SPECIALIZAREA: INGINERIA MEDIULUI PROIECT DE DIPLOMĂ Coordonator științific: Lect.univ.dr. Monica Cristina VALECA Absolvent: Nate Alexandru Mihai… [622424]

UNIVERSITATEA DIN PITEȘTI
FACULTATEA DE ȘTIINȚE, EDUCAȚIE FIZICĂ ȘI INFORMATICĂ
SPECIALIZAREA: INGINERIA MEDIULUI

PROIECT DE DIPLOMĂ

Coordonator științific:
Lect.univ.dr. Monica Cristina VALECA
Absolvent: [anonimizat]
2018

UNIVERSITATEA DIN PITEȘTI
FACULTATEA DE ȘTIINȚE, EDUCAȚIE FIZICĂ ȘI INFORMATICĂ
SPECIALIZAREA: INGINERIA MEDIULUI

INFLUENȚA TEMPERATURII ASUPRA PROPRIETAȚILOR
DE UMFLARE A BENTONITEI CA BERIERĂ INGINEREASCĂ
LA DEPOZITAREA GEOLOGICĂ

Coordonator științific:
Lect.univ.dr. Monica Cristina VALECA
Absolvent: [anonimizat]

2018

Declarație

Prin prezența declar ca Proiectul de Diplomă cu titlul “INFLUENȚA
TEMPERATURII ASUPRA PROPRIETAȚILOR DE UMFLARE A
BENTONITEI CA BERIERĂ INGINEREASCĂ LA DEPOZITAREA
GEOLOGICĂ “ este scris de mine și nu a mai fost prezentat niciodată la o altă
facultate sau instituție de învătământ superior din țară sau strainătate. De asemenea
declar că toate sursele utilizate, inclusive cele de pe internet, sunt indicate în lucrare,
cu respectarea regulilor de evita re a plagiatului:
– toate fragmentele de text reproduse exact, chiar și în traducere proprie
din altă limbă, sunt scrise între ghilimele și dețin referința precisă a
sursei ;
– reformularea în cuvinte proprii a textelor scrise de către alți autori
dețin refer ința precisă ;
– rezumarea ideilor altor autori deține referința precisă la textul original

Data :
Absolvent: [anonimizat] 1.1 Centrala CANDU
Figura 1.2 Circuitul combustibilului de uraniu pană la depozitarea finală
Figura 1.3 Ciclul de procesare a combustibilului pană la depozitarea finală
Figura 1.4 Fascicul (combustil CANDU)
Figura 1.5 Schema simplificată a procesului tehnologic în reactorul CANDU
Figura 1.6. Componentele unui reactor de tip CANDU
Figura 1.7. Schema unui depozit final in conceptual suedez
Figura 3.1 straturile de bentonită
Figura 3.2. Structura cristalină a be ntonitei
Figura 3.3. Structura cristalină a montmorilonitului sodic cu stratul de apă
interlamelară
Figura 3.4. Structura cristalografică a unei “foite” de bentonite
Figura 3.4 Geometria dipolară a moleculei de apă
Figura 3.5 Legarea hidrogenului tetrahidr at în apă (From Grim, 1968)
Figura 3.6 Legarea hidrogenului tetrahidrat în apă (From Grim, 1968)
Figura 3.7 Umflarea bentonitei cu deformare ne -restricționată
Figura 3.8 Umflarea bentonitei cu deformare restricționată
Figura 3.9 Aspectul bentonitei de Prahova
Figura 3.10 Aspectul bentonitei de Maramures
Figura 3.11 Porozitatea bentonitei.
Figura 3.12 Distribuția porozității în bentonita compactată
Figura 3.13. Porozitatea intr -un compact de bentonita
Figura 3.14. Distributia granulometrica a bentonitei A
Figura 3.15. Distributia granulometrica a bentonitei B
Figura 4.1. Compactul de bentonita realizat pentru analiza TGA

Figura. 4.2. Instalatia experimentala pentru determinarea potentialului de umflare a
bentonitei in regim de temeratura
Figura 4.3. Varia ta masei de bentonitei cu temperatura
Figura 4.4. Curba de umflare a bentonitei sub sarcina constanta de 4.15KPa la
temperatura camerei

LISTA TABELE

Tabelul 1. Compoziția elementalã a bentonitelor A și B
Tabelul 2. Caracteristici granulometrice ale pulberilor de bentonita
Tabelul 4.2. Caracteristicile probi pentru testul de umflare in regim termic
Tabelul 4.3 Date experimentale

Cuprins
1 Introducere ………………………….. ………………………….. ………………………….. ………………………….. …………….. 1
Obiectivul lucrării ………………………….. ………………………….. ………………………….. ………………………….. ….. 1
Necesitatea ………………………….. ………………………….. ………………………….. ………………………….. ……………. 2
Conținutul lucrării ………………………….. ………………………….. ………………………….. ………………………….. ….. 3
1 Combustibilul CANDU ars și depozitarea lui ………………………….. ………………………….. ………………………. 4
1.1 Prezentare generală ………………………….. ………………………….. ………………………….. ……………………….. 4
1.2 Caracteristicile combustibililor ………………………….. ………………………….. ………………………….. ……….. 6
1.3 Ciclul Thoriu lui ………………………….. ………………………….. ………………………….. ………………………….. … 7
1.4 Centrala CANDU ………………………….. ………………………….. ………………………….. ………………………….. 8
1.5 Ciclul combustibilului nuclear ………………………….. ………………………….. ………………………….. ………… 9
1.6 Fabricarea combustibilului nuclear ………………………….. ………………………….. ………………………….. … 12
1.7 Combustibilul CANDU ………………………….. ………………………….. ………………………….. ………………. 12
1.8 Managementul combustibilui CANDU ars ………………………….. ………………………….. ………………….. 16
1.9 Depozitarea finală a combustibilului ars ………………………….. ………………………….. ……………………… 19
2 Folosirea bentonitei ca material tampon ………………………….. ………………………….. ………………………….. .. 23
2.1 Conductivitatea hidraulică a bentonitei compactate ………………………….. ………………………….. ……… 28
2.2 Proprietațile de sorbție și transport ale radionuclizilor prin bentonită ………………………….. ………….. 29
2.3 Proprietati de transport al gazului prin bent onită ………………………….. ………………………….. ………….. 31
2.4 Degradarea bentonitei ………………………….. ………………………….. ………………………….. ………………….. 33
2.5 Formarea coloizilor în bentonită ………………………….. ………………………….. ………………………….. ……. 34
2.6 Activitatea microbiană în bentonită compactată ………………………….. ………………………….. …………… 37
3 Bentonită: structura si proprietăți ………………………….. ………………………….. ………………………….. …………. 37
3.1. Structura cristalină a bentonitei ………………………….. ………………………….. ………………………….. …….. 38
3.2. Proprietațiile bentonitei ………………………….. ………………………….. ………………………….. ……………….. 41
3.2.1 Propietați fizice ………………………….. ………………………….. ………………………….. …………………….. 41
3.2.2 Propietați electrochimi ce ………………………….. ………………………….. ………………………….. ………… 41
3.2.3 Proprietați de hidratare ………………………….. ………………………….. ………………………….. …………… 42
3.2.4 Interactiunea bentonitei cu apa ………………………….. ………………………….. ………………………….. .. 46
3.3 Imapctul temperaturii asupra proprietaț ilor bentonitei ………………………….. ………………………….. ….. 48
3.4 Caracterizarea bentonitei exploatabile din România ………………………….. ………………………….. ……… 52
3.5 Determinarea compoziției mineralogice a bentonitei ………………………….. ………………………….. ……. 54
3.6 Determinarea compoziției elementale a bentonitei ………………………….. ………………………….. ……….. 55

3.7 Determinarea structurii de pori a bentonitei ………………………….. ………………………….. …………………. 56
3.8 Caracteristici ale bentonitei românești ………………………….. ………………………….. ………………………… 56
3.9 Compo zitia mineralogică ………………………….. ………………………….. ………………………….. ……………… 57
3.10 Porozitatea bentonitei ………………………….. ………………………….. ………………………….. ………………… 57
3.11 Compoziție elementală ………………………….. ………………………….. ………………………….. ……………….. 60
3.12 Granulometrie ………………………….. ………………………….. ………………………….. ………………………….. . 62
4 Impactul temperaturii asupra propietățiilor de umflare a bentonitei metode experimentale/ Pregatirea
experimentului ………………………….. ………………………….. ………………………….. ………………………….. ………… 64
4.1 Pregatirea probelor pentru analiza termo -gravimetrică ………………………….. ………………………….. ….. 65
4.2 Pregatirea probelor pentru testul de umflare ………………………….. ………………………….. ………………… 66
4.3 Testul de umflare a bentonitei în regim termic ………………………….. ………………………….. …………….. 66
4.4 Analiza TGA ………………………….. ………………………….. ………………………….. ………………………….. ….. 68
4.5 Umflarea bentonitei în regim termic ………………………….. ………………………….. ………………………….. . 69
5 Concluzii ………………………….. ………………………….. ………………………….. ………………………….. ……………… 73
6 Biblografie ………………………….. ………………………….. ………………………….. ………………………….. …………… 76

1
1 Introducere
Obiectivul lucrării

Deșeurile provenite din activitați nucleare pentru care nu s -a prevazut nici o
întrebuințare ulterioară sau care conțin radionulizi cu concentrații mai mari decat
limitele stabilite de catre legislatie, trebuiesc depozitate într -un mediu stabil, bine
definit și monotorizat continu.
Conform cerințelor emise de Comisia Națională pentru Controlul Activităților
Nucleare (CNCAN) , pentru a avea o mai bună siguranță asupra deșeurilor
radioactive se face in 2 etape: socarea și depozitarea. Pe parcursul primei etape au
loc acțiuni de tratare și condiționare a deșeurilor în scopul reducerii volumului, iar
în cadrul celei de a 2 -a etap e se depozitează deseul radioactiv definitiv.
Pentru limitarea impactului radiologic, depozitarea în formatiuni geologice
este considerată cea mai potrivită opțiune, atât pentru deșeurile slab și mediu active,
cât și pentru combustibilul ars și deșeurile mediu active de viața lungă.
Conceptul de depozitare a comustibilului ars – sistemul de bariere ingeresti –
cansistra cu perte de cupru și strat tampon de bentonită.
Bentonita:
– etansează spațiul dintre canistră și mediul geologic datorită proprietații de
umflare;
– întarzie patrunderea apei catre cansistră, reducând coroziunea canistrei
datorită permeabilitații reduse;
– reduce eliberarea radionuclizilor în mediul de depozitare, datorită atât
permeabilitații reduse și proprietațiilor de sorbție a radionuc lizilor.

2
In plus, la densitați mari, filtrează destul de bine apa cu conținut ridicat de
minerale și bacterii prin porozitatea ei foarte mică.
Datorită temperaturii degajate de comustibilul ars, bentonia va fi supusă în
timpul depozitarii, unui regim termi c care îi poate afecta aceste proprietați.
Lucrarea investighează efectul temperaturii asupra proprietații de umflare a
bentonitei, urmarind corelațiile impactului termic asupra microstructurii
compozitiei mineralogice (DRX), microstructurii și porozitații (SEM).

Necesitatea

Întrucat în evoluția depozitului de combustibil ars temperatura generată de
acesta va determina și încalzirea bentonitei din stratul tampon ce înconjoară canistra
de depozitare, este necesară cunoastrea modului în care acesata ar putea afecta
proprietatile bentonitei esentiale pentru funcția ei de securitate, îndeosebi capacitatea
acesteia de etansare .
În această lucrare este studia ta o proprietate a bentonitei compacte la diferite
temperaturi, influența temperaturi asu pra proprietățiilor de umflare, compoziției
mineralogice, microstucturii și porozitații.
Studiul temperaturii asupra proprietăților de umflare a bentonitei ca barieră
inginerească la depozitarea geologică este urmarit ă deoarece la depozitarea finală,
combu stibilul uzat continuă să genereze căldură din cauza dezintegrar i radioactiv e a
radionuclizilor elementelor din interiorul combustibilului.

3
În urma iradierii în reactor c a reacția de fisiune este oprită și reactorul este
oprit, produsele rămase din timp ul combustibilului din reactor sunt încă radioactive
și emit căldură în timp ce se descompun în elemente mai stabile. Deși producția de
căldură scade rapid la început, căldura este încă generată mulți ani după închidere.

Conținutul lucrării

• Introducerea
În acest capitol este prezentată relevanța, obiectivul lucrării și structura ei
• Combustibilul C.A.N.D.U ars si depozitarea lui
În acest capitol se vor prezenta caracteristicile combustibilului stocarea lui (umedă,
uscată și depozitare) și criteriile de depozitare;
• Bentonită
În acest capitol se va prezenta structura bentonitei, structura și proprietațiile de
umflare, proprietațiile termice și caracterul de umflare la temperature camerei;
• Impactul temperaturii asupra proprietațiilor de umflare a bentonitei și metode
experimentale
În acest capitol se va prezenta impactul asupra microstructurii (RX, SEM) ;
Impactul asupra proprietațiilor de umflate (curbă și presiune) și reprezentariile
exprimentale;

4
• Concluzii
În acest capitol este prezentată impor tanța bentonitei în depozitul final și necesitatea
ei
• Biblografie
Documentația dupa care s -a realizat această lucrare

1 Combustibilul CANDU ars și depozitarea lui

1.1 Prezentare generală

Acronimul CANDU provine de la „CANada Deuterium Uranium”, care este
o marcă înregistrată pentru reactorul energetic dezvoltat în anii 50 -60 de mai multe
firme canadiene sub coordonarea AECL . Reactorul CANDU a fost instalat în toate
centralele nucleare di n Canada precum și în mai multe țări: India, Pakistan,
Argentina, Coreea de Sud, China și România.
CANDU este un reactor nuclear de tipul PHWR (Reactor cu Apa Grea sub
Presiune), care utilizează uraniul natural (0,7% U235) drept combustibil și apă grea
(D2O) ca moderator de neutroni și agent de răcire. Deoarece nu are nevoie de uraniu
îmbogățit, iar tehnologia de obținere a apei grele este relativ accesibilă, reactorul
CANDU a fost preferat de țările mai puțin dezvoltate, preocupate de independenț ă
natională.1

1 https://ro.wikipedia.org/wiki/CANDU

5

Figura 1.1 Centrala CANDU2

Folosirea uraniului usor îmbogatit (Slightly Enriched Uranium – SEU) în
reactoarele CANDU ofera chiar costuri mai joase pe ciclul de combustibil și alte
beneficii, cum ar fi capabilitatile prin aplatizarea distribuției de putere pe canal de -a
lungul zonei active de reac ție. Uraniul reciclat (RU) din reprocesarea
combustibilului ars PWR este o subcategorie de SEU care promite semnificativ din
punct de vedere economic .
Economia înaltă de neutroni validează fol osirea de combustibil usor îmbogatit
în reactoarele CANDU, care deschide spectru unic de oportunitați de ciclu de
combustibil ce exploatează sinergia dintre reactoarele CANDU si LWR.
La un capat a acestui spectru sunt folosite materiale din reprocesarea
conventională: reactoarele CANDU pot folosi RU direct far ă îmbogatire, plutoniul
ca și combustibil de oxid -mixt (MOX), și deșeurile de actinide amestecate cu
plutoniul într-o matrice inerta de trans port.

2 http://www.creeaza.com/tehnologie/electronica -electricitate/ENERGIA -NUCLEARA -IN-CONTEXT -MO161.php

6
La celalalt capat al spectrului este un ciclu DUPIC, implicand numai procese
termomecanice care să convertească combustibilul ars LWR într-un combustibil
CANDU, fara separarea izotopilor din combustibil, și detinerea unui înalt grad de
rezistentă la proliferare.
Combustibilul DUPIC pentru reactoarele CANDU poate fi refabricat numai
prin procese mecanice sau termice far ă vreo separare a materialelor nucleare, chiar
produsi de fisiune, pentru ca con ținutul de material fisil ramas în combustibilul ars
în reactoare PWR este suficient pentru a fi reutilizat în reactoarele CANDU. 3

1.2 Caracteristici le combustibililor

Procesul de tratare a pulberii provenind din combustibilului ars din PWR
numit OREOX a fost dezvoltat pentru fabricarea pastilelor DUPIC în acord cu
specificațiile de combustibil CANDU.
Bazată pe tehnologia de fabricat pastile de combustibil dezvoltată ut ilizând
combustibil ars, s -a simulat dezvoltarea echipamentului de fabricare a
combustibilului DUPIC. Energia nucleară genereaz ă combustibil ars înalt
radioactiv, care conține nu numai produși de fisiune, dar și uraniu nefisionat și
plutoniu. Din acest mot iv combustibilul nuclear ars poate fi considerat atât ca deșeu
radioactiv ce trebuie depozitat în depozite geologice, cât și ca sursă de combustibil
recuperabi l. Ciclul de combustibil DUPIC poate fi o alternativă la managementul
convențional al combustibil ului ars .

Combustibilul ars PWR poate fi ars din nou în reactoare CANDU prin
refabricarea direct ă a combustibilului DUPIC care este compatibil cu aceasta filier ă.

3 https://www.researchgate.net/publication/274898686_Advanced_fuel_cycles_in_the_nuclear_reactor_CANDU

7
Utiliz ând ciclul de combustibil DUPIC, trei avantaje pot fi asteptate, și anume:
se evita d epozite de combustibil ars PWR, salvand resursele de uraniu natural pentru
fabricarea combustibilului CANDU și cresterea gradului de ardere a combustibilului
CANDU utilizand combustibil DUPIC.
Este stabilit că s -ar economisi 30% din resursele de uraniu și 70% reducere în
cantitatea de combustibil ars cand se compară ciclul DUPIC cu ciclcul de
combustibil “cu o singur ă trecere” (once through) pentru producerea aceleiași
cantitați de electricitate .
Oricum provocările pentru utilizarea conceptului de combust ibil DUPIC sunt
dezvoltarea tehnologiei de fabricație a pastilelor de combustibil care produce
compacte cu înalta densitate, dezvoltarea echipamentelor de fabricație actionate de
la distanț ă care sunt folosite în celule fierbinti și înalt izolate pentru ma nipularea
materialelor nucleare.
De asemenea compatibilitatea combustibilului DUPIC în termeni de fizica
reactoarelor, impactul asupra sistemelor de siguranța din reactor și manipularea de
la distanță a combustibilului este necesar sa fie evaluate.

1.3 Ciclul Thoriului

Toriul poate furniza o extindere semnificativă a resurselor de uraniu pe termen
lung. Ciclul “o singură trecere” (once -through thorium OTT) asigură un pod între
ciclul de combustibil curent, bazat pe uraniu, și un ciclu de combustibil pe toriu bazat
pe U -233 rezultat din reciclare . Ciclul optim OTT este economic azi, at ât din punct
de vedere economic, c ât și din punct de vedere al resurselor de uraniu .

8
1.4 Centrala CANDU

Prima centrală nucleară electrică din România, în funcțiune la Cernavodă, este
realizată după conceptul CANDU 600 -PHWR (CANadian Deuterium Uranium 600
– Pressurized Heavy Water Reactor). Trăsăturile definitorii ale acestui concept sunt
date de reactorul cu tuburi sub presiune având drept combustibil uraniu natural și
moderator apa grea (D20), încărcarea cu combustibil făcându -se semicontinuu, în
sarcină, fără oprirea reactorului nuclear. Față de alte tipuri de centrale nuclearo –
elecrice (CNE) conceptul CAND U prezintă o serie de avantaje, printre cele mai
importante fiind folosirea uraniului natural (al cărui preț este scăzut deoarece nu
comportă îmbogățire), încărcarea în sarcină și asigurarea unei securități nucleare
sporite.
Conceptul CANDU are la bază st rategia de "apărare în adâncime" care constă
din conceperea unui sistem de bariere fizice în calea eliberării radioactive.
Pentru fiecare dintre acestea există mai multe nivele de apărare împotriva
evenimentelor care ar putea afecta integritatea fiecărei bariere fizice și anume :
1) pastila de dioxid de uraniu care reține cea mai mare parte a produșilor de
fisiune solizi, chiar la temperaturi înalte (factorul de reținere este de 99%);
2) teaca elementului combustibil care reține produșii de fisiune volatili, gaz ele
nobile și izotopii iodului ce difuzează din pastilele de combustibil;
3) sistemul primar de transport al căldurii care reține produșii de fisiune care ar
putea scăpa ca urmare a defectării tecii;
4) anvelopa care reține produșii radioactivi în cazul avarie rii tecii și sistemului
primar;

9
5) "zona de excludere", zona cu rază de circa 1 km în jurul reactorului unde nu
sunt permise activități umane permanente nelegate de exploatarea CNE și care
asigură o diluție atmosferică a oricăror eliberări de radioactivitate, evitându –
se astfel expuneri nep ermise ale populației.
În componența unei CNE tip CANDU 600 -PHWR intră un număr de circuite
majore care, împreună cu circuitele auxiliare aferente, realizează transformarea
energiei nucleare în energie electrică.

1.5 Ciclul combustibilului nuclear

Această sintagmă, desemnează totalitatea oprațiilor tehnologice destinate
furnizării de combustibil proaspăt reactoarelor nucleare și, ulterior, managementului
combustibilului ars.
Începând cu extracția minereului de uraniu și terminând cu depozitarea finală
a deșeurilor combustibilului, aceste oprerații se desfășoară înainte și după
dezintegrarea combustibilului în reactor, fiind grupate în așa cunoscutele etape ale
ciclului : the Front End ( începutul), respectiv the Back End (sfârșitul).
Principalele operații specifice ciclului combustibilului nuclear, ilustrate în
Figura 1.3, sunt :
Înainte de arderea în reactor (the Front End) :
• Mineritul, măcinatul și concentrarea minereului de uraniu ;
• Rafinarea ;
• Conversia ;
• Îmbogățirea ;
• Fabricarea combustibilului .
Arderea (iradierea) combustibilului nuclear în reactor ,

10
După arderea în reactor (the Back End), ciclul combustibil cuprinde :
• Răcirea /calmarea combustibilului ars, scos din reactor ;
• Reprocesarea combustibilului ars în vederea recuperării/reciclării
izotopilor fisili ( în cazul ciclului combustibil închis) ;
• Depozitarea interimară (provizorie) a combustibilui ars și a deșeurilor
radioactive ;
• Depozitarea finală a combustibilului ars și a deșeurilor radioactive .

Figura 1. 2 Circuitul combustibilului de uraniu pană la depozitarea finală4

4 https://www.euronuclear.org/info/encyclopedia/n/nuclear -fuel-cycle.htm

11
Ciclurile combustibilului aflate în derulare în diferite țări deținătoare de reactoare
nucleare sunt:

• Cicluri deschise, fără reprocesare, adică în care nu se mai recuperează
izotopii fisili din combustibilul ars, acesta din urmă fiind considerat în
totalitate deșeu radioactiv
• Cicluri închise, în care are loc reprocesarea parțială sau totală a
combstibilului ars, valorificarea izotopilor fisili realizându -se prin
recuperarea și (re) uti lizarea acestora la fabricarea de combustibil proaspăt
(Figura 1.4).

Figura 1. 3 Ciclul de procesare a combustibilului pană la depozitarea finală5

5 http://www.lancaster.ac.uk/staff/gyaccp/hazards/chap7.htm

12
1.6 Fabricarea combustibilului nuclear

Combustibilul nuclear este orice material care poate fisiona sub ac țiunea
neutronilor pentru a obține energie. Cel mai comun tip de combustibil nuclear este
reprezentat de elementele fisile grele care pot fi supuse reacției de fisiune în lanț într –
un reactor nuclear.
Denumirea de combustibil nuclear se refer ă atât la materialul combustibil cât
și la obiectele fizice compuse din material combustibil. Combustibilii nucleari se
găsesc sub mai multe forme chimice :
• Combustibili sub formă de oxizi :
-UOX (de exemplu UO 2 – dioxid de uranium)
-MOX (de exemplu oxid mix de uraniu si plutoniu (U, Pu)O 2)
• Combustibili metalici :
– Combustibil TRIGA (aliaj U – Zr- Er)6

1.7 Combustibilul CANDU

Fasciculele combustibile de tip CANDU au aproximativ 0,5 m lungime și 10
cm în diametru. Sunt formate din pastile sinterizate de UO 2 (uraniu natural) introduse
în tuburi de zirconiu, închise etanș și sudate pe grile de capăt. Fiecare fascicul
combustibil are 37 de elemente combustibile cantarind în jur de 20 kg . În zona activa
a reactorului CANDU se introduc 4500 de fascicule.

6 Securitate Nucleară – IM+IF, prof.iuniv.dr.Serban Valeca

13

Figura 1.4 Fascicul (combustil CANDU)7

Proiectul actual de fascicul CANDU nu necesită uraniu îmbogățit datorită
mult mai eficientului moderator – apă grea, totuși, unele concepte noi se îndreaptă
către un combustibil ușor îmbogățit pentru a ușura reducerea dimensiunilor
reactorului.
În fascicule actuale, cele 37 de elemente combustibile identice sunt aranjate
într-o structură radială în jurul axei longitudinale. Exista însa și alte concepte,
precum fasciculul CANFLEX care are 0.5 m lungime, 10 cm diametrul, 20 kg masa
are 43 de elemente si înlocuieste fasciculul standard cu 37 de elemente. Proiectul
actual de fascicul CANDU nu necesit ă uraniu îmbogatit datorita mult mai
eficientului moderator – apa grea, totusi, unele concepte noi se îndreapta catre un
combu stibil usor îmbogatit pentru a ușura reducerea dimensiunilor rectorului.

7 http://greenly.ro/energii -alternative/cne -cernavoda -energie -nucleara -in-romania

14

Figura 1. 5 Schema simplificată a procesului tehnologic în reactorul CANDU8

Circuitele majore ale CNE CANDU 600 -PHWR, schematizate in Figura 1. 5, sunt:
– circuitul primar de transport al căldurii;
– circuitul de abur viu și apă de alimentare;
– circuitul de apă de răcire la condensator;
– circuitul moderatorului;
– circuitul de combustibil.
Prin circuitul primar de transport al căldurii circulă apă grea sub pr esiune (agentul
primar), care trece prin canalele de combustibil din reactorul nuclear preluând
căldura degajată în urma fisiunii nucleare a uraniului. Căldura primită de agentul
primar este apoi cedată apei de alimentare (agentul secundar), în cei 4 gener atori de
abur, care se transformă în abur saturat. Circulația agentului secundar se face cu
ajutorul celor 4 pompe primare (Figura 1. 5). 9

8 http://www.scientia.ro/tehnologie/tehnologie/7137 -centrala -nucleara -alcatuirea -si-functionarea -unui-reactor -nuclear -de-tip-candu.htm .
9 https://www.researchgate.net/publication/274898686_Advanced_fuel_cycles_in_the_nuclear_reactor_CANDU

15

Figura 1. 6. Componentele unui reactor de tip CANDU10

Aburul saturat din generatorii de abur se destinde în turbină, care are un corp
de înaltă presiune (CIP) și trei corpuri de joasă presiune (CJP), între CIP și CJP
existând o treaptă de separare de umiditate și supraîncălzire a aburului. Aburul
condensează în trei condensatori, iar apa de alimentare rezultată parcurge circuitul
regenerativ (3 preîncălzitoare de joasă presiune, degazor și un preîncălzitor de înaltă
presiune) și ajunge din nou la generatorii de abur, încheind astfel, circuitul secundar
de abur viu și apă de alimentare.
Condensarea aburului destins se face folosind apă de răcire din Canalul
Dunăre -Marea Neagră, aceasta constituind agentul celui de -al treilea circuit major
al centralei.
Prin circuitul moderatorului circulă apă grea cu presiune și temperatură
scăzută, rolul acesteia fiind de a asigura agentul moderator, necesar întreținerii
reacției de fisiune din reactorul nuclear, la parametrii corespunzători.

10 https://stiinta.weebly.com/informatii -din-lumea -stiintei/alcatuirea -unui-reactor -nuclear

16
Echipamentele majore ale acestui circuit sunt doi schimbători de căldură și
două pom pe de circulație.
Etapele parcurse de combustibilul nuclear în centrala nucleară poartă numele
de circuitul combustibilului și sunt:
– recepționarea și depozitarea combustibilului proaspăt;
– transportul combustibilului proaspăt în clădirea reactorului și î ncărcarea
acestuia în reactorul nuclear cu ajutorul mașinii de încărcare -descărcare
(MID);
– descărcarea combustibilului ars din reactorul nuclear cu ajutorul MID și
transportul acestuia la bazinul de combustibil ars. 11

1.8 Managementul combustibilui CANDU ars

• Stocarea temporară
Deoarece combustibilul ars în reactor este compact, solid, are volum relativ
redus și este stabil în ap ă, stocarea temporară în piscine este un prima etap ă în
managementul acestuia. Combustibilul ars din fiecare reactor este stocat pe
amplasamentul centralei în bazine adanci cu ap ă pentru racirea fasciculelor și
ecranarea împotriva radia țiilor.
În Canada sunt aproximativ 2 milioane de fascicule de tip CANDU care ar
umple un stadion de fotbal la înaltimea unui jucator. După o perioada de 5 -10 ani,
combustibilul ars este transferat în module de beton, uscate, cu r ăcire pasivă
furnizată de curentii de aer.

11 Whitlock, J. J. – The Evolution of CANDU Fuel Cycles and their potential contribution to World
Peace, 2000

17
Atât stocarea temporară umedă cat și cea uscată impun 2 cerin țe de siguranță
pentru combustibilul ars: racirea și ecranarea, cu tehnologie relativ simplă și
materiale ieftine.
Racirea prin intermediul apei sau aerului, este necesara deoarece
comb ustibilul ars contine produsi de fisiune (crea ți prin fisionarea a mai puțin de 2%
din cantitatea inițială de uranium) care continu ă să emit ă energie datorit ă
dezintegrarii radioactive. De fapt, imediat dup ă scoaterea lui din reactor, un fascicul
de combus tibil folosit într -o central ă CANDU generează în jur de 10% din caldur ă
care este produsă în reactor, dar aceasta scade la aproape 1% la numai o zi după
scoatere, și mai puțin de 0.1% dupa ce a trecut 1 an . Caldura medie generată de un
fascicul de combusti bil la acest punct (un an) este de 100 W comparabil cu un bec
din cas ă.
Bilantul radiației pentru această caldură crează o simultan ă nevoie de
ecranare. În jur de 3 m de apă sunt suficienti să absoarbă radiația emisă initial de
catre combustibilul ars, î n timp ce în stocarea uscată 1 m de beton e suficient.
În cazul ne -ecranarii, doza de radiatie masurată la distanța de 30 cm de un
fascicul de combustibil ars, dupa 1 an de descarcare, ar putea fi în jur de 50 -60 Sv/h
(5000 – 6000 rem/h), ceea ce reprezin tă o doz ă letală pentru numai c âteva minute de
expunere. Nivelul de radiație scade la aproximativ 1 Sv/h după 50 ani, 0.3 Sv/h după
100 ani și sub 0.001 Sv/h (100 mrem/h) după 500 ani .
La acest moment de timp (500 de ani), hazardul major din combustibilul uzat
se datoreaz ă în principal expunerii externe; de exemplu s -a estimat ca expunerea
timp de o or ă a unui picior în vecinatatea unui fascicul de combustibil CANDU ars
va rezulta într -o doză reprezentand ¼ din media anuală provenită din expunerea la
mediul înconjurator și de mii de ori mai mică decat ce este cunoscut că ar conduce
la afecțiuni de sanata te.

18
Toate deșeurile radioactive solide LILW -SL (deșeuri de viață scurtă)
generate la CNE Cernavodă sunt gestionate în present pe amplasamentul centralei.
Sistemul de gestionare a deșeurilor radioactive LILW -SL la CNE Cernavodă constă
din pre -tratare și co mpactare (pentru a reduce volumul deșeurilor), ambalare pentru
stocare și stocare intermediară.
Deșeurile radioactive sunt manipulate în Clădirea Serviciilor, unde acestea
sunt verificate, monitorizate și sortate în funcție de schema de clasificare
operaț ională. Deșeurile radioactive contaminate cu C -14 nu sunt compactate, fiind
ambalate separat.
Deșeurile radioactive solide LILW -SL sunt ambalate în butoaie din oțel
inoxidabil de 220 litri și transportate pentru depozitare în Depozitul Intermediar
pentru Deșeuri Radioactive (DIDR), care se află în perimetrul de securitate fizică de
pe amplasamentul CNE Cernavodă.
Această instalație este proiectată pentru stocarea atât a LILW -SL cât și a
LILW -LL (deșeuri de viață lungă) , cu excepția rășinilor schimbătoare de ioni uzate
și a mecanismelor de control al reactivitatii. Instalația DIDR este format ă din trei
structuri din beton supraterane: o hală de depozitare, celule cilindrice și cuburi de
beton.
– Hala de depozitare DIDR este utilizată pentru stocarea butoaielo r de 220 litri
conținând deșeuri solide compactabile și necompactabile LILW -SL. Această
clădire are o capacitate netă de stocare de 1,408 m3, din care sunt umpluți 735
m3. La rata actuală a generării de deșeuri radioactive din cele 2 reactoare în
exploatar e, capacitatea maximă de stocare a DIDR va fi atinsă în mai puțin de
10 ani .
– Celulele cilindrice au o capacitate de stocare de 57,77 m3 și sunt proiectate
pentru stocarea cartușelor filtrante uzate rezultate din operare. Acestea conțin,
în present 6,53 m3 de deșeuri .

19
– Cuburile de beton au o capacitate de stocare de 41 m3 și sunt proiectate pentru
componentele LILW -LL extrem de contaminate; în prezent nu conțin deșeuri
radioactive.
Gestionarea rășinilor schimbătoare de ioni uzate se realizează în instalația de
manipulare rășini. Rășinile de contact cu combustibilul nuclear și cele fără contact
cu combustibilul nuclear sunt separate și depozitate în 3 bazine din beton (200 m3
fiecare), situate în subsolul Clădirii Serviciilor .12

1.9 Depozitarea finală a combustibilului ars

Depozitarea final ă a combustibilului ars și a deseurilor înalt active sau de viat ă
lungă presupune izolarea acestora în formatiuni geologice de adancime, astfel încat
acestea s ă nu pericliteze mediul sau popula ția pe întreag ă perioa da de timp în care
activitatea lor este mai mare decat cea a mediului natural (sute de mii p ână la un
million de ani).
Izolarea eficient ă a deseurilor si radionuclizilor continu ți se poate asigura doar
printr -un concept ce combin ă un sistem de bariere inginere ști cu barierele naturale
într-o actiune sinergic ă.
În cazul combustibilului ars, barierele inginere ști sunt:
• canistra de depozitare a fasciculelor combustibile;
• materialul tampon dintre peretele canistrei și galeria sau putul de
depozitare ( în cele mai multe cazuri bentonita sau materiale pe baza de
argila, și mai rar ciment);

12 Park, J. J., Yang, M. S. – Technology and Implementation of the DUPIC Concept for spent nuclear fuel
in the Rok

20
• materiale de umplere a galeriilor și puturilor de acces (ciment; materiale
argiloase/bentonitice).
Acestea au rolul de a limita eliberarile de radion uclizi în mediul geologic.
Pentru a evalua modul în care îndeplinesc aceasta func ție de securitate, este necesară
o înțelegere aprofundată a proceselor care acționează asupra barierelor.
Procesele care afectează barierele de argilă construite într -un depo zit de
deșeuri la nivel înalt se datorează, în principal, căldurii de dezintegrare a deșeurilor
implicate și perturbării rocii gazdă (formarea unei zone perturbate, desaturarea
locală a rocii gazdă și redistribuirea stresului) cauzate de excavarea tuneluri lor de
amplasare și a cavernelor.
Sistemul este reechilibrat prin procese tranzitorii cuplate (termic, hidraulic,
mecanic și chimic).

Figura 1. 7. Schema unui depozit final in conceptual suedez13

13https://www.researchgate.net/figure/The -KBS -3-concept -of-spent -nuclear -fuel-disposal -by-the-Swedish -SKB -Modified -after-
SKB_fig2_316523785

21
Aceste procese trebuie evaluate cu atenție pentru a preveni deteriorarea
permanentă a barierelor. Procesele care afectează comportamentul bentonitei ca
material tampon în campul apropiat a depozitului de deseuri includ, dar nu se
limitează la: transportul căldurii; procese legate de radiații; congelare; abs orbția de
apă (condiții nesaturate); evoluția presiunii de umflare, inclusiv interacțiunea hidro –
mecanică cu stratul de cupru, roca gazdă și canistra; fluxul de apă subteran ă;
transportul difuziv al substanțelor dizolvate; dizolvarea și transportul gazelor ;
bentonita cu produse de coroziune metalice; bentonita cu materiale de ciment;
modificarea termică a bentonitei; generarea / eroziunea coloidală; și efectele
microbiene.
O scurtă trecere în revistă a fiecăruia dintre aceste procese va fi prezentată în
secțiunile următoare. Fiecare canistră de depozitare a combustibilului ars produce o
cantitate de căldură ce poate ajunge la 1000 – 2000 W prin procese de dezintegrare .
Această căldură trebuie să fie disipată pentru a limita temperatura maximă în
câmpul apro piat și, astfel, pentru a reduce alterările minerale legate de căldură și
pentru a limita suprapresiunea și dilatarea porilor cu apă și dilatarea matricei rocii
gazda.
Câmp apropiat – zona de depozitare ce cuprinde deseurile, toate barierele
inginere ști si zona afectata de excavare. Campul departat este mediul geologic
neafectat.
Temperatura maximă în stratul tamponul de bentonit ă este atinsă într -o fază
timpurie a duratei de viață a depozitului, după ~ 50 ani, când căldura reziduală din
deșeuri este încă ridicată, iar bentonita este nesaturată sau doar parțial saturată. La
interfețele dintre rocă, bentonită și canistră, bentonita nesaturată poate lăsa mici
spații (jocuri) prin care căldur a se poate disipa prin radiație.
Spațiile ramase ne -etansate reprez intă toleranțele cerute de instalarea canistrei
în bentonit ă.

22
Prezența lor are un impact substanțial asupra disipării căldurii [H ̈ kmark et
al., 2010). Disiparea căldurii prin conductie pură in câmpul apropiat prin bentonită
va contribui, de asemenea, la disiparea inițială a căldurii.
Convecția poate contribui la t ransportul căldurii, dar datorită permeabilității
scăzute a bentonitei compactate și datorită diferențelor înguste, această contribuție
este limitată în comparație cu conducția. Când materialul tampon devene saturat cu
apă, umflarea este completă și toate golurile și îmbinările sunt etansate, căldura este
transportată prin conducție prin bentonita saturată.
Eficiența transportului de căldură prin regiunea tampon este importantă pentru
performanța sistemului, deoarece afectează temperatura maximă pentru car e a fost
stabilit pragul de proiectare. Brgesson et al. (1994) a măsurat conductivitatea termică
a probelor de bentonită MX -80 compactată prin utilizarea unei tehnici de puls
termic.
Rezultatele se potrivesc bine cu rezultatele corespunzătoare obținute pe ntru
acelasi tip de bentonita (MX -80) de către Plütze și Valter (2011) și cu rezultatele
obținute pentru materiale similare, de ex. bentonita testată în experimentul FEBEX
(Experimentul cu Bariere în Proiectare la scară completă) ([Huertas et al., 2000 ).
Conductivitatea termică a bentonitei scade destul de brusc, la un grad de
saturație mai mic de 50%, în timp ce este destul de constantă pentru un grad de
saturație în intervalul de 50 – 100% [B ̈ rgesson et al., 1994)].
Deși, din punctul de vedere al evalu ării securitatii depozitarii nu există o
nevoie evidentă de a defini o limită inferioară (valoare critică) pentru conductivitatea
termică a bentonitei, în proiectarea câmpului apropiat al depozitului se ia în
considerare domeniul de valori al datelor de co nductivitate termică găsit în
literatură.14

14 https://repositorio.unican.es/xmlui/bitstream/handle/10902/2192/354850.pdf?sequence

23
2 Folosirea bentonitei ca material tampon

Materialul tampon nu va fi expus la radiație alfa și beta, atâta timp cât
containerul de depozitare este intact. În cazul unei canistre defecte, radionuclizii care
migrează în exterior vor fi absorbi ți de materialul tampon și il pot expune la o doză
de radiații.
În cele mai multe părți ale materialului tampon, doza va fi mult mai mică
deoarece radia țiile alfa sunt puternic sorbite și vor rămâne în vecinătatea canist rei.
Expunerea bentonitei la radiația gamma provenit ă de la deșeuri ar putea
deteriora structura montmorilonitului. Aceasta ar conduce la o scădere a conținutului
de montmorilonit în bentonită și, astfel, la o reducere a capacității de umflare și la o
permeabilitate hidraulică crescută. Totuși, studiile experimentale au arătat că dozele
de radiații acumulate la care bentonita va fi expuse într -un depozit geologic nu
produc modificări măsurabile în conținutul de montmorilonit [Pusch et al., 1993).
Bentonit a MX -80 saturat ă cu apă slabă până la o densitate saturată de 2050 kg
/m3 a fost iradiat ă timp de 1 an cu o doză totală de radiație de 3.6 107 Gy, care este
cu ordine de mărime mai mare decât va fi cazul în depozit.
Proba a fost închis ă într-un cilindru cu un capăt închis constând din fier și
iradiat cu o sursă de 60Co, în timp ce la celălalt capăt un filtru poros din oțel a impus
o presiune a apei de 1,5 MPa (Pusch și colab., 1993).
Capătul iradiat, care a avut o doză absorbită de 3972 Gy / h, a fost menținut
la 130 ° C, iar capătul opus, care avea o doză de 456 Gy / h, la 90 ° C. Testele
minerale (difracția cu raze X – XRD, spectroscopia infraroșie IR, capacitatea de
schimb de cationi – CEC) a acestui specimen și a unui eșantion parale l care nu a fost
expus radiației, dar în același mediu hidrotermic nu a arătat o schimbare
semnificativă în cantitatea de montmorilonit în oricare dintre exemplarele.

24
Pentru depozitele situate în zone în care nu poate fi exclusă posibilitatea
viitoarelor condiții de înghet, trebuie luat în considerare și efectul înghețării
bentonitului. La temperaturi sub 0°C, se poate anticipa că apa din materialul tampon
se transformă în gheață. Aceasta nu este o problemă pentru materialul în sine,
deoarece procesul este reversibil și își va recâștiga proprietățile după decongelare
(Birgersson et al., 2010).
Cu toate acestea, formarea gheții ar putea duce la: o presiune crescută asupra
canistrei și a rocii; și redistribuirea materialului datorită formării lentilelor de g heață.
Birgersson și colab. (2010) a investigat comportamentul bentonitei compactate sub
0°C, urmarind modul in care presiunea de umflare (ce determina proprietățile de
etanșare) se modifică odată cu temperatura și în ce condiții îngheață bentonita.
Punc tul de îngheț al unei probe de sol este definit ca temperatura la care începe
să se formeze gheața în material. Atunci când formarea gheții are loc în bentonita
închisă, este de așteptat o creștere substanțială a presiunii din cauza expansiunii în
volum a apei.
Proprietățile de umflare ale bentonitei depind de condițiile externe. Procesul
de umflare, în mod specific, apare numai atunci când bentonita este în contact cu un
rezervor de apa extern, iar conceptul de presiune de umflare poate fi, prin urmare,
definit numai în astfel de condiții.
Prin urmare, procesul de înghețare a bentonitei include și intervalul de
temperatură dintre punctul de îngheț al apei subterane și punctul de congelare real al
bentonitei.
O temperatură critică are loc undeva sub 0°C, desemnată aici ca T c și măsurată
în °C, la care presiunea de umflare este complet pierdută. T c depinde numai de
presiunea de umflare măsurată la 0°C și nu în mod explicit de proprietatile specifice,
cum ar fi conținutul de montmorilonit, presiunea exercita ta asupra stratului de
montmorilonit sau densitatea.

25
O descriere teoretică a răspunsului la presiune datorată temperaturii în
bentonită a fost furnizată de Birgersson și colab. (2008, 2010). Aceste rezultate
demonstrează că orice componentă din bentonită a depozitului KBS -3 se va strădui
să-și reducă presiunea pe măsură ce temperatura scade sub 0°C.
Mărimea căderii de presiune de echilibru depinde, în mod esențial, pentru
toate densitățile relevante ale bentonitei comactate, de diferența de entropie molară
dintre apa lichida și respectiv gheaț ă, care la 0°C corespunde la 1,2 MPa /°C.
Deoarece scăderea presiunii este determinată de proprietăți care nu sunt legate
de argilă, este de așteptat același comportament independent de tipul de bentonit ă
utilizat.
Presiunile au fost evaluate pentru eșantioanele bentonitei Ibeco RWC pentru
temperaturi sub și deasupra 0°C. Un tampon tipic de bentonit ă va avea un punct de
îngheț de -6°C sau mai mic, care este considerabil mai mic decât ceea ce se poate
aștep ta la adâncimea depozitului, chiar și în țări precum Suedia și Finlanda, unde se
așteaptă condiții de permafrost pentru o parte substanțială a evoluției depozitului.
Tamponul de bentonit ă este instalat sub forma de blocuri și peleți parțial
saturați. Gradu l inițial de saturație depinde de conceptul specific. Funcțiile de
securitate ale materialui tampon și respectiv de umplere a galeriilor se ating doar în
starea de satura ție. Aceasta înseamnă că aceste elemente trebuie să fie complet
saturate pentru a fu ncționa corect.
Cu toate acestea, atâta timp cât bentonita tampon din galeria sau putul de
depozitare a combustibilului ars este nesaturată, transferul de masă al speciilor
dizolvate (corodanții sau radionuclizii) între canistră și apele subterane din stâ ncă nu
poate avea loc în regim nesaturat,
Prin urmare, procesul de saturație a apei în sine nu are un impact direct asupra
funcțiilor de securitate ale tamponului și ale materialului de umplere.

26
O înțelegere a procesului de saturație a bentonitei este în că necesară deoarece
definește starea barierelor în evoluția timpurie a depozitului.
Ventilarea tunelurilor de depozitare în roci argiloase în timpul unei perioade
semnificative de timp (înainte de umplerea puturilor sau tunelurilor de depozitare și
a tun elurilor) poate determina deshidratarea rocii din jur.
Într-o anumită măsură, roca gazdă se va desatura în timpul fazei de excavare
și se va restaura încet, împreună cu peleții uscați de bentonită nesaturat. Presiunile
mari de aspirație și efectele osmoti ce vor determina absorbția apei în câmp apropiat.
Absorbția apei în bentonita compactată a fost studiată atât în experimentele
de laborator, cât și în testele de teren la scară largă. Un exemplu de test pe scară largă
este testul FEBEX în laboratorul sub teran Grimsel din Elveția [Huertas et al., 2000].
Apa este adsorbită atât de bentonita nesaturată, cât și de cea saturată (care se
poate extinde fizic) și determină umflarea (Norrish, 1954). Dacă bentonita nu se
poate extinde liber, se dezvoltă o presiune de umflare, care atinge maximul la
saturația completă cu ap ă.
Presiunea de umflare este o funcție de securitate cheie a depozitului.
Capacitatea de umflare stabilește limite ale activității microbiene prin reducerea
macro -porozității, menținerea canistre i în poziția de depozitare, împiedică
propagarea ulterioară a zonei afectate de excavare (EDZ) în rocă, reduce
conductivitatea hidraulică, preia forțele de forfecare din roc ă și asigură că tamponul
se auto -etanseaza.. Înțelegerea procesului de umflare este deci critică în evaluarea
performanței pe termen lung a tamponului de bentonita.
Presiunea de umflare este puternic cuplată cu densitatea materialului și o
schimbare relativ mică a densității poate duce la o schimbare semnificativă a
presiunii de umflare .15

15 Foster, M.D., The relation be tween composition and swelling in clays, U.S. Geological Survey, v. 3; no. 1; p. 205 –
220, 1954

27
Un exemplu este testul de recuperare cantitativă (CRT) la laboratorul
Aspo ̈Hard Rock din Suedia.
Testul, care a simulat un foraj de depozitare cu canistră și material tam pon în
conformitate cu proiectul suedez KBS -3, a fost investigat dupa o perioada de 5 ani
printr -o eșantionare extinsă și determinarea raportului dintre densitate și continutul
de apă al materialului tampon.
Diametrul exterior al containerului a fost de 1 050 mm, înălțimea a fost de
4830 mm, iar greutatea totală a fost de 21,4 tone. Bentonita utilizată ca material
tampon a fost bentonita Wyoming (MX -80). Tamponul a fost instalat sub forma de
blocuri și inele de bentonită compactate, cu o densitate inițială în stare uscată de
1710 și respectiv 1790 kg /m 3. Umiditatea masic ă inițială a bentonitei a fost de 17%.
Spațiul dintre blocurile de bentonită și peretele forajului de depozitare a fost umplut
cu granule de bentonită și apă.
Testul a fost supus unei game largi de modelari de către mai multe echipe
diferite. Exemple de rezultate pot fi găsite în Zandarin și colab. (2012 )16, unde gradul
de saturație și densitatea uscată la sfârșitul testului au fost calculate și comparate cu
valorile măsurate după excavare, sau și în Kristensson și Akesson (2011) pentru
Kristensson și Akesson (2011)17, care au utilizat un model analitic și un program de
calcul bazat pe metoda elementelor finite, ambele capabile să prezică raportul mediu
final al spatiilor dintre granule și blocurile din experiment.

16 . Komine H, Ogata N (1996) Experimental study on swelling characteristics of
compacted bentonite. Can Geotech J 31(4): 478 -490.
17 https://repositorio.unican.e s/xmlui/bitstream/handle/10902/2192/354850.pdf?sequence

28
2.1 Conductivitatea hidraulic ă a bentonitei compactate

Împreună cu capacitatea de auto -etanșare, permeabilitatea hidraulică scăzută
în condiții saturate este cea mai importantă proprietate a bentonitei in depozitarea
deseurilor radioactive. Pentru un material tampon, permeabilitatea scăzută
(exprimată de obice i in termeni de conductivitate hidraulică) asigură faptul că
difuzia este mecanismul dominant de transport și că advecția poate fi ignorată pentru
un tampon cu performanțe ridicate.
Menținerea conductivității reduse în depozit este, prin urmare, important ă.
Recent, unele dezbateri s -au concentrat asupra modului în care conductivitatea
hidraulică a bentonitei compactate este afectată de încălzire și cum trebuie măsurată
conductivitatea hidraulică.
Pusch și colab. (2010) au raportat o crestere cu trei ordine de mărime a
conductivitatii hidraulice a bentonitei MX -80 utilizat în testul CRT (menționat
anterior) după 5 ore de încălzire la temperaturi de până la 95°C.
Testarea mai atentă și sistematic ă a probelor pentru același test, efectuat ă de
Dueck și Colab. (2011), nu au prezentat modificări semnificative nici în
conductivitatea hidraulică, nici în mineralogia argiloasă comparativ cu probele de
referință.
Harrington și colab. (2014) au studiat, d e asemenea, conductivitatea
hidraulică a probelor din același test, injectand. apă distilată la un debit de numai 1,6
mL/h pentru a minimiza orice perturbare a sistemului și a evita posibila mișcare a
componentelor minerale disociate (dacă există). Dacă pr oba de bentonită a prezentat
de fapt o conductivitate de 2,0×10-11 m/s așa cum a raportat Pusch și Colab. (2010),
atunci aceasta ar genera un gradient hidraulic de doar 8 m/m.

29
Cu toate acestea, gradientul de presiune necesar pentru a realiza acest flux a
fost mai mare (3000 m m și nu 8 m/m) așa cum a fost prevăzut, producând o
conductivitate hidraulică medie de 4.7 x 10-14 m/s. Această valoare este în strânsă
concordanță cu ce a așteptată pentru materialul nemodificat și este, de asemenea, în
concordanță cu măsurătorile efectuate de Dueck și Colab. (2011).
Acest lucru arată în mod clar că măsurătorile suspecte ale conductivității
hidraulice trebuie tratate cu mare atenție și c ă bentonita nu -și schimbă proprietățile
după o perioadă de încălzire de 5 ani.
Așa cum sa menționat anterior, conductivitatea hidraulică scăzută a
tamponului de bentonita, împreună cu gradientul hidraulic scăzut al câmpului
apropiat și al rocii gazdă, vor asigura că transportul radionuclizilor este limitat la
transportul lent difuziv.

2.2 Proprieta țile de sorb ție și transport ale radionuclizilor prin bentonit ă

Diferitele elemente vor fi totuși expuse unor condiții diferite în compactul de
bentonita. Încărcarea permanentă cu sarcin ă electric ă negativă a argilei va impune
restricții asupra mișcării anionilor. Acest lucru a fost interpretat cu diferite descrieri
conceptuale.
O abordare este aceea de a distinge între diferitele tipuri ale apei din pori: apa
inter-strat (intersti țială) și apa inter -particule, împărțită în apă liberă externă și apă
legata, asociată cu stratul dublu difuz (Wersin, 2004; Appelo, 2011); in acest caz,
difuzia anionilor este restricționată la apa liberă.
Cealaltă abordare presu pune că aproape toată apa este localizată în stratul
interstițială datorită suprafeței specifice mari a argilei și densității ridicate a
tamponului (Birgersson și Karnland, 2009). Această abordare utilizează echilibrul

30
Donnan între tampon și apa externă di n roca gazdă pentru a ține cont de capacitatea
redusă de transport a anionilor.
În ciuda diferențelor teoretice, ambele abordări au reușit să modeleze în mod
satisfăcător transportul difuziv atât pentru cationi, cât și pentru anioni și, prin
urmare, alege rea abordării nu poate fi o problemă importantă în scopul modelării
performanțelor pe termen lung .
O altă trăsătură cheie în transportul difuziv al speciilor în tamponul de
bentonită este sorbția puternică a multor elemente. Sorbția poate avea loc fie la
suprafața stratului încărcat permanent a mineralelor din argilă, fie la suprafața
marginii încărcată variabil .
La suprafața mineraleor de argila incarcate electric, sorbția are loc prin schimb
ionic. Sorbția pe margini are loc datorită formării complexelor de suprafață.
Schimbul de ioni este mecanismul tipic de sorbție pentru elementele alcaline
și alcalino -pământ oase, precum și metalele de tranziție la valori scăzute ale pH -ului,
unde predomină speciile pozitive.
Complexarea suprafeței este, în general, procesul mai relevant pentru toate
elementele reactive (metale de tranziție, actinide, lantanide și anioni reac tivi, cum ar
fi carbonatul).
Ambele procese, schimbul de de ioni și complexarea suprafețelor, au loc
simultan, dar pe diferite portiuni ale suprafeței.
Sorbtia radioelementelor pe bentonită a fost studiată extensiv de un număr
mare de laboratoare. Câteva exemple sunt: Grambow et al. (2006), care a studiat
procesul de sorbție pentru cesiu, nichel, plumb și unii radionuclizi trivalenti pe
bentonita MX -80,Bradbury și Baeyens (2005), care au furnizat date noi pentru
sorbția U (VI) pe bentonită, Missana și colab. (2009), care au furnizat noi date
pentru sorbția Se (IV) și Huber și colab. (2011), care a studiat reversibilitatea sorbției
radionuclizilor pe coloizi de bentonită.

31
2.3 Proprietati de transport al gazului prin bentonit ă

Gazul va fi produs prin coroziunea containerul de combustibil ars și, într -o
măsură limitată, de matricea deșeurilor.
Mecanismele predominante de transport al gazului sunt: advecția și difuzia
gazului dizolvat în apă subterana, curgerea bi -fazic ă și prin cai preferen țiale create
prin dilatare (Marschall et al., 2005). Acest lucru este valabil mai ales pentru mediile
argiloase parțial saturate.
Generarea de gaze prin procesele de coroziune și degradare în tuneluri și
galerii poate conduce la suprapresiuni de gaze în barierele ingineresti și in roca gazdă
și la o anumită deplasare a apei poroase în jurul depozitului.
Într-un compact de bentonita nesaturat sau parțial saturat, se dezvoltă o
dependență liniară între debitul de gaz și gradientul de presiune, ceea ce indică faptul
că mecanismul dominant de transport este curgerea bi -fazic ă (Villar et al., 2012).
Acest lucru se poate întâmpla și în cazul amestecurilor de nisip -bentonită
saturate dacă conținutul de nisip este suficient de ridicat. La un nivel de saturație de
~ 80 -90% sau mai mare, comportamentul se modifică insa complet (Villar et al.,
2012). În bentonita nu va avea loc un flux de gaz decât dacă presiunea aplicată este
egală sau mai mare decât tensiunea totală (presiunea de umflare + contrapresiune).
Altminteri, singurul mecanism de transport este difuzia omniprezentă a gazului
dizolvat.
Dacă presiunea gazului aplicată atinge o valoare mai mare decât presiunea
totală din bentonită, va apărea o interacțiune mecanică între gaz și argil ă. Această
interacțiune va duce fie la consolidarea bentonitei, fie la formarea căilor de dilatare.
Consolidarea înseamnă că se va forma un volum de gaz în interiorul argilei, care o
va comprim ă.

32
Aceasta crește densitatea bentonitei în apropierea volumului de gaz, iar
presiunea locală de umflare crește pentru a echilibra presiunea gazului. Cu toate
acestea, amploarea consolidării este limitată.
Trecerea de la sfârșitul consolidării la începutul formării căii preferentiale este
încă ne clară. În unele teste, aceste căi se formeaza când presiunea gazului atinge
tensiunea totala din probă. Majoritatea conceptelor pentru depozitarea deșeurilor
radioactive prevăd containere din oțel (oțel carbon sau nealiat) sau chiar cutii de oțel
(de exemp lu, Elveția și Franța). At ât în condiții aerobe (de exemplu, în faza de
construcție) c ât și anaerobe (de exemplu faza operațională), oțelul va coroda și va
forma produsi de coroziune. Rata de coroziune a fierului în contact cu bentonita va
fi de ordinul de ~ 1 mm/an sau mai puțin (Johnson and King, 2008).
Cuprul este în general stabil într -un mediu de depozitare, cu excepția reacției
cu sulfur ă apoasă care conduce la formarea sulfurii de cupru solide. Nu se așteaptă
nicio interacțiune între ionii de cupru și bentonita, deoarece solubilitățile sulfurilor
de cupru și ale metalelor de cupru sunt prea mici pentru a ajunge la o concentrație
semnificativă de cupru dizolvat.
Există incertitudini cu privire la modul în care produ șii de coroziune, cum ar
fi H 2 (gaz) sau cationii de Fe 2+, vor interacționa cu bentonita (de exemplu, reducerea
octaedricului Fe 3+ în bentonită) și vor modifica proprietățile relevante pentru
siguranță (de exemplu, capacitatea de umflare, etc.) sau vor conduce la formarea
mineralelor boga te în Fe (de exemplu berthierine, odinite, greenalite etc.) (Bradbury,
2012).18

18 Environmental Earth Sciences – Effect of thermal history on the properties of bentonite .pdf

33
2.4 Degradarea bentonitei

Proprietățile fizice avantajoase ale tamponului de bentonit ă, în principal
presiunea de umflare ridicat ă și conductivitatea hidraulică scăzută, sunt determinate
de capacitatea de absorbție a apei între straturile de montmorilonit (umflarea) din
bentonit ă. O cantitate mare de smectit se găsește frecvent în formațiunile vechi
expuse la temperaturile relevante în depozit.
De exemplu, spațiul de timp -temperatură al illitizării în șapte sonde adânci din
patru bazine sedimentare din SUA, Japonia și Franța a fost studiat de Velde și
Vasseur (1992). În toate forjele, s -a observat o reducere tipică a conținutului de
smectit cu adâncimea, ce corespunde creșterii vârstei și a temperaturii.
Condițiile prealabile pentru o transformare sunt în mod evident prezente în
sedimente, iar timpul și temperatura sunt prncipalii factori ce guverneaz ă acest
proces. O scădere la ~ 6 0% smectit a fost observată în formatiunea californiană
Norwal, la o adâncime de 5 km, reprezentând o creștere finală a temperaturii de >
100 °C. Aceeași transformare a necesitat ~ 60 de ani la o adâncime de 2 kilometri și
o creștere a temperaturii de ~ 70 °C în sedimentele Peclor din Texas. Aceste
observa ții arat ă că rată de reacție la temperaturi, relevante pentru depozit este foarte
lentă în raport cu intervalul de timp al unui depozit.
Ilitizarea necesită K, care poate fi transportat în mod limitat în mediul de
depozitare. Roca gazd ă, totuși, constă parțial din K -feldspati, ceea ce înseamnă că
potasiul este disponibil în vecinătate.
Pentru estimarea gradului poten țial de degradare a bentonitei au fost
dezvoltate modelele cinetice pentru transformarea smectite -ilit. Relațiile și
constantele au fost stabilite prin intermediul experimentelor de laborator și al
comparațiilor cu sistemele naturale (de exemplu, Eberl și H ower, 1976, Pytte, 1982,
Velde și Vasseur, 1992, Huang și Colab., 1993).

34
Cele mai multe modele au forma unei expresii Arrhenius. În timp ce modelele
cinetice pot fi utilizate pentru a explica observațiile experimentale, utilizarea lor în
predicțiile pe te rmen lung, pe o perioadă de până la 1 milion de ani poate fi oarecum
speculativă.
Pentru acest proces, compararea cu observațiile naturale oferă un argument
mai puternic. Cu toate acestea, modelele cinetice sunt încă valoroase deoarece pot fi
utilizate pe ntru a defini temperatura maximă permisă într -un depozit.19

2.5 Formarea coloizilor în bentonit ă

Umflarea tamponului de bentonită ca urmare a absorbției apei este blocat ă de
pereții tunelului/forajului de depozitare, conducand la dezvoltarea unei presiuni de
umflare în bentonită.
Fracturile care intersectează tunelul sau forajul de depozitare elimin ă, local,
restricțiile rigide de umflare, umflarea putand continua local izat, în fracturi, până la
atingerea starii de echilibru. Această umflare liberă poate duce la separarea
straturilor individuale de montmorilonit (dispersie), iar o parte din materialul tampon
ar putea fi transportată departe de c ătre apele subterane. Umi ditatea maximă liberă
a bentonitei este puternic dependentă de valența și concentrația ionilor din spațiul
intermediar (Norrish, 1954).
La concentrații scăzute de ioni dizolvați în apele subterane, distanța între
straturile individuale de montmorilonit po ate crește suficient pentru a conferi
sistemului de argilă / apă un caracter sol , adică grupuri simple sau mici de straturi
de montmorilonit au rolul de particule coloidale individuale. Apa non -salină poate
solubiliza particulele de smectit din bentonită ș i le poate îndepărta sub formă de
particule coloidale.

19 Environmental Earth Sciences – Effect of thermal history on the properties of bentonite .pdf

35
Se știe că acest lucru se întâmplă dacă conținutul de ioni din apă este sub
concentrația critică de coagulare (CCC). Deasupra CCC, smecitul formează un gel,
care nu eliberează particule.
În cazul în care coloizii sunt eliberați, masa barierii bentonitelor va scădea.
Acest lucru poate duce eventual la o situație în care transportul controlat de difuzie
este pierdut. Pierderea capacitatii de bariera a materialului tampon, in conditiil e.
Unei roci fracturate va duce la o creștere semnificativă a coroziunii recipientului și
/ sau a eliberării radionuclizilor din depozit.
Un CCC poate fi determinat pentru sisteme monovalente și utilizat ca limită
de concentratie pesimistă pentru eliberarea spo ntană a particulelor coloidale (de
exemplu, Evans și Wennerstr, 1999). Rezultatele de laborator au arătat că
montmorilonitul extras din bentonita MX -80 formează un gel la un CCC de ~ 25
mM în soluție de NaCl, (Birgersson și colab., 2010).
Alte două probe de montmorilonit sodic, cu o sarcina de suprafa ță mai mare
decât în MX-80 au avut un CCC mai mic, spre deosebire de predicțiile din teoria
DLVO pentru straturile paralele (Evans și Wennerstr., 1999). O posibilă explicație
pentru aceasta este că argila cu cel mai mic CCC a avut o cantitate considerabilă de
sarcină pe stratul tetraedric, ceea ce ar trebui să ofere o atrac ție mai mare (Hetzel și
Doner, 1993).
Pentru sistemele cu ioni divalenți, conceptul CCC nu este într -adevăr valabil
și CCC poate fi consi derat zero, adică nu sunt necesari ioni excesi pentru a preveni
formarea particulelor coloidale. Teoria DLVO este numită după Boris Derjaguin și
Lev Landau, Evert Verwey și Theodor Overbeek. Teoria explică agregarea
dispersiilor apoase cantitativ și descri e forța dintre suprafețele încărcate care
interacționează printr -un mediu lichid. Acesta combină efectele atracției van der
Waals și repulsia electrostatică datorată așa -numitului strat dublu de contraioni.

36
Un model de echilibru al forței bazate pe DLVO pentru coloizii sferici (Petsev
et al., 1993) a fost adaptat pentru straturile paralele de argilă (Liu et al., 2009;
Neretnieks et al., 2009) și a fost utilizat pentru a calcula umflarea montmorilonitului
sodic (Na -montmorilonit) în fracturi umplute cu apă de tarie ionică redusă.
Modelul de echilibru al forțelor utilizează DLVO pentru a descrie presiunea
de umflare și o expresie asemănătoare lui Kozeny -Karman adaptată la experimente
pentru a descrie conductivi tatea hidraulică. Pierderea advectivă a montmorilonitului
este modelată prin combinarea modelului de echilibru al forțelor pentru umflare cu
un model de vâscozitate pentru gelul montmorilonit repulsiv și cu ecuația Darcy
pentru fluxul bidimensional într -o fractură care intersectează forajul/tunelul de
depozitare.
Rezultatele modelării diferitelor viteze ale apei într -o fractură cu deschiderea
(apertura) de 1 mm au aratat c ă rata de eliberare a montmorilonitului este
proporțională cu viteza apei la puterea 0,41 și direct proporțională cu apertura.
Coloizii care poartă radionuclizi pot fi formați în timpul dizolvării combustibilului
ars sau al deseurilor inalt active, sau ulterior prin precipitarea de radioelemente
insolubile sau prin procesele de co -precipit are și sorbție.
Dimensiunile mici ale porilor în bentonita compactat ă și saturata previn totu și
transportul de coloizi (Kurosawa et al., 1997). Bentonita este, prin urmare, o barieră
eficientă pentru transportul radionuclizilor. 20

20 Plum RL, Esrig MI (1969) Some temperature effects on soil compressibility and pore pressure. Effects of temperature and heat on engineering behaviour of soils.
Special report 103, Highway Res. Board, Washington D.C., pp.231 -242.

37
2.6 Activitatea micro biană în bentonit ă compactat ă

Activitatea microbiană în argila Opalinus și în bentonita compactată cu
densitate uscată > 1,45 g/cm3 este considerată a fi scăzută datorită dimensiunilor
mici ale porilor, interconectivității lor slabe și disponibilității limitate a apei (Stroes –
Gascoyne, 2002, 2011). Cu toate acestea, este posibilă o influență catalitică a
microbilor asupra proceselor r edox.
O problemă microbiană care poate necesita mai multă atenție în viitor în
cadrul comunității de gestionare a deșeurilor radioactive este rolul microbilor în
reacția smectite -ilită.

3 Bentonit ă: structura si propriet ăți

Bentonita sodic ă este o argil ă rezultat ă din alterarea cenuselor vulcanice ca
rezultat al proceselor de hidratre, schimb ionic, etc., al c ărui principal constituent
este aluminosilicatul hidratat sau montmorilonitul . Montmorillonitul este un mineral
alcătuit din trei straturi cristaline, două straturi tetraedrice în jurul unui strat octaedric
central (Figura 3.1).

Figura 3.1 straturile de bentonită21

21 https://ro.pinterest .com/pin/537335799273749385/?lp=true

38
3.1. Structura cristalină a bentonitei

Structura de baz ă a bentonitei const ă într-o secven ță de trei straturi: un strat alc ătuit
din hidroxil de aluminiu cu structura octoedric ă amplasat între dou ă straturi de oxid
de siliciu cu structura tetraedric ă (Figura 3. 2).

Figura 3.2. Structura cristalină a bentonitei22

Atomii de aluminiu sunt înlocuiți parțial de atomi de magneziu sau de fier,
creând astfel un deficit de sarcina electrica în cadrul structurii unitare.
Anionii de la vârfurile subunităților tetraedrice sunt direcționați spre interior,
unde înconjoară cati onii de aluminiu, fier și magneziu, ce formeaz ă subunitățile
octaedrice ale stratului de hidrohil de aluminiu.
Anionii de oxid din interior și cationii din straturile tetraedrice și octaedrice
leagă straturile împreună și dau structurii unice a foitei de montmorilonit proprieta ți
specifice.
Aceste trei straturi alactuiesc plachete individuale de bentonit ă care au în mod
tipic 1 nm grosime și 0,2 pana la 2 microni în diametru.

22 http://www.allco.co.nz/faq/what -is-bentonite/

39
La randul lor, plachetele se grupeaz ă frecvent într -un aranjament față -în-față,
avand intre ele un strat de cationi interschimbabili și mici cantități de apă absorbită,
grosimea acestui strat variind în funcție de cantitatea de apă absorbită (Figura 3.2) .

Figura 3.3. Structura cristalină a montmorilonitului sodic cu stratul de a pă
interlamelară23

În cazul montmorilonitului, sarcina electrica totală a foitei este negativ ă, suma
sarcinilor tuturor anionilor de oxid (O-) fiind mai mare decât sarcina pozitivă totală
a cationilor structurali (Si+4, Al+3, Fe+2, Fe+3, Mg+2).
Aceasta are ca rezultat un exces redus de sarcină negativă pe planul bazal al
tetraedrei de siliciu echilibrată prin absorbția cationilor (schimbabili) dintre plăcile
adiacente. În montmorilonitul natural, acești cationi sunt de obicei Ca+2 și Na+, în
funcție de agen tul de intemperii asociat cu formarea mineralului (Figura 3.4).

23http://www.cetco.com/DesktopModules/Bring2mind/DMX/Download.aspx?Command=Core_Download&PortalI
d=0&EntryId=538

40

Figura 3.4. Structura cristalografic ă a unei “foite” de bentonit ă24

În functie de cationul predominant din spatiul interlamelar, bentonitele se
împart în trei tipuri, ce confer ă fiecarui tip proprieta ți specifice relativ la afinitatea
fata de ap ă, capacitatea de umflare etc. Cationii predominati pot fi Na+, Ca2+ si H+,
benonitele purtand denumirile de Na -bentonit ă (bentonit ă sodic ă), Ca -bentonit ă
(bentonit ă calcic ă) și bentonit ă acidă.
Atunci când predomină sodiul, o cantitate mare de apă poate fi absorbită în
stratul intermediar, ducând la proprietățile de umflare remarcabile observate pentru
bentonita sodic ă hidratată. Prezența sodiului facilitează absorbția aproape nelimitată
a straturilor orientate de molecule de apă, fenomen care nu apare când predomină
calciul. În consecință, bentonitele de calciu au în general proprietati de umplare mai
reduse

24 http://www.wynboer.co.za/recentarticles/200806bentonite.php3

41
3.2. Prop rietațiile bentonitei
3.2.1 Propietați fizice

Bentonita sodic ă este cunoscut ă pentru capacitatea sa de a se umfla. Acesta
poate absorbi apa de aproape 5 ori greutatea sa și la saturație completă poate ocup ă
un volum de 12 până la 15 ori mai mare decât volumul său uscat.
Capacitatea ridicată de absorbție a apei o face, de asemenea, foarte plastică și
rezistentă la fracturare sau fisurare.
Interesant este faptul că bentonita poate fi hidratată și uscată de ne numărate
ori fără să -și piardă capacitatea inițială de umflare. În mod similar, poate fi înghețata
și dezghețat a în mod repetat, fără a -și pierde proprietatile.
Datorită faptului că plachetele sunt uniform late și plate, bentonita sodic ă are
o suprafață ex cepțional de mare de 600 până la 800 m2/g. Mai puțin de 10 g de
bentonită, dacă este complet dispersată, ar putea acoperi un teren de fotbal.
Este o combinație a acestor proprietăți fizice care fac bentonita sodic ă un
material ideal pentru impermeabilizar e.
Un strat de bentonită hidratată asigură o barieră densă, cu porozitate scăzută,
care determina o conductivitate hidraulică tipică de 1 x 10-9 cm/s.

3.2.2 Propietați electrochimice

Structura bentonitei sodice îi conferă proprietăți electrochimice importante.
După cum s -a discutat anterior, plachetele de bentonita posedă în mod natural o
sarcin ă electric ă totală negativă ca o consecință a faptului că au o sarcin ă anionilor
de oxid mai mare dec ât cea a cationilor.

42
3.2.3 Proprietați de hidratare

Cercetările indică faptul că procesul de hidratare a bentonitei sodice este o
combinație a patru mecanisme primare care contribuie la proprietățile sale de
umflare. Principalele mecanisme implicate în absorbția apei sunt:
a) Orientarea fizică a moleculelor de apă
Molecula de apă este un aranjament în formă de V a nucleelor atomice, cu cei
doi protoni de hidrogen care formează un unghi de 105° cu nucleul de oxigen.
Deoarece atomii de oxigen tind să atragă electronii, iar atomii de hidrogen
tind să -i doneze , regiunile moleculelor de apă din jurul atomului de oxigen au
oarecum un caracter negativ, în timp ce regiunile din jurul atomului de hidrogen sunt
oarecum pozitive (Figura 3. 4). Deși cantitativ separarea de sarcina este mică, este
totuși crucială pentru determinarea multor proprietăți remarcabile ale apei.

Figura 3. 4 Geometria dipolară a moleculei de apă25

25
http://www.cetco.com/DesktopModules/Bring2mind/DMX/Download.aspx?Command=Core_Download&PortalId
=0&EntryId=538

43
Astfel, atunci când două molecule de apă in stare lichd ă se apropie reciproc,
există o atracție electrostatică între atomul oxigen încărcat negative al unei molecule
de apă și un atom de hidrogen încărcat pozitiv al altei molecule. Deși forța acestei
atracții, numită legatura de hidrogen, este slab ă (doar 5 -10% din intensitatea legăturii
covalente normală dintre atomii dintr -o moleculă), ea este, cu toate acestea,
considerabil mai puternică decât forțele mai slabe van der Walls, care tine împreună
moleculele neutre în stările lichide și solide. Cea mai important ă consecință a acestui
tip de legatur ă este că poate impune și ordona efectul (structura) asupra moleculelor
(Figura 3.4). Această orientare fizică a moleculelor de apă facilitează absorbția lor
ordonată pe suprafața plachetelor de bentonit ă.

Figura 3. 5 Legarea hidrogenului tetrahidrat în apă (From Grim, 1968)26

b) Poziția oxigenului în foile tetraetrice .
Privi ți de deasupra suprafeței plachetelor de bentonit ă, atomii de oxigen din
foile tetraedrice sunt aranjați într -o configuratie hexagonal ă. Acest model coincide
fizic cu modelul atomilor de hidrogen disponibili în moleculele de apă, ce face
posibil ă stabilirea leg ăturii de hidrogen între oxigenul din structura bentonit ă și
atomii de hidrogen ai apei (Figura 3. 6).

26
http:/ /www.cetco.com/DesktopModules/Bring2mind/DMX/Download.aspx?Command=Core_Download&PortalId
=0&EntryId=538

44

Figura 3. 6 Legarea hidrogenului t etrahidrat în apă (From Grim, 1968)27

c) Excesul de electroni pe suprafața particulelor de bentonit ă

Substituția izomorfă a cationilor în rețeaua octaedrică are ca rezultat prezența
unor electroni în exces pe suprafața foitei de bentonit ă. Acești electroni permit
formarea legăturilor de hidrogen cu caracter parțial covalent între moleculele de apă
și suprafața bentonitei.
Efectul electronilor în exces este prin urmare nu numai consolidarea legăturii
bentonită -apă, ci și facilitarea legaturii dintre straturile suplimentare de apă.
Se crede că aceste legături puternice de bentonită -apă modifică distribuția
electronică a primului strat de molecule de apă și facilitează formarea unui alt strat
de apă .
Aceste legături din stratul următor permit formare a unui strat ulterior în
măsura în care se formează 3 sau 4 straturi de apă orientate în mod similar.

27
http://www.cetco.com/DesktopModules/Bring2mind/DMX/Download.aspx?Command=Core_Download&PortalId
=0&EntryId=538

45
Cu toate acestea, natura cinetică a apei determină scăderea forțelor de
orientare cu distanța și, dacă suficienta ap ă liberă este prezentă, straturile
suplimentare de molecule de apă devin din ce în ce mai puțin rigide, pe măsură ce
distanța de la suprafaț ă bentonitului crește (Grim, 1968).
În bentonit ă sodic ă, în prezen ța unei cantita ți suficiente de apă, ionii de Na+
din stratul intermediar devin "motoarele" care conduc reacțiile de mai sus dincolo
de primele 3 -4 monostraturi de apă. Este în general acceptat faptul că prezența
ionilor de sodiu produce o presiune osmotică care atrage moleculele de apă în stratul
interm ediar, în încercarea de a egaliza concentrațiile mari de ioni dintre plachetele
de bentonit ă cu concentrațiile scăzute de ioni din exteriorul lor (Grim, 1968; van
Olphen, Newman). După ce sunt atrași în stratul intermediar, aceste molecule de apă
sunt ulte rior organizate și stratificate așa cum s -a descris deja. O bentonit ă sodic ă de
înaltă calitate va absorbi 25 -50 straturi de apă (Grim, 1968).
Determinarea efectului temperaturii asupra proprietăților solurilor este o
problemă importantă în Ingineria Geoen vironmentală. Solurile pot fi supuse
diferitelor condiții de temperatură ridicată sau scăzută.
Efectele termice sunt, în general, induse în două cazuri: temperatură înaltă
rezultată dintr -o sursă de căldură în sol și temperatură scăzută ca răspuns la
schimbările de temperatură sezoniere ale solului înghețat. În ultimii 50 de ani,
cercetătorii au investigat efectul temperaturii asupra comportamentului solurilor.
Pentru prima dată, Youssef et al. (1961) a studiat efectul temperaturii asupra
parametrilor fiz ici, cum ar fi limitele Atterberg (limita de curgere, limita de
plasticitate si limita de contractie) și caracteristicile de compactare a solului. Laguros
(1969) a efectuat o serie de teste similare asupra caolinitului, ilitului și
monorilonitului. Ambele studii au indicat că creșterea temperaturii determina o
reducere limita de curgere și a limitei de plasticitate.

46
Efectul încălzirii asupra caracteristicilor de plasticitate ale solurilor depinde,
de asemenea, de tipul mineral mineral (Wang et al., 1990).
În general, limita de plasticitate nu se modifică la fel ca limita de curgere și
indicele de plasticitate.
Solurile care includ caolinit au o toleranță mai mică la temperatură decât
solurile care conțin montmorilonit ca minerale predominante din argilă. P rin urmare,
atunci când un sol coeziv este încălzit la o anumită temperatură, acesta poate
schimba plasticitatea solului și a mineralelor sale din argilă. Wang și colab. (1990)
a concluzionat din testele experimentale efectuate asupra caolinitului (în inte rvalul
temperaturii de la 20 la 400 °C) că temperatura nu are niciun efect semnificativ
asupra limitelor Atterberg. Rezultate similare au fost raportate, de asemenea, de
Towhata et al. (1993).
Efectul temperaturii asupra comportamentului de schimbare a vo lumului
solurilor saturate a fost investigat de un număr de cercetători precum Plum și Esrig
(1969), Houston et al (1985), Hueckel și Baldi (1990), Boudali și colab. (1994),
Delage și colab. (2000), Graham și colab. (2001), Villar și Lloret (2004), Romero și
colaboratorii (2005) și Tang et al. (2008).28
3.2.4 Interactiunea bentonitei cu apa

In procesul de umflare al bentonitei au fost identificate trei etape:
Umflarea inițială – care reprezinta in general <10% din umflarea totală;
corespunde perioadei de adsorbtiei de apa de catre particulele de bentonit ă aflate în
interiorul porilor forma ți de particulele cu dimeniuni mai mari (particulele de nisip,
cuarț).

28 Villar MV, Lloret A (2004) Influence o f temperature on the hydro -mechanical behaviour of a compacted
bentonite. Appl Clay Sci 26 (1 -4):337 -350.

47
Umflarea primară – începe atunci când porii nu mai pot acomoda particulele
de bentonit ă și se desfasoar ă cu o viteză mai mare. Umflarea primară depinde de
conținutul de particule de dimensiuni mari al bentonitei sau amestecului de
bentonit ă. Astfel, pentru un amestec de bentonit ă și caolin, acest ă etapa poate dura
între 200 – 1000 min, în timp ce p entru un amestec de bentonit ă și nisip poate depa și
1200 min.)
Umflarea secundar ă – este un proces lent și continuu, ce începe la terminarea
umflarii primare.

Aceste etape sunt sugestiv ilustrate in Figurile 4.5 si 4.6, in condi ții de umflare li beră,
nerestric ționat ă, și respectiv, în condi ții de volum restric ționt, similar evolutiei a
stratului tampon la depozitarea geologic ă.

Figura 3.7 Umflarea bentonitei cu deformare ne -restricționată29

29 H. Komine, N. Ogata – Predictions for swelling characteristics of compacted bentonite – Can. Geothech. J. 3311 –
22 (1996
porozitate initiala Înainte de absorbția apei

48

Figura 3.8 Umflarea bentonitei cu deformare restricționată30

3.3 Imapctul temperaturii asupra proprieta ților bentonitei

Efectul istoricului termic asupra proprietăților bentonitelor a fost studiat
printr -o serie de teste experimentale. Istoricul termic dorit a fost creat pe eșantioane
de bentonită menținându -le la o temperatură fixă (50, 100, 150, 200 și 250°C) pentru
o anumită durată (3, 7, 14 și 30 de zile) .
Compactarea standard, limitele Atterberg, testele de umflare liberă și presiune
de umflare au fost efectuate pe eșantioanele de pe partea uscată a părții optime,
optime și umede a optimului curbei de compactare cu istoricul termic dorit. În plus,
au fost efectuate teste chimice asupra apei de inundare la sfârșitul testului de umflare.

30 H. Komine, N. Ogata – Pred ictions for swelling characteristics of compacted bentonite – Can. Geothech. J. 3311 –
22 (1996

49
Rezultatele au arătat că modificările caracteristicilor de compactare nu au fost
considerabile, dar limitele Atterberg, umflarea liberă și presiunea de umflare a
solului s -au schimbat datorită antecedentelor termice în comparație cu solul fără
istoric termic . Valoril e umflarii libere și a presiunii de umflare au fost dependente
condi țiile de pregatire a probei (umiditate și densitate). În plus, modificările limitelor
Atteberg și parametrii de umflare (umflarea liberă și presiunea de umflare) au variat
în functie de te mperatura și durata de expunere a probei la tratamentul termic.
Dacă apa porilor conține o concentrație mare de săruri solubile, precipitarea
este formată, de obicei, la contactele particulelor și poate acționa ca o cimentare care
leagă particulele mai st rânse. Dacă unii dintre compusii nou formați sunt insolubili
în apă, acest proces este ireversibil, adică precipitarea va avea tendința de a mări
dimensiunea particulelor și de a diminua plasticitatea.
Variația umflarii libere în timp pentru diferite temperaturi pentru probele cu
diferite istorii de compactare, în termeni de umiditate și densitate (de pe partea
uscata, punctul de optim și respectiv partea umed ă a curbei de compactare) .
Rezultatele arată că, la o temperatură cons tantă, potențialul de umflare scade cu
creșterea timpului și la un timp constant, creșterea temperaturii a determinat o
reducere suplimentară a potențialului de umflare .
Comparația rezultatelor indică faptul că variațiile potentialului de umflare
sunt mai mari pentru probele pe partea uscată a curbei de compactare, adic ă cu
continut mai mic de ap ă decât partea umedă. Acesata reste adevarat at ât pentru
probele argila natural ă, cat și pentru cele cu istoric termic.
Mecanismul de umflare și această diferență în condițiile uscate și umede poate
fi explicat după cum urmează:
Probele utilizate, cu aceeași densitate uscată, dar cu două conținuturi diferite
de apă (pe laturile uscate și umede ale curbei de compactare), ar avea succtiuni
diferite .

50
Suctiunea probe lor pe partea uscată a curbei de compactare, fiind mai mare
decât a celor de pe partea umedă. Înainte de inundare, probele sunt în stare
nesaturată. Acestea au două componente de suctiune: suctiunea matric ă care provine
din capilaritatea porilor nesaturat i și suctiunea osmotică ( π) datorata prezenței
sărurilor din apa din argil ă (Fredlund și Rahardjo, 1993).
Când argila este pus ă în contact cu apa, aceasta este în stare nesaturată. Prin
inundarea eșantionului cu apă, curgerea apei din rezervor în prob ă va continua până
când suctiunera matrică va dispărea și proba va fi saturată. Atunci când eșantioanele
sunt expuse la apă, cantitatea de apa absorbită pe partea umedă a optimului este mai
mică decât pe partea uscată (datorită suctiunii mai scăzute).
Grosimea stratului de apă cu strat dublu a probelor de pe partea umedă este
mai mare decâta celor de pe partea uscată a curbei de compactare. Saturația matrică
depinde de conținutul de apă sau de gradul de saturație a probei. Suctiunea matrică
pe partea u scată a optimului (cu aceeași greutate unitară inițială uscată) este mai
mare decât pe partea umedă, deoarece grosimea stratului dublu din partea umedă
este mai mare decât partea uscată (Gens, 1996).
Probele de pe ambele părți ale curbei de compactare au aceeași suctiune
osmotică datorită aceleiași concentrații de saruri.
Prin inundarea eșantionului cu apă, curgerea apei din rezervor în proba va
continua până când suctiunea matrică se va disipa și se va atinge starea saturată.
Prin urmare, atunci când eș antioanele sunt expuse la apă, curgerea apei pe
partea uscată a optimului este mai mare datorită grosimii mai mici a stratului dublu
de apă în jurul particulei, o suc țiune mai mare și un raport mai mare de consolidare
care conduce la o umflare mai mare în comparație cu probele preparate pe partea
umedă a curbei de compactare.
Există două interacțiuni fizico -chimice predominante între particulele de
argila și stratul de apă adsorbit: van der Walls și forțele de atrac ție.

51
Prin urmare, se poate spune că strat ul de apa adsorbit acționează ca o soluție
electrolitică care permite interacțiuni electrostatice care fac schimb de ioni între
suprafețele de particule de argilă încărcate negativ și apa din pori.
Acest proces de schimb ionic are ca rezultat repulsia ele ctrostatică între
particulele de argila și se numește repulsie dublă (Anandarajah 1995). Evans (1991)
și Yong și colab. (1992) au declarat că o creștere a temperaturii poate schimba forțele
de atractie și respingere și acest lucru poate schimba sarcina ele ctrică a particulelor
de argilă.
De asemenea, au indicat că căldura induce schimbul de ioni în interiorul
stratului dublu difuz și această acțiune poate schimba grosimea stratului dublu difuz.
Rezultă că creșterea temperaturii poate schimba în mod semnifi cativ natura apei
adsorbite și poate duce la reorientarea particulelor de argil ă și, în final, la schimbarea
texturii inițiale. Yong și colab. (1992) și Evans (1991) au declarat că creșterea
temperaturii crește rata de adsorbție a ionilor din apa porilor l a suprafața particulelor.
În afară de discuția de mai sus se poate spune că temperatura poate schimba
mineralul argilos într -unul nou cu o capacitate mai mică de apă adsorbită decât cea
inițială. De La Fuente și colab. (2000) au constatat transformarea în ilit a bentonitei
in urma incalzirii ei la 120 -1600 °C timp de 180 -360 de zile. Drief și colab. (2002)
a constatat că transformarea smectitului in ilit a apărut și atunci când proba a fost
încălzită până la 500 °C timp de 30 de zile în apă de mare îmbogăț ită.
Wersin și colab. (2006) au indicat că creșterea temperaturii poate determina
transformarea mineralelor smectitului într -o stare instabilă și transformarea lor în
plăci de silicat mai stabile, într -un proces cunoscut sub numele de iliație. Rezultatele
testelor chimice au arătat că, prin creșterea temperaturii și a duratei încălzirii,
concentrația de ioni, în special Na+în apa de inundare a probelor scade.
Această reducere indică faptul că unii dintre ioni sunt adsorbiți de particule
șica apar modificăr il la orientarea acestora.

52
Particulele se leagă una de cealaltă și creează o nouă textura, cu o suprafață
specifică inferioară, care conduce la reducerea potențialului de umflare, așa cum
arată Almanaza et al, (1995).
Acest lucru se datorează diferitelor minerale ale argilelor folosite și diferitelor
metode de testare deoarece el a efectuat testele de încălzire pe eșantioane sub
presiune de 500 sau 1000 kPa cu densități inițiale diferite.31

3.4 Caracterizarea bentonitei exploatabile din România

România opereaza la CNE Cernavodă două reactoare de tip CANDU.
Strategia Agenției Române de Gestionare a Deșeurilor Radioactive (AN & DR)
prevede pentru CANDU că combustibilul uzat și alte deșeuri radioactive cu durată
lungă de viață vor fi amplasate în tr-un depozit geologic de adancime. Programul de
depozitare geologică a început în anii '90 prin examinarea geologiei românești pentru
a identifica formațiunile potențiale potrivite pentru a găzdui un astfel de depozit.
Au fost identificate ca poten țiale roci gazd ă granitul, argila, sarea, șisturile
cristaline, dar sunt necesare investigații suplimentare pentru a selecta atat
formatiunea gazd ă cât și amplsamentele candidat.
Rom ânia urmeaz ă a construi p ână în 2055 depozitul geologic pentru
depozitarea finală a combustibilului ars și a deseurilor mediu active de via ță lungă.
Conceptul de depozitare, similar celui canadian, presupune utilizarea bentonitei ca
material tampon, material de umplere si etansare a galeriilor.
Este de presupus ca prim ă optiune pentru bentonita necesar ă acestor bariere
inginer ești să fie folosirea resurselor naturale autohtone.

31 http://www.academicjournals.org/article/article1380633808_Yilmaz.pdf

53
În prezent sunt cunoscute în Rom ânia z ăcămintele de bentonit ă din Valea
Chioarului (Maramure ș) și din judetul Prahova. De aceea este necesar ă cunoasterea
proprieta ților și performan țelor lor in asigurarea func țiilor de securitate ale
depozitului geologic.
În acest sens, în cadrul Institutului de Cercetari Nucleare Pitesti au fost
determinate experimental proprietatile fizice, chimice si minera logice relevante
pentru rolul de material tampon, atat pentru bentonita de Prahova (codificata
bentonita A – Figura 4.1), cat si pentru cea de Maramures (codificata bentonita B –
Figura 4.2).

Figura 3.9 Aspectul bentonitei de Prahova32

32 https://www.indiamart.com/labdhi -chemicals/construction -raw-materials.html

54

Figura 3.10 Aspectul bentonitei de Maramures33

Investigațiile efectuate au avut în vedere :
• stabilirea compoziției mineralogice a probelor
• stabilirea compoziției elementale a probelor
• stabilirea structurii de pori a bentonitei pulbere și compactat ă
• stabilirea compozitiei granulometrice a pulberilor de bentonit ă

3.5 Determinarea compoziției mineralogice a bentonitei

Compoziția mineralogică a celor douã probe de bentonită a fost realizat ă prin
difracție de raze X , inițial pe pulberi uscate în etuvă la 105 °C p ana la masă
constantă, și ulterior pe pulberi supuse unui tratament termic la 550 °C timp de 24
ore.

33 https://www.beautyessentialsandaromatics.com/2017/11/02/what -is-lorem -ipsum -3/

55
Cel de -al doilea tratament termic a avut ca scop îndepărtarea apei legate între
planele cristaline ale particulelor de argilă (apă ne -eliminată în procesul de uscare la
105 °C) pentru a pune mai clar în evidențã picurile mineralelor argiloase, altele decât
smectitul.
Analizele au fost realizate cu ajutorul difractometrului de raze X X’Pert PRO
MPD, echipat cu tub de raze X (Line Fine Focus – 12×0.4mm ) cu anod de Cu.
Puterea pe tub a fost de 1800W (45kWX40mA).
Spectrele au fost înregistrate pentru valori ale lui 2  cuprinse în domeniul 20 –
100 cu un pas de 0.01O, timpul de înregistrare pe pas fiind de 0.5s.
Analiza spectrului de difracție de raze X a fost realizată cu ajutorul programului
X’Pert High Score Plus, iar compușii cristalini au fost identificați conform
procedurii LI -TH-217. Au fost cu precadere urmarite mineralele argiloase cu
procente reduse in compoziția bentonitei, caolinit, illit, prin focalizarea pe domeiul
acoperit de maximele lor de difractie de la: 9.9 -10Å si 4.95 -4.98 Å pentru illit si
7.10-7.15 Å si 3.53 – 3.54 Å pentru caolinit.

3.6 Determinarea compoziției elementale a bentonitei

Proprietațile de umflare ale bentonitei depind de prezen ța Na în rețeaua
cristalină a planelor smectitice. Astfel, bentonita în care predomină Na, bentonita
sodic ă, are proprietăți foarte bune de umflare, spre deosebire de cea calcic ă.
Pentru a determina continu țul procentual al elementelor chim ice din cele două
bentonite, s -a utilizat tehnica EDS cu care este echipat microscopul electronic
VEGA TESCAN. Pregatirea probelor a constat in saturarea pulberilor, formarea
unor compacte subtiri (3mm) și uscarea lor in aer.

56
3.7 Determinarea structurii de pori a bentonitei

Structura de pori, definita prin volumul specific si distributia porilor funcție
de diametrului lor a fost determinata cu ajutorul porozimetrului cu mercur
Quantracrom 60. Domeniul porilor masurati este 0.008 5 – 106microni.
Au fost investigate structurile de pori ale celor doua pulberi de bentonită,
precum și ale bentonitei A compactate la densitatea uscată de 1.46 g/cm3.
Pentru compactare, bentonita A, uscată în etuvă la 105 °C, a fost uniform umezit ă
cu o cantitate de apa corespunzand unei umiditati masice de 31% si compactată
uniaxial.
Determinarea compoziției granulometrice a pulberilor de bentonită
Granulometria celor doua pulberi de bentonită a fost determinată prin difractometrie
laser utilizând Laser Scattering Particle Size Distribution Analyzer HORIBA.

3.8 Caracteristici ale bentonitei rom ânești

Bentonitele sunt roci argiloase formate din alterarea cenușilor vulcanice și se
caracterizează printr -un conținut ridicat în minerale din grupa montmorilonitului,
alături de care apar: cuarț, mică, illit, feldspat.
Bentonita se prezintă ca o rocă moale, f iabilă, unsuroasă la pipăit. Culoarea
variază de la alb la alb – cenușiu, alb – verzui cu nuanțe galbene sau roz in funcție
de pigmenții minerali pe care îi conține.
Bentonitele sunt de două feluri: bentonite natural sodice și bentonite calcice.
Bentonitel e calcice sunt activate cu sodă calcinată pe cale umedă sau uscată.
Bentonitele sodice sunt superioare celor calcice din punct de vedere al proprietatilor
de umflare.

57
Proprietățile fizico – chimice ale bentonitelor depind de compoziția
mineralogică. Prin cipalele proprietăți ale bentonitei pe care se bazează diversele
utilizări sunt: capacitatea de schimb ionic, gradul ridicat de umflare, gradul mare de
dispersie în apă, capacitatea ridicată de absorbție a apei și de adsorbție a diverselor
substanțe organ ice și anorganice, plasticitatea, puterea de decolorare.

3.9 Compozitia mineralogic ă

Prin spectrometria de raze X, s -a observat c ă cele dou ă probe au o compoziție
mineralogic ă similar ă, smectitul fiind mineralul predominant. Din primele date
obținute s -au identificat maxime de difractie ale caolinitului evidentiat îndeosebi la
3.7 Å în ambele bentonite.
Prezen ța lui este mult mai bine pus ă în eviden ța în urma tratamentului termic
la 550 °C, care permite o cristalizare mai bună a acestui mineral.
Procentul pare a fi mai mare in bentonita A. Ambele probe conțin, în procente
reduse, și illit, identificat la 3.32 -3.35Å. Maximele de difractie ale smectitului sunt
in domeniul 9 – 11 Å și au fost ignorate în determinarile efectuate pentru a nu
estompa maximele mineralelor aflate în procente scazute.
3.10 Porozitatea bentonitei

Analiza porozitații pulberilor a indicat, pentru bentonita A, o porozitate
specifică totalã de 0.4636 cm3/g și o suprafață specifică a porilor de 14.1177 m2/g,
iar pentru bentonia B, o porozitate totală de 0.4906 cm3/g și o suprafață specifică a
porilor de numai 6.4689 m2/g.
Diametrul cel mai probabil al porilor în spectrul pulberilor este de 1.31 μm
pentru bentonita A si respectiv 1.46 μm pentru bentonita B.

58
Datele ce car tacterizeaza bentonita A reflecta, prin raza porilor și suprafa ța
specific ă, o pulbere mai fină, cu o structura de pori mai mici.
Bentonită compactată pentru stratul tampon constă în blocuri sau granule
obținute prin compactarea bentonitei la densita ți de 1.5 – 1.6 g/cm3. Pentru atingerea
gradului de compactare maxim, bentonita trebuie sa aiba un conținut optim de apă
care sa asigure lubrifierea particulelor în procesul de presare. Conținut optim de apă
la care se atinge densitatea maxim ă este dat de testu l Proctor. În urma compactarii,
se creaz ă o retea de pori interconecta ți.

Figura 3.11 Porozitatea bentonitei .

Prin compactarea bentonitei A la o densitate corespunzand în stare uscată
valorii de 1.46g/cm3, s -a obținut o scadere a porozita ții totale la 0.1536 cm3/g. Porii
formati au diametrele ce se grupeaz ă în dou ă clase de pori.
Porii mari au diametrele cuprinse intre 0.1 si 10 μm, cu diametrul cel mai
probabil la 1.7 μm, iar porii mici, cuprinsi în intervalul 0.007 – 1 μm, au diametrul

59
cel mai probabil la 0.004 μm. (Figura 3.11) Compactarea la densitati mai mari poate
reduce doar clasa porile inter -granulari.

Figura 3.12 Distribuția porozității în bentonita compactată

60

Figura 3.13. Porozitatea intr -un compact de bentonita

3.11 Compoziție elementală

Compoziția elementală a stabilit că bentonita B nu conține sodiu spre
deosebire de bentonita A care are în compoziția sa Na într -un procent de 0.86% .
Ambele bentonite contin calciu, într -un procent mai mare in bentonita A (de
2,4% ) comparativ cu bentonita B în care s -a gasit numai 1,07%.
Compoziția procentuală a elementelor chimice identificate în cele dou ă
pulberi de bentonita este prezentată în Tabe lul 1.

61
Conform acestor date, este de asteptat ca cele doua tipuri de bentonită să aibă
proprietați de umflare diferite datorită conținutului diferit al al celor două elemente
(Ca si Na) din compoziția lor.

Tabelul 1. Compoziția elementalã a bentonitelor A și B

Element
chimic Bentonita A Bentonita B
Concentratie
(% masic) Eroare
(%) Concentratie
(% masic) Eroare
(%)
Si 40.67 1.9 40.26 1.6
Al 8.76 0.5 7.38 0.4
Ca 2.4 0.1 1.07 0.1
Fe 2.09 0.1 2.26 0.1
K 1.52 0.2 0.71 0.1
Mg 1.4 0.1 0.23 0.0
In 0.91 0.2 0.18 0.1
Na 0.86 0.1 0.0 0.0
Ti 0.35 0 0.0 0.0
O 41.03 27.1 47.77 5.2
Sc 0.0 0.0 0.13 0.0

62
3.12 Granulometrie

În general, bentonita are in compozitia ei 62 -73% argila, 8 -10% praf si 4 -15%
nisip. Frac ția de argil i reprezint ă particulele cu dimeniuni mai mici de 2 microni.
Spectele granulometrice ale celor două tipuri de bentonită analizate, au aratat
existen ța a dou ă clase granulomerice ale particulelor constituente, cu caracteristici
usor diferite.
După cum se poate vedea din Tabelul 2, particulele mari din ambele pulberi
de bentonit ă au un domeniu asemanator, dar procentul lor în bentonita A, cca.52%
comparativ cu 71% pentru B) este mai scazut, iar valoarea maximului distributiei
statistice mai redus ă.
Caracteristicile clasei de dimensiuni mici (0.25 – 6 μm) ale bentonitei A în
concordant cu datele de porozitate prezentate mai sus.
Tabelul 2. Caracteristici granulometrice ale pulberilor de bentonit ă

Bentonita A Bentonita B
Domeniu I 0.259 -5.867 μm 0.584 -5.122 μm
maxim 1.981 μm 3.905 μm
Domeniu II 5.867 -39.234
μm 6.720 -39.234 μm
maxim 17.377 μm 19.904 μm

63

Figura 3.14. Distributia granulometrica a bentonitei A

Figura 3.15. Distributia granulometrica a bentonitei B

64
4 Impactul temperaturii asupra propietățiilor de umflare a bentonitei
metode experimentale/ Pregatirea experimentului

Așa cum este descris în introducere, comportamentul de umflare a bentonitei
are un rol foarte important în protejarea mediului împotriva poluării atunci când es te
folosit ca o acoperire și căptușeală.
Atunci când bentonita este utilizată ca tampon și material de etanșare pentru
galerii în depozitele de deșeuri, proiectul ar trebui să ia în considerare
comportamentul acestuia cu schimbările de temperatură care po t fi produse din
materialul contaminat dispus.
Întrucat în evolu ția depozitului de combustibil ars temperatura generat ă de
acesta va determina și încalzirea bentonitei din stratul tampon ce înconjoar ă canistra
de depozitare, este necesar ă cunoastrea modul ui în care ace asta ar putea afecta
proprieta țile bentonitei esentiale pentru func ția ei de securitate, îndeosebi capacitatea
acesteia de etansare.
Din acest motiv, aceasta lucrare și-a propus investigarea efectului temperaturii
asupra poten țialului de umflare, precum și învestigarea schimbarilor structurale ale
mineralelor din componenta bentonitei.
Programul experimental a vizat:
– identificarea modificarilor ce apar în bentonit ă la încalzirea acesteia în aer
pe un interval mare de temperatu ra (20 – 600oC ) prin analiza termo –
gravimetric ă,
– determinarea influen ței temperaturii asupra poten țialului de umflare a
bentonitei la temeperaturi de 40±5oC.

65
4.1 Pregatirea probelor pentru analiza termo -gravimetric ă

Analiza termo -gravimetric ă a fost efectuata cu ajutorul unei termobalante pe
o bentonit ă compactat ă la densitatea uscat ă de 1.1g/cm3 si umiditatea masic ă de
30%.
Pentru realizarea probei, a fost cantarit ă o cantitate de 12,309g bentonită
uscată pe care am pulverizat usor o cantitate de apă de 3,693g .
Am amestecat proba de bentonită pentru a se distribui apa în mod uniform, iar
dupa aceasta am compactat bentonita într -un cilindru metalic, cu ajutorul unu i piston
de otel inoxidabil. Proba de bentonita rezultata a avut urmatoarele caracteristici
(Figura 4.1):
– densitate uscat ă: 0.98g/cm3
– umiditate masic ă: 30%
– diametru : 20 mm
– înaltime: 9mm
– masa prob ă umed ă: 14,932g

Figura 4.1. Compactul de bentonit ă realizat pentru analiza TGA

66

4.2 Pregatirea probelor pentru testul de umflare

Pentru a pune în eviden ța efectul temperaturii a supra proprieta ților de umflare,
au fost realizate dou ă probe cu densitate, umiditate și înaltime similare probelor
supuse anterior testului de umflare la temperatura camerei. Probele au fost realizate
conform procedeului descris mai sus, rezultand compacte cu c aracteristicile dorite
(Tabelul 4.2).
Tabelul 4.2. Caracteristicile probi pentru testul de umflare în regim termic
Proba
Diametru
(mm) Densitate
(g/cm3) Umiditate
masica Înalțime
(mm) Umiditate
rezidual ă
(%)
1 56.5 0.95 30% 17 0.064
2 56.5 1.1 30% 18 0.064

4.3 Testul de umflare a bentonitei în regim termic

Testul de umflare sub o sarcin ă de 4.15 KPa sub influenta temperaturii a fost realizat
în acelasi echipament – denumit oedometru, folosit pentru masurarea poten țialului
de umflare a bentonitei A la temperatura camerei, cu singura diferen ța că în jurul
recipientului cu apa a fost înfășurată o band ă încalzitoare (Figura 4.2).

67

Figura. 4.2. Instala ția experimental ă pentru determinarea potentialului de umflare a
bentonitei în regim de temeratura

Umflarea probei s -a masurat cu ajutorul unui micrometru comparator.
Temperatura în interiorul recipientului cu ap ă este masurat ă cu un termometru
electronic, iar deplasarea datorat ă umflarii probei de bentonit ă este masurat ă cu un
micrometru comparator, prins pe o tijă cirulară, amplasat în centrul pistonului ce
acoper ă proba de bentonit ă (Figura 4.2).
Am setat banda de încalzire pe o temperatur ă de 40 5oC 40°C și am urmarit
deplasarea pistonului ( l) ca urmare a umflarii bentonitei.
Întrucat instala ția experimental ă este confec ționat ă din aluminiu, material cu
un coeficient de dilatare liniar ă mare (α = 2.2 10-5 m/oC) a fost necesara corectarea
datelor masurate, cu rela ția:

68
l corectat = lmasurat – L·α·T (4.1)
unde:
l corectat – cresterea efectiva a înaltimii probei de bentonita d atorit ă umfl ării
lmăsurat – deplasarea masurat ă a pistonului (ce include efectil dilatarii)
L – înalțimea inițială a ansamblului din aluminiu (oedometru+piston)
α – coeficientul de dilatare liniar ă al aluminiului
T – diferen ța de temperatur ă față de temperatura la începutul testului

4.4 Analiza TGA

Analiza termogravimetrică (TGA) pune în eviden ța variatiile de masa ce apar
datorit ă cresterii temperaturii și oferă informații despre fenomenele fizice, cum ar
fi tranzițiile de fază, absorbția și desorbția; precum și fenomene chimice incluzând
descompuneri termice și reacții cu gaze solide.
Din analiza TGA a bentonitei compactate am obținut următoarele rezultate
(Figura 4.3):
• între 72 si 100° C – bentonita a pierdut apa din pori;
• între 100 si 160 °C – bentonita a pierdut toata apa legată
• între 160 -400°C – nu apar modificări ale masei bentonitei
• după 420°C – ușor scadere, constant ă, a masei
Analiza TGA a permis determinarea umidita ții reziduale a bentonitei (0.067%)
datorate apei legate și a evidentiat faptul ca în intervalul 160 – 400oC bentonita
autohton ă analizata nu sufera modificari ale masei, schimbarile majore în structura
sa începand peste aceasta temperatura. La temperaturile relevante pentru depozitarea
geologic ă a combustibilulu i CANDU ars de maxim ce nu pot depasi 100oC [Choi,
Heui -Joo & Youl Lee, Jong & Choi, Jongwon. (2013).

69
Development of geological disposal systems for spent fuels and high -level
radioactive wastes in Korea. Nuclear Engineering and Technology. 45.
10.5516/NET .06.2012.006.], tot ce se poate afirma in lipsa altor evidente (precum
analize prin DRX) este c ă bentonita se poate de -satura prin pierderea apei.

Figura 4.3. Varia ța masei de bentonitei cu temperatura

4.5 Umflarea bentonitei în regim termic

Secven ța experimental ă pentru determinarea caracteristicii de umflare a
bentonitei supuse temperaturii a constat în:
– compactarea bentonitei umezit ă la o umiditate masic ă de 30% la o
densitate de 0.95g/cm3 direct în oedometru
– umflarea probei, men ținută la temperatura constant ă, sub sarcina de 4.15
KPa, pana la atingerea umflarii maxime.
-0.00 100.00 200.00 300.00 400.00 500.00 600.00
Temp [C]7.008.009.0010.0011.0012.0013.00mgTGA
-40.00-20.000.0020.00uVDTA
71.42 x100C135.53 x100C
26.08 x100C Start
100.00 x100C End
-0.421 x100mg
-4.047 x100%Weight Loss100.00 x100C Start
160.00 x100C End
-0.067 x100mg
-0.644 x100%Weight Loss160.00 x100C Start
600.00 x100C End
-0.125 x100mg
-1.202 x100%Weight Loss26.08 x100C Start
600.00 x100C End
-0.613 x100mg
-5.893 x100%Weight LossBentonita Crina.tad
Bentonita Crina.tadDTA
TGA

70
Acest test permite determinarea cineticii de umflare și a potentialul de umflare
a bentonitei. Poten țialul de umflare reprezint ă umflarea procentual ă a unei probe
confin ate lateral, sub o sarcina mic ă (4- 5 KPa), în urma compactarii prealabile la
densitate maxim ă corespunzatoare umidita ții optime.
Rezultatele men ționate în literatura de specialitate indic ă o variatie a
potentialului de umflare de la 10% (pentru un amestetc 10% bentonit ă – 90% nisip)
până la 45% pentru amestecul de 50% bentonita – 50% nisip . Cinetica de umflare
difer ă în func ție de natura amestecului, dar în general, pentru amestecurile cu nisip,
amestecul de interes pentru depozitarea geologic ă, se constat ă o evolu ție temporar ă
asemanatoare, indiferent de procentul de bentonit ă .
Presiunera de umflare este definit ă ca presiunea necesar ă pentru comprimarea
probei dupa inundarea ei sub sarc ina constant ă mică, până la configura ția ini țială.
Presiunea de umflare creste cu procentrul de bentonit ă. Amestecurile bentonit ă-nisip
dezvolt ă presiuni de umflare mai mari deact alte amestecuri și se datoreaza cel mai
probabil densitatii uscate ini țiale mari a compactului și con ținutului de ap ă mai mic
al probei compactate.
Estimarea presiunii de umflare presupune continuarea acestui test prin
comprimarea treptata a probei, aplicand succesiv greuta ți corespunzatoare sarcinilor
de 4.9, 19.6, 39.1, 78.2, 156.4, 312.9, 625.7, 1173.2, 1368.8 KPa p ână la atingerea
înaltimii ini țiale. Sub fiecare încarcare, proba trebuie lasat ă până la atingerea
deforma ției maxime.
Testul realizat la temperatura camerei pe bentonita A a indicat un poten țial de
umflare de 54% (Figura 4.4)

71

Figura 4.4. Curba de umflare a bentonitei sub sarcina constant ă de 4.15KPa la
temperatura camerei

Datorita lipsei nisipului care ar aduce o porozitate suplimentar ă în prob ă,
umflarea ini țială este foarte redu să (sub 1%). Umflarea primar ă a început foarte
repede și s-a derulat cu o cinetic ă relativ constant ă de 0.29 mm/zi pe parcursul a 40
de zile (Figura 4.4). Umflarea secundar ă a fost urmarit ă timp de 20 zile și s-a
desfasurat cu o viteza de 0.13 mm/zi.
De la înaltimea ini țială obținută la o umiditate masic ă de 30% si densitate
uscat ă de 0.98 g/cm3, proba a atins sub sarcin ă axial ă constant ă de 4.15 KPa o
deformarea maxim ă ce corespunde unui potential de umflare de 54.4%.
Temperatura modific ă însa at ât cinetica c ât și poten țialul de umfl are al
bentonitei.

00.10.20.30.40.50.6
0 20 40 60 80l/l0
t (zile)

72
Tabelul 4.3 Date experimentale

timp (min) delta l (microni) temperatura (oC) delta l (mm)delta l corectat
pentru dilatare
(mm)
11:52 0.00 0 26.5 0
12:22 0:30 30.00 9 31.1 0.009 -0.014276
13:02 1:10 70.00 52 32.7 0.052 0.020628
14:00 2:08 128.00 172 42.2 0.172 0.092558
14:28 2:36 156.00 220 43.8 0.22 0.132462
15:12 3:20 200.00 272 46 0.272 0.17333
0:00 12:08 728.00
8:00 20:08 1208.00 544 45.3 0.544 0.448872
8:30 20:38 1238.00 547 45.4 0.547 0.451366
10:00 22:08 1328.00 554 45.4 0.554 0.458366
15:00 3:08 1658.00 593 46.6 0.593 0.491294
15:20 3:28 1648.00 593 46.6 0.593 0.491294
0:00 2168.00
8:00 2488.00 730 42.6 0.73 0.648534
9:15 2723.00 767 44.7 0.767 0.674908
15:13 3081.00 254 47.7 0.858 0.750728
24:00:00 3608.00
8:05 4093.00 335 44.5 0.939 0.84792
9:30 4178.00 340 44.6 0.944 0.852414
15:06 4514.00 362 45.6 0.966 0.869354
24:00:00 5048.00
8:54 5582.00 378 43.3 0.982 0.896992
13:24 5852.00 402 45.3 1.006 0.910872
24:00:00 7928.00
11:10 8598.00 430 39.7 1.034 0.967208
11:15 8603.00 428 37 1.032 0.97887
11:30 8618.00 427 38.3 1.031 0.971292
0:00 9368.00
8:02 9850.00 456 42.3 1.06 0.980052
9:11 9919.00 456 41.3 1.06 0.985112
12:35 10123.00 456 43.3 1.06 0.974992
15:02 10270.00 461 44.2 1.065 0.975438
7:55 11283.00 464 42.7 1.068 0.986028
15:47 11755.00 471 44.4 1.075 0.984426
24:00:00 12248.00
14:33 13121.00 475 42.4 1.079 0.998546
24:00:00 13688.00
28 iunie 9:07 14235.00 476 42.3 1.08 1.00005225 iunie
26 iunie
27 iunietrapta 3 pentru incalzire (40 °C)
18 iunie timp [h:m]
19 iunie
20 iunie
21 iunie
22 iunie
24 iunie

73
5 Concluzii

Combustibilul nuclear este orice material care poate fisiona sub acțiunea
neutronilor pentru a obține energie. Cel mai comun tip de combustibil nuclear este
reprezentat de elementele fisile grele care pot fi supuse reacției de fisiune în lanț într –
un reactor nuclear. CANDU este un reactor nuclear de tipul PHWR (Reactor cu Ap ă
Grea sub Presiune), care utilizează uraniul natural (0,7% U235) drept combustibil și
apă grea (D2O) ca moderato r de neutroni și agent de răcire. Începând cu extracția
minereului de uraniu și terminând cu depozitarea finală a deșeurilor combustibilului,
aceste oprerații se desfășoară înainte și după dezintegrarea combustibilului în
reactor.
Depozitarea finală are un randament mult mai ridicat cu ajutorul unui material
tampon numit bentoint ă care ajută la fixarea rocii gazde și protejază mediul
înconjurător de radionuclizi.
Bentonita este folosit ă ca material tampon la depozitare deoarece are următoarele
propietați:
• Conductivitatea hidraulică ,
• Proprietațile de sorbție și transport ale radionuclizilor,
• Proprietati de transport al gazului prin bentonită,
• Activitatea microbiană în bentonită compactată.
Bentonita sodică este o argilă rezultată din alterarea cenuselor vulcanice ca
rezultat al proceselor de hidratre, schimb ionic. Structura de bază a bentonitei constă
într-o secvență de trei straturi: un strat alcătuit din hidroxil de aluminiu cu structura
octoedrică amplasat între două straturi de oxid de siliciu cu structura tetraedrică.

74
Proprietățiile fizice ale bentonitei sodice sunt cunoscute pentru capacitatea sa
de a se umfla, ea poate să se expandeze de 15 ori densitatea ei.
Proprietațiile chimice su nt în foarte stransă legatură cu structura sa de bază
Cercetările indică faptul că procesul de hidratare a bentonitei sodice este o
combinație a trei mecanisme primare care contribuie la proprietățile sale de umflare:
• Orientarea fizică a moleculelor de apă ,
• Poziția oxigenului în foile tetraetrice ,
• Excesul de electroni pe suprafața particulelor de bentonită,
Bentonita interacționează cu apa în felul urmator:
• Umflarea inițială este reprezentată de adsorbția apei în particulele mai mari
(nisip, cuarț)
• Umflarea primară este reprezentată de adsorbția apei în particulele mai mici
• Umflarea secundară este un proces lent și continuu, ce începe la terminarea
umflarii primare.
Caracterizarea benonitei expolatabile din România a fost realizată pe două tipuri
de bentoni tă: bentonită din Prahova și bentonită din Maramureș. Testele asupra celor
două probe a aratat că bentonita din Maramureș este mult mai bună pentru
depozitarea finală deoarece are un conținut de sodiu mult mai ridicat față de cea din
Pravova.
Pregatirea pr obelor pentru analiza termo -gravimetrică a constat în producerea
unui compact de bentonită cu ajutorul datelor din literatură.
Pregatirea probelor pentru testul de umflare a constat în producerea a două
compacte de bentonită cu densitate, umiditate și înal time similare probei anterioare.

75
Testul de umflare a bentonitei în regim termic a fost realizat în acelaș echipament
ca și la testul de umflare la temperatura camerei, având urmatoarele diferențe: proba
de bentonită a fost pusă în apă distilată, iar metoda de încălzire a apei s -a realizat cu
ajutorul unei benzi încalzitoare, iar deplasarea datorată umflarii probei de bentonita
este masurata cu un micrometru.
Din analiza termogravimetrică (TGA) am obținut urmatoarele rezultate:
• între 72 si 100° C – bentonita a pierdut apa din pori;
• între 100 si 160°C – bentonita a pierdut toata apa legată
• între 160 -400°C – nu apar modificări ale masei bentonitei
• după 420°C – ușor scadere, constanta, a masei
Din aceste rezultate reiese că bentoni ta autohonă este foarte buna pentru
depozitarea finală.
Umfarea bentonitei în regim termic a fost realizat cu ajutorul unui aparat prin
care se pun greutați pană la realizarea deformarii maxime, acest aparat crează
presiune asupra probei și verifică atât c inetica cat și potentialul de umflare al
bentonitei .

76
6 Biblografie

1 https://ro.wikipedia.org/wiki/CANDU
2 http://www.creeaza.com/tehnologie/electronica -electricitate/ENERGIA
NUCLEARA -IN-CONTEXT -MO161.php
3 https://www.researchgate.net/publication/274898686_Advanced_fuel_cycles_in
_the_nuclear_reactor_CANDU
4 https://www.euronuclear.org/info/encyclopedia/n/nuclear -fuel-cycle.htm
5 http://www.lancaster.ac.uk/staff/gyaccp/hazards/chap7.htm
6 Securitate Nucleară – IM+IF, prof.iuniv.dr.Serban Valeca
7 http://greenly.ro/energii -alternative/cne -cernavoda -energie -nucleara -in-romania
8 http://www.scientia.ro/tehnologie/tehnologie/7137 -centrala -nucleara -alcatuirea –
si-functionarea -unui-reactor -nuclear -de-tip-candu.htm.
9 https://www.researchgate.net/publication/274898686_Advanced_fuel_
cycles_in_the_nuclear_reactor_CANDU
10 https://stiinta.weebly.com/informatii -din-lumea -stiintei/alcatuirea -unui-reactor –
nuclear
11 Whitlock, J. J. – The Evolution of CANDU Fuel Cycles and their potential
contribution to World Peace, 2000
12 Park, J. J., Yang, M. S. – Technology and Implementation of the DUPIC
Concept for spent nuclear fuel
https://www.researchgate.net/ figure/The -KBS -3-concept -of-spent -nuclear -fuel-
disposal -by-the-Swedish -SKB -Modified -after-SKB_fig2_316523785
13 https://repositorio.unican.es/xmlui/bitstream/handle/10902/2192/354850.pdf?
sequence
14 Foster, M.D., The relation between composition and swell ing in clays, U.S.
Geological Survey, v. 3; no. 1; p. 205 -220, 1954

77
15 Komine H, Ogata N (1996) Experimental study on swelling characteristics of
compacted bentonite. Can Geotech J 31(4): 478 -490.
16 https://repositorio.unican.es/xmlui/bitstream/handle/1 0902/2192/354850.pdf?
sequence
17 Environmental Earth Sciences – Effect of thermal history on the properties of
bentonite.pdf
18 Environmental Earth Sciences – Effect of thermal history on the properties of
bentonite.pdf
19 Plum RL, Esrig MI (1969) Some te mperature effects on soil compressibility and
pore pressure. Effects of temperature and heat on engineering behaviour of soils.
Special report 103, Highway Res. Board, Washington D.C., pp.231 -242.
20 https://ro.pinterest.com/pin/537335799273749385/?lp=true
21 http://www.allco.co.nz/faq/what -is-bentonite/
22 http://www.cetco.com/DesktopModules/Bring2mind/DMX/Download.aspx?
Command=Core_Download&PortalId=0&EntryId=538
23 http://www.wynboer.co.za/recentarticles/200806bentonite.php3
24 http://www.cetco.com/DesktopModules/Bring2mind/DMX/Download.aspx?
Command=Core_Download&PortalId=0&EntryId=538
25 http://www.cetco.com/DesktopModules/Bring2mind/DMX/Download.aspx?
Command=Core _Download&PortalId=0&EntryId=538
26 http://www.cetco.com/DesktopModules/Bring2mind/DMX/Download.aspx?
Command=Core_Download&PortalId=0&EntryId=538
27 Villar MV, Lloret A (2004) Influence of temperature on the hydro -mechanical
behaviour of a compacted bento nite. Appl Clay Sci 26 (1 -4):337 -350.
28 H. Komine, N. Ogata – Predictions for swelling characteristics of compacted
bentonite – Can. Geothech. J. 3311 -22 (1996)

78
29 H. Komine, N. Ogata – Predictions for swelling characteristics of compacted
bentonite – Can. Geothech. J. 3311 -22 (1996)
30 http://www.academicjournals.org/article/article1380633808_Yilmaz.pdf
31 https://www.indiamart.com/labdhi -chemicals/construction -raw-materials.html
32 https://www.beautyessentialsandaromatics.com/2017/11/02/what -is-lorem –
ipsum -3/