Alte valori :

5,4ּ10-6/˚C, în intervalul 20–200˚C şi

- pe axa c: 6,15ּ10-6 /˚C

- pe axa a: 5,69ּ10-6/˚C

la temperatura de 250˚C.

Proprietăţile termodinamice.

În cele ce urmează se vor utiliza notaţiile: H pentru entalpie, cp si cv pentru căldura

specifică molară la presiune constantă şi la volum constant, S pentru entropie, G pentru

energia liberă.

42

Page 43: Licenta Materiale Nucleare

Funcţiile termodinamice ale zirconiului în stare solidă, de la temperatura

ambiantă la 1400 K :

- Variaţia entalpiei (în cal/mol):

- pentru Zr α:

43

Page 44: Licenta Materiale Nucleare

H0T – H0298,16 =6,83ּT+0,56ּ10-3ּT2+0,87ּ105ּT-1–2378

pentru intervalul de temperatură de 298–1135 K; precizie: 0,2%

- pentru Zr α:

H0T – H028,916 =7,27ּT–1163

pentru intervalul de temperatură de 1135–1400 K; precizie:0,3%.

- Ecuaţiile pentru căldura specifică molară (în cal/molּK) obţinute din expresiile

de mai sus:

- pentru Zr α:

cp=6,83+1,12ּ10-3ּT–0,87ּ105ּT-2

pentru intervalul de temperatură de 298–1135 K;

- pentru Zr β:

cp=7,27 pentru intervalul de temperatură de 1135–1400 K.

În cazul intervalului de temperatură de 298,16–900 K, pentru Zrα avem:

cp=4,26+4,14∙10-3∙T+0,56∙105∙T-2

Câteva valori ale lui cp, pentru diferite temperaturi sunt date în tabelul 4.2. ce

reprezintă căldura specifică a zirconiului în funcţie de temperatură:

Tabelul 4.2. Căldura specifică a zirconiului în funcţie de temperatură

Temperatura [˚C] cp[în cal/g.˚C]

Camerei 0,0692

127 0,0739

427 0,0815

727 0,0862

862 Zr α 0,0880

862 Zr β 0,0797

1127 0,0797

Conductibilitatea termică

Valorile conductibilităţii termice determinate experimental sunt prezentate în

tabelul 4.3. ce reprezintă conductibilitatea termică a zirconiului în funcţie de temperatură:

44

Page 45: Licenta Materiale Nucleare

Tabelul 4.3. Conductibilitatea termică a zirconiului în funcţie de temperatură

Material

X[W/cm/C]

25˚C 50˚C 100˚C 200˚C 300˚C

Zr 100% 0,211 0,209 0,204 0,196 0,187

97%Zr-3%U 0,140 0,141 0,142 0,144 0,147

Zircaloy-2 0,146 0,144 0,141 0,139 0,140

Între conductibilitatea termică χ(în w/cm/˚C) şi conductibilitatea electrică

specifică, λs’ (în (μΩ cm)-1) există relaţia empirică:

χ=0,0308 (λs–0,00327)∙T+0,0381, T fiind dat în K.

Proprietăţile electrice:

Rezistivitatea electrică a zirconiului depinde considerabil de puritatea metalului

şi de trecutul său metalurgic, precum şi de anizotropia creată de structura hexagonală a Zr α.

Valorile rezistivităţii electrice pentru zirconiu de diferite provenienţe, la

temperatura de 20˚C sunt următoarele:

― zirconiu Van Arkel, de înaltă puritate: 44,1 μΩ cm;

― zirconiu redus cu Mg, retopit şi uzinat : 54 μΩ cm;

― zirconiu redus cu Mg, trefilat la rece: 52,5 μΩ cm;

― zirconiu redus cu Mg, retopit,fir recopt: 50,5μΩ cm;

― zirconiu mai puţin pur, redus cu Mg, fir tras la rece:60μΩ cm.

În general, rezistivitatea electrică scade cu creşterea presiunii.

45

Page 46: Licenta Materiale Nucleare

Tabelul 4.4. Conductibilitatea electrică a zirconiului cu un conţinut de 0,04% hafniu

Temperatura [˚C]Conductibilitatea electrică

[cal/s∙cm∙˚C]

50 0,05

100 0,049

150 0,048

200 0,047

250 0,046

Supraconductibilitatea zirconiului apare la o temperatură de sub Tc=0,68 K. Date

mai recente indică o temperatură de tranziţie în stare de supraconductibilitate de T c=0,63 K,

respectiv de 0,3 K.

Coeficientul de temperatură al rezistenţei electrice a zirconiului este de 4,4∙10-3.

46

Page 47: Licenta Materiale Nucleare

4.4. Proprietăţile mecanice ale zirconiului

Vom prezenta printr-un tabel 4.5. caracteristicile mecanice, la temperatură

ambiantă, pentru zirconiu metalic laminat la rece şi recopt, în faza α, pentru diferite calităţi de

zirconiu.

Zirconiul Van Arkel şi zirconiul Kroll prezintă la temperatură ambiantă,

proprietăţi foarte diferite, putându-se considera adesea ca două metale distincte, dificil de

comparat.

La tracţiune, zirconiul şi aliajele sale se comportă ca majoritatea metalelor

neferoase, adică prezintă o tranziţie gradată de la comportamentul elastic la cel plastic.

Duritatea zirconiului este în funcţie de compoziţia metalului şi starea sa

structurală. Aceasta este extrem de sensibilă la prezenţa oxigenului, variind între 20 -60

pentru intervalul de 0 -2,5% atomi. Zirconiul cel mai pur prezintă o duritate de 20 Rockwell.

În schimb, majoritatea aliajelor de zirconiu prezintă durităţi în domeniul 45 -65 Rockwell.

Efectul iradierii asupra proprietăţilor mecanice.Iradierea cu neutroni a zirconiului

şi aliajelor sale conduce la creşterea limitei elastice şi a sarcinii de ruptură.Are loc o scădere a

ductibilităţii şi deci a alungirii la rupere .

Rezistenţa la coroziune.

Este, în general, foarte bună. Metalul nu este atacat de majoritatea

acizilor,reactanţilor chimici şi de apa de mare.Impurităţile din zirconiu îi reduc însă mult

rezistenţa la coroziune.Viteza de coroziune a zirconiului variază în limite foarte largi,de la

câteva mg/dm3∙an,până la distrugerea completă a materialului în câteva zile.

În prezenţa unui oxidant, suprafaţa zirconiului se acoperă cu un strat compact de

ZrO2 monoclinic.Creşterea bruscă a vitezei de coroziune poate fi explicată prin tranziţia ZrO2

de la forma cubică sau tetragonală la cea monoclinică,sau prin fisurarea stratului de oxid, ca

urmare a tensiunilor interne datorate creşterii mai rapide a grosimii stratului în dreptul

limitelor dintre granule.

În apă, coroziunea zirconiului şi a aliajelor sale are loc conform reacţiei:

Zr+2H2 O→ZrO2+2 H2

Analiza proceselor de coroziune a tecilor de combustibil nuclear impune studiul

acestora în condiţiile termice de funcţionare a tecilor.Se impune deci o analiză a vitezei de

coroziune, în corelaţie cu fluxul termic existent pe suprafaţa externă a tecii de

47

Page 48: Licenta Materiale Nucleare

combustibil.Procesul de coroziune nu este pronunţat când stratul de oxid este de grosime

redusă, dar creşte rapid în cazul straturilor groase de ZrO2.Accelerarea acestui proces este o

consecinţă a dependenţei vitezei de coroziune de temperatură.

Tabelul 4.5. Proprietăţile mecanice ale zirconiului

Tip de zirconiuMod de topire

Istoricfabricaţie

Grosimegranule [mm]

Limita deelasticitate[kg/mm2]

Sarcina la

rupere[kg/mm2]

Deformarela rupere

[%]

DuritateRockwell

Burete Kroll

topire prin inducţie

în creuzet de grafit

laminat la 8540C

recopt 30 min,

răcit cu aer

0,0350,045

26,4 43,2 21 54

Burete Kroll

topire prin inducţie

în creuzet de grafit

laminat la rece

30%, recopt la

1h la 7000C

0,025 25,2 39,6 24 50

Burete Kroll

topit în arc

laminat la rece

30%, recopt la

1h la 7000C

0,035 26,4 44,5 30 54

Zr Van Arkel

topit în arc

laminat la rece

30%, recopt la

1h la 7000C

0,035 11,5 25 36 34

Zr Van Arkel

topit în arc

Laminat la cald

la 7000C, laminat la rece 66%,

recopt la 1,5h la 6000C

0,02 6,6 24,4 47 48

48

Page 49: Licenta Materiale Nucleare

Constante elastice.

Valoarea modului Young, E, la temperatură ambiantă:

― pentru zirconiu Kroll:E=9 760 kg/mm2

― pentru zirconiu Van Arkel:E=9 020 kg/mm2

Valorile pentru acest modul variază în literatură între 9 000-10 000

kg/mm2.Valoarea cea mai corectă: 9 630 kg/mm2.

Modulul de torsiune; la temperatura de 20˚C,are valoarea de 3 450±50 kg/mm2

Acţiunea oxigenului.

Începe spre temperatura de 200˚C şi se manifestă printr-o creştere în greutate a

probelor,după o cinetică de formă parabolică,ceea ce indică formarea unui strat

protector.Această cinetică se menţine la orice temperatură şi pe durate lungi.Peste 500˚C se

face simţită difuzia oxigenului în metal şi accelerarea procesului de oxidare.Oxidul format

este zirconiul (ZrO2).Căldura de formare a acestuia la temperatură ambiantă este:

H928,16= ―261,5 ± 0,2 kcal / mol

Coeficientul de difuzie a oxigenului în metal poate fi calculat cu expresia:

D(cm2/s) = 9,4 e –51 780/RT cm2/s

în intervalul 400 ―585˚C şi cu expresiile:

Dα= 0,196 e ―4 100/RT cm2/s pentru Zr α

Dβ=0,0453 e―28200/RT cm2/s pentru Zr β

în intervalul 1 000―1 500˚C.

Pentru intervalul de temperatură dintre 400 – 1 500˚C, se obţine prin interpolare

relaţia:

Dα = 5,2 e―50 800/RT cm2/s

Coeficientul de difuzie a oxigenului în Zr α poate fi calculat şi cu expresiile:

Dα = 69,2 e ―56187/RT cm2/s, în intervalul 400 - 700˚C

Dα = 9,13 ∙10-5 e ―29815/RT cm2/s, în intervalul 700 - 850˚C.

Acţiunea aerului.

Acţiunea aerului asupra zirconiului începe ca şi cea a oxigenului,urmând o lege

parabolică, apoi, după un timp, variabil cu temperatura, apare o schimbare bruscă a cineticii,

care devine practic liniară.Trecerea acestui punct de tranziţie este însoţită de o modificare

profundă a stratului de oxid,care devine alb uniform, cu tendinţă de fisurare. Acesta este

fenomenul de descămare.

49

Page 50: Licenta Materiale Nucleare

Acţiunea hidrogenului.

În absenţa unui strat protector de oxid, absorbţia hidrogenului poate avea loc la

temperatură ambiantă. În mod normal însă ea nu se observă decât începând de la temperatura

de 200˚C, când este însoţită de expansiune notabilă, corespunzătoare formării hidrurii.

Contrar oxigenului şi azotului ce formează cu zirconiul compuşi stabili, hidrogenul poate fi

extras în întregime din metal, prin încălzirea acestuia, sub vid înaintat ,la temperatura de

600˚C.

Coeficientul de difuzie a hidrogenului în zirconiu este mult mai mare decât cel al

oxigenului şi azotului:

D=6∙10-6 cm2/s la 400˚

D=10∙10-6 cm2/s la 500˚C

D=16∙10-6 cm2/s la 600˚C.

Pentru domeniul de temperatură 60 - 250˚C,coeficientul de difuzie a hidrogenului

în Zr α se poate calcula cu relaţia:

Dα=A∙10-3 e -11400/RT cm2/s

unde A=1,09 pentru hidrogen şi respectiv A=0,73 pentru deuteriu.

Date experimentale arată că dependenţa de temperatură a coeficientului de difuzie

poate fi exprimată prin:

Dα=2,17∙10-2 e -8380/RT cm2/s

Limita de solubilitate a hidrogenului în zirconiu variază cu temperatura, conform

relaţiei:

Ns=9,9∙104 e -8250/RT p.p.m.

Acţiunea apei şi a vaporilor de apă asupra zirconiului.

Apa si vaporii de apă au o acţiune analoagă cu cea a aerului, dar mai rapidă.

Această accelerare este atribuită hidrogenului eliberat prin reducerea apei, absorbită parţial de

metal, pe care-l fragilizează.

50

Page 51: Licenta Materiale Nucleare

4.5. Proprietăţile mecanice ale aliajelor de zirconiu.

Zirconiul industrial obişnuit nu poate atinge gradul de puritate dorit, care să-i

asigure rezistenţă la coroziune şi proprietăţile mecanice corespunzătoare.Dacă nu se adoptă

precauţii speciale în procesul de elaborare a zirconiului, în material pot fi introduse o serie de

impurităţi, cele mai dăunătoare fiind gazele (O,N,H) şi carbonul.

Azotul şi carbonul îi reduc rezistenţa la coroziune, hidrogenul îl fragilizează, iar

oxigenul îl durifică, devenind astfel greu de prelucrat.

Pentru combaterea tuturor efectelor nedorite se recurge la alierea zirconiului. Prin

alierea acestuia cu staniul, fierul şi nichelul se obţin aliajele de zirconiu cunoscute sub

denumirea de Zircaloy.

Tabelul 4.6.Compoziţia chimică a unor aliaje de zirconiul

Aliaj

Conţinutul în elemente de aliere [%]

Sn Fe Cr Ni Nb

Zircaloy-2 1,5 0,14 0,1 0,06 -

Zircaloy-4 1,5 0,17 0,12 - -

Aceste aliaje prezintă o rezistenţă mult mai bună la coroziune, posedă o rezistenţă

mecanică superioară, sunt suficient de ductibile şi prezintă proprietăţi nucleare apropiate de

cele ale zirconiului pur. Unele din proprietăţile rezistente ale zirconiului şi aliajelor sale sunt

prezentate în tabelul 4.7.

Tabelul 4.7.Valorile rezistenţelor la rupere şi a rezistenţelor la curgere pentru zirconiu şi

aliajele sale

MaterialTempera-

tura[˚C]

Rezistenţa

la rupere[MPa]

Rezistenţa

la curgere

[Mpa]

Zirconiul pur 25 354 110

Zirconiul recopt 260 171 65

Zircaloy -2 25 1180 945

Zircaloy -2 250 868 559

51

Page 52: Licenta Materiale Nucleare

Valorile prezentate în tabelul de mai sus sunt strict orientative, întrucât

proprietăţile mecanice ale zirconiului şi ale aliajelor sale depind mult de modul de fabricaţie a

acestora.

Categoria de aliaje ale zirconiului cu niobiul(cu un conţinut de Nb de 1%

respectiv 2,5% în greutate) prezintă proprietăţile mecanice şi de rezistenţă la coroziune mult

mai bune decât aliajul de Zircaloy-2, în special la temperaturi înalte.

Influenţa impurităţilor şi elementelor aditive asupra caracteristicilor mecanice.

Zirconiul pur este un metal moale, ductil, uşor de fabricat. Adaosurile mici de fier,

crom, nichel şi staniu conduc la o creştere importantă a rigidităţii, reducându-i corespunzător

ductibilitatea. Dacă prezenţa acestor metale poate fi evitată cu unele precauţiuni, nu acelaşi

lucru se poate întâmpla cu oxigenul, prezent în operaţiunile de reducere sau topire, cu efecte

negative majore asupra ductibilităţii zirconiului. Pentru a menţine contaminarea cu oxigen la

minim sunt necesare tehnici de vid corespunzătoare.

Efectul azotului asupra zirconiului este întrucâtva similar cu cel al

oxigenului,contribuind şi el la creşterea durităţii. Cantităţile mici de hidrogen în zirconiu au

un efect de fragilizare mai mare decât oxigenul şi azotul. Hidrogenul formează o hidrură

friabilă ce se precipită, în timpul răcirii, sub formă de plachete, provocând fragilizarea.

Prezenţa carbonului în zirconiu conduce la modificări minore în caracteristicile

mecanice de tracţiune.

Aliajele cu aluminiu prezintă rezistenţă mecanică foarte ridicată, la cald.

Aluminiul îi scade însă rezistenţa la coroziune, la apă şi vaporii de apă. Adaosul de plumb îi

ameliorează comportarea la temperaturi ridicate. Aliajele de staniu posedă o bună rezistenţă la

deformare, atât la temperatură ambiantă cât şi la temperaturi moderate(până la 500˚C). Staniul

îi îmbunătăţeşte comportarea la coroziune faţă de apă şi vaporii de apă.

Efectul temperaturii asupra proprietăţilor mecanice.

Rezistenţa zirconiului scade rapid cu creşterea temperaturii.Adaosul de oxigen îi

creşte substanţial rezistenţa la temperatura camerei,dar acest efect se pierde la temperaturi

înalte. Adaosul de staniu, ca element de aliere, îi creşte rezistenţa atât la temperatura camerei

cât şi la temperaturi înalte.Rezistenţa la tracţiune,la temperatură înaltă este crescută şi de

prezenţa molibdenului, titanului, şi aluminiului.

52

Page 53: Licenta Materiale Nucleare

4.6. Aplicaţiile zirconiului şi a aliajelor sale

Dezvoltarea accelerată a metalurgiei zirconiului la scară industrială reprezintă o

consecinţă directă a dezvoltării energeticii nucleare. Ea a determinat prepararea lui în cantităţi

de ordinul tonelor şi, prin aceasta a contribuit la reducerea substanţială a preţului şi la

deschiderea de noi perspective în domeniul aplicaţiilor practice.

Datorită proprietăţilor nucleare, fizice şi chimice, favorabile, (secţiune eficace

redusă pentru absorţia neutronilor termici(σ =0,18 barni), proprietăţi refractare excelente

datorită temperaturii de topire înalte (1845˚C), rezistenţă mecanică bună la acţiunea radiaţiilor

şi la coroziune etc.) zirconiul a devenit unul din principalele materiale de structură atât pentru

industria chimică clasică cât şi pentru industria nucleară. Prin aliere cu staniu, fier, crom,

nichel, niobiu, aluminiu şi molibden, zirconiul a oferit o gamă întreagă de aliaje,cu proprietăţi

fizico-chimice şi nucleare remarcabile, cunoscute sub numele de Zicaloy. Ele prezintă o

rezistenţă mecanică superioară, sunt suficient de ductibile şi au proprietăţi nucleare apropiate

de cele ale zirconiului pur.

Aplicaţii în domeniul nenuclear

Datorită calităţilor excelente de rezistenţă la coroziune în multe soluţii,zirconiul şi

aliajele sale şi-au găsit multiple aplicaţii majore,în special ca materiale de structură pentru

echipamentele din industria chimică,cum sunt:

- schimbătoarele de căldură, cu un spectru larg de aplicabilitate (industria acidului

acetic, a acidului sulfuric, a altor acizi organici);

- coloanele de stripare şi de uscare, pentru industria acidului sulfuric (la

concentraţii de peste 55% în greutate),a acidului acetic, a altor acizi organici;

- cuvele de reactori şi tancurile pentru medii corosive (acid sulfuric, compuşi

organici etc.);

- conductele în reactorii cu etilbenzen;

- pompele şi valvele destinate vehiculării mediilor corosive;

- filierele pentru fibrele sintetice.

Printre alte aplicaţii mai amintim pe cele legate de rafinarea

magneziului,gelificarea uleiurilor vegetale,dezoxidarea oţelurilor,cataliza diferitelor reacţii

chimice,precum şi pe cele din domeniul pirotehniei,chirurgiei etc.

53

Page 54: Licenta Materiale Nucleare

Aplicaţii în domeniul nuclear

Zirconiul şi aliajele acestuia constituie la ora actuală unul din principalele

materiale de structură ce intră în subansamblele zonei active a reactorilor termici şi anume:

- tecile de combustibil;

- fasciculele de combustibil;

- tuburile de calandru;

- piesele de asamblare şi de rezistenţă etc.

Zirconiul este utilizat , în aceste scopuri, sub două forme: fie sub formă de

zirconiu pur,din care azotul este eliminat prin procedeul Van Arkel,fie sub forma aliajelor de

zirconiu, denumite, după cum ştim Zircaloy,mai puţin costisitoare,dar, din păcate,mai puţin

rezistente decât zirconiul Van Arkel.

Materialele utilizate pentru fabricarea tecilor de combustibil prezintă aşadar, o

importanţa deosebită,întrucât ele împiedică trecerea produşilor de fisiune din combustibilul

ars în agentul termic şi evită corodarea combustibilului de către acest agent,ceea ce ,în caz

contrar,ar duce la distrugerea şi dispersarea lui în circuitul de transfer termic. În plus, ele

asigură rezistenţa mecanică a elementelor combustibile în timpul manipulării şi funcţionării,

permiţând transferul termic de la combustibil la agentul termic. Din aceste motive, aceste

materiale trebuie să reziste la solicitările mecanice şi termice,la iradiere şi la acţiunea corosivă

a agentului termic, să absoarbă cât mai puţini neutroni şi să se activeze slab.

Zirconiul şi aliajele sale răspund acestor exigenţe ,ele posedând:

- proprietăţi mecanice bune,în domeniul temperaturilor înalte,asigurând astfel

stabilitatea pe durata funcţionării;

- proprietăţi nucleare corespunzătoare (secţiune eficace redusă de absorţie a

neutronilor), asigurând o economie de neutroni acceptabilă. O nerespectare a economiei de

neutroni ar conduce la o supradimensionare inutilă a zonei active pentru atingerea criticităţii;

- transfer termic adecvat necesităţii limitării temperaturii combustibilului sub

cea critică, de topire a acestuia;

- compatibilitate bună cu materialul combustibil şi agentul termic;

- compatibilitate chimică bună cu celelalte materiale;

- capacitate de conservare bună a caracteristicilor mecanice în câmp intens de

radiaţii, ceea ce le conferă atât stabilitatea cât şi performanţele maxime în condiţiile de

funcţionare a reactorului;

- conductibilitate termică înaltă.

Caracteristicile legate de absorţia neutronilor în aceste materiale sunt foarte

54

Page 55: Licenta Materiale Nucleare

importante, în special pentru reactorii ce funcţionează cu uraniu natural, unde

absorbţiile parazite trebuie reduse la minim.

Aliajele de zirconiu reprezintă aşadar, materiale potrivite pentru fabricarea tecilor

de combustibil destinate reactorilor cu apă uşoară respectiv cu apă grea (LWR si PHWR), la

temperaturi de ~300˚C.

Dintre aliajele de zirconiu cele mai utilizate în acest scop pentru reactorii cu apă şi

cei cu sodiu, cu combustibil metalic sunt Zircaloy-2 şi Zircaloy-4. Zircaloy-2 posedă cea mai

bună rezistenţă la coroziune şi cele mai bune caracteristici mecanice. Se utilizează la

fabricarea tecilor de combustibil pentru reactorii cu apă. El se fragilizează însă în urma

absorbţiei hidrogenului rezultat din radioliza apei. Zircaloy-4 înlătură acest neajuns,prin

eliminarea nichelului din compoziţia sa, care favorizează absorbţia hidrogenului. El este

utilizat în reactorii răciţi cu apă uşoară, apă grea sau lichide organice.

Aceste două aliaje prezintă deci avantajul unor caracteristici nucleare

corespunzătoare, cu consecinţe benefice pentru economia de neutroni, dar şi dezavantajul

unor preţuri ridicate şi a unei capacităţi de fragilizare prin hidrurare (în special Zircaloy-2).

Criteriul fundamental în alegerea acestor materiale îl reprezintă caracteristicile mecanice

bune, care răspund favorabil solicitărilor termice şi mecanice tipice ale funcţionării

elementului de combustibil (gradienţi termici înalţi, generaţi în teacă de fluxurile termice

înalte).

Fabricarea elementelor combustibile.

Fabricarea combustibilului şi elementelor de combustibil nuclear constă dintr-o

succesiune de operaţii tehnologice astfel concepute încât să asigure folosirea în reactor a

combustibilului propriu-zis în condiţii de securitate deplină.

Alegerea unui anumit procedeu de fabricaţie pentru un element combustibil dat

este rezultatul unor multiple analize, ce au la bază consideraţiuni de ordin tehnic şi economic.

Elementele combustibile propriu-zise sunt constituite dintr-un număr de pastile

combustibile (UO2 ) introduse într-o teacă. După umplerea acesteia se trece la etanşarea lor,

prin sudare, cu două dopuri de capăt. Apoi se aranjează într-o anumită configuraţie

geometrică, constituind fasciculul de combustibil propriu-zis. Fig.4.1.

55

Page 56: Licenta Materiale Nucleare

Figura4.1.Fasciculul şi canalul combustibil

Procedeul de fabricare a elementelor combustibile depinde de tipul de reactor în

care vor fi utilizate.

Oricare ar fi însa destinaţia acestora, fabricarea lor presupune următoarea

succesiune de operaţii:

- controlul calitativ la recepţia materialelor de structură;

- pregătirea tecilor (tăierea la lungimile specificate, degresare etc.);

- fabricarea unor componente (dopuri ,distanţiere) pentru elementele combustibile

destinate reactorilor CANDU, gop axial pentru asigurarea unui volum de expansiune pentru

gazele de fisiune;

- brazarea distanţierelor pe suprafaţa tecilor, în cazul elementelor combustibile

destinate reactorilor CANDU;

- formarea „coloanelor” (seturilor) de pastile şi introducerea lor în teci;

- sudarea dopurilor de etanşare;

- tratamente superficiale ale suprafeţei elementului de combustibil finit (a barei de

combustibil) etc.

Pentru confecţionarea distanţierelor (patine şi distanţieri) se utilizează tabla de

Zircaloy de diferite grosimi. Semifabricatul este supus înaintea prelucrării unor controale

atente, legate de dimensiune, defecte superficiale, planeitate etc. Apoi se prelucrează de

regulă prin ştanţare.

Pe suprafaţa distanţierelor se depune prin evaporare beriliu, material ce va asigura

sudura prin difuzie a acestora pe tecile de combustibil, prin procedeul de brazare.

56

Page 57: Licenta Materiale Nucleare

Dopurile ― confecţionate din Zircaloy – 4 se prelucrează la dimensiunile

specificate, materialul fiind în prealabil supus unor controale riguroase la recepţie (prin

defectoscopie cu ultrasunete), verificându-se în acelaşi timp şi proprietăţile mecanice.

57

Page 58: Licenta Materiale Nucleare

5. ÎNCERCĂRI EXPERIMENTALE

5.1. Consideraţii generale privind necesitatea încercărilor mecanice de

rezistenţă

Teoria elasticităţii şi rezistenţa materialelor studiază starea de tensiune şi de

deformaţie a corpurilor sub acţiunea unor sarcini exterioare.

Ipoteza proporţionalităţii dintre tensiuni şi deformaţii specifice se poate verifica

direct,în cazul altor ipoteze se efectuează verificarea experimentală a relaţiilor teoretice care

au fost deduse pe baza ipotezelor respective.

Pe de altă parte se ştie că rezistenţa reală la rupere a unui material nu se poate

determina prin calcul. Rezistenţa teoretică la rupere, calculată pe baza forţei de atracţie dintre

atomi are o valoare mult mai mare decât rezistenţa reală la rupere. Înseamnă deci, că numai

prin încercări experimentale se obţin date care să permită stabilirea limitelor de solicitare în

diferite situaţii practice.

Prin încercări mecanice ale metalelor se înţeleg toate determinările privind

comportarea metalelor,în anumite condiţii de solicitare mecanică, stabilite convenţional.

Încercarea mecanică de rezistenţă se execută pe o piesă cu formă şi dimensiuni

determinate, numită epruvetă, prelucrată dintr-o probă, adică dintr-o bucată de metal extrasă

din produsul examinat.

58

Page 59: Licenta Materiale Nucleare

5.2. Încercarea la tracţiune

Încercarea la tracţiune constă în aplicarea până la rupere pe direcţia axei

longitudinale a epruvetei a unei sarcini uniaxiale în vederea determinării unor caracteristici

mecanice.

Sarcina se măsoară cu ajutorul celulei de sarcină iar deplasarea prin intermediul

extensometrului. Prin intermediul programului de achiziţie şi prelucrare automată a datelor

dependenta mărimilor primare forţă – deplasare este convertită în curba de tracţiune tensiune

– deformare, concomitent cu determinarea mărimilor mecanice de interes.

Eşantionarea, prelevarea probelor la dimensiunile standardizate şi controlul

dimensional al acestora se efectuează de beneficiar. Epruvetele identificate şi însoţite de fişele

de măsurări dimensionale vor fi furnizate de domeniul de încercări mecanice.

Încercarea la tracţiune se execută aplicând unei epruvete o forţă axială crescătoare

şi măsurând (înregistrând) variaţiile corespunzătoare ale lungimii epruvetei. De obicei,

încercarea se face până la ruperea epruvetei. Deformarea epruvetei în funcţie de forţa de

tracţiune se poate evalua în două moduri:

-prin măsurarea distanţei dintre două puncte A şi B ale sistemului de prindere;

maşina de încercat trasează o curbă care arată creşterea forţei aplicate epruvetei în funcţie de

creşterea distanţei dintre cele două puncte;variaţia distanţei include atât deformaţia totală a

epruvetei,cât şi deformaţiile unor piese ale maşinii;

-prin folosirea unui aparat numit extensometru, fixat pe epruvetă între două

secţiuni aflate la distanţă Lo, care măsoară variaţia distanţei dintre aceste secţiuni. Citirea

indicaţiilor extensometrului se face continuu, pe măsura creşterii forţei de tracţiune,astfel

încât curba de legătură între forţă şi variaţia ΔL a lungimii Lo se poate obţine în timpul testării.

În ultimul timp au fost realizate sisteme de masură şi achiziţie date computerizate

care se ataşează maşinilor de încercat şi care au posibilitatea să traseze continuu curba de

încercare prin sistemul de măsurare a forţei, propriu maşinii, şi la un extensometru, care

măsoară deplasarea epruvetei.

Pentru a defini comportarea materialului ar trebui trasată curba caracteristică a

materialului, care să exprime legatura între tensiunea σ şi deformaţia specifică ε. Într-o

secţiune transversală a epruvetei tensiunea este constantă şi se calculează cu relaţia

=

FmS 0

59

Page 60: Licenta Materiale Nucleare

unde: –S0 reprezintă aria secţiunii transversale, variabilă în timpul încercării.

-Fm reprezintă forţa de tracţiune

În general, curba caracteristică prezintă o porţiune liniară, în care deplasarea

epruvetei este proporţională cu forţa aplicată.În această zonă este valabilă legea lui Hooke.

Modulul de elasticitate se exprimă în mai multe feluri: modulul de elasticitate

tangent (curent E sau initial E0), modulul de elasticitate secant Es, modulul de elasticitate de

coardă, modulul de elasticitate convenţional.

Conform modulului de elasticitate convenţional se definesc :

― Limita de proporţionalitate convenţională σt ,măsurată în N ∕mm2, reprezentând

tensiunea la care modulul de elasticitate curent Eσ atinge o abatere prescrisă faţă de modulul

de elasticitate iniţial E0. Abaterea se calculează cu relaţia (E0-Eσ)∙100/E0[%] şi se înscrie ca

indice.

― Limita de elasticitate convenţională (pentru o deplasare convenţională

prescrisă) σp, măsurată în N/mm2, reprezentând tensiunea la care abaterea de la variaţia

proporţională dintre tensiune şi deplasare atinge o valoare prescrisă.

― Limita de elasticitate tehnică (pentru o deplasare remanentă prescrisă) σr,

măsurată în N/mm2, fiind tensiunea la care deplasare specifică remanentă atinge o valoare

prescrisă (înscrisă ca indice).

― Limita de curgere convenţională (pentru o deformare neproporţională

prescrisă), fiind raportul dintre sarcina corespunzătoare unei deformări neproporţionale

prescrise şi aria secţiunii transversale iniţiale a epruvetei; se notează Rp,cu un indice numeric

reprezentând deformare neproporţională prescrisă;

― Limita de curgere remanentă (pentru o deformare remanentă prescrisă), notat

Rr, reprezentând raportul între sarcina corespunzătoare unei deformări remanente (la

descărcarea epruvetei) prescrise şi aria secţiunii transversale iniţiale a epruvetei. Deformare

remanentă prescrisă se menţionează ca indice la Rr.

Raportul dintre forţa maximă şi aria secţiunii transversale iniţiale a epruvetei se

numeşte rezistenţă la rupere, notată Rm şi măsurată în N/mm2:

Rm =

Fmax

S0

În cazul materialelor cu fragilitate pronunţată, rezistenţa la rupere este practic,

aceeaşi cu limita de curgere.

60

Page 61: Licenta Materiale Nucleare

S-a arătat mai înainte că întreruperea încercării la tracţiune atunci când nu s-a

depăşit limita de elasticitate şi înlăturarea forţei determină revenirea epruvetei la dimensiunile

iniţiale.

După ce se depăşeşte limita de elasticitate, deformaţiile mari pe care le capătă

epruveta încep să producă o micşorare importantă a secţiunii transversale. Din această cauză,

tensiunea reală din epruvetă, egală cu raportul dintre forţa de tracţiune înregistrată de maşina

şi aria secţiunii momentane reale este mai mare decât valoarea convenţională obţinută prin

împărţirea forţei la aria secţiunii iniţiale.

61

Page 62: Licenta Materiale Nucleare

5.3. Epruvete pentru încercarea la tracţiune

Forma şi dimensiunile epruvetei trebuie să îndeplinească următoarele condiţii:

- dimensiunile epruvetei să fie suficient de mari, astfel încât, pe de o parte ,

rezultatele să nu fie influenţate de particularităţile de comportare ale unor formaţiuni cristaline

ale metalului şi, pe de altă parte, deplasarea să se poată măsura cu suficientă precizie;

- să existe într-o anumită zonă a epruvetei, o stare de tensiune omogenă; tensiunile

locale care apar în porţiunile de prindere ale epruvetei să fie minime şi să nu influenţeze

starea de tensiune din zona principală a epruvetei;faptul că există o stare de tensiune omogenă

prezintă două avantaje importante:acela că pe curba caracteristică se poate observa uşor

momentul apariţiei deformaţiilor plastice şi acela că relaţiile de calcul pentru obţinerea

tensiunilor şi deformaţiilor specifice sunt foarte simple.

Forme constructive, dimensiuni. Pentru ca rezultatele încercărilor la tracţiune să

fie comparabile este nevoie ca epruvetele să respecte anumite condiţii de formă, dimensiune şi

prelucrare.

În mod obişnuit, epruvetele au secţiunea circulară (epruvete rotunde) sau

dreptunghiulară (epruvete plate), cu raportul laturilor secţiunii mai mic decât 4:2. Dacă o

epruvetă are secţiunea S0, atunci se poate considera că are diametrul echivalent

d0 = √ 4 S0

π 1,13√S0

unde: -S0 secţiunea epruvetei

Lungimea iniţială L0 şi diametrul iniţial d0 se aleg în aşa fel încât raportul n

= L0/d0 numit factor dimensional să aibă valoarea n = 5 sau n = 10; corespunzător acestor

valori, epruveta se numeşte proporţională normală sau proporţională lungă. Este necesară

impunerea valorii factorului dimensional pentru a se obţine alungiri la rupere comparabile, la

epruvete cu diferite secţiuni. În cazuri speciale se pot utiliza epruvete neproporţionale.

Lungimea calibrată se alege în aşa fel încât de la marginile acesteia până la

reperele care delimitează lungimea iniţială să fie o distanţă de cel puţin 0,565√S0 adică 1/2 din

d0, ceea ce înseamnă că valoarea minimă a acesteia este Lc = L0 + d0; în mod normal

Lc = L0 + 2d0

Lt - lungimea totală a epruvetei;

62

Page 63: Licenta Materiale Nucleare

Lc - lungimea calibrată a epruvetei (lungimea porţiunii de secţiune constantă în

limitele toleranţelor prescrise).

Capetele de prindere ale epruvetei trebuie să fie coaxiale cu porţiunea calibrată,

pentru a se asigura solicitarea la tracţiune simplă. Forma şi dimensiunile lor se aleg în funcţie

de dispozitivele de prindere ale maşinii de încercat. Epruvetele rotunde pot avea capete

cilindrice netede, cilindrice filetate sau conice. Epruvetele plate pot avea capete de prindere

fără gaură pentru bolţ sau cu gaură. Dimensiunile epruvetelor uzuale, rotunde şi plate sunt

date în ASTM. E 8 M.

Epruveta pentru încercarea la tracţiune trebuie să aibă secţiune circulară,în cazul

produselor în formă de bare şi secţiune dreptunghiulară, pentru celelalte produse (table,

benzi); epruvetele cu secţiune dreptunghiulară pot fi înlocuite cu epruvete rotunde în situaţia

în care aparatura nu permite încercarea pe epruvete plate sau dacă grosimea tablei din care se

ia probă este mai mare de 25 mm.

Epruveta se execută, din materialul studiat, prin aşchiere cu adâncimi de aşchiere

mici; dacă materialul este casant,suprafaţa epruvetei trebuie şlefuită cu pânză abrazivă (având

grijă de a nu crea rizuri circulare). Rizurile care marchează lungimea calibrată a epruvetei sau

care subdivid această zonă se trasează cu dispozitive speciale.

Dacă bara are grosimea ¿ 40 mm sau banda are laţimea ¿ 30mm,proba extrasă

pote fi supusă direct încercării la tracţiune, fără a executa o epruvetă.

În cazul produselor din metale şi aliaje neferoase locul şi poziţia de luare a probei

sunt prevăzute în STAS 8394 – 69, în funcţie de tipul produsului, direcţia de deformare,

grosime (pentru table, benzi şi plăci), mărimea secţiunii (pentru bare, ţevi, sârme, profile).

În toate situaţiile în care se recomandă folosirea epruvetelor plate, o suprafaţă a

epruvetei trebuie să coincidă cu suprafaţa produsului (să păstreze stratul superficial

neprelucrat).

63

Page 64: Licenta Materiale Nucleare

5.4. Maşina de încercat universală

Maşina de încercări mecanice, tip INSTRON model TT-BM 1113 modernizată

prin echiparea cu controller extrem digital EDC-100. Servomotor şi Encoder Digital, care

permit monitorizarea automată a parametrilor de testare şi prelucrare automată a

datelor(Fig.5.1.).

Celula de sarcină de 2500 kg, eroarea de măsură de ± 0,5%.

Figura.5.1.Maşina de încercat model INSTRON

Extensometre cu lungimea activă de 10, 25 respectiv 50 mm, clasa de precizie

B2,eroarea de măsură a deformării de ±2x10-4.

Părţile componente principale ale maşinii pentru încercări statice la tracţiune sunt

următoarele: batiul, dispozitivul de fixare a epruvetei, dispozitivul de aplicare a sarcinii,

dispozitivul de măsurare a deformări extensiometru şi dispozitivul digital de înregistrare a

curbei caracteristice. Asupra epruvetei se aplică o sarcină progresivă, lentă, fără şocuri, în

general până la rupere. Datele obţinute în timpul testării de către maşina de tracţiune sunt

procesate de către calculator folosind un program specific tipului de epruvetă şi de testare care

a fost efectuat.

64

Page 65: Licenta Materiale Nucleare

Rezultatele selectate de utilizator sunt calculate din aceste date şi pot fi prezentate

sub forma unui certificat de testare care poate fi tipărit împreună cu graficele corespunzătoare.

Dispozitivele de prindere a epruvetei.

Pentru epruvetele rotunde, STAS 200-75 se recomandă capete de prindere

cilindrice, conice sau filetate; corespunzător acestor forme, prinderea în dispozitivul de fixare

al maşinii se poate face cu pene care au suprafaţa striată (plată sau cu canal în direcţia axială a

epruvetei) şi care se strâng automat sau prin intermediul unui inel cu suprafaţa de sprijin

sferică.

În cazul epruvetelor plate,capetele de prindere pot fi cu sau fară bolţ; dacă nu au

gaură pentru bolţ, prinderea se face în dispozitiv cu pene cu suprafaţa plată, striată.

Viteza de executare a încercării.

Încercarea la tracţiune se execută prin aplicarea continuă a sarcinii, fără şocuri.

Viteza cu care se desfăşoară încercarea poate fi exprimată în mai multe feluri:

-viteza de încărcare, (aplicare) vF, reprezentând creşterea în unitatea de timp a

forţei aplicate epruvetei; se măsoară în N/s;

-viteza de solicitare, exprimând creşterea în unitatea de timp a tensiunii din

epruvetă; se notează cu vRe viteza de solicitare elastică (în domeniul deformaţiilor

preponderent elastice) şi cu vRp viteza de solicitare plastică; aceste viteze se măsoară în

N/mm2.s;

-viteza de îndepărtare a fălcilor vD, măsurată în mm/s, egală cu creşterea în

unitatea de timp a distanţei dintre fălcile (dispozitivele) de prindere ale maşinii de încercat;

-viteza de deformare a epruvetei vΔL ,reprezentând creşterea în unitatea de timp a

deplasări ΔL (ΔL fiind diferenţa dintre lungimea epruvetei deformate şi lungimea iniţială); se

măsoară în mm/s;

-viteza de deformare specifică vA, egală cu creşterea în unitatea de timp a alungirii

A (adică a deformări specifice ΔL/L0) se măsoară în %/s.

În general se fac recomandări în legătură cu viteza de solicitare sau cu viteza de

îndepărtare a fălcilor.

Măsurarea deformări.

65

Page 66: Licenta Materiale Nucleare

Pentru măsurarea deplasări se folosesc frecvent extensometre mecanice optice şi

video; baza de măsurare a acestora poate fi destul de mare (10-50 mm), deoarece lungimea

calibrată a epruvetelor uzuale este de acest ordin de mărime.

Caracteristicile mecanice uzuale determinate prin încercarea la tracţiune sunt

următoarele: limita de curgere (aparentă, superioară, inferioară), limita de curgere

convenţională, limita de curgere remanentă, limita de întindere, rezistenţa la rupere,

deformarea la rupere, gâtuirea la rupere.

Stabilirea limitelor de curgere şi a limitei de întindere.

Limita de curgere aparentă se determină vizual: se urmăreşte continuu deplasarea

acului indicator de pe cadranul de măsurare a forţei, împreună cu acul remorcă; la un moment

dat, deşi deplasarea epruvetei se produce în continuare, acul indicator se opreşte sau se

întoarce la forţe mai mici; în această situaţie, acul remorcă indică valoarea forţei maxime care

va fi considerată în calculul limitei de curgere aparente.

Limita de curgere superioară şi limita de curgere inferioară. În cazul materialelor

care nu au limită de curgere aparentă se determină limita de curgere convenţională şi limita de

curgere remanentă.

Pentru a determina limita de curgere convenţionala Rp se poate utiliza diagrama

încercării înregistrată pe maşina de încercat.

Diagrama la care se înregistrează variaţia forţei de tracţiune în funcţie de

îndepărtarea fălcilor maşinii este admisă pentru determinarea limitei de curgere convenţionale

numai dacă deplasarea fălcilor este mai mare cu cel mult 10% decât deplasarea porţiunii

calibrate.

Dacă maşina de încercat este dotată cu un înregistrator care se cuplează la

sistemul de forţa al maşinii şi care primeşte un semnal electric de la un extensometru

(inductiv) montat pe epruvetă, atunci se poate trasa diagrama încercării (în coordonate F, Δl).

Deformarea ΔL indicată de extensometru se poate amplifica (de exemplu de 200, 1000 sau

2000 ori) astfel încât diagrama înregistrată să permită fixarea cu precizie a punctului

corespunzător alungirii neproporţionale prescrise.

Dacă diagrama încercării se reprezintă prin puncte,atunci extensometrul se

montează pe epruvetă dupa aplicarea unei sarcini iniţiale care să producă o solicitare de 30

N/mm2. Diagrama trebuie să aibă cel puţin 6 puncte, pentru sarcini egale cu 5,10,25,50,75 şi

100% din sarcina corespunzătoare limitei de curgere convenţionale aproximate. La trasarea

66

Page 67: Licenta Materiale Nucleare

dreptei paralele cu porţiunea cvasiliniară a diagramei se ţine seama şi de deformarea aferentă

sarcinii iniţiale.

La încercările de litigiu este necesară determinarea exactă a pantei dreptei

paralele. În acest scop, după depăşirea cu 2 – 5% a sarcinii corespunzătoare limitei de curgere

prescrise aproximativ se execută un ciclu de descărcare – încărcare. Panta dreptei se obţine

unind punctul de intersecţie a curbelor de descărcare şi încărcare cu punctul de pe axa At.

Limita de curgere remanentă (pentru o deformare remanentă prescrisă) se obţine

prin încărcarea epruvetei în cicluri cu amplitudine crescătoare şi prin prelucrarea diagramei

trasate pe baza măsurărilor.

Epruvetei i se aplică o sarcină iniţială care să producă o solicitare de 30N/mm 2 şi

se montează extensometrul. Apoi epruveta se încarcă în cicluri cu amplitudini din ce în ce mai

mari care să mărească de fiecare dată solicitarea cu 25 – 30 N/mm2 .După fiecare încărcare,

epruveta se descarcă până la o sarcină inferioară celei iniţiale şi se stabileşte deformarea

remanentă în %. Când apare o deplasare remanentă de 0,1% se mai execută cel mult trei

cicluri de încărcare –descărcare cu amplitudini majorate cu 10 N/mm2 . De fiecare dată se

măsoară deplasarea totală sub sarcina maximă a ciclului (la sfârşitul încărcării) şi deplasarea

remanentă la sarcina iniţială. Cu rezultatele măsurărilor se trasează diagrama încercării la

tracţiune reprezentând curba alungirilor totale şi curba alungirilor remanente. De pe aceasta

din urmă, corespunzător alungirii remanente prescrise rezultă sarcina care se foloseşte în

calculul limitei de curgere remanente.

Limita de întindere convenţională se exprimă pentru o anumită deformare totală

prescrisă şi reprezintă raportul dintre sarcina corespunzătoare acelei alungiri totale prescrise şi

aria secţiunii transversale iniţiale a epruvetei; deformare totală prescrisă se înscrie ca indice la

notaţia Rt.

Determinarea rezistenţei la rupere, a alungirii la rupere şi a gâtuirii la rupere.

Rezistenţa la rupere Rm se obţine ca raport între sarcina maximă înregistrată în timpul

încercării şi aria iniţială a secţiunii transversale a epruvetei.

Deformarea la rupere se determină în general pe epruvete care au factorul

dimensional n = 5.Dacă deformarea la rupere se obţine pe o epruvetă care are alt factor

dimensional,atunci aceasta poate fi echivalată informativ cu deformarea la rupere care s-ar fi

obţinut pe epruveta cu n = 5. Deformarea la rupere se calculează ca raport între lungimea

epruvetei după rupere şi lungimea iniţială şi se exprimă în procente.

În cazul încercărilor curente,lungimea iniţială L0 a epruvetei se împarte în trei părţi

egale; deformarea la rupere se poate determina numai dacă epruveta se rupe în treimea

67

Page 68: Licenta Materiale Nucleare

mijlocie; lungimea după rupere se obţine aşezând porţiunile rupte cu axele în prelungire, fără

distanţă între feţele rupturii şi măsurând distanţa între reperele extreme.

În cazul în care lungimea iniţială a epruvetei se divizează în zece părţi egale,

deformarea la rupere se poate determina independent de poziţia secţiunii de rupere în cadrul

lungimii iniţiale.

Gâtuirea la rupere Z se defineşte ca diferenţa dintre aria secţiunii iniţiale şi aria

secţiunii ultime a epruvetei,raportată la aria secţiunii iniţiale şi exprimată în procente:

Z = (S0 – Su)∙100/S0 [%]

unde: S0- aria secţiunii iniţiale

Su- aria secţiunii ultime

Aria secţiunii ultime este aria secţiunii transversale a epruvetei în

ruptură;evaluarea acesteia se face în următoarele condiţii convenţionale de măsurare a

dimensiunilor:dacă epruveta este rotundă, diametrul secţiunii de rupere se consideră ca fiind

media aritmetică a dimensiunii transversale maxime şi a celei minime;dacă epruveta este

plată, drept secţiune ultimă se consideră un dreptunghi ale cărui laturi sunt egale cu

dimensiunile minime măsurate în secţiunea rupturii.

Deformarea la rupere şi gâtuirea la rupere sunt două mărimi ce caracterizează

materialul din punct de vedere tehnologic şi nu sunt utile pentru calcule de rezistenţă; acestea

se referă la comportarea epruvetei într-o zonă limitată, în care, după atingerea sarcinii maxime

se produc deformaţii locale mult mai mari decât în rest

Analiza formei şi aspectului epruvetei după rupere.

Ruperea unui material poate fi ductilă, fragilă sau mixtă. În cazul ruperii ductile,

materialul se deformează plastic într-o măsură importantă; în cazul ruperii fragile, fisura se

propagă brusc nu se produce o deformaţie globală a unei zone a materialului, ci doar o

microdeformaţie locală pe suprafaţa de rupere (microdeformaţie care, de obicei, nu se

observă decât la analiza prin difracţia razelor X).

În cazul epruvetelor supuse la tracţiune,ruperea fragilă produce o secţiune de

separaţie normală pe axă; ruperea fragilă apare brusc,fără nici o manifestare prealabilă;

secţiunea de rupere are o structură cristalină.

Epruvetele executate din materiale foarte ductile (aur, plumb) capătă o gâtuire

mare,iar în momentul ruperii secţiunea poate ajunge chiar la un punct. Materialele cu

ductilitate medie capătă înainte de rupere o gâtuire destul de pronunţată, ruperea începe din

centrul secţiunii epruvetei şi apoi se propagă pe direcţiile tensiunilor tangenţiale maxime

68

Page 69: Licenta Materiale Nucleare

(la 45˚), aspectul suprafeţei de rupere fiind denumit „con – cupă”.

Deformarea plastică a epruvetei se produce prin deplasările de lunecare în reţeaua

cristalină a metalului; acest fenomen este confirmat de faptul că pe suprafaţa unei epruvete

bine şlefuite supuse la tracţiune, în faza deformării plastice apare un sistem de linii (striuri) de

lunecare înclinate la aproximativ 45˚ şi corespunzând, practic, planelor cu tensiuni tangenţiale

maxime (fenomenul de deformare este mai complex, adică având un caracter spaţial şi axial

simetric).

Factori care influenţează rezultatele încercării.

Pentru un anumit material, caracteristicile mecanice de rezistenţă pot rezulta cu

valori diferite, în funcţie de condiţiile în care s-a efectuat determinarea lor experimentală.

Factorii care determină obţinerea de rezultate diferite prin încercarea mecanică şi care produc

o modificare aparentă a valorilor caracteristicilor mecanice de rezistenţă sunt: dimensiunile

epruvetei, viteza de solicitare şi caracteristicile maşinii de încercat.

Diametrul epruvetei nu influenţează rezultatele încercării decât dacă scade sub 4 –

5 mm. În cazul când este foarte mic (zecimi de milimetru) se obţine o valoare a rezistenţei la

rupere sensibil mai mare decât aceea determinată cu epruvete uzuale.

Lungimea porţiunii calibrate a epruvetei influenţează valoarea alungirii la rupere.

În cazul când se folosesc epruvete lungi, deformarea la rupere A10 rezultă mai mică decât

deformarea la rupere A5, determinată pe epruvete scurte.

Viteza de solicitare influenţează rezistenţa la rupere şi deformarea la rupere, şi

anume: cu cât încărcarea se face mai lent, cu atât rezistenţa la rupere este mai mică, iar

deformarea la rupere este mai mare.

Caracteristicile maşinii de încercat influenţează aspectul curbei caracteristice în

zona de curgere. Dacă sistemul de măsurare al maşini are inerţie mare ‚ atunci nu sunt

obţinute limitele de curgere . Acelaşi lucru se întâmplă şi la sisteme cu inerţie mică , dacă

viteza de încărcare este mare .

Încercarea la tracţiune a tablelor şi benzilor subţiri.

În cazul încercărilor tablelor subţiri şi a benzilor metalice apar probleme de

prindere. Pentru a realiza o epruvetă cu capete proeminente se poate proceda în felul

următor:banda metalică se aşează între două şabloane din oţel şi se polizează pe contur

(şabloanele absorb căldura degajată); după aceea, pe capete se sudează prin puncte nişte

69

Page 70: Licenta Materiale Nucleare

plăcuţe executate din aceeaşi bandă. Pe o astfel de epruvetă ruperea se produce în zona

centrală şi se obţine valoarea corectă a rezistenţei la rupere. Pentru determinarea limitei de

proporţionalitate, a limitei de curgere şi a modului de elasticitate nu sunt necesare epruvete cu

capete proeminente, ci se foloseşte direct banda metalică. Benzile înguste (sub 20 mm) se pot

încerca direct, fără a executa o porţiune calibrată de lăţime mai mică.

Toate definiţiile şi simbolurile,precum şi modul de determinare a caracteristicilor

mecanice sunt aceleaşi ca în cazul încercării obişnuite la tracţiune,cu o singură condiţie: nu se

determină gâtuirea la rupere.

70

Page 71: Licenta Materiale Nucleare

6. REZULTATE. DISCUŢII. ANALIZE.

6.1. Testul de tracţiune

Solicitarea uniaxială a tuburilor s-a realizat la maşina de încercări INSTRON

model 1113, comandată automat de programul de monitorizare parametri, achiziţie şi

prelucrare date MTT, furnizat de firma MESSPHYSIK, Austria.

Condiţiile de testare au fost :

viteza de deformare de 510-3 min-1 până la atingerea limitei de curgere şi

510-2 min-1 până la rupere; pentru a proteja extensometru şi pentru faptul că porţiunea de

deformare plastică nu mai prezintă interes

valoarea temperaturii - a mediului ambiant.

iar metoda de testare a respectat cerinţele incluse în ASTM E 8 M

S-a supus testului de tracţiune axială menţinut mai sus un număr de 10 probe

de tub Zircaloy-4. din acelaşi lot. Probele şi dispozitivele de prindere probă au avut

următoarea configuraţie conform ASTM E 8 M cu dimensiunile din figura 6.1..

Figura 6.1. Dispozitiv de prindere a probei

Lungimea probelor de testat a fost de 275mm, iar lungimea calibrată a fost de

165mm. Pentru ca ruperea să se producă în zona în care deformarea a fost măsurată cu

extensometru (L0=50mm), probele au fost şlefuite cu hârtie abrazivă de granulaţie 400 m

reducându-se grosimea de perete a tecilor de Zircaloy -4 cu maxim 0,02mm. Valorile

măsurate sunt prezentate în tabelul 6.1.

71

Page 72: Licenta Materiale Nucleare

Tabelul 6.1. Valorile măsurate ale tubului de zircaloy-4

Număr probă D ext D int g1 13,48 12,72 0,3802 13,49 12,73 0,3803 13,48 12,72 0,3804 13,48 12,72 0,3795 13,49 12,72 0,3836 13,49 12,73 0,3827 13,49 12,73 0,3808 13,48 12,73 0,385

9 13,49 12,72 038610 13,49 12,72 0,385

În figurile 6.2 şi 6.6. sunt reprezentate una din diagramele obţinute pentru fiecare

lot testat, în scopul determinării limitei de curgere şi a rezistentei la rupere, deformarea fiind

determinată direct pe fiecare probă testată după rupere. Valorile rezistenţelor mecanice,

obţinute prin solicitare la tracţiune pentru toate probele dintr-un lot , sunt cuprinse în

Certificatele de testare furnizat de programul MTT (vezi Anexa A).

Definiţii:

Limita de curgere (σ0,2% =R0,2%) reprezintă efortul unitar corespunzând unei

alungiri remanente de 0,2%.

Rezistenţa la rupere (σm =Rm = UTS) reprezintă raportul dintre sarcina maximă

suportată de probă (Fm) şi aria secţiunii iniţiale (S0).

σm =

FmSo

Lungimea activă sau lungimea iniţială (l0) reprezintă lungimea dintre reperele

externe, pe care se fixează extensometrul.

Lungimea la rupere (lf – l0) reprezintă diferenţa dintre lungimea activă a epruvetei

după deformare (lf ) şi lungimea iniţială (l0).

Deformarea la rupere (δ) reprezintă raportul dintre deplasarea la rupere şi

lungimea iniţială, exprimată în procente.

δ =

lf⋅10

l0 100 [%]

unde: lf =lungimea dintre repere, măsurată după rupere;

72

Page 73: Licenta Materiale Nucleare

l0 =lungimea iniţială dintre repere.

Certificatele de testare cuprind şi calculul statistic al parametrilor mecanici,

(abaterea standard, interval de confidenţa) considerând o distribuţie normală a acestora.

În figura 6.7. beneficiind de facilităţile programului MTT, sunt reprezentate pe

acelaşi grafic toate cele 10 probe testate, la fiecare lot.

Figura 6.2.Diagrama tensiune-deformare pentru probele 1

Figura 6.2.Diagrama tensiune-deformare pentru probele 2

73

Page 74: Licenta Materiale Nucleare

Figura 6.3.Diagrama tensiune-deformare pentru probele 3

Figura 6.3.Diagrama tensiune-deformare pentru probele 4

74

Page 75: Licenta Materiale Nucleare

Figura 6.4.Diagrama tensiune-deformare pentru probele 5

Figura 6.4.Diagrama tensiune-deformare pentru probele 6

75

Page 76: Licenta Materiale Nucleare

Figura 6.5.Diagrama tensiune-deformare pentru probele 7

Figura 6.5.Diagrama tensiune-deformare pentru probele 8

76

Page 77: Licenta Materiale Nucleare

Figura 6.6.Diagrama tensiune-deformare pentru probele 9

Figura 6.6.Diagrama tensiune-deformare pentru probele 10

77

Page 78: Licenta Materiale Nucleare

Figura 6.7. Diagrama tensiune- deformare pentru probele 1-10.

78

Page 79: Licenta Materiale Nucleare

6.2. Prelucrarea rezultatelor experimentale

În urma testări celor 10 probe, rezultatele obţinute au fost prelucrate pentru

determinarea valorilor medii privind rezistenţa la curgere, rezistenţa la rupere şi alungirea la

rupere. În figura 6.8. este reprezentată dispunerea rezultatelor experimentale privind limita de

curgere.

Figura 6.8. Dispunerea rezultatelor

experimentale privind limita de curgere

Pentru aceasta s-au calculat :

x i - valoarea măsurată (regăsită în tabelul 6.1.)

x - media valorii măsurate

n- număr probe

s- abatere standard

s=√∑ (xi−x)2

n−1

79

nLimita de

curgere (MPa)

1 469.1

2 439.6

3 445.3

4 447.5

5 443.5

6 480.8

7 466

8 442

9 484.8

10 440.4

s=√171 .6+268 . 9+114.4+72 .2+156 .2+615+100+196+829 .4+243 .39

s=√27679

=√307 .4=17 .53

Page 80: Licenta Materiale Nucleare

Tuburile de zircaloy-4 se acceptă dacă valoarea x -3s este mai mare de 385

x -3s= 456 – (3*17.53)=456-52.59 = 403.41

Valoarea obţinută se încadrează în parametri ceruţi.

Tabelul 6.2. Valorile limitei de curgere pentru lot I

Material

Zr-4

Limita de curgere (Mpa)

Media

Abaterea standard

s

x̄−3 s

LOT I

469.1

439.6

445.3

447.5

443.5

480.8

466

442

484.8

440.4

456 17.53504 403.41

80

Page 81: Licenta Materiale Nucleare

În figura 6.9. este reprezentată dispunerea rezultatelor experimentale privind rezistenţa

la rupere.

Figura 6.9. Dispunerea rezultatelor

experimentale privind rezistenţa la rupere

x i - valoarea măsurată (regăsită în tabel)

x - media valorii măsurate

n- număr probe

s- abatere standard

s=√∑ (xi−x)2

n−1

Tuburile de zircaloy-4 se acceptă dacă valoarea x -3s este mai mare de 480

x -3s= 574 – (3*22.27)=574-66.81 = 507.19

81

nRezistenta la

rupere (MPa)

1 592.5

2 552.8

3 561.9

4 562.3

5 555.4

6 606.2

7 588.3

8 558

9 608.6

1

0555.3

s=√342 .2+449 .4+146 . 4+136 . 8+345 .9+1036 .8+204 . 4+256+1197. 1+349 .69

s=√4464 . 69

=√496=22.27

Page 82: Licenta Materiale Nucleare

Tabelul 6.3. Valorile limitei de curgere pentru lot I

Material

Zr-4Rezistenţă la rupere (Mpa)

Media

Abaterea standard

sx̄−3 s

LOT I

592.5

552.8

561.9

562.3

555.4

606.2

588.3

558

608.6

555.3

574 22.27 507.19

82

Page 83: Licenta Materiale Nucleare

În figura 6.10 este reprezentată dispunerea rezultatelor experimentale privind

alungirea la rupere.

Figura 6.10. Dispunerea rezultatelor experimentale

privind alungirea la rupere

x i - valoarea măsurată (regăsită în tabel)

x - media valorii măsurate

n- număr probe

s- abatere standard

s=√∑ (xi−x)2

n−1

Tuburile de zircaloy-4 se acceptă dacă valoarea x -3s este mai mare de 20% (valoare

minimă specificată)

x -3s= 27.6– (3*0.8)=27.6-2.4 = 25.2

83

nAlungirea

(%)

Alungirea

Medie (%)

1 28.4 27.6

2 27.4 27.6

3 26.6 27.6

4 26.2 27.6

5 29 27.6

6 27.4 27.6

7 27.6 27.6

8 27.8 27.6

9 28.2 27.6

10 27.6 27.6

s=√ 0 .64+0 . 04+1+1 .96+1 . 96+0 .04+0+0 .04+0 . 36+09

=√ 6 .049

=√0 .67=0 .8

Page 84: Licenta Materiale Nucleare

Tabelul 6.4. Valorile alungirilor la rupere, lot I

MaterialZr-4

Deformare (%)Media

Abaterea standard

s x̄−3 s

LOT I

28.4

27.4

26.6

26.2

29

27.4

27.6

27.8

28.2

27.6

27.6 0.8 25.2

84

Page 85: Licenta Materiale Nucleare

Certificart de testare , lot 1

ANEXA –A–

85

Page 86: Licenta Materiale Nucleare

7. CONCLUZII

1 Scopul acestei lucrări a fost caracterizarea tecii elementului combustibil

CANDU din punct de vedere mecanic şi microstructural.

2 S-au analizat din punct de vedere teoretic determinarea parametrilor mecanici şi

microstructurali pentru diferite aliaje şi în mod special pentru aliajul de Zircaloy 4.

3 Determinările parametrilor mecanici şi microstructurali sau executat pe probe

din aliaj de Zircaloy 4 folosit la fabricarea elementelor combustibile tip CANDU 600.

4 După testarea a 10 probe din acelaşi lot de tuburi Zircaloy 4 sau determinat

valorile medii pentru următorii parametrii:

- limita de curgere (0,2 %)

- limita de rupere (r )

- deformarea ()

- dimensiunea medie de grăunte (d)

5 Valorile obţinute în urma testării sunt mai mari decât valorile minime

specificate pentru tuburile de Zircaloy 4 folosite în fabricaţie.

6o Rezultatele obţinute sunt în concordanţă cu testele de încercare realizate pentru

recepţia tuburilor de Zircaloy 4 utilizate în fabricaţia fsciculelor combustibile CANDU 600.

86

Page 87: Licenta Materiale Nucleare

8. BIBLIOGRAFIE

1. Dr. Mocanu – “ Încercarea materialelor”,Editura Tehnică 1982 Bucureşti

2. Ioan Ursu – “Fizica şi Tehnologia materialelor nucleare”,Editura Academiei

1982

3. Nicolae Geru – “Metalurgie fizică”,Editura Didactică şi Pedagogică 1981

4. ASTM E8M – “Standard Test Methods for Tension Testing of Metalic

Materials”

5. Gh.Văsaru – “Zirconiul şi implicaţiile sale în energetica nucleară”,Editura

Tehnică,Bucureşti,1989

6. *** – www. aecl.ca.

7. *** – “Maşina de Încercări Universale Tip INSTRON MODEL1113”- Carte

tehnică,Editura 1973

8. G.E. Dieter Jr. –“ Mechanical Metallurgy”, Mc. Graw Hill, New York,1961

9. *** – “Instrucţiune de contol test tracţiune ”,Editura SCN Piteşti

10. *** – “Instrucţiune mărime de grăunte”

11. ASTM E 112/1988 – “Determining Average Grain Size”,1988

87