Zircaloy
Zircaloy (dall'inglese Zirconium e “lega” = lega ) è un nome generico e di marca dato ad un gruppo di leghe di zirconio ( Solid solutions ).
Lo Zircaloy è utilizzato nell'industria chimica per le sue eccezionali proprietà fisico-chimiche.
I suoi materiali costitutivi sono abbondanti, ma la purificazione dello zirconio è costosa.
Queste leghe sono utilizzate soprattutto nell'industria nucleare (in particolare nei "reattori ad acqua") per le loro caratteristiche di trasparenza dei neutroni (lo zirconio ha una sezione d'urto di assorbimento termico dei neutroni molto bassa ). Costituiscono il mantello delle barre di combustibile , che costituiscono la prima barriera di contenimento , la seconda essendo l'involucro del reattore e del circuito primario.
Il raffreddamento del reattore è necessario affinché lo zirconio mantenga una buona robustezza e resistenza all'ossidazione e alla corrosione nodulare.
In determinate condizioni (radioattività, alta temperatura e presenza di vapore acqueo in particolare) è possibile una reazione ossidativa dello zirconio con l'idrogeno dell'acqua, con formazione e diffusione nella lega di zirconio di idruri meno densi, fonti di infragilimento meccanico (con vesciche, desquamazioni ed eventuali screpolature o rotture); questo fenomeno è noto come "hydrogen embrittlement" ( infragilimento da idrogeno in inglese). In caso di disidratazione (per mancanza di raffreddamento) del combustibile nucleare, o durante un aumento eccessivo della temperatura, o anche svuotamento accidentale del nocciolo, si verificano danni o perdita di tenuta del rivestimento in zirconio.
Proprietà
Tipi o "sfumature" di Zircaloy
-
Zircaloy-1 ( Zy-1 ): lega di zirconio con 2,5% di stagno . Il principale svantaggio di questa lega è che si corrode nel tempo. Sono stati aggiunti elementi aggiuntivi per contrastare questo effetto.
-
Zircaloy-2 ( Zy-2 ): lega di zirconio (98,25% in massa), stagno (1,45%), cromo (0,10%), ferro (0,135%), nichel (0,055%)) e afnio residuo (<0,01% ). [1] . Questa lega è utilizzata principalmente nei reattori ad acqua bollente ( BWR ).
-
Zircaloy-4 ( Zy-4 ): lega di zirconio (98,23% in massa), stagno (1,45%), cromo (0,10%), ferro (0,21%) e afnio (<0,01%). [2] . È il principale materiale di rivestimento per i combustibili delle centrali idroelettriche in pressione ( PWR ). Esistono varianti dello Zy-4 (basso contenuto di stagno) che consentono di ridurre la desquamazione dello strato di ossido che si forma durante il funzionamento.
Il "nucleare" Zircaloy
Deve contenere almeno il 95% (in massa) di zirconio, e il meno possibile di afnio (perché questo materiale ha un'elevata sezione di assorbimento dei neutroni efficace), ma il minerale naturale contiene sia zirconio che afnio: lo zirconio “ commerciale ” contiene circa 1,5% di afnio.
La separazione dell'afnio è un'operazione delicata, che rappresenta circa il 90% del costo dello zirconio “nucleare”. L'afnio è comunque apprezzato come materiale assorbente delle barre di controllo dei reattori nucleari (reattori a bordo di sottomarini o reattori sperimentali).
Contiene generalmente meno del 2% di stagno , niobio , ferro , cromo , nichel e alcuni altri metalli , che vengono aggiunti ad esso per migliorarne le proprietà meccaniche e la resistenza alla corrosione.
Problemi e svantaggi
In caso di incidente con perdita di refrigerante primario (PRRO) in un reattore nucleare, l'infragilimento da idrogeno accelera la degradazione del rivestimento in zirconio delle barre di combustibile esposte a vapore ad alta temperatura.
-
Infragilimento da idrogeno: lo Zircaloy ha una grande affinità con l'idrogeno con cui forma idruri (dal 5 al 20% dell'idrogeno a contatto può diffondersi nel rivestimento di Zircaloy e formare idruri che lo indeboliscono fortemente). Tuttavia, in determinate condizioni di elevata radioattività e temperatura, la radioattività del combustibile nucleare può dissociare l'acqua in idrogeno e ossigeno. Il controllo della quantità di idruri formati è quindi un parametro chiave nella progettazione dei reattori nucleari. Questo fenomeno è uno di quelli che limitano l'uso del combustibile nucleare (la velocità di combustione deve essere limitata al di sotto di una soglia di sicurezza).
-
Ossidazione corrosiva: In determinate condizioni, Zircaloy reagisce anche con l'ossigeno ( O 2 o H 2 O ) per formare ossido di zirconio (chiamato anche zirconia ).
Essendo la sua struttura cristallina molto diversa, quando lo strato di ossido diventa troppo grande, si gonfia o si stacca sotto forma di placche: questo è chiamato "desquamazione dell'ossido" .
Inoltre, la reazione di ossidazione dello zirconio è esotermica . Ad alta temperatura si ha una reazione di ossidazione incontrollata con un significativo rilascio di calore che influisce sulla resistenza del materiale e un significativo rilascio di idrogeno. Questa è l'origine delle esplosioni di idrogeno che hanno distrutto gli edifici del reattore della centrale nucleare di Fukushima Daiichi in Giappone nelmarzo 2011, a seguito della perdita delle funzioni di raffreddamento dei reattori e/o delle loro vasche di disattivazione del combustibile .
- Zy-4, sottoposto ad irraggiamenti molto lunghi, tende sia ad ossidarsi che ad idratarsi significativamente. Questo è il motivo per cui i produttori cercano sempre di sviluppare nuove leghe di zirconio con un comportamento migliore rispetto alla corrosione.
È una lega di zirconio con niobio più altri elementi additivi :
Questi nuovi materiali dovrebbero gradualmente sostituire Zy-4.
I trucioli di Zircaloy sono estremamente combustibili. Possono prendere fuoco da soli se sono a contatto con olio o temperature elevate.
Riferimenti
-
(in) IAEA Delayed hydride cracking in leghe di zirconio in reattori nucleari a tubi in pressione , Rapporto finale di un progetto di ricerca coordinato dal 1998 al 2002, ottobre 2004.
-
(in) Associazione Mondiale Nucleare, Fabbricazione di Combustibili ; Fabbricazione di combustibile nucleare , marzo 2010.
-
Mary Eagleson (1994). Chimica concisa dell'enciclopedia . Walter de Gruyter. pp. 1199–. ( ISBN 978-3-11-011451-5 ) . https://books.google.com/books?id=Owuv-c9L_IMC&pg=PA1199 . Estratto il 18 marzo 2011
-
OCSE, Comportamento del combustibile nucleare in condizioni di incidente con perdita di refrigerante (LOCA) . Rapporto sullo stato dell'arte. 2009, NEA n. 6846.
-
DOE-HDBK-1017 / 2-93, gennaio 1993, DOE Fundamentals Handbook, Material Science, Volume 2 of 2, United States Department of Energy, gennaio 2003, pp. 12, 24.
Vedi anche
Articoli Correlati
Bibliografia