Appunti del corso di Applicazioni dell’Energia Nucleare...Appunti del corso di Applicazioni...

Appunti del corso di Applicazioni dell’Energia Nucleare – Cap5 parte I

A cura di Luisa Ferroni AA 2018/2019

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Corso di Laurea in Ingegneria Energetica

Appunti del corso di Applicazioni dell’Energia Nucleare

Capitolo 5 - La produzione di energia elettrica da fonte nucleare, parte I

(Rif. principale: “Impianti Nucleari”- M. Cumo)

a cura di Luisa Ferroni

https://www.dropbox.com/sh/78ilxsizujdxsf4/m1XpoZxC5j

https://www.dropbox.com/sh/78ilxsizujdxsf4/m1XpoZxC5j



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Richiamo ai cicli termodinamici - Cicli con turbine a vapore

In ogni ciclo termodinamico esiste un « rendimento» di trasformazione, che cresce al crescere della temperatura della

«sorgente» e al decrescere di quella del «pozzo»;

assegnate due isoterme estreme, il ciclo con maggior rendimento è quello di Carnot .

Con fluidi reali, nella fattispecie l'acqua, non è possibile realizzare un ciclo di Carnot, ma solo avvicinarsi ad esso come nel caso del ciclo Rankine

rendimento 5 1

5 4 4 3 3 2

( ).

( ) ( ) ( )

i i

i i i i i i

Ciclo di Carnot ideale

L(T2-T1)

5

Diagramma di Mollier

compressione ed espansioni sono politropiche, assimilate a

isoentropiche

lavoro di

compressione 3

Ciclo di Rankine

1e

p

s

o

n

s

t

yl

u

s

c

o

l

o

2



3

Un metodo per migliorare il rendimento di un ciclo Rankine consiste nell'operare il surriscaldamento

e il risurriscaldamento del vapore

Con riferimento alla figura b), il rendimento vale:

6 7 8 1

8 7 6 5 5 4 4 3 3 2

( ) ( ).

( ) ( ) ( ) ( ) ( )

i i i i

i i i i i i i i i i

lavoro di

compressione

Le moderne centrali convenzionali talvolta operano in condizioni ipercritiche (Cicli ipercritici per l’acqua p= 221 bar T= 374°C) nel caso degli impianti nucleari questo non è ancora possibile (allo studio per la IV GEN)

a) Ciclo Rankine con surriscaldamento.

b) Ciclo Rankine con surriscaldamento e risurriscaldamento.

c) Ciclo ipercritico con surriscaldamento.



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5

altro intervento migliorativo del ciclo di Rankine sono gli spillamenti (CICLI RIGENERATIVI), che migliorano il rendimento del ciclo termodinamico

si opera con spillamenti durante l'espansione per avvicinarsi ad un ciclo con linee ad egual trasmissione dotato di rendimento pari al ciclo di Carnot.

Per il calcolo del rendimento si dovranno pesare i vari salti entalpici con le rispettive portate.

Valvola di

Laminazione

portata Gs,

evolve tra:

6, 3, 2, 3, 4,

5, 6

portata Gco,

evolve tra:

7, 1, 2, 3,4

5, 6, 7

Per il flusso Gs il salto di temperatura tra T6 e T3 è approssimato da tutto quello che succede nella “scatola nera”

reattore

9 8



6

Si definisce rapporto di spillamento la quantità

=

Per studiare il ciclo a spillamento, si fanno le seguenti assunzioni:

• il fluido uscente dal preriscaldatore (punto 3) è liquido saturo alla pressione dello spillamento (p3 = p6); • la potenza assorbita dalle pompe è trascurabile.

Con tali ipotesi, si può determinare il valore della portata da spillare, Gs facendo il bilancio energetico del sistema incluso nella linea tratteggiata (in pratica, dello scambiatore a miscela)

Gs( h6 – h8)= Gco ( h3 – h1) + Gs( h3 - h8) Gs (h6 – h3) = Gco (h3 – h1)

–

–

–

–

Mentre il rendimento di primo principio è espresso da

da cui;

(h2 – h9) e (h4 – h3) trascurabile

come da ipotesi

(h3 – h2) di

recupero

dividendo tutto per G e sostituendo poi Gco



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La tecnica degli spillamenti combinati con uno o più surriscaldamenti è ampiamente utilizzata negli impianti termoelettrici in cui si eseguono tipicamente 7-8 spillamenti, per una portata totale di vapore spillato che può raggiungere il 60-70% a questo consegue anche il grosso vantaggio della riduzione di dimensioni del condensatore e degli stadi di bassa pressione della turbina

Nei cicli a valle di reattori nucleari solo la tecnica degli spillamenti non presenta problemi, anzi in certi casi è addirittura indispensabile per ridurre il tasso di umidità in turbina, viceversa l’adozione di surriscaldamenti è attuabile solo nelle filiere gas grafite,

mentre l'adozione di cicli ipercritici è demandata alla IV GEN

Per tutte le tipologie di filiere l'isoterma inferiore è praticamente la stessa, essendo imposta dalla

temperatura dell'acqua di raffreddamento del condensatore e dalla necessità di garantire un certo salto termico tra questa e la temperatura della condensa al fine di mantenere la superficie scambiante del condensatore limitata a valori accettabili

INFATTI: - sarebbe richiesto un doppio passaggio del vapore nel nocciolo, cosa di difficilissima

realizzazione nella filiera LWR perché il vapore è un pessimo refrigerante e un pessimo moderatore

- Inoltre, reattori ad acqua leggera refrigerati in condizioni ipercritiche necessiterebbero, per le elevate pressioni da raggiungere, di una grande quantità di materiale strutturale notoriamente parassita.



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SCHEMA DI RIFERIMENTO DI UN IMPIANTO TERMOELETTRICO CONVENZIONALE

Degasatore; l'acqua deve essere il più possibile pura, pena il danneggiamento delle tubazioni e componenti delle macchine:

- I sali minerali contenuti potrebbero precipitare, alle alte temperature, causando incrostazioni - mentre i gas vaporizzati potrebbero diventare fortemente corrosivi e danneggiare le palettature delle turbine a vapore che lavorano ad alti regimi di rotazione. - I gas non condensabili (ossigeno, azoto, anidride carbonica) sono dannosi, compromettendo il rendimento del sistema di evaporazione - condensazione.

https://it.wikipedia.org/wiki/Ossigeno

https://it.wikipedia.org/wiki/Azoto

https://it.wikipedia.org/wiki/Anidride_carbonica



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SCHEMA DI RIFERIMENTO DEL SECONDARIO A VALLE DI UN REATTORE NUCLEARE

IMPIANTO NUCLEARE

Separatore di condensa moisture

separator/reheaters

NO surriscaldamento



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PARAMETRI CARATTERISICI DI RESA ENERGETICA DI UN REATTORE NUCLEARE

NOTA

ZIRCALLOY lega di zirconio e stagno con caratteristiche meccaniche simili a quelle dell’acciaio inossidabile.

VANTAGGI

- basso coefficiente di assorbimento

neutronico,

- resiste bene fino a 1200°C,

- a temperature superiori reagisce

vivacemente con il vapore d’acqua

(combustione ) producendo H, il che

rappresenta il limite superiore d’impiego

dell’elemento di combustibile

- fonde a circa 2000

ACCIAIO

SVANTAGGI

- maggiore coefficiente di assorbimento

neutronico,

- resiste bene fino a 600-700°C, già a

870°C perde vistosamente capacità di

resistenza ed entra in uno stato plastico

- fonde a circa 1430°C

T FUSIONE UO2 = 2800°C

T C MAX UO2 = 1200 °C



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il progetto dei noccioli deriva da una serie complessa di ottimizzazioni e compromessi fra le esigenze di diversi aspetti progettuali interconnessi:

o Progetto termico

o idraulico

o tecnologico e meccanico

o nucleare

o compatibilità chimica dei materiali

Ogni filiera ha le sue peculiarità, nel seguito si assumerà come RIFERIMENTO la filiera LWR

Il nocciolo ha, nel suo insieme, una forma grossolanamente cilindrica (prisma retto a molti lati, ad asse verticale), con il diametro (dell'ordine di qualche metro per i reattori di potenza) all'incirca uguale all'altezza

Il nocciolo è costituito da centinaia di elementi di combustibile (FUEL BUNDLES o FUEL ASSEMBLY) formati, per es.nei PWR, da 17 X 17 barrette (PIN o FUEL ROD)

Gli elementi possono essere rimossi e sostituiti indipendentemente l'uno dall'altro.



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Caratteristiche del nocciolo di un reattore costituito essenzialmente da combustibile (U), moderatore (m) e refrigerante (r).

- R raggio singola barretta/fuel rod (pin) o Si trascura lo spessore del materiale strutturale incamiciante

le barrette di combustibile, detta CLAD

o Si trascura lo spessore del gap tra combustibile e CLAD (r R)

- n, numero barrette - H, lunghezza attiva della barretta

- ρu densità del combustibile

- Ku la conducibilità termica del combustibile (variabile con la temperatura)

- Tsup e Tc temperature sulla superficie della clad e nel centro barretta

- ΔT, differenza di temperatura media fra superficie della barretta e il refrigerante che la lambisce = Trefr - Tsup

- h [W/cm2 °C] coefficiente medio di scambio termico superficiale

fra barretta e refrigerante - Vr volume del refrigerante - VU volume del combustibile

- superficie totale Stot di trasmissione di calore nel nocciolo: 2 ,totS R H n

- volume totale del combustibile nel nocciolo:

R

r

Tc

Tsup

Trefr

Y

ΔT



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Ricordiamo inoltre le classiche relazioni di scambio termico

Potenza termica totale scambiata tra le barrette e il refrigerante:

,t totP h S T

con h coeff di scambio termico medio del refrigerante

MEMO

Potenza termica asportata dal refrigerante:

Pt = cp ΔT

Pt =

[

]

Pt = (cp ΔT + r x)

con : r = entalpia del vapore

x = titolo del vapore

= v Across [kg/s =

]



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MEMO - La potenza generata da un reattore termico con UO2 arricchito all’X% , è pari a

Pth = (V UO2 X Nf UO2 ) f t 200 MeV/fiss m3 1/m

3 m

2 1/m

2 s MeV =

MeV/s

essendo: V UO2 = M UO2 / UO2 Nf = NA/PMUO2

Come riferimento : UO2 = 10.97 gr/cm3

(Densità di sinterizzazione 0,94-0,95)

termico = 1013

-1014

n/cm2 s

Si definisce DENSITA’ DI POTENZA il rapporto Pt / VUO2 W/cm

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Con riferimento alla Potenza nominale di un reattore, Pn, si definisce « fattore di utilizzazione» fu (LOAD FACTOR) il rapporto fra l'energia prodotta effettivamente in un certo periodo di tempo, ad es. in un anno, e l'energia che si sarebbe prodotta se il reattore avesse funzionato ininterrottamente (8760 h/anno) alla potenza nominale Pn:

fu = Ereale / Pn x 8760

NOTA GENERALE – la presenza o meno della densità all’interno delle formule NON cambia il significato delle formule stesse, serve solo a variare l’unità di misura del

parametro che si sta calcolando



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Si definisce «resa energetica o burn-up», Bu, la quantità di energia termica resa da 1 tonn di combustibile alla fine del suo bruciamento in pila ( MWd per tonnellata di combustibile)

- Combustione completa, TEORICA, di 1 gr di U

235

(200* 106 eV) (NA / 235) 1.6 * 10

-19 J/eV = 8,2 * 10

10 J/gr

ATTENZIONE – Il Burn-up si calcola con riferimento alla sola quantità di U (natur. o arricchito) presente nel combustibile, quindi fa riferimento al Peso Molecolare dell’U(natur. o arricchito) non a quello, per esempio,

della molecola dell’UO2 !!!!!!!

« fattore di utilizzazione» fu è elemento di primaria importanza nelle centrali elettro nucleari che sono per lo più destinate

ad un servizio « di base»

Il valore raggiunto del fattore di utilizzazione dipende da problemi di :

1) affidabilità:

- la «disponibilità »,è la capacità di produrre in un dato periodo di tempo un certo numero di kWh per

ogni kWe installato, tenuto conto soltanto dei tempi di fermata o di riduzione di potenza per disservizio,

manutenzione o sostituzione del combustibile

- la «continuità di servizio», è la capacità che l'impianto ha di funzionare stabilmente, senza

interruzioni, anche a valori limite di tensione e di frequenza della rete alla quale è collegato

- «flessibilità », è la capacità dell'impianto di adeguarsi automaticamente alle variazioni di carico

richieste dalla rete e di variare la potenza erogata secondo il programma predisposto dall'operatore

2) sicurezza;

3) economicità (dell'intero processo di produzione del kWh);



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8,2 * 1010

J/gr = 8,2 * 1010

W s/gr = 8,2 * 104 (MW s /gr) / (3600 24) (s/d)= 0,949 MWd/gr

1 MWd/gr

Quindi combustione completa teorica di 1 ton di U235

= 106 MWd/ton

Comb di 1 ton di Unat= 0,0072 106 MWd/ton = 7.200 MWd/ton

Comb di 1 ton di U arricchito all’1%= 0,01 106 MWd/ton = 10.000 MWd/t

Comb di 1 ton di U arricchito al 3%= 0,03 106 MWd/ton = 30.000 MWd/t

In realtà i suddetti valori, che sono effettivamente rappresentativi delle filiere in esame, sono verosimili solo perché TENGONO IN CONTO ANCHE il contributo della FISSIONE VELOCE, altrimenti sarebbero molto più bassi visto che

- NON SI BRUCIA MAI TUTTO IL FISSILE INIZIALMENTE PRESENTE (presente (nei reattori LWR, per esempio quello che si definisce titolo di coda, ovvero il titolo in U

235 del combustibile esausto varia da 0.9 a, nelle ultime generazioni di reattori, 0.3)

- e che, comunque, NON TUTTI I NUCLEI DI FISSILE SUBISCONO FISSIONE (CATT > 0)



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Parametri caratteristici LWR HWR

Burn-up MWd/t II gen IV gen

30.000 50-60.000

7.000

Il Fabbisogno reale annuo di combustibile - rapporto tra l’energia realmente prodotta nell’anno e il

Burn-up del combustibile

[ (MWd/y) / (MWd / tU) = tU /y]

Il fabbisogno annuo specifico di combustibile» ( è il fabbisogno annuo di combustibile per MWe installato:

[(tU/y) per MWe]

ATTENZIONE - per le valutazioni economiche, invece, si deve tener conto di tutto il quantitativo di uranio immobilizzato nel nocciolo e al di fuori del reattore per MWe di potenza installata, che non dipende solo da Is ma anche dal tempo totale di immobilizzo del combustibile, , tfr, ovvero dal tempo richiesto per :

- le operazioni di fabbricazione, arricchimento, irraggiamento in pila - dal tempo, in anni, per cui il combustibile resta immobilizzato fuori reattore (in piscina) per il

decadimento radioattivo - eventuale ritrattamento

t = Pe/ Pt in media vale 33%



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Il tempo t di reale/effettiva permanenza in pila» dell’elemento di combustibile :

t = Bu /(Ps fu) [(MWd/ tU) / (MW/ tU) = d ]

ESEMPIO APPLICATIVO - Calcolare la potenza termica, la potenza specifica e il consumo annuo di nuclei fissili di un reattore ad U naturale metallico, con una massa M di 100 t, e un flusso neutronico Φ = 2 x 10

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neutroni/cm2 s.

1) Numero di atomi fissili presenti nelle 100 t di combustibile:

N = M x Nf = M x ((NA/A) x X) = 100 x106 gr x ((6,022 x10

23/238.03) nuclei/gr x 0.0072) = 1,82 x 10

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2) Potenza termica TEORICA (c = 0) nominale:

P = N x f (cm2) x Φ (1/ cm

2 s) x 200x10

6(eV/fissione) x 1,6x10

-19 (J/eV)= 676 MW

3) Potenza specifica teorica (in questo caso la Ps si può dedurre dalla P perchè il combustibile è U nat

metallico):

Ps =676/100 = 6,76 MW/t

4) Consumo di nuclei fissili in un anno di funzionamento a potenza nominale del reattore:

energia prodotta dal reattore 676 MJ/s (3600 x 24 x 365 s/a) / 1,6x10-19

J/ev = 133240x1024

MeV/a

nuclei fissionati/anno 133240x1024

MeV/a /200 (MeV/fiss) = 666,2x1024



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Classificazione dei reattori nucleari.

È invalso l'uso di compiere delle classificazioni di tipi o « filiere» di reattori a seconda dei principali parametri che li caratterizzano;

o prima e generale classificazione, rispetto al tipo di spettro neutronico, le principali:

- « reattori termici» (con spettro neutronico termico, ove le fissionì avvengono nel campo delle energie dei neutroni corrispondenti a quelle di agitazione termica, di frazioni di eV); - « reattori veloci» (fissioni nel campo « veloce », energie neutroniche > 0,1 MeV, assenza di moderatore dei neutroni di fissione ).

o classificazione in base alla struttura stessa del nocciolo:

- « reattori eterogenei », grandissima maggioranza dei reattori il combustibile è fisicamente distinto dal refrigerante e/o moderatore;

- « reattori omogenei », pochissimi esemplari di potenza ridotta, il combustibile e moderatore sono intimamente miscelati ( soluzione)

o classificazione in base al tipo di moderatore neutronico

- « reattori moderati ad acqua leggera », LWR;



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- « reattori moderati ad acqua pesante », HWR; filiera di reattori nucleari pressurizzata (cioè

PHWHWR) o bollenti (BLWHWR)

- « reattori moderati a grafite »; reattori RBMK russi, destinati a produrre plutonio; sono reattori

che utilizzano uranio naturale, raffreddati ad acqua leggera e moderati a grafite; reattori refrigerati a

CO2 (GCR (Gas Cooled Reactors); AGR (Advanced Gas Reactor)

- « reattori moderati a berillio »; scarsissimi esempi Nel 1954 un prototipo di reattore nucleare

per bombardiere ha compiuto un ciclo di funzionamento di 1000 ore; si trattava di un reattore a fissione

sperimentale da 2,5 MW progettato per ottenere una alta densità di energia in modo da poter essere

usato a bordo di un bombardiere strategico. Come combustibile nucleare impiegava una fusione di sali

fusi di fluoruri di uranio ed era moderato da ossido di berillio (BeO) e sodio liquido era utilizzato come

refrigerante secondario.

o classificazione in base al tipo di refrigerazione

- « reattori refrigerati a gas », GCR (Gas Cooled Reactors)

- « reattori refrigerati ad acqua leggera bollente », BWR (Boiling Water Reactors);

- « reattori refrigerati ad acqua leggera pressurizzata », PWR (Pressurized Water Reactors);

LWR

http://it.wikipedia.org/wiki/Reattore_nucleare_a_fissione

http://it.wikipedia.org/wiki/Plutonio

http://it.wikipedia.org/wiki/Uranio

http://it.wikipedia.org/wiki/Acqua

http://it.wikipedia.org/wiki/Grafite

http://it.wikipedia.org/wiki/Reattore_nucleare_a_fissione

http://it.wikipedia.org/wiki/Bombardiere_strategico

http://it.wikipedia.org/wiki/Combustibile_nucleare

http://it.wikipedia.org/wiki/Berillio

http://it.wikipedia.org/wiki/Sodio



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- « reattori moderati ad acqua pesante e refrigerati ad acqua pesante bollente », BLWHWR);

- « reattori moderati ad acqua pesante e refrigerati ad acqua pesante pressurizzata », PHWHWR

- « reattori refrigerati a metalli liquidi », LMR (Liquid Metal Reactors) o LMFBR (Liquid Metal Fast Breeder Reactors)

- «reattori refrigerati a liquido organico », OCR (Organic Cooled Reactors).

o classificazione in base al ciclo del combustibile:

- ciclo U-Pu; - ciclo U-Th, ecc.

o classificazione in base al tipo di controllo neutronico:

- eterogeneo: mediante « barre di controllo » (il più diffuso)

Caratteristiche di un buon refrigerante: - Adeguata capacità di asportazione del calore;

- Basso assorbimento neutronico;

- Stabilità termica;

- Stabilità alle radiazioni;

- Limitata reattività chimica con i materiali strutturali e con le guaine del

combustibile.; -

HWR



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- omogeneo: mediante « veleni solubili» (ad es. soluzioni borate),

o classificazione in base alla natura fisico-chimica del combustibile

- Come natura chimica, il combustibile può presentarsi sotto forma di: uranio metallico, ossido, carburo o carbonitruro, dispersione di ossido in matrice metallica (« cermets » ), ecc.

La finalità dei reattori costituisce un altro importante aspetto classificatorio:

« reattori di potenza » destinati anzitutto alla produzione di energia elettrica, poi alla produzione di «vapore per usi industriali» a bassa temperatura « reattori per produzione di fissile», il cui scopo principale è la produzione di materiale fissile da fertile (ad es. Pu

239 da U

238).

Dove il grado di irraggiamento degli elementi di combustibile viene in genere ridotto sino ad ottenere un «optimum» per esempio per la produzione di

239Pu;

« reattori di ricerca », destinati a studio e progettazione di « insiemi critici », prove di irraggiamento di materiali, produzione di radioisotopi, analisi per attivazione neutronica, ecc.; « reattori di prova », prototipi



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Struttura generale di un reattore nucleare a fissione termica

un reattore nucleare « a fissione» si compone di:

- combustibile nucleare (nocciolo, core); fertile+ fissile ( energia termica da asportare)

- refrigerante;

- moderatore (assente nei reattori a flusso neutronico veloce)

- materiale strutturale, di schermaggio, di sostegno, eventuale riflettore;

- sistema di controllo e di regolazione.

Il refrigerante può essere un liquido (anche un metallo liquido!), un vapore, una miscela bifase liquido-vapore, un fluido organico o un gas con:

- adeguata capacità di asportazione del calore

- proprietà fisiche, chimiche e nucleari che lo rendano utilizzabile nel reattore:

basso assorbimento neutronico,

stabilità termica,

stabilità alle radiazioni,

limitata reattività chimica con i materiali strutturali e con le guaine del combustibile, ecc..

Il « moderatore» ha la funzione di diminuire l'energia cinetica dei neutroni, al fine di utilizzare i maggiori valori delle sezioni d'urto di fissione termica



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o un buon moderatore è capace di ridurre la velocità dei neutroni mediante un numero ridotto di collisioni; di conseguenza si usano materiali costituiti da atomi di basso Z

o il moderatore può essere costituito: da un materiale solido (ad es. grafite) o da un liquido (H2O, D2O, fluidi organici) Gas e vapori hanno, in generale, scarse proprietà moderanti a causa della loro bassa densità

o Il refrigerante può col moderatore

« strutture di contenimento », esistono diverse barriere disposte « in serie» che impediscono il rilascio dei prodotti radioattivi nell'ambiente:

1) la prima barriera è costituita dalle guaine delle barrette contenenti il combustibile nucleare,

2) sistema di contenimento del nocciolo, VESSEL Questa seconda barriera prende il nome di SISTEMA DI CONTENIMENTO PRIMARIO

Tutto il materiale strutturale presente nel reattore peggiora l'« economia neutronica », costituendo un assorbitore parassita dei neutroni.

3) Ulteriori barriere costituite da una o più strutture di contenimento esterno, DETTE SISTEMA DI CONTENIMENTO SECONDARIO ,che racchiudono tutti i componenti dell’isola nucleare che, in caso di rottura, possono rilasciare all'ambiente esterno del materiale radioattivo



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sistemi di regolazione del flusso neutronico possono, in linea di principio, essere realizzati aggiungendo o sottraendo uno dei seguenti componenti.

- combustibile,

- moderatore,

- riflettore,

- INSERENDO materiale a forte assorbimento neutronico, BARRE DI CONTROLLO o assorbitori in soluzione nel refrigerante

Il reattore propriamente detto è collegato, nelle centrali di potenza, ad un impianto che realizza il trasferimento della potenza termica sviluppata dalle fissioni nucleari nel nocciolo alle macchine utilizzatrici, gruppi turbo-alternatori.



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CICLI TERMODINAMICI NEGLI IMPIANTI TERMONUCLEARI

casistica dei reattori nucleari intesi come CALDAIE:

1) A CICLO DIRETTO:

BWR - Il calore generato dalle fissioni nel combustibile viene ceduto ad un fluido refrigerante inviato

direttamente in turbina

- il vapore prodotto nel reattore è inviato, con minime tracce di umidità (max 0,2 %), nel corpo di alta pressione della turbina

- rendimenti del 33÷34 %.

- NO surriscaldamenti

- I limiti alle temperature e pressioni massime raggiunte sono di natura tecnologica

- i limiti imposti al massimo titolo del vapore in uscita dal nocciolo (15%) sono dovuti a motivi di sicurezza, legati alla possibilità di « bruciamento » (burn-out) delle barrette per mancanza di sufficiente refrigerazione a titoli troppo elevati.

(fuori scala)

core



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2) A CICLO INDIRETTO (richiedono un GENERATORE DI VAPORE tra il reattore e il circuito

secondario)

PWR il fluido refrigerante primario cede il calore al fluido di un circuito secondario che fluisce in

turbina,

- Lavorano a pressioni di 150 - 160 atm

- la tmax di uscita dal reattore è di qualche grado minore di quella di saturazione;

- salto di temperatura nel reattore circa 30°C

- NO surriscaldamenti vapore, tantomeno ciclo ipercritico

- salto di temperatura nel GV: Tuscita 275°C (T=30-50°C)

- in genere si utilizzano GV con tubi ad “U

- rendimenti del 33÷34 %.



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3 A CICLO INDIRETTO con surriscaldamento Per la prossima generazione di reattori (IV Generazione, sono in progettazione

REATTORI A GAS ad altissima temperatura CON CICLO A VAPORE

4 Sono in fase di sperimentazione impianti refrigerati a gas con turbine a gas (ciclo BRAYTON).

G V



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REATTORI AD ACQUA BOLLENTE (BWR).

CICLO TERMODINAMICO - I reattori ad acqua bollente producono direttamente nel nocciolo il vapore che viene immesso in turbina, ciclo diretto

Schema di riferimento di un impianto BWR (General Electric) La figura, solo esemplificativa per quanto riguarda il secondario, serve ad identificare i componenti e le strutture principali



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16

di ricircolazione

Contenitore primario in cls

Blocco separatori ed essiccatori di vapore

20

20) Isola convenzionale BOP Balace of Plant

per il condensatore

21) Isola nucleare

21



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L'impianto è del tipo a ciclo diretto

La regolazione della potenza dell'impianto avviene, per il primo 25%, mediante VARIAZIONE DELLA PORTATA DI RICIRCOLAZIONE, oltre all’azione delle BARRE DI CONTROLLO

il complesso separatori di vapore-essiccatori è situato entro il contenitore pressurizzato di acciaio (pressure vessel) Il vapore, separato ed essiccato nella parte superiore del «vessel», viene inviato direttamente in turbina;

La turbina, in genere, utilizza un ciclo rigenerativo convenzionale con eventuale surriscaldamento intermedio per semplice spillamento dalla linea di alimentazione dalla turbina di AP.

- il nocciolo viene attraversato dal basso verso l'alto da una portata di acqua pressurizzata (circa 70 atm) che, partendo da un piccolo sottoraffreddamento iniziale, raggiunge la temperatura di saturazione e

vaporizza parzialmente fino a un titolo medio di vapore, in uscita dal nocciolo, di circa il 15 %. - Il vapore separato e deumidificato, in uscita dagli essiccatori, viene immesso direttamente in turbina

gli iniziali, temuti rischi di contaminazione di prodotti radioattivi in turbina si sono dimostrati infondati; anni di esercizio hanno infatti dimostrato che la maggior parte dei prodotti di fissione che può fuoriuscire da eventuali barrette difettose, proprio per come è realizzato il sistema di separazione acqua-vapore nel nocciolo-, rimangono entro il « vessel» e non sono trasportati dal vapore in turbina (rimangono nella fase liquida del refrigerante !!!)



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Il reattore può prefigurarsi come un generatore di vapore nucleare composto essenzialmente delle

seguenti parti più strettamente nucleari: - il «vessel» contenente il nocciolo ed i componenti interni - i circuiti di ricircolazione dell'acqua e di utilizzazione del vapore - i sistemi di regolazione e la strumentazione

- i circuiti ausiliari necessari per l'operazione e la sicurezza dell'impianto ( circuiti ausiliari di normale impiego e in circuiti di salvaguardia per le emergenze).

Un elemento di sicurezza insito nella filiera BWR è il “COEFF DI REATTIVITÀ DEI VUOTI DI VAPORE SEMPRE NEGATIVO” I BWR, da questo punto di vista, sono reattori INTRINSECAMENTE sotto-moderati,

bisogna PERO’ impedire che il vapore collassi, ovvero SI CONDENSI OLTRE IL PREVISTO, per aumento di pressione o per iniezione di acqua a minore temperatura, per evitare –viceversa- effetti di sovramoderazione

i reattori ad acqua bollente hanno raggiunto una piena affermazione commerciale, ricoprendo circa il 30 % della potenza nucleare installata (i PWR ricoprono ora più del 60 % della potenza nucleare installata). Il costo del kWh si equivale.



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«Vessel» e componenti interni di un reattore BWR 6 (G.E.).



35

Le parti interne del reattore sono in acciaio inossidabile, ad eccezione dei componenti strutturali degli elementi di combustibile che sono realizzati in zircalloy

tutti i componenti interni del reattore possono essere rimossi per l'ispezione e la manutenzione, in particolare per il ricambio degli elementi di combustibile e delle barre di controllo

Componenti interni del reattore (INTERNALS): «VESSEL »,

Il «vessel » è il recipiente a pressione che contiene gli internals, dotato di coperchio flangiato. La tenuta è realizzata mediante due anelli metallici (O-rings) per poter consentire l'accesso ai componenti interni del reattore durante le operazioni di ricarica Il « vessel » è realizzato, come materiale base, in acciaio legato. Le pareti interne sono rivestite di acciaio inossidabile

1000 MWe, altezza ~22 m, diametro ~6 m, spessore di parete ~200 mm; 5x4 m Le ricariche avvengono periodicamente (da 1 a 2 anni) ed il combustibile, che oggi raggiunge tassi di combustione di circa 40.000 MWd/t e oltre , resta nel reattore per quattro cicli scaricandosi, ogni volta, un quarto di nocciolo.

Schermo (SHROUD) Lo schermo realizzato in lamiera di acciaio inossidabile, consiste in una struttura cilindrica che circonda il nocciolo; dal punto di vista idraulico costituisce una barriera che separa il flusso

lega di zirconio e stagno con caratteristiche meccaniche simili a quelle dell’acciaio inossidabile, ma con il vantaggio di possedere un basso coefficiente di assorbimento neutronico, resiste bene fino a 1200°C a temperature superiori reagisce vivacemente con il vapore d’acqua (combustione ) producendo H, il che rappresenta il limite superiore d’impiego dell’elemento di combustibile (anche se la temperatura di fusione dell’ossido di Uranio sarebbe di circa 2800°C



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ascendente della miscela refrigerante nel nocciolo dal flusso discendente di acqua nella regione anulare esterna Lo schermo, unitamente all'acqua contenuta nella zona anulare, assolve la funzione di limitare l'esposizione neutronica e gamma del «vessel». La struttura costituita dallo «shroud » è concepita in modo da consentire l'allagamento della parte attiva del nocciolo in caso di incidente di perdita di refrigerante (LOCA, Loss of Coolant Accident) Inoltre, da un punto di vista strutturale lo shroud sostiene:

o il peso di separatori ed essicatori di vapore o e delle «pompe a getto ».

- Lo«shroud» si accoppia con la flangia della calotta che sostiene l'insieme degli essiccatori in modo da formare un «PLENUM SUPERIORE CHIUSO» nel quale si raccoglie la miscela bifase in uscita dagli elementi di combustibile Due anelli distributori, dotati di ugelli eiettori, servono per spruzzare acqua sul nocciolo in caso di refrigerazione di emergenza Un ugello, disposto nella regione sottostante il nocciolo, serve per iniettare veleno liquido (pentaborato di sodio) nel caso, estremamente improbabile, di inceppamento delle barre di sicurezza.

Piastra inferiore, griglia superiore, bloccano alle estremità gli elementi di combustibile

Shroud

Blocco eparatori essiccatori

Core

Livello acqua

Ingresso acqua alimento



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SEPARATORI DI VAPORE

I separatori di vapore sono elementi statici collegati a tubi verticali saldati sul duomo che delimita il «plenum superiore» del reattore. La miscela acqua-vapore fluisce attraverso un tubo adduttore verticale (con titolo di vapore che, a regime, vale circa il 15 %) ed urta contro le palette fisse dei separatori che le imprimono un « moto ciclonico ». La forza centrifuga associata al vortice separa la fase liquida dalla fase vapore nei tre stadi del separatore.

- Il vapore fuoriesce dalla estremità superiore con un titolo di circa il 5% e fluisce verso gli essiccatori,

- l'acqua separata fuoriesce dalla parte inferiore di

ciascuno stadio, si raccoglie nella massa liquida il cui pelo libero si stabilisce a livello dei separatori



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ESSICCATORI DEL VAPORE

Il complesso degli «essiccatori di vapore» è montato sopra i separatori. Il vapore fluisce trasversalmente attraverso un sistema di lamierini corrugati ed esce con un'umidità a circa lo 0,1% e quindi abbandona il vessel.. L'umidità separata viene raccolta e drenata nella sottostante massa d'acqua del «vessel ».



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Circuito di RICIRCOLO DELL’ACQUA DI REFRIGERAZIONE

Poichè il BWR è un reattore con MODERATORE

BIFASE, variando il titolo in vapore si può variare

la potenza resa dal reattore: ad una maggior

richiesta di potenza viene fatto seguire un

aumento della portata di ricircolazione e

viceversa;

per esempio, riducendo la portata di ricircolo

si riduce la densità media del moderatore nel

“core”, ne consegue una minor moderazione

del flusso neutronico, una riduzione delle

fissioni e quindi della potenza resa.

Infatti, riducendo la portata di ricircolazione si abbassa la quota cui inizia l’ebollizione, quindi si riduce la parte di nocciolo correttamente moderata mentre aumenta quella sottomoderata

tot

Livello

dell’acqua nel

volume anulare

Portata di ricircolo

1/3 tot

Barre di

controllo

valvola di

regolazione

portata



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EIETTORI (JET PUMPS) La ricircolazione forzata dell'acqua è garantita da pompe centrifughe che assicurano la « portata traente» per gli eiettori: questa è circa un terzo dell'intera portata Più jet pumps risultano abbinate ad una singola pompa (Il sistema di ricircolazione nei BWR 6 comprende da 16 a 24 «jet pumps» in funzione della potenza dell'impianto) La lunghezza tutto fuori di una «jet pump» è di circa 6 m contro circa 4 m di altezza del nocciolo. Per variazioni del carico in turbina, ovvero per la regolazione della potenza del reattore sino al 25 %, si opera solo sulla portata delle jet pump senza intervento delle barre di regolazione. In caso di arresto delle pompe di circolazione, entro il «vessel» si instaura una forte circolazione naturale

Aspirazione dal volume

anulare del vessel

pari a 2 a 70

bar

Tubazione

proveniente dalla

pompa di

ricircolo

PORTATA

TRAENTE,

p>> 70 bar

tot

Incremento di pressione dell’intera

portata tot



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IPOTESI DI

LOCA

in caso di

LOCA

E’ evidente che, in caso di LOCA, il battente di acqua che rimane a coprire il nocciolo (grazie all’altezza delle jet pump) si esaurirà presto a causa del calore di decadimento (addirittura, in caso di incidente che comporti veloce depressurizzazione del vessel , l’acqua evaporerà rapidissimamente).

Nei reattori ABWR (Advanced BWR) sono state adottate pompe interne ( senza circuito esterno) al posto delle pompe a gettoper evitare totalmente il rischio di incidenti di perdita di refrigerante (LOCA) dal circuito delle jet pump.



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Per il fatto che:

- Il vessel di un BWR contiene un refrigerante bifase - Contiene il blocco separatori e deumidificatori - Contiene le jet-pump

il « vessel» di un BWR ha dimensioni notevolmente superiori rispetto a quello di un PWR di pari potenza:

per 1000 MWe di potenza, altezza diametro spessore vessel BWR 22 m 6 m 200 mm PWR 13 m 4 m 140 mm



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Elementi di combustibile

- elementi di combustibile, di tipo eterogeneo,

composti da un insieme di barrette ciascuna delle quali è formata da pastiglie (pellets) di UO2 sinterizzato al 95 % della densità teorica (D.T. = 10,96 g/cm

3) arricchite al 2,5%

- Le pastiglie sono impilate all'interno di guaine (cladding) in Zircalloy Zircalloy, lega di zirconio composta da oltre il 95% in peso di zirconio e meno del 2% di stagno o niobio;

ottime qualità meccaniche e di resistenza alla corrosione, molto simili a quelle dell’acciaio;

si privilegia l’uso dello Zircalloy perché lo zirconio ha una sezione d'urto di cattura molto bassa nei confronti dei neutroni termici ( 0,18 barn) rispetto, per esempio, all’acciaio (sezione d'urto di cattura circa 15 volte maggiore).

Molla esterna

Molla interna

10-12 mm

Guaina

cladding

Fodero

https://it.wikipedia.org/wiki/Stagno_(elemento)

https://it.wikipedia.org/wiki/Niobio

https://it.wikipedia.org/wiki/Sezione_d%27urto

https://it.wikipedia.org/wiki/Neutroni_termici

https://it.wikipedia.org/wiki/Neutroni_termici

https://it.wikipedia.org/wiki/Barn

https://it.wikipedia.org/wiki/Sezione_d%27urto



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o in ogni barretta vengono infilate le pastiglie di Uranio, PELLETS, preparate in forma di cilindretto di ossido di uranio, carburo

o le guaine della barretta sono realizzate in una lega di zirconio, ZIRCALLOY, lunghe circa 3/4 metri,

o Le barrette sono assemblate a formare delle FUEL ASSEMBLY mediante griglie distanziatrici, e piastre terminali forate che hanno la funzione di mantenere allineate le barrette e di contenere l'ampiezza delle vibrazioni generate dal deflusso refrigerante

o La piastra inferiore dell'elemento ha un boccaglio e che distribuisce la portata refrigerante al fascio di barrette.

o La piastra superiore è dotata di un golfare di sollevamento che viene utilizzato per le operazioni di ricarica degli elementi.

10 mm

0,8 mm

Gas

plenum

Guaina,

clad

cla



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Nelle barrette di combustibile molle elicoidali mantengono le pellets in posizione creando, inoltre, un volume superiore, detto GAS PLENUM, destinato a contenere i proditti gassosi di fissione in pressione Le barrette di combustibile presentano, sopra il tappo superiore, una molla esterna che serve a mantenere le barrette nella piastra superiore consentendo, nel contempo, uno scorrimento della spina superiore per compensare l’espansione termica assiale della barretta. Ogni fascio è racchiuso in un fodero o canale, costituito da una scatola (fodero) a sezione quadrata realizzata in Zircalloy

Nel fascio sono presenti 3 tipi di barrette o Le barrette di combustibile; POICHE’ GLIELEMENTI DI COMBUSTIBILE SONO DOTATI DI

FODERO ogni elemento contiene barrette con diversi livelli di arricchimento: LE BARRETTE CON MINORE ARRICCHIMENTO VENGONO DISPOSTE AGLI ANGOLI DEL FASCIO dove vi è abbondanza di moderatore e dove quindi, in assenza di tale accorgimento, vi sarebbe un picco di potenza.

o barrette che contengono ossido di gadolinio Gd2O3 come veleno bruciabile. Questi accorgimenti servono per migliorare la distribuzione del flusso neutronico ad inizio vita dell’elemento.

o Alcune barrette costituite da guaine forate, ricolme d'acqua, per aumentare il fluido moderatore nella zona interna del fascio e per consentire una migliore distribuzione del flusso neutronico.

Sono presenti, inoltre, elementi di sostegno, dotati alle estremità di tappi filettati, che hanno la funzione di sostentare il fascio durante le operazioni di caricamento



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L'acqua del nocciolo svolge le funzioni sia di refrigerante che di moderatore e circola nel nocciolo dal basso verso l'alto, viene a contatto con gli elementi di combustibile e vaporizza parzialmente, con una frazione di vuoto compresa tra il 15 ed il 20% Ciò implica che nella parte alta del core la moderazione è meno efficiente, e quindi il flusso neutronico e la densità di potenza sono inferiori ai corrispondenti valori della parte bassa dei core

NOTA La frazione di vuoto di una miscela bifase liquido-vapore è il rapporto tra il volume occupato dalla fase vapore (vuoto) ed il volume totale occupato dalla miscela (liquido+vapore)

V vap / V (L+Vap)

Andamento del flusso neutronico assiale e radiale nel core di un BWR di un PWR

NON C’E EBOLLIZIONE !!



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La scatola si accoppia alle piastre inferiore e superiore in modo da costituire un canale chiuso per il fluido refrigerante che lambisce le barrette e sbocca, quindi, come miscela acqua-vapore nel «plenum» superiore del « vessel ». L'uso di canali chiusi separati, disposti in parallelo, consente inoltre di ottenere portate differenziate adottando orifiziature singole di diverso diametro. I canali hanno anche la funzione di guidare le barre di controllo.

COME ANCHE NEI PWR, per ottenere un migliore profilo radiale del flusso neutronico il nocciolo è diviso in tre regioni a diverso arricchimento. Gli elementi a più elevato arricchimento sono sistemati alla periferia, dove sono massime le fughe neutroniche, mentre quelli a «basso» e «medio» arricchimento sono alternati (ad es. a scacchiera) nella parte centrale.



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Le barre di controllo Cruciformi

L'assorbimento neutronico è dovuto a carburo di boro (B4C) contenuto, sotto forma di polvere compattata al 65 % della densità teorica, all'interno di tubicini disposti nei quattro bracci della croce (I tubicini sono chiusi alle estremità e progettati come recipienti a pressione dovendo contenere l'elio che si sviluppa dalla reazione di cattura neutronica del boro

Le barre di regolazione penetrano dal basso nel nocciolo; introducendo il materiale assorbitore nella regione a maggiore moderazione consentono di ottenere un profilo assiale di flusso neutronico più appiattito Con questa disposizione si ha l'ulteriore vantaggio che le barre di regolazione ed i relativi dispositivi di movimentazione non costituiscono intralcio durante le operazioni di ricarica del reattore

10B + n

11B

7Li +

4He + 𝛄



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Anche se, come si è detto, le barre di controllo possono essere agevolmente smontate in occasione di ogni operazione di ricarica del combustibile, la loro vita media è lunga rispetto a quella degli elementi di combustibile Le barre sono attuate mediante attuatori idraulici o elettrici che provvedono al loro posizionamento assiale secondo le esigenze di funzionamento

Il complesso delle barre di regolazione è dimensionato in modo da: o regolare il profilo radiale del flusso

neutronico all'interno del reattore

o compensare la diminuzione della reattività durante il tempo di permanenza degli elementi nel reattore, insieme al veleno bruciabile inserito nelle apposite barrette all’interno delle FUEL ASSEMBLIES.

o effettuare l'intervento rapido di « SCRAM » (Safety Control Rod Axe-Man)



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DISPOSIZIONE DI IMPIANTO.

Sezione schematica dell'edificio reattore in un BWR

(Soluzione Mark III della G.E.). Sistemazione degli edifici per un impianto

con reattore BWR (G.E.).

Riferimento: reattore BWR 6 della G.E.

- lay-out dell'impianto: edificio reattore, edificio per le apparecchiature ausiliarie, edificio per il combustibile

Edificio reattore

Questi tre edifici, spesso accorpati per una maggiore collaborazione statica su uno stesso solettone di fondazione dello spessore di alcuni metri, sono a volte indicati come «complesso RAF» (Reactor, Auxiliaries, Fuel).

Wet well



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IL SISTEMA DI CONTENIMENTO

struttura ext in cemento armato, con o funzione di schermo per le radiazioni in ogni condizione incidentale o funzione di barriera di protezione del reattore nei confronti di proietti ed esplosioni

esterne

Un volume anulare tra le pareti esterne ed un contenitore in acciaio, in depressione rispetto all'esterno per impedire ogni fuga, continuamente ventilato; l'aria aspirata viene trattata, prima di essere scaricata al camino, in modo da impedire il rilascio all'esterno delle minime perdite radioattive che possano verificarsi attraverso la struttura in acciaio

Il contenitore in acciaio è costituito da un grosso recipiente cilindrico ancorato alla

piastra del basamento e concepito come struttura a tenuta stagna, con la funzione primaria di contenere i prodotti di fissione che possono svilupparsi a seguito di una qualsiasi sequenza incidentale

All’interno sono presenti:: - un « sistema di contenimento statico» con un sistema di refrigerazione del contenimento (per abbattere eventuale sovrapressione da vapore) e tutti i sistemi di isolamento delle penetrazioni, - un «sistema di contenimento dinamico », con un dispositivo di aspirazione e

sistemi di filtrazione dell'aria da espellere al camino. Caratteristica fondamentale dei contenitori nucleari è quella di presentare, anche nelle più avverse condizioni ipotizzabili, lunghi tempi prima del rilascio completo della radioattività contenuta (dell'ordine delle settimane).



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Il « drywell» è il contenitore che alloggia il reattore, costituito da una struttura in cemento

armato e acciaio. o La sua funzione primaria è di contenere la miscela acqua-vapore che si libererebbe

in seguito al massimo incidente ipotizzabile (rottura di una tubazione del circuito primario, LOCA) e di incanalarla, attraverso apposite aperture di sfiato, nella piscina di abbattimento.

o Inoltre ha le funzioni di schermo , per consentire il normale accesso del personale all'interno del contenitore in acciaio durante il funzionamento del reattore,

o e anche di struttura portante per una piscina superiore di schermaggio e manovra di vari dispositivi per la ricarica degli elementi di combustibile



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Per il MARK III

« piscina di soppressione» L'acqua è contenuta tra la struttura di contenimento in acciaio ed una sponda di ritenuta (diga).

o In caso di rilascio di vapore per incidente tipo LOCA, la pressione nel volume del « drywell » sale e spinge l'acqua verso il basso scoprendo i fori di sfiato e lasciando gorgogliare il vapore in piscina, per il suo abbattimento per condensazione.

o L'acqua della piscina, oltre che condensare il vapore, trattiene efficacemente gran parte (> 99%) dei prodotti di fissione non gassosi eventualmente in essa trascinati (scrubbing).

diga

Drywell

Schermo 𝛄

piscina di

soppressione

Contenitore

in acciaio

p

vapore



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o l'acqua della piscina di soppressione viene utilizzata anche: - come serbatoio di acqua per l'alimentazione dei sistemi di refrigerazione di emergenza

- e come serbatoio di scarico per il vapore eventualmente effluente dalle valvole di sicurezza del circuito primario .

La piscina superiore in cemento armato, internamente rivestita in acciaio inossidabile, è piena

d'acqua durante il funzionamento del reattore; è dotata di compartimenti stagni in modo da consentire il drenaggio della parte centrale e l'accesso al coperchio del « vessel» per le operazioni di ricarica.

SISTEMI AUSILIARI.

DISPOSITIVI IMPIEGATI DURANTE IL NORMALE FUNZIONAMENTO DELL'IMPIANTO

SISTEMA DI PURIFICAZIONE DELL'ACQUA (CHEMICAL AND VOLUME CONTROL SYSTEM, RCVs)

Il nocciolo di un reattore di circa 1000 MW di potenza contiene un numero di barrette di combustibile dell'ordine delle decine di migliaia (≈ 50.000) alcune di queste possono, prima o poi, presentare delle perdite (I tassi di guasto tendenziali sono oggi compresi tra 10

-5 e 10

-6 eventi/anno) causando contaminazione dell’acqua del

primario



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Inoltre l’acqua soggetta ad irraggiamento subisce RADIOLISI ovvero può decomporsi in specie quali radicali idrossili (OH

-), atomi di idrogeno (H

+) e atomi di ossigeno (O

--) altamente corrosivo

nei confronti delle tubazioni del circuito.

In particolare, le reazioni legate alla presenza di O-- libero portano a:

8O16

+ 0n1→ 8O

17 8O

17 + 0n

1→ 8O

18 8O

18 → 9F

18

con formazione di acido fluoridrico anch’esso altamente corrosivo per l’impianto

SISTEMI DI MOVIMENTAZIONE PER LA RICARICA DEGLI ELEMENTI DI COMBUSTIBILE

o Nei reattori LWR le operazioni di ricarica vengono eseguite a « reattore spento» scoperchiando il vessel usualmente ogni 12 o 18 mesi, fino a 24 mesi, durante le manutenzioni periodiche programmate Una parte degli elementi del nocciolo (1/4 nei BWR, 1/3 nei PWR) viene sostituita, mentre vengono permutate le posizioni degli altri elementi per mantenere nel tempo un profilo di flusso il più possibile appiattito all'interno del nocciolo

E’ anche vero che la stessa acqua pura, ad alta temperatura e pressione, è di per se un liquido che induce corrosione

-

http://it.wikipedia.org/wiki/Idrogeno

http://it.wikipedia.org/wiki/Ossigeno

http://it.wikipedia.org/wiki/Corrosione



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SISTEMI DI REFRIGERAZIONE DELL'ACQUA DELLA PISCINA DI RAFFREDDAMENTO DEGLI ELEMENTI ESAURITI; o Il combustibile esaurito è altamente radioattivo, è pertanto necessario prevedere un

sistema di schermaggio ed un sistema di refrigerazione per smaltire la potenza di decadimento

NOTA - La potenza termica emessa dai prodotti di decadimento dipende da quanto tempo il reattore ha funzionato a potenza prima dello shut-down secondo la relazione:

Pdec / Po = 6.48 x 10-3

t--0.2

- (t + T0-0.2

) con t espresso in giorni

dove T0 è il periodo di funzionamento del reattore, sempre espresso in giorni.



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Per esempio, Il combustibile di un reattore da 1000 MWe, dopo 30 giorni dallo spegnimento, produce ancora lo 0.2% della potenza nominale, circa 2 MWe ovvero più 6 MWt).

o il combustibile esaurito viene quindi immagazzinato in sito dentro un'apposita PISCINA

REFRIGERATA prima di essere eventualmente spedito all'impianto di ritrattamento.

La «piscina di immagazzinamento del combustibile irraggiato» ed i canali di trasferimento sono in genere realizzati in calcestruzzo rivestito di acciaio, impermeabile e resistente alla corrosione. La piscina serve anche per l'immagazzinamento di altri componenti, per esempio le barre di controllo. Nella piscina gli elementi sono sistemati in apposite rastrelliere che assicurano una sufficiente spaziatura fra di essi per refrigerarli e mantenere un adeguato margine di sotto-criticità (Keff, fattore di moltiplicazione dell'insieme, < 0,90). Tutte le « operazioni di trasferimento» sono effettuate sotto battente d'acqua in modo da avere, nel contempo, un mezzo SIA schermante CHE refrigerante; La durata del periodo di immagazzinamento è stabilita in base a considerazioni economiche, trovando il giusto compromesso tra: o il costo di immobilizzo del combustibile, che cresce con il tempo di permanenza, o il costo del trasporto che decresce con il tempo a causa della diminuzione della

radioattività,



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o previsioni sulla possibilità di riprocessamento del combustibile (il suo “deterioramento” aumenta col tempo di immagazzinamento)

SISTEMA AUSILIARIO PER IL TRATTAMENTO E LO SMALTIMENTO DEI REFLUI GASSOSI, (compresi i reflui provenienti dalle linee di estrazione dei gas incondensabili dal condensatore).

Il sistema prevede:

- sistemi per la ricombinazione catalitica dell'idrogeno e dell'ossigeno - eventuale stoccaggio per i reflui gassosi più radioattivi per alcune settimane fino al decadimento di alcuni prodotti a vita media breve - l’uso di filtri assoluti a letti di carbone attivo prima dello scarico in atmosfera

DISPOSITIVI DI EMERGENZA, UTILIZZATI NEI CASI DI FUNZIONAMENTO ANORMALE O INCIDENTALE

1. SISTEMI DI REFRIGERAZIONE DI EMERGENZA, ECCS, EMERGENCY CORE COOLING

SYSTEMS, previsti per limitare l’aumento di temperatura degli elementi di combustibile a causa di:

un incidente che comporti la perdita del refrigerante

depressurizzazione del reattore (nel core quasi solo vapore, rischi:



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- bruciamento per sottorefrigerazione delle barrette

- cedimenti del vessel per sovrapressione !!!)

isolamento dal condensatore della turbina (il GV NON asporta più calore!!!)

L'acqua di alimentazione di tale sistema è prelevata in condizioni normali dalla piscina di «soppressione » e viene immessa nel « vessel » mediante dispositivi « a spruzzo» o « ad iniezione ». I dispositivi sono ridondanti per consentire la massima affidabilità e sono progettati in modo da far fronte alle più catastrofiche situazioni di emergenza

PER ESEMPIO: il sistema deve essere in grado di refrigerare in emergenza il nocciolo anche quando, in concomitanza ad un terremoto di elevata intensità in conseguenza del quale si interrompa l’alimentazione elettrica esterna, si danneggi un sistema o più dei componenti predisposti per fronteggiare l'incidente (logiche “1 su 2”, “2 su 4”)

2. SISTEMA DI EMERGENZA PER L'INIEZIONE DI VELENO LIQUIDO In caso di perdita di controllo del reattore un sistema ridondante è destinato a iniettare pentaborato di sodio in quantità sufficiente a rendere il nocciolo sottocritico anche a 20°C (quando risulterebbe sovramoderato a causa della condensazione del vapore!!!!!).



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SISTEMI ridondanti e indipendenti, PER L'ASPORTAZIONE DEL « CALORE RESIDUO DI DECADIMENTO» dopo lo spegnimento del reattore (RHRs, RESIDUAL HEAT REMOVAL SYSTEM)



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Temp. uscita dal reattore : + 10°C

MCPR (MINIMUM CRITICAL POWER

RATIO) represents how close the fuel bundle is to "dry-out" (or "departure from nucleate boiling") that is the from nucleate boiling toward film boiling state (Transition boiling is a unstable transient region). During film boiling, a volume of insulating vapor separates the heated surface from the cooling fluid; this causes the temperature of the heated surface to increase drastically to once again reach equilibrium heat transfer with the cooling fluid.



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Sezione di un BWR tipo Mark II tipo Fukushima

Piscina soppressione



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REATTORI AD ACQUA PRESSURIZZATA (PWR).

CICLO TERMODINAMICO. Questo tipo di reattori costituisce la filiera industrialmente più affermata (oltre il 60 % della potenza

nucleare installata e in costruzione).

l'acqua nel nocciolo agisce da refrigerante e moderatore, ma senza cambiare fase.

Il ciclo termodinamico è necessariamente indiretto, con un aumento della complicazione, e quindi del costo, di impianto.

la necessità di ottenere nel secondario vapore con caratteristiche tipo BWR, vale a dire vapore a ~ 70 kg/cm

2, saturo secco a T ~ 285 °C impone di operare nel circuito primario a pressioni

dell’ordine di 150 kg/cm2, con una temperatura dell'acqua di circa 330°

Nei noccioli dei PWR si mantiene un margine di sottoraffreddamento di pochi °C ;

- il vantaggio, rispetto ai BWR, è l’aumento della potenza estraibile dalla parte alta del nocciolo

questo non esclude fenomeni di EBOLLIZIONE LOCALE nelle zone più calde e comunque i problemi connessi ad un primario a pressione molto più alta

nei moderni impianti termici a combustibili fossili convenzionali si opera con vapore a 180 kg/cm

2 surriscaldato a 540 °C!!!!



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P=70 bar T=285 °C

P=150 bar

T=340 °C

T=310 °C



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SCHEMA DI RIFERIMENTO

contenimento

Più circuiti secondari, 1 solo pressurizzatore



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- (tratto 1-2), L'acqua di refrigerazione entra nel «vessel» lambisce le barrette degli elementi di combustibile in deflusso ascendente aumentando la propria entalpia senza tuttavia raggiungere una situazione di ebollizione di massa, quindi fuoriesce dal «vessel»

- (tratto 3-4) con pochi gradi di sotto-raffreddamento, l’acqua del primario imbocca il

generatore di vapore di uno dei circuiti di refrigeramento passando all'interno dei tubi del fascio tubiero del GV, cede calore al fluido del circuito secondario (acqua-vapore) subendo un raffreddamento dell'ordine di 30°C.

- (tratto 4-5-1) Un gruppo di pompe centrifughe (PC) pompa l'acqua del primario al punto 1, chiudendo il circuito.

Per reattori da 1000 MW i circuiti di refrigerazione primari, ciascuno con il suo GV, sono in

genere più di uno, fino a 6

Su uno solo dei circuiti di refrigerazione è collegato il pressurizzatore avente il duplice scopo di: - vincolare al valore di riferimento la pressione dell'intero sistema primario; - funzionare come «vaso di espansione» per l'acqua del primario in particolare in fase di riscaldamento del circuito, da «freddo» a «caldo» (il volume specifico dell'acqua a caldo è pari a circa 1,3 volte quello a freddo);



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Componenti del circuito:

nel circuito primario: - il vessel - i generatori di vapore (lato tubi), - il pressurizzatore, - le pompe di circolazione primarie - tubazioni di collegamento e gli organi di regolazione;

nei circuiti secondari: - il turboalternatore, -il condensatore, - i generatori di vapore (lato mantello), - le pompe di alimento, - le tubazioni di collegamento e gli organi di regolazione, - altri componenti atti a migliorare il rendimento del ciclo termodinamico (per es.: surriscaldatori e separatori di condensa nel GV , scambiatori rigeneratori);

nei circuiti ausiliari: - l'impianto di raffreddamento del reattore spento

-l'impianto di purificazione e di regolazione del volume del refrigerante; - i sistemi di trattamento dei rifiuti radioattivi - le attrezzature per la ricarica del combustibile - i sistemi di refrigerazione di emergenza:

o refrigerazione del nocciolo, o alimentazione di emergenza dei generatori di vapore, o spruzzamento nel contenitore secondario per condensare il vapore in

caso di LOCA



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CIRCUITO PRIMARIO.



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Il dimensionamento del primario deriva dalla necessità di avere, all’uscita del generatore di vapore condizioni del vapore analoghe a quelle dei BWR: T= 285°C, p= 70 bar

Tfunz = T1 - Tu

dove Tfunz è il T necessario per il buon funzionamento del GV;

dovendo garantire un pinch point di almeno 10-20 °C, la

Tfunz vale, in generale, tra 40 e 60°C (50 in media)

quindi: T1 = Tfunz + Tu = 50 + 285 = 335°C

T1

Tu Ta a

Ta

Ta

Tu pinch point = 10-20 °C

T1

T2 = T1 – 30 °C

T2 = T1 – 30°C

siccome la T1 deve presentare almeno 5°C di sottoraffreddamento rispetto alla pressione di esercizio )per evitare rischi di ebollizione), la pressione cui dovremo esercire il reattore sarà al minimo pari a quella di saturazione corrispondente a:

Psat (T=335 + 5 = 340°C) 146 bar



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STRUTTURA DEL « VESSEL ».

Il « vessel» è un recipiente a pressione in

acciaio al carbonio di forma cilindrica con estremità emisferiche e con testa flangiata rimovibile per le operazioni di ricarica; la parete interna, a contatto con l'acqua di refrigerazione, è rivestita di acciaio inossidabile. I componenti interni del « vessel », “internals”, hanno la funzione di:

- sostenere e mantenere nella corretta posizione gli elementi di combustibile, le barre di controllo, la strumentazione in pila ; - formare i canali di deflusso del refrigerante primario; - proteggere il « vessel» dalle radiazioni

I bocchelli di ingresso e di uscita che collegano il recipiente alle tubazioni primarie sono posizionati al di sopra del nocciolo in modo da mantenere l'allagamento di questo in condizioni incidentali.

vessel

CORE



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Le strutture interne del vessel vengono in genere suddivise in: - strutture inferiori, composte da:

o piastra inferiore di diffusione del fluido primario

o piastra inferiore del nocciolo, che ha la funzione di sostenere e mantenere nella corretta

posizione gli elementi di combustibile

o «barrel» che ha la funzione primaria di incanalare il deflusso del refrigerante: il refrigerante entra nel « vessel» da quattro bocchelli di ingresso, percorre in flusso discendente lo spazio anulare compreso tra il « barrel » e la parete del « vessel », scorrendo da entrambe le pareti dello schermo termico, quindi si raccoglie nel «plenum»

inferiore del reattore, attraversa in flusso ascendente la piastra di diffusione e la piastra inferiore del nocciolo, lambendo infine le barrette di combustibile.

o schermo termico; Lo schermo termico ha la funzione di attenuare i raggi gamma ed il flusso neutronico veloce in fuga dal nocciolo al fine di proteggere il « vessel » dai danni da radiazione e di ridurre le sollecitazioni termiche in esso indotte per riscaldamento gamma

All'esterno dello schermo termico, affacciati al « vessel », possono essere collocati campioni del materiale del « vessel » da irraggiare. Questi

consentono di determinare, con ispezioni periodiche, lo stato di conservazione del vessel sotto irraggiamento



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- strutture superiori, composte dal:

o Barrel superiore: attraverso i bocchelli di uscita che collegano il barrel superiore al vessel , il refrigerante uscito dal nocciolo fuoriesce dal « vessel »

- Per consentire le operazioni di ricarica, all’atto dello scoperchiamento della calotta superioore del vessel, la piastra superiore (che si accoppia elasticamente con la flangia del « barrel» superiore) e i tubi guida per gli alberi di conduzione delle barre di controllo a grappolo (clusters), vengono sollevati come blocco unico



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STRUTTURA DEL « NOCCIOLO».

Con riferimento a una tipica centrale

PWR di concezione Westinghouse (reattore da 1200 MWe, 3400 MWt), il nocciolo è composto da alcune centinaia di elementi di combustibile (assemblies) alloggiati in posizione verticale; come per i BWR, per ottenere un migliore profilo radiale del flusso neutronico il nocciolo della prima carica è diviso in tre regioni a diverso arricchimento. Gli elementi a più elevato arricchimento sono sistemati alla periferia, mentre quelli a «basso» e «medio» arricchimento sono alternati (ad es. a scacchiera) nella parte centrale.

Ogni elemento contiene barrette in Zircalloy, riempite di pastiglie di UO2 sinterizzato, disposte in reticolo quadrato (ad es. da 17x 17). Come nei BWR, le barrette sono dotate di un «gas plenum» superiore per limitare la sovrapressione dovuta ai prodotti di fissione gassosi



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A differenza dei BWR la potenza viene adeguata alle esigenze del carico solo tramite le barre

di controllo; per quanto riguarda le variazioni di reattività a lungo termine (esaurimento del fissile e

avvelenamento) il controllo è effettuato mediante la regolazione della concentrazione di un veleno liquido disciolto nell'acqua del primario (acido borico).

nei PWR, data l'assenza di vuoti, i coefficienti di reattività dei vuoti del moderatore sono modestissimi e non consentono di ottenere una regolazione del reattore nelle normali condizioni di funzionamento.

Questa tecnica non può essere usata nei BWR perché l'acido borico disciolto nell'acqua durante l'esercizio a potenza perturberebbe il sistema, con in più la formazione e il distacco di incrostazioni.



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La concentrazione del boro è controllata mediante spillamenti e reintegri. L’alta concentrazione di boro causa però problemi nei

circuiti ausiliari; l’attuale tendenza è di ridurre (fino ad annullare) tale concentrazione con il ricorso a veleni bruciabili inseriti nelle fuel assembly (impiegano barrette piene di silicati di boro o sesquiossido di gadolinio)

Gli elementi di combustibile sono concepiti per alloggiare le barre di controllo a grappolo. I tubi di guida per le barre di controllo sostituiscono le barrette di combustibile in determinate posizioni del reticolo la struttura di sostegno dell'elemento, a differenza degli elementi di combustibile BWR, è priva della scatola di contenimento (fodero). Griglie distanziatrici mantengono in posizione le barrette, consentendone nel contempo lo scorrimento longitudinale;



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Le barre di controllo a grappolo hanno essenzialmente i seguenti scopi: - adeguamento della potenza alle richieste del carico; - intervento di spegnimento (scram). Le barre di controllo hanno approssimativamente le stesse dimensioni delle barrette di combustibile e sono sostenute superiormente da un pezzo di collegamento a forma di «ragno» (spider), movimentato mediante un proprio meccanismo di conduzione montato sulla testata del «vessel ». La reattività viene regolata alzando ed abbassando (a banchi) i «clusters» nel nocciolo.

In caso di fallimento di questo sistema primario di “scram” è previsto un sistema di soccorso (back up) con pompe ad alta pressione che iniettano nel vessel acqua fortemente borata (20.000 ppm) con un ritardo di appena qualche decina di secondi.

In un PWR da 900 MWe sono presenti 157 fuel assembly con 264 rods ciascuna (circa 40.000 rods e 11x10

6 pellets (di diametro e altezza di circa 1 cm e 7 gr di peso ciascuna)



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Elemento di combustibile PWR con barre di regolazione a «cluster» (W.).

NOTA – l’elemento di combustibile NON ha fodero esterno

Testa del cluster di barre di

regolazione



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PRESSURIZZATORE

Nel pressurizzatore l'acqua è mantenuta in equilibrio con il vapore circa alla temperatura di saturazione

corrispondente alla pressione di funzionamento dell'impianto INDIPENDENTEMENTE DALLA POTENZA RICHIESTA ALL’IMPIANTO.

Un regolatore P mantiene la pressione del circuito primario ad un valore costante agendo su: - riscaldatori elettrici immersi nel pressurizzatore - e su una valvola (VS) che immette nel duomo del pressurizzatore un getto, a spruzzo, di acqua sottoraffreddata, prelevata dal ramo freddo del circuito primario.

In condizioni stazionarie i riscaldatori devono fornire solo la potenza corrispondente alle dispersioni termiche del pressurizzatore,

nei transitori la potenza fornita dai riscaldatori o sottratta dallo «spray» sarà proporzionata al tempo di recupero che si vuole ottenere per eliminare il disturbo. A potenza il liquido occupa il 60% del volume del pressurizzatore

Surge line



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il pressurizzatore funziona anche come « vaso di espansione», il livello dell'acqua che in esso si stabilisce dipende dalla temperatura media del refrigerante primario (e quindi dal suo volume specifico) ad ogni condizione stazionaria di potenza erogata, quindi, corrisponde un livello che viene mantenuto costante nel tempo per mezzo di un regolatore, il quale:

- per scaricare acqua agisce sulla valvola (Vcv) - oppure sulla pompa (Pcv) per reintegrare acqua nel circuito primario.

Generalmente il volume del pressurizzatore rappresenta il 20 % del volume dell'intero circuito primario (aumentandone in volume si aumentano i margini di sicurezza a fronte di vari transitori incidentali considerati).



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In un pressurizzatore vi sono, tipicamente, tre valvole di sicurezza e due valvole di sfioro motorizzate; quando il sistema di spray non è sufficiente a ridurre la pressione intervengono le valvole di sfioro Tutti gli scarichi dal pressurizzatore sono canalizzati verso il serbatoio di sfioro del pressurizzatore A piena potenza il pressurizzatore è pieno al 60% di acqua, che si riduce al 20-25% a potenza zero

L’azione di VASO DI ESPANSIONE propria del pressurizzatore è esercitata, in particolare, nella fase di messa a regime del circuito primario quando si porta il refrigerante, e quindi il circuito, da temperatura ambiente alla temperatura di esercizio, circa 300°C. In questa fase il volume dell’acqua aumenta di circa il 30% e tale incremento viene eliminato tramite i sistemi ausiliari del pressurizzatore.

Quando il pressurizzatore è pieno di acqua, ovvero è il circuito è solido, la pressione è regolata tramite lo spillamento di parte del fluido primario



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GENERATORE DI VAPORE

I GV sono in genere del tipo con tubi ad U con separatori incorporati Il fluido primario entra dal basso, fluisce nei tubi e riesce dal basso L’acqua del secondario entra nella parte bassa, fluisce nella zona anulare e, quindi risale lambendo i tubi.

Il vapore viene deumidificato da sistemi di separatori ed essiccatori statici del tipo di quelli utilizzati nei reattori BWR



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DISPOSIZIONI D'IMPIANTO.

Con riferimento a una tipica centrale PWR di concezione Westinghouse (reattore da 1200 MWe, 3400 MWt, con 4 circuiti primari), la figura fornisce una indicazione della disposizione dei vari componenti negli edifici caratteristici, e del loro collegamento.



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Schermo

secondario

Schermo

primario



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per quanto riguarda l’isola nucleare si distinguono: 1. In alcuni impianti non si è rinunciato al concetto del “DOPPIO CONTENIMENTO” ed è dunque

presente una struttura più interna che sopporta la pressione derivante dall'incidente di LOCA; in tal caso l’ edificio esterno in calcestruzzo ha funzione di schermo meccanico e biologico.

Le strutture del doppio contenimento possono prevedere:

- uno spessore di circa 90 cm di calcestruzzo precompresso e un « liner interno» di acciaio di 6 mm di spessore, cui è affidata la funzione di tenuta, - oppure due pareti di calcestruzzo fortemente armato aventi la prima lo scopo di resistere alla pressione massima di incidente e la più esterna quello di resistere a impatti esterni quali esplosioni o cadute di aereo. La superficie interna del recipiente in cemento è rivestita di acciaio in modo da garantire tenuta stagna.

In presenza del doppio contenimento, l'intercapedine è tenuta in depressione garantendo un tasso di perdita pressoché nullo verso l'esterno ; il circuito di depressurizzazione filtra e depura l'aria aspirata in caso di fuoriuscita di materiale radioattivo.

2) in altri impianti è previsto un unico contenitore esterno del tipo « a piena pressione» (senza «

soppressione» del vapore), che racchiude il « vessel» con i relativi schermi in cemento, i generatori di vapore, le pompe di circolazione, il pressurizzatore. La superficie interna del recipiente in cemento è rivestita di acciaio in modo da garantire tenuta stagna.



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Con riferimento a una tipica centrale PWR di concezione Westinghouse (reattore da 1200 MWe, 3400 MWt), Le dimensioni approssimative del contenitore sono dell'ordine di 40 m per il diametro, di 60 m di altezza, 1 m per lo spessore di parete, con un volume interno di circa 60.000 m

3.

La progettazione della struttura, così come quella di tutti i componenti rilevanti ai fini della sicurezza, viene effettuata tenendo conto dei carichi normali, dei sovraccarichi accidentali e delle sollecitazioni che possono generarsi come conseguenze delle più gravi condizioni incidentali. Vengono considerati:

- i pesi propri delle strutture, dei componenti, ecc.; - i sovraccarichi accidentali dovuti alla neve ed al vento; - le sollecitazioni dovute a gradienti termici; - le sollecitazioni indotte da eventi sismici; - le sollecitazioni indotte da sequenze incidentali.

Il maggiore volume dell’isola nucleare PWR rispetto a quella di un equivalente BWR, dovuto alla presenza dei GV, e quindi il maggiore volume del contenimento secondario dei PWR, rende NON necessario l’inserimento di sistemi l'abbattimento del vapore, dati i minori valori delle pressioni di picco raggiungibili

entro il contenitore secondario in tal modo, però, si rinuncia all’azione di purificazione che i sistemi di spruzzamento eserciterebbero nei confronti dei prodotti radioattivi (scrubbing)

Queste ultime due voci sono critiche per il dimensionamento della struttura.

la pressione interna di progetto del contenitore per un PWR da 1200 MW, calcolata in base al «massimo credibile incidente» di perdita di refrigerante (LOCA) si aggira intorno a 5 kg/cm2

Poichè il contenitore esterno di un reattore, nel suo complesso, è un sistema che, per svolgere la sua funzione, deve passare da uno stato di molteplici comunicazioni con l’esterno ad uno stato di completo isolamento, è vitale che tutti i dispositivi/valvole/serrande di isolamento garantiscano una chiusura totale in caso di scatto del comando di SCRAM.



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regolazione del CIRCUITO SECONDARIO

Quando la turbina richiede più carico

si apre ulteriormente la valvola VI

aumentando la richiesta di vapore nel GV si riduce il livello di liquido

il livellostato apre allora la valvola VA

riducendosi la contropressione a valle della pompa PA, si sposta il punto di funzionamento della pompa che comincia ad erogare maggiore portata

Quando la turbina richiede meno potenza

si richiude parzialmente la valvola VI

Il livello di acqua nel GV tende ad aumentare; Il livellostato chiude VA

Poichè il coeff di scambio totale nel GV cambia pochissimo, l’unico modo per ridurre la potenza prodotta nel GV è ridurre la T media di funzionamento del primario inserendo le barre di controllo



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SISTEMI AUSILIARI

Come sistemi ausiliari si sono già citati:

- l'impianto di raffreddamento del reattore -l'impianto di purificazione e di regolazione del volume del refrigerante (chemical and volume control system, CVCS); - le attrezzature per la ricarica del combustibile - i sistemi di refrigerazione di emergenza:

o refrigerazione di emergenza del nocciolo (emergency core cooling systems, ECCS), o alimentazione di emergenza dei generatori di vapore (per lo smaltimento del calore

residuo), o spruzzamento nel contenitore secondario per condensare il vapore.

Un cenno particolare meritano i sistemi ausiliari per la raccolta degli scarichi radioattivi, gassosi e liquidi, delle centrali LWR.

Fonti di inquinamento radioattivo del refrigerante nel reattore sono:

- I prodotti di fissione generati durante il funzionamento del reattore che possono fuoriuscire dalle guaine

- Le sostanze prodotte dalla attivazione neutronica dell’acqua (produzione di trizio),

- di prodotti di corrosione,

- di additivi chimici disciolti nell'acqua del reattore.



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Le perdite liquide sono estratte dal sistema di contenimento primario (pompe di sentina) sono convogliate ad opportuni serbatoi di stoccaggio. Altri tipi di rifiuti liquidi sono quelli provenienti dalle operazioni di decontaminazione di parti di apparecchiature, di indumenti protettivi e di soluzioni chimiche (provenienti, queste ultime, principalmente dalla rigenerazione delle resine di scambio ionico). I rilasci aeriformi provengono:

o nel caso BWR, dagli scarichi del condensatore della turbina (gas nobili come Xe e Kr, alogeni nonché idrogeno e ossigeno provenienti dalla radiolisi dell'acqua) e dal sistema di tenuta dell'albero della turbina e dal degasaggio.

o Nel caso dei PWR i rifiuti aeriformi provengono anche dalla depressurizzazione del

primario e dal degasaggio del secondario. Sempre nel caso dei PWR, un complesso di sistemi ausiliari (sistema ESF, Emergency Safety Features) riguarda il raffreddamento dell'atmosfera del contenitore (scambiatore di calore, anelli di spruzzamento, ricircolazione e raffreddamento dell'acqua che si raccoglie per gravità nella cavità inferiore o "sump water").

La decontaminazione tende a concentrare la radioattività e a bloccarla in prodotti solidi. Serbatoi di decadimento permettono la radicale eliminazione di prodotti a vita breve, con un tempo di residenza che può estendersi a parecchie settimane.



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NOTE CONCLUSIVE sulla filiera LWR

Con riferimento alle disposizioni generali di impianto, sia per i reattori PWR che BWR, merita ricordare alcune norme adottate in particolare per il Progetto Unificato dell'ENEL (1985) in seguito anche a raccomandazioni dell'ENEA e della N.R.C. (USA).

Fra i criteri a base del lay-out di impianto sono rilevanti i seguenti: l'edificio reattore e gli edifici combustibile devono essere esterni ad un angolo di 25° rispetto

ai piani di rotazione delle ultime ruote dei rotori di bassa pressione delle turbine (al fine di proteggerli da eventuali missili diretti di turbina che, con maggiore probabilità, si distribuiscono all'interno di questo angolo);

Per non perdere l’integrità del contenimento dell’edificio reattore (e questo vale per gli edifici reattori di tutti i tipi di impianto: LWR, FBR, HTR, CANDU etc.) i suoi accessi sono dotati di un sistema di doppie porte interbloccate reciprocamente che conserva tale integrità mantenendo sempre almeno una porta chiusa.

tutti gli accessi alle aree radioattive controllate devono essere in serie (esigenza di avere un

unico percorso con più controlli verso le zone potenzialmente più radioattive dell'impianto);

la disposizione delle apparecchiature ( sistemi e componenti all'interno dei singoli edifici, le schermature, ecc) così come la movimentazione all’interno dei locali devono essere progettati in modo da assicurare che l'esposizione del personale alle radiazioni sia al livello più basso ragionevolmente possibile (A.L.A.R.A.: As Low As Reasonably Achievable);



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Fra i criteri a base per la progettazione di impianto sono rilevanti i seguenti:

la centrale deve essere progettata in modo tale da arrestarsi con sicurezza per un terremoto la cui massima accelerazione orizzontale sia di 0,36 g. L'accelerazione sismica fino alla quale l'impianto deve poter continuare a funzionare normalmente è fissata pari a 0,18 g;

Il Peak ground acceleration (PGA) è la misura della massima accelerazione del suolo indotta del terremoto e registrata dagli accelerometri.

Diversamente dalla scala Richter, che misura l'ampiezza globale di un terremoto, il PGA misura l'intensità di un terremoto in una singola area

geografica.

La misura del PGA può essere vista come una misura strumentale di ciò che la scala Mercalli misura con quanto riportato da persone sulla gravità

del sisma. Normalmente il valore del PGA e quello della scala Mercalli sono ben correlati.

Il PGA si può misurare in g (l'accelerazione di gravità) o, più correttamente anche se usato con meno frequenza, in m/s².

In base al valore massimo del PGA misurato o prevedibile, il territorio italiano era suddiviso in quattro zone sismiche:

zona 1: 0.25g < PGA ≤ 0.35g

zona 2: 0.15g < PGA ≤ 0.25g

zona 3: 0.05g < PGA ≤ 0.15g

zona 4: PGA ≤ 0.05g

Intensità Scossa PGA in g Danni potenziali

I impercettibile <0,0017 Nessuno

II - III leggera 0,0017 - 0,014 Nessuno

IV moderata 0,014 - 0,039 Nessuno

V piuttosto forte 0,039 - 0,092 Molto lievi

VI forte 0,092 - 0,18 Lievi

VII molto forte 0,18 - 0,34 Moderati

VIII rovinosa 0,34 - 0,65 Moderati - Gravi

IX distruttiva 0,65 - 1,24 Gravi

X+ completamente distruttiva >1,24 Molto Gravi

http://it.wikipedia.org/wiki/Accelerazione

http://it.wikipedia.org/wiki/Terremoto

http://it.wikipedia.org/wiki/Scala_Richter

http://it.wikipedia.org/wiki/Scala_Mercalli

http://it.wikipedia.org/wiki/Forza_g

http://it.wikipedia.org/wiki/Accelerazione_di_gravit%C3%A0



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la centrale deve essere progettata per resistere ad azioni di impatto esterno di varia origine senza conseguenze radiologiche per le popolazioni superiori a quelle di riferimento per incidenti base di progetto (caduta aerei, esplosioni esterne, ecc.);

i sistemi di sicurezza atti a proteggere l'impianto da eventi di origine interna devono essere progettati tenendo presente il principio della ridondanza e della separazione nelle logiche di attuazione, nelle alimentazioni elettriche e nei circuiti di refrigerazione dei componenti;

il reattore nucleare deve disporre di un doppio sistema di contenimento con un sistema di filtrazione e ventilazione di emergenza che possa raccogliere e filtrare le perdite del contenitore interno. È stato fissato un tasso massimo di perdita del contenitore interno pari a 0,25 %/giorno; la zona anulare permette di ridurre le dosi all'esterno di un fattore 100 attraverso filtri con una efficienza del 99 % e di un ulteriore fattore 10 con lo scarico in quota; occorre comunque ricordare che i contenitori nei LWR non sono progettati per resistere agli effetti di una rottura del "pressure vessel";

la centrale deve essere dotata di camino, realizzato secondo le norme antisismiche, di altezza opportuna in relazione alle effettive caratteristiche meteorologiche del sito (al camino viene dato credito, per abbattimento della concentrazione di attività rilasciata, almeno di un fattore 10 rispetto al rilascio al suolo);

la piscina del combustibile spento deve avere la capacità di immagazzinare 10 cariche di combustibile più un nocciolo completo ed il 100% delle barre di controllo



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(con questa soluzione si tende a rendere indipendente la centrale, almeno per un decennio, dal problema della spedizione degli elementi di combustibile irradiati ad un deposito esterno o ad un impianto di ritrattamento);

per le unità PWR la posizione dell'edificio reattore rispetto agli altri edifici e la disposizione delle strutture e delle apparecchiature all'interno devono essere tali da permettere la rimozione dei generatori di vapore (essendo questi tra i componenti più critici dal punto di vista della durata).

La progettazione strutturale delle opere civili nelle centrali nucleari presenta significative differenze con quella delle opere convenzionali Le azioni (carichi applicati, deformazioni impresse) da prendere in considerazione sono molto più gravose: pressioni interne, impatto di missili, variazioni termiche, azioni sismiche. La elevata intensità delle azioni e le esigenze di schermatura dalle radiazioni richiedono grandi spessori per le strutture portanti (travi, solette, pilastri, pareti)



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REATTORI AD ACQUA PESANTE (HWR).

CLASSIFICAZIONE

La loro principale caratteristica è l'impiego, come combustibile, di uranio naturale, caratteristica che li rende particolarmente attraenti per quei Paesi che non dispongono in proprio di impianti di arricchimento dell'uranio.

Rapporto di

moderazione

Sezione di

cattura (b)

H20 62 660

D20 4830 3

Presentano una ottima economia neutronica, con fattori di conversione medi (produzione di Pu) dell'ordine di 0,7÷0,8, a fronte dello 0,5÷0,6 dei reattori ad acqua leggera

Le principali filiere di reattori HWR, di cui almeno un prototipo è stato messo in costruzione, sono le seguenti: moderatore refrigerante acronimo

D2O (calandria)

acqua pesante in pressione (in tubi)

PHWHW (Pressurized Heavy Water (cooled) Heavy Water (moderated)

Canada

Un reattore HWR produce circa 0,5 kg di Pu per MWe/anno rispetto ai 0,25 kg per i BWR e i PWR



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acqua leggera in ebollizione (in tubi)

BLWHW (Boiling Light Water (cooled) Heavy Water (moderated)

Canada, Inghilterra, Italia (Cirene)

gas (in tubi) GCHW Cecoslovacchia

miscele di liquido organico (in tubi)

OCHW Organic cooled ….. (Organic Cooled Heavy Wa.

Canada Prototipi in Italia

L’unico reattore che ha raggiunto la maturità industriale e che è ritenuto tuttora interessante e meritevole di sviluppo è il PHWHW

Il primo prototipo ad essere messo in funzione è stato, negli anni ‘60, il canadese (PHWHW) NPD (Nuclear Power Demonstration) da 22 MWe. Nel 2007 nel mondo erano in funzione 43 reattori PHWHW tipo CANDU (Canadian Deuterium Uranium) per una potenza totale di 23.600 MWe.

Un circuito primario refrigerato a liquido organico, progettato con lo scopo prioritario di ridurre le dimensioni del reattore. è stato realizzato in Italia; si tratta del reattore R.O.S.P.O. (Reattore Organico Sperimentale Potenza Zero) destinato, inizialmente, al mai realizzato sottomarino a propulsione nucleare Marconi e, successivamente, previsto per l'altrettanto mai realizzata nave a propulsione nucleare Enrico Fermi. In tali reattori venivano utilizzati prodotti organici cerosi, simili ai comuni oli diatermici;. malgrado i molti progetti effettivamente realizzati (la nave tedesca Otto Hahn, quella americana Savannah e altre) tali reattori non hanno mai sortito grande successo.

http://it.wikipedia.org/wiki/Classe_Marconi_(sottomarino)

http://it.wikipedia.org/wiki/Enrico_Fermi_(nave)



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In Italia, per diversi anni è stato studiato il reattore prototitpo CIRENE, da ~40 MWe, del tipo BLWHW, costruito a Latina ma mai messo in funzione.



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CARATTERISTICHE DI FILIERA.

Scelta del combustibile

L'ottima economia neutronica dovuta all'impiego di acqua pesante come moderatore degli HWR consente l'impiego di uranio naturale nonché l'ottenimento di fattori di conversione elevati C=0,7 – 0,8

Per il raggiungimento di più elevate rese energetiche si può impiegare uranio leggermente arricchito in

235U ( anche fino a ~ 2 %), o prevedere il riciclo del plutonio prodotto dagli stessi

HWR, ricorrendo ad elementi del tipo MOX (Mixed Oxides di U e Pu)

Di interesse, nei reattori HWR, è anche l'impiego del ciclo Th-U233

.

il pregio dell'acqua pesante come moderatore è di avere una sezione di cattura per i neutroni termici pari appena ad 1/220 di quella dell'acqua naturale (1/550è il rapporto tra la sezione di cattura del deuterio e quella dell’idrogeno) Nei reattori CANDU le impurezze di H2O contenute nella D2O catturano tanti neutroni quanti ne cattura, all’incirca, l'intera massa di acqua pesante!!!!(L’acqua pesante per uso nucleare non deve contenere più dello 0.14% d i H2O)

I reattori ad acqua pesante potranno utilmente convivere a lungo con i reattori autoferlilizzanti per le loro ottime caratteristiche sia di « produttori» che di «bruciatori» di plutonio.



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il costo del combustibile nei reattori HWR è inferiore a quello corrispondente delle filiere LWR, il costo di impianto è però superiore, non per la complicazione dell’impianto (anzi, certe soluzioni, come la mancanza di grossi recipienti in pressione, sostituiti dai tubi in pressione contenenti gli elementi di combustibile, semplificano le procedure costruttive e riducono i costi) quanto a causa degli elevati costi del deuterio L'acqua pesante, racchiusa in una grande vasca, detta « calandria », nella quale sono installati i tubi di zircalloy in pressione contenente il combustibile, è infatti necessaria in grandi quantità: per ogni kWe di potenza installata si richiedono circa 0,6÷0,7 kg di D2O, con il conseguente immobilizzo, per un impianto di potenza commerciale, di una quantità di D2O dell'ordine di molte centinaia di tonnellate L'acqua pesante ha un costo unitario assai elevato, dell'ordine di diverse decine di $/kg, perchè gli impianti di produzione di D2O (in parte per la scarsità di richiesta) sono tuttora poco diffusi Occorre infine ricordare che lo sviluppo di filiere moderate ad acqua pesante, per la loro intrinseca capacità di utilizzare al meglio i neutroni di fissione, e quindi di poter utilizzare uranio naturale, richiedono un consumo sensibilmente inferiore di uranio, a tutto vantaggio dell’orizzonte temporale previsto prima dell’esaurimento delle risorse mondiali di uranio.

La separazione isotopica dell’acqua pesante dall’acqua naturale è molto costosa, ma comunque meno dell’analogo processo di arricchimento dell’Uranio perché quest’ultimo richiede anche i costi per la protezione radiologica



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A parità di potenza resa, il fabbisogno di uranio degli HWR è minore del 20 % rispetto a quello dei LWR, come dimostra la tabella sotto riportata:

Tipo di reattore Arricchimento (% U 235)

Burn-up (MWd/t U)

Rendimento termico (%)

Utilizzazione dell’uranio naturale

(kgU / MWe y)

CANDU-PHWR naturale 7.650/10.000 (*)

30,5 158 (-20%)

PWR 3,2 33.000 33,0 197(100%)

BWR 2,7 27.500 33,0 197(100%) (*) In funzione della percentuale di fissile residuo allo scarico

ALTRO TEORICO VANTAGGIO: Il reattore CANDU produce come sottoprodotto il trizio, che, in futuro, potrebbe essere utilizzato nei reattori a fusione,

(Il trizio decade con una vita media di ~12 anni)

D + n T +

http://it.wikipedia.org/wiki/Trizio

http://it.wikipedia.org/wiki/Reattore_a_fusione_nucleare



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CARATTERISTICHE COSTRUTTIVE.

Ciclo

Diretto

Ciclo

indiretto

Detto anche

ADVANCED

CANDU

AVANZATO

rendimento termodinami

co basso !!!!

rendimento termodinamico

più alto !!!!

Pressurizzatore.

ΔT ~ 50°C



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SISTEMA CALANDRIA

Le caratteristiche costruttive dei reattori HWR sono sostanzialmente simili nella versione a tubi in pressione (fascio di tubi in pressione, orizzontale o verticale, che attraversano una «calandria», grande recipiente cilindrico non pressurizzato costituente la vasca di contenimento della D2O) Il vantaggio associato al concetto dei reattori a tubi in pressione è la eliminazione del grosso recipiente pressurizzato (vessel); la cosa consente la prefabbricazione del componente.

o è prevista, in genere, una atmosfera di gas inerte (He pressurizzato) su tutto il sistema del moderatore per i seguenti scopi:

- evitare la contaminazione della D2O per infiltrazione di aria (con la relativaumidità!); - creare una Δp fra il cielo gassoso della vasca della D2O e il recipiente di svuotamento al fine, in particolare, di consentire lo scarico rapido del moderatore (scram del reattore).

o La grande massa termica del moderatore, a bassa temperatura (refrigerato mediante sistema dedicato), fornisce un enorme potenziale di raffreddamento (heat sink), che costituisce una caratteristica di ulteriore sicurezza nucleare (infatti, se uno degli elementi di combustibile dovesse surriscaldarsi, espandersi e quindi deformarsi all'interno del suo canale,

il concetto di reattore a « tubi in pressione» è tipicamente modulare: la potenza è

proporzionale al numero di tubi in pressione caricati, anche in unità di grande potenza (1200 MWe). La disposizione nella calandria dei tubi in pressione può essere verticale o orizzontale. La disposizione verticale è caratteristica dei BLWHW (v. CIRENE).

http://it.wikipedia.org/w/index.php?title=Massa_termica&action=edit&redlink=1

http://it.wikipedia.org/w/index.php?title=Heat_sink&action=edit&redlink=1

http://it.wikipedia.org/w/index.php?title=Sicurezza_intrinseca_nucleare&action=edit&redlink=1



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il risultante cambiamento della geometria permetterebbe un maggiore trasferimento del calore (per conduzione termica) al moderatore che, essendo freddo, ritarderebbe il sovra riscaldamento dell’elemento e, quindi, la possibile rottura del canale del combustibile).

Inoltre, dal momento che la filiera utilizza ossido di uranio naturale come combustibile (oppure torio o uranio poco arricchito), questo reattore non può sostenere la reazione a catena se la geometria originale del canale del combustibile viene alterata in modo significativo (ulteriore vantaggio che riduce la possibilità di fusione del nocciolo).

Tubi in pressione o Il refrigerante in pressione è contenuto in tubi di Zircalloy, che possono essere facilmente

ispezionati (ad es. con metodi a ultrasuoni). Estese sperimentazioni sulla possibilità di rottura dei tubi in pressione hanno dimostrato che un loro scoppio non può verificarsi se non per estese fessurazioni e che la probabilità di propagazione del danno a tubi vicini è piccolissima.

NOTA - La CO2 isolante afferisce ad un circuito dedicato, fornito di sezione di refrigerazione per mantenere la CO2 entro i limiti di temperatura imposti a progetto

D2O

Flusso di

CO2 isolante

D2O

Tubo di

calandria

Flusso di

refrigerante

Elemento di

Combustibile

con guaina di

Zircalloy

collassabile.

Tubo in

pressione

http://it.wikipedia.org/wiki/Trasferimento_del_calore

http://it.wikipedia.org/wiki/Conduzione_termica



110

o Riguardo agli elementi di combustibile (fasci di barre di U naturale con guaine in Zircalloy) si tende a minimizzare i contenuti di materiale strutturale ed a bruciare il combustibile nel modo più uniforme possibile, quindi:

- l'adozione di guaine sottili, del tipo collassabile, - geometria del fascio particolarmente compatta, - diametro barrette più piccolo (per ridurre la depressione radiale del flusso neutronico all'interno

dei fasci) - suddivisione della colonna di combustibile in elementi corti (circa ½ metro) per facilitare la

trasposizione (o « shuflling ») assiale.

o Il concetto dei HWR, a tubi in pressione, consente la rimozione di elementi di combustibile singoli senza la necessità di interrompere la produzione di energia elettrica, con un vantaggio evidente nell'economia di esercizio (nei PWR e BWR, invece, si deve spegnere il reattore dovendo, per il refueling, scoperchiare il reattore)

SISTEMI AUSILIARI:

- sistema di ricombinazione del deuterio e dell'ossigeno che si formano per radiolisi nell'acqua pesante - sistemi ausiliari di purificazione del refrigerante e del moderatore

la radiolisi rappresenta la scissione di uno o più legami causata da radiazioni ionizzanti Quando l'acqua è esposta alla radiazione ionizzante assorbe energia e, come risultato, forma specie chimicamente reattive, quali radicali idrossili (OH-), atomi di idrogeno (H+) e atomi di ossigeno (O-), Dal punto di vista tecnico la radiolisi dell'acqua è un fenomeno da limitare in quanto le specie prodotte dall'irraggiamento possiedono un potenziale corrosivo nei confronti dei componenti circuitali. La radiolisi dell'acqua consente anche di comprendere il processo di danneggiamento arrecato alle cellule dall'esposizione alle radiazioni ionizzanti (danni sia alle cellule che al DNA).

http://it.wikipedia.org/wiki/Scissione_(chimica)

http://it.wikipedia.org/wiki/Legame_chimico

http://it.wikipedia.org/wiki/Radiazioni_ionizzanti

http://it.wikipedia.org/wiki/Idrogeno

http://it.wikipedia.org/wiki/Ossigeno

http://it.wikipedia.org/wiki/Corrosione

http://it.wikipedia.org/wiki/Acqua

http://it.wikipedia.org/wiki/Cellula



111

SISTEMI DI REGOLAZIONE E CONTROLLO

Il controllo di potenza viene realizzato: o con barre orizzontali per variare il livello di potenza, o Un certo numero di tubazioni contenenti acqua leggera opportunamente disposte al posto

di tubi in pressione (chiamate barre liquide di controllo) contribuiscono al controllo della reattività iniziale (l’acqua leggera può essere considerata come un veleno neutronico).

o con barre verticali per lo spegnimento rapido (scram) associate a un dispositivo di iniezione di veleno solubile nella calandria come back up alle stesse barre di scram

o Nelle vecchie unità il controllo di potenza veniva effettuato per variazione del livello del moderatore nella calandria svuotando parte della D2O -per escursioni dell'ordine dei cm- nella apposita cisterna («dump»); il sistema però era poco efficiente a causa dei tempi di intervento non adeguati.

Ovviamente, il drenaggio completo della D2O spegneva il reattore.

Fattore penalizzante della filiera CANDU è che IL COEFFICIENTE DI VUOTI DEL REFRIGERANTE È POSITIVO come in tutti i reattori che hanno il refrigerante che NON è, al tempo stesso, moderatore

Se aumenta il coeff. di vuoti del refrigerante si riduce la capacità di refrigerazione, che non è però controbilanciata da una corrispondente sottomoderazione

pericoloso aumento di temperatura del reattore



112

Per le due soluzioni di HWR più studiate, le principali differenze sono le seguenti:

Vantaggi BLWHW Vs Vantaggi PHWHW 1) l'uso di un ciclo diretto elimina tutta una serie di

scambiatori di calore, pompe, valvole ed altre apparecchiature che, oltre a rappresentare di per sé un notevole onere di capitale, sono anche fonte di possibili messe fuori servizio dell'impianto e, comunque, di un maggior degrado dello scambio termico (minor rendimento termodinamico);

2) In teoria, l’uso di H2O nei BLWHW peggiorerebbe l’economia neutronica per la maggiore sezione d'urto di cattura della H2O TALE SVANTAGGIO dei BLWHW è però controbilanciato, nei PHWHW, dal maggior assorbimento provocato dal maggior peso dei materiali strutturali che devono

contenere la più alta pressione del circuito del deuterio refrigerante in pressione ;PAREGGIO

3) l'assenza di acqua pesante nel circuito pressurizzato ne riduce sostanzialmente le perdite rispetto ai reattori PHWHW, con vantaggio sia economico che di dispersione di radioattività in ambiente

4) il reattore PHWHW risulta più stabile poichè, in questa filiera, il coefficiente di vuoti è “meno” positivo che non nei BLWHW

il fattore di vuoti del refrigerante è sempre positivo ma, nei PHWHWR, lo è di meno , e da lì il fatto che il PWH è considerato più stabile. Infatti, a parità di aumento di energia termica, in un BLWHWR la frazione di vuoti aumenta rapidamente mentre, nel PHW, si ha un margine maggiore di sicurezza essendo

l'acqua pesante refrigerante sottoraffreddata.



113

o A fianco dei pregi dei reattori HWR, occorre ricordare alcune loro limitazioni:

- bassi rendimenti termodinamici (massimo 30 %) legati alla temperatura massima del refrigerante che è relativamente bassa (tranne che per gli OCHWR); - scarsa flessibilità del reattore per seguire il carico: se si riducesse bruscamente alla metà la potenza erogata, a causa dell'avvelenamento da

135Xe il reattore si riavvierebbe solo dopo circa

40 ore, analogamente alla filiera LWR;

o Concludendo, si può dire che ormai le prestazioni e l'affidabilità di questo tipo di reattori sono già state ampiamente dimostrate. Il ridotto livello della loro penetrazione commerciale rispetto ai reattori LWR (~ 5 % del mercato) è dovuto al fatto che il costo della energia prodotta è tuttora leggermente superiore. Ciò e dovuto non tanto al fatto che i reattori ad acqua pesante siano intrinsecamente inferiori, quanto al loro di gran lunga più ridotto sviluppo industriale (economie di scala).



114

Caratteristiche del TIPO «CANDU» (CANadian Deuterium Uranium) , PHWHW

Si progettano oggi impianti commerciali di diversa taglia, da 200 a 900 MWe. I reattori in funzione

sono circa 40. Diversi cicli del combustibile possono essere adottati in questo tipo di reattore impiegando, come

combustibili in alternativa: - uranio naturale; - uranio debolmente arricchito; - uranio depleto:

Il combustibile per i CANDU può essere estratto dalle barre d'uranio impoverito (depleted) che si estraggono dalla filiera LWR . Questo combustibile, industrialmente noto come "Recovered Uranium" (RU), tipicamente ha un arricchimento residuo in U-235 attorno allo 0,9%, costituendo ancora una ricca fonte di combustibile per il reattore CANDU

- plutonio e uranio: Il MOX è una miscela di uranio naturale e plutonio L’utilizzo del MOX, oltre al recupero dell’Uranio depleto, consente di "bruciare" anche plutonio estratto dalle armi nucleari, ottenendone la fissione in elementi più leggeri, non impiegabili ad uso bellico, con emivite radioattive più brevi, risultandone inoltre un ottimo recupero energetico. Il plutonio si può naturalmente estrarre anche dal riprocessamento del combustibile nucleare "esaurito" dai reattori convenzionali.

- torio e plutonio; - torio e U

235;

- torio in un ciclo autosostenentesi (near-breeder).

http://it.wikipedia.org/wiki/Plutonio

http://it.wikipedia.org/wiki/Arma_nucleare

http://it.wikipedia.org/wiki/Fissione_nucleare



115

Si stima che un reattore CANDU possa estrarre un ulteriore 30-40% di energia dal combustibile LWR "spento"

ATTINIDI

Degli attinidi minori ,Np, Am e Cm, negli LWR se ne forma grosso modo 1 g ogni 10 di Pu

H W R



116

250°

Pressurizzatore



117

Appunti del corso di Applicazioni dell’Energia Nucleare I – Cap. 5 parte I

A cura di Luisa Ferroni AA 2018//2019

118

- Il recipiente del reattore (calandria) è costituito da un cilindro di acciaio, non in pressione, attraversato da tubi, pure non in pressione, all'interno dei quali sono installati i «tubi in pressione» in Zircalloy, isolati termicamente dai tubi della calandria mediante una intercapedine in cui circola della CO2, necessaria a limitare le dispersioni di calore dal fluido refrigerante al moderatore per mantenerlo a basse temperature

- nei tubi in pressione vengono inserite le barre di combustibile oltre che il fluido refrigerante

- alle estremità dei tubi in

pressione sono posizionate le chiusure a tappo rimovibile per la ricarica;

TAPPI

GAP PER

CO2



119

- Il carico e lo scarico del combustibile avviene con reattore a potenza Il tubo in pressione viene intercettato e scaricato quindi, mediante l'impiego di macchine sistemate su appositi carrelli e comandate a distanza, avviene l’operazione di carico/scarico

- Il circuito del moderatore, a bassa temperatura e bassa pressione, comprende la calandria, il serbatoio di scarico, le pompe di circolazione, il sistema ausiliario di refrigerazione per mantenere sufficientemente bassa la temperatura del moderatore, i filtri di purificazione nonché le valvole di regolazione e di scarico del moderatore e del refrigerante.

ELEMENTI DI COMBUSTIBILE

- Nella calandria dei CANDU i tubi in pressione hanno una disposizione orizzontale Una valvola sferica permette un facile accesso al canale, per la ricarica del combustibile, ed assicura una ottima tenuta durante l'esercizio.

- Gli elementi di combustibile, posizionati all'interno dei tubi in pressione in cui circola la D2O di raffreddamento che lambisce le barrette, sono in numero variabile con la potenza del nocciolo;

- Gli elementi scaricati sono successivamente trasferiti nella piscina di decadimento

(test effettuati nel tempo hanno dimostrato una ottima performance degli elementi di combustibile degli HWR che, dopo l’irradiazione in pila e un ventennio di permanenza in piscina, non hanno mostrato alcun segno di deterioramento).

E’ chiaro che potendo variare frequentemente la distribuzione del combustibile, è possibile ottimizzarne l’utilizzo durante tutta la campagna di esercizio!!!



120

Il combustibile irradiato, così accumulato, rappresenta una riserva strategica di Pu, previo opportuno ritrattamento .

Gli elementi di combustibile dei reattori tipo CANDU sono costituiti da fasci di barre della lunghezza di ~ 500 mm con diametro di 10 cm, raggruppati in 28 barrette. Ogni canale contiene 12 elementi di combustibile (lunghezza attiva dei tubi in pressione ~ 6 m)

I tappi di estremità delle singole barrette sono saldati a sottili piastre terminali di Zircalloy. La corona esterna di barrette ha distanziatori (pattini) per scivolare nel tubo in pressione durante il caricamento.

La guaina è del tipo « collassabile», quindi alla pressione di esercizio la guaina si schiaccia sulla colonna interna di pastiglie; così facendo si possono impiegare spessori di Zircalloy minimi per la guaina (~0,4 mm), con migliore economia neutronica e risparmio di materiale. Ciò è reso possibile dal relativamente basso irraggiamento (~10.000 MWd/t)

Nell’U naturale scaricato da un CANDU, dopo un irraggiamento di 10.500 MWd/t la concentrazione di

235U è ridotta a circa lo 0,15 % contro lo 0,72% iniziale



121

IL CIRCUITO DI REFRIGERAZIONE PRIMARIO

- Il circuito di refrigerazione primario è percorso da D2O ad una pressione intorno alle 100 atm

temperature dell'acqua pesante all'ingresso, 250°C all'uscita circa 300°C salto entalpico nel nocciolo di ~ 50 kcal/kg.

In questo circuito è localizzata la quasi totalità delle perdite di D2O, sia perché il fluido è in pressione, sia perché nel circuito vi sono giunzioni che presentano problemi di tenuta. PROBLEMA : il recupero dei vapori di D2O fuoriuscenti dai punti di perdita è importante non solo per motivi economici ma anche per prevenire problemi di contaminazione dell'edificio reattore per effetto della presenza di trizio.

- Il GV produce vapore saturo a ~40 kg/cm

2 e 250°C;



122

Perché SONO DEFINITI REATTORI CONVERTITORI?

- Sappiamo che il bruciamento di 1 ton di Unat produce = 0,0072 106 MWd/ton = 7.200

MWd/ton

- In realtà , però, poiché la concentrazione di U235

allo scarico non è MAI nulla ma si riduce, nei HWR, allo 0,15% circa, la resa energetica dovuta all’U

235 sarà

7200-1500= 5700 MWd (sempre teorico)

- Inoltre noto che, nella realtà, non tutte le reazioni dell’ U235

danno luogo a fissione, si deve moltiplicare 5700 MWd per il rapporto tra la σf e la σa tot nel fissile, ovvero: 580/680= 0,853

in prima approssimazione, quindi, si può dire che l'

235U produce

5700 x 0,853 4900 MWd/ton

MA SICCOME , IN PILA, SI OTTENGONO FINO A 10.500 MWD/t , l'energia residua, circa 5600 MWd, deve essere stata prodotta dalla fissione «in situ» del plutonio; tolta una minima frazione dovuta alle fissioni «veloci» dell'U

238 (4-5 % circa del totale),

si evidenzia che circa il 50% dell’energia è prodotta dalla fissione del Pu!!!.

Ciò conferma la qualifica di « convertitori avanzati» data a questi reattori perché: - a parte la produzione netta di plutonio allo scarico, che si può separare (riprocessamento) per riutilizzarlo - un’altra parte, per «bruciamento in situ», produce circa la metà dell’energia resa dal reattore.



123

REGOLAZIONE E CONTROLLO

I reattori CANDU utilizzano due sistemi indipendenti di arresto rapido.

o Il primo sistema è costituito da barre di arresto che, in caso di spegnimento del reattore, vengono inserite verticalmente nella calandria penetrano tra i tubi del nocciolo

o Il secondo sistema, che potrebbe essere attuato in caso di fallimento del sistema precedente, prevede invece l'iniezione di una soluzione di nitrato di gadolinio direttamente nel moderatore contenuto nella calandra.

http://it.wikipedia.org/wiki/Nitrato

http://it.wikipedia.org/wiki/Gadolinio



124

Prototipo italiano CIRENE (1980-1988)

Tale reattore, dovuto principalmente al Prof. M. Silvestri e sviluppato dal CISE (Centro Informazioni Studi ed Esperienze), è acronimo di CISE REattore a Nebbia .

http://www.cise2007.eu/

http://www.cise2007.eu/



125

-

43 atm

Sistema

ritrattamento



126

_________________

NOTA – Ulteriori caratteristiche del CIRENE

- la vasca del moderatore è limitata, agli estremi superiore ed inferiore, dagli schermi neutronici assiali del reattore gli schermi sono attraversati da bussole in acciaio su cui si attestano i tubi di isolamento dei canali di potenza e quelli delle barre «liquide» di arresto rapido

- Attraverso le bussole dello schermo superiore penetravano anche i tubi piegati ad U delle barre di controllo bifase (BB), speciali barre di controllo costituite da tubi, immersi nella vasca del moderatore, percorsi da una miscela assorbitrice acqua borata-ossigeno in moto disperso. La densità della miscela era variata da una valvola che modulava la portata del liquido.

- all'interno dei tubi di isolamento termico (per non riscaldare la D2O a pressione atmosferica della calandria), e centrati rispetto a questi da opportuni distanziatori, erano disposti i tubi in pressione di Zircalloy in cui scorreva il refrigerante ed era contenuto il combustibile.

- Ciascun tubo in pressione era collegato a due prolungamenti in acciaio; il prolungamento inferiore era chiuso sul fondo da un

tappo a tenuta che veniva rimosso durante le operazioni di ricambio del combustibile

- Ogni canale del reattore conteneva otto elementi di combustibile. Gli elementi, della lunghezza di 500 mm ciascuno, consistevano in fasci di 18 barrette saldate alle estremità a due griglie flessibili; il contatto delle barrette fra di loro e verso il tubo a pressione era impedito da distanziatori applicati sulla superficie delle guaine; al centro del fascio era disposto un tubo di Zircalloy che costituiva l'organo di collegamento e di centraggio reciproco delle barrette. o erano previste una macchina di carico e scarico (MCS), che estraeva dal canale di potenza la colonna di combustibile

contenente i fasci esauriti sostituendola con una colonna contenente i fasci freschi, La MCS era costituita da un recipiente in pressione, pieno di acqua alla temperatura di circa 100°C, all'interno del quale erano disposti un magazzino rotante che ospitava la colonna di combustibile estratta dal reattore e quella pronta per esservi introdotta, un carrello per la traslazione verticale delle due colonne ed un utensile per l'azionamento dei meccanismi del tappo.

o una macchina di permutazione (MP), che operava in « tandem» con la MCS, in cui i fasci della colonna estratta venivano disposti in un nuovo ordine assiale



127

ed al contempo i fasci esauriti (in numero di 2 per ogni ciclo di ricambio) venivano sostituiti con altrettanti fasci freschi. La MP operava sommersa in acqua a bassa pressione e conteneva anch’essa un magazzino rotante che ospitava 3 contenitori (rispettivamente per i fasci freschi, quelli esauriti e la colonna dei fasci da permutare)

- le operazioni di ricambio del combustibile erano previste con reattore spento ma alla temperatura ed alla pressione di esercizio,

- Il CIRENE era dotato di due sistemi indipendenti di arresto:

o il primo faceva uso delle barre liquide BB, o il secondo consisteva nello scarico rapido del moderatore.

Entrambi i sistemi funzionano sotto l'azione della gravità ed erano in grado, ciascuno, di far fronte al massimo incidente di riferimento.

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