Disposizione generale della centrale - crbnet.it · Classificazione sismica • Le strutture i...

RICCARDO IGOR RENZULLI 1

Disposizione generale della centrale


1. Edificio reattore2. Edificio ausiliari normali del reattore3. Edificio combustibile4. Edificio controllo5. Edificio tubazioni vapore

6A Edificio ausiliari di emergenza del reattore A6B Edificio ausiliari di emergenza del reattore B7A Diesel di emergenza A7B Diesel di emergenza B7C Diesel di emergenza C7D Diesel di emergenza D

8 Serbatoio acqua emergenza9. Camino10. Corridoio di accesso


• Nella planimetria generale in figura sono riportati gli edifici che costituiscono la centrale nucleare.

• Gli edifici sono raggruppabili in:• - edifici di unità;• - edifici comuni.


Sono di unità gli edifici che contengono i sistemi necessari per ilfunzionamento di ciascuna unità e per il suo spegnimento sicuro in qualunque situazione d'impianto.Tali edifici sono :a) Edificio Reattore;b) Edificio Ausiliari Normali del Reattore;c) Edifici Ausiliari di Emergenza del Reattore d) Edificio Tubazioni Vapore ; e) Edificio Combustibile ;f) Edificio Sala Macchine ;g) Edificio Controllo ;h) Edificio Quadri Elettrici Normali ;i) Bacino e Torri per il Raffreddamento .Sono inoltre di unità i trasformatori situati nell'Area Trasformatori.


Sono comuni alle due unità gli edifici contenenti sistemi o servizi il cui funzionamento non è direttamente connesso con la conduzione delle singole unità.

Tali edifici sono:a) Edificio Trattamento Effluenti Radioattivi ;b) Edificio Immagazzinamento Rifiuti Solidi Radioattivi ; c) Edificio Servizi Zona Controllatad) Edificio Ausiliari Comuni , nelle cui adiacenze sono l'Area SerbatoiAcqua Demineralizzata e Industriale e l'Area Trattamento Scarichi non

Radioattivi ;e) Edificio Portineria, Spogliatoi ed Autorimessa ; f) Edificio Mensa e Foresteria ;g) Edificio Servizi Generali , che comprende gli uffici, gli archivi, il

magazzino materiali leggeri, le officine fredde;h) Edificio Magazzino Materiali Pesanti ;i) Edificio Dosimetria e Sorveglianza Ambientale


Edificio Reattore

• È posto praticamente al centro della platea principale.• È costituito da due strutture in calcestruzzo armato:• il Contenitore Primario, ha forma cilindrica con calotta superiore semisferica e pareti

interne completamente ricoperte da un rivestimento d'acciaio;• il Contenitore Secondario, che racchiude il contenitore primario di cui ha

configurazione analoga.• Tra le due strutture esiste un'intercapedine (annulus) messa in depressione nel caso

di incidente di pressurizzazione del contenitore primario.• All’interno del contenitore primario è ubicato il reattore nucleare e il circuito primario

di raffreddamento . Il recipiente in pressione è sistemato nel centro di una cavità in una struttura schermante ( schermo primario).

• Fra lo schermo primario e una seconda struttura schermante ( schermo secondario) sono sistemati i generatori di vapore ognuno in un proprio scompartimento con la relativa pompa di circolazione del refrigerante primario.

• Anche il pressurizzatore è sistemato in uno scompartimento separato all’interno dello schermo secondario.

• All’interno del contenitore primario trovano anche alloggiamento le attrezzature per la movimentazione del combustibile sia fresco che esaurito dal recipiente in pressione al canale di trasferimento e viceversa. Che immette nell’edificio combustibile esaurito.


Disposizione dell’impianto di produzione

• La disposizione dei gruppi turboalternatori nell’edificio turbina sono disposti radialmente rispetto all’edificio reattore questo al fini di ridurre le conseguenze derivanti da un eventuale rottura del disco di turbina. I gruppi turboalternatori hanno la turbina costituita da un corpo di alta pressione e da più corpi di bassa pressione.

• Per reattori da 1000 – 1200 MWe si hanno lunghezze di 70 m .

• Nel caso di gruppi alternatori questi vengono disposti con assi paralleli con opportuni di stanziamenti tra i gruppi.


Disposizione radiale delle turbine

Edificio Reattore


Criteri di progettazione

• Classificazione ai fini della sicurezza• Classificazione sismica• Classificazione secondo codici di progettazione

e di fabbricazione ( gruppi di qualità)• Combinazione dei carichi – sollecitazioni

massime e ammissibili


Classificazione ai fini della sicurezza

• I componenti e i sistemi sono raggruppati in 4 classi a seconda delle conseguenze derivati da un loro guasto

• Classe 1 componenti e sistemi rilevanti ai fini della sicurezza

• Classe 2 componenti e sistemi che assolvono funzioni di sicurezza in condizioni normali o di emergenza

• Classe 3 componenti e sistemi che assolvono funzioni di sicurezza accessorie

• Classe 4 componenti e sistemi non rilevanti ai fini della sicurezza


Classificazione sismica

• Le strutture i componenti e sistemi vengono suddivisi in due categorie secondo i requisiti richiesti perché resistano ad eventi sismici

• Categoria I sono strutture i componenti e sistemi progettati per resistere alle sollecitazioni del terremoto base di progetto ( terremoto di arresto in condizioni di sicurezza)

• Categoria I I sono tutte le strutture i componenti e sistemi non compreesinella categoria I


Classificazione secondo codici di progettazione e di fabbricazione ( gruppi di qualità)

• Le strutture i componenti e sistemi sono suddivisi in riferimento alle norme prescritte per la loro progettazione e costruzione

• Sono previsti 4 gruppi di qualità A,B,C,D con norme più stringenti che decrescono andando dal gruppo A al gruppo D


Combinazione dei carichi sollecitazioni massime e ammissibili

Per il progetto delle strutture dei sistemi e dei componenti si hanno:

4 condizioni interne di impianto3 condizioni di eventi esterni 4 Condizioni interne

NormaleAnormale

EmergenzaIndicente

3 condizioni di eventi esterniNormale

Anormale ( terremoto di esercizio )

Severa ( tromba d’aria + terremoto di progetto ecc.)


Ai fini della produzione di energia elettrica, la funzione del reattore nucleare è quella di scaldare un fluido termovettoreper la produzione di vapore, ossia è quella della caldaia di un impianto termoelettrico convenzionale. Vi sono anche reattori a gas che utilizzano CO2 o elio come termovettore e cicli con turbine a gas.Tutto il resto (turbina, alternatore, trasformatore, ciclo rigenerativo, ecc.) non differisce inlinea di massima da quello di un normale impianto termoelettrico.

Reattori nucleari di potenza


• I reattori vengono classificati in base:• al contenuto di materiale fissile• all’energia dei neutroni che danno fissione• al tipo di moderatore• al grado di produzione di materiale fissile

rispetto a quello consumato

Classificazione dei reattori


La categoria di reattori aventi caratteristiche omogenee in quanto a combustibile, moderatore e refrigerante viene detta filiera.

REATTORI COMBUSTIBILE MODERATORE REFRIGERANTE

D2O in pressione D2O D2O bollente U naturale

grafite gas in pressione H2O in

pressione H2O H2O bollente

gas in pressione

sodio liquido

termici di conversione

U arricchito

grafite

H2O in

pressione

veloci breeder fissile U235 fertile U238

(Pu239) sodio liquido


Una centrale nucleare al pari di una termica a combustibile fossile, comprende due sistemi di trasferimento del calore.il primo sistema viene denominato Generatore Nucleare di Vapore dove il combustibile è bruciato ed il calore derivante viene utilizzato per la produzione di vaporeil secondo sistema denominato ciclo secondario o impianto di produzione, utilizza il vapore prodotto per alimentare la turbina collegata all’alternatore che genera potenza elettrica. L’impianto di produzione è costituito da quei componenti che servono a trasformare in energia elettrica il vapore fornito dal generatore di vapore al quale giunge l’acqua di alimento adeguatamente preriscaldata.Il Generatore Nucleare di Vapore (GNV) comprende:- il reattore- il recipiente in pressione- il circuito primario o sistema di refrigerazione del reattore- pompe - tubazioni e valvole- i sistemi ausiliari atti ad assicurare il corretto funzionamento dell’impianto nel normale

esercizio ( avviamento, funzionamento a potenza, arresto a caldo o a freddo, ricambio del combustibile) e a garantire la sicurezza in condizioni di incidente.


Reattore PWR- circuito primario


Reattore ad acqua bollente (BWR, boiling water reactor)

NoccioloAppartiene alla classe dei reattori termici, la produzione di calore e quella di vapore avvengono direttamente nel vesselIl nocciolo del reattore e tutte le strutture ad esso associate sono contenute in un recipiente in pressione. Gli elementi di combustibile sono formati in moduli ognuno dei quali è costituito da una barra di controllo cruciforme e da quattro elementi di combustibile. Ogni elemento è costituito a sua volta da barrettesecondo un reticolo 7 x 7 o 8 x 8 ( 264 elementi di combustibile)Le barrette sono in Zircaloy-2 e contengono il combustibile. Il combustibile è sotto forma di pasticche di ossido di uranio (arricchito a circa il 2,5% in U235)Le barre di controllo di forma cruciforme contenenti tubi riempiti di carburo di boro. Le barre di controllo vengono inserite dal basso e scorrono negli spazi liberi tra quattro elementi di combustibile adiacenti mediante un meccanismo di azionamento idraulico.

RICCARDO IGOR RENZULLI 25Sezione del nocciolo a 624 elementi


numero di fissione al secondo per produrre un watt di potenza 1eV = 1,6 x 10-19J 1 MeV = 1,6 x 10-13J

1 Watt = 1J/sec = sec/MeVx,MeV/Jx,

sec/J 1213 10256

10611

=−

ogni fissione produce una energia Ef = 200 MeV/fix

n° fissioni per produrre un 1Watt sec/fixx,fix/MeV

sec/MeVx, 1012

1013200

10256=

)fiss/J(x,)fiss/MeV()MeV/J(, 1113 10232001061 −− =⋅


Linear Heat Reate (LHR) LHR (kW/m) = '''' qDq pellet

2

4π

= Dpellet = diametro della pellet in mm q ’’’= densità volumetrica di potenza, kW/m3 =

fissUeNx φσ111023 −, 222105 cmxfiss

−≈σ

UN = densità atomica = 238106 23 Ux ρ

Uρ = densità del combustibile (Uranio) g/cm3

e = arricchimento in U235 φ = flusso neutroni termici

sec2cmmeutroni

22311

42381061023 pelletf

U Dexx,q ' σπφρ⋅= −

J / fissione


Esempio: φ = 2x1013 cm-2s-1 Dpellet =1.0 cm UO2: ρU = 9.3 g/cm3; e = 0.035: q’ = 20.6 kW/m = 20,6x10-5 MW/cm Idruro: ρU = 3.7 g/cm3; e = 0.14: q’ = 20.6 kW/m Burnup (BU, MWd/kgU)

32 10−= xDw UpelletU ρπ = massa iniziale di Uranio per unità di lunghezza, kgU/cm E = q’ x td x 10-5 = energia termica per unità di lunghezza di combustibile al giorno, MWd/cm td = tempo di irraggiamento (giorni)

)cm(D)cm/g(x)giorni(t)m/kW(' q

wEBU

pelletU

d

U223

210××

×==

−

ρπ

Esempio: td = 365 giorni; q’ = 50 kW/m; Dpellet = 0.7 cm ρU (g/cm3) = 9.6 (UO2); ρU (g/cm3) = 3.8 (idruro) BU (UO2) = 12 MWd/kgU; BU (idruro) = 30 MWd/kgU


numero di barre 36 49 63Linear heat rate q’ 53 39 30


• Circuito primario

L’acqua del circuito primario 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. La miscela acqua vapore attraversa i separatori di vapore che abbassano il contenuto di umidità a circa il 5% successivamente passa attraverso gli essiccatori con un ulteriore riduzione dell’umidità a circa lo 0,1% da qui esce dal vessel. L’acqua separata dal vapore ricade verso il basso e viene miscelata con l’acqua alimento che viene introdotta nel recipiente in pressione tramite un distributore ad anello posto al di sotto dei separatori di vapore. Il 50% dell’acqua esce nei circuiti esterni di ricircolazione dotati di pompe centrifughe a velocità variabile che alimentano una serie di eiettori idraulici installati all’interno del recipiente in pressione. Il reattore BWR è progettato per funzionare con la parte alta del core refrigerata da una miscela bifase, con una frazione di vuoto compresa tra il 15 ed il 25 %. 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). 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 del core


Caratteristica dei reattori BWR è la capacità di autoregolazione, cioè la possibilità di aumentare o diminuire la produzione di energia senza modificare la posizione delle barre di controllo. In presenza di una richiesta di maggior potenza viene aumentata la portata delle pompe di ricircolo, ottenendo un inizio dell’ebollizione nel nocciolo ad una quota superiore. Si ha così una maggiore densità media del moderatore nel nocciolo e quindi un migliore rallentamento neutronico e un aumento delle fissioni, fino a quando non si raggiunge una condizione di equilibrio per una potenza maggiore. Viceversa una riduzione della circolazione dell’acqua porterà ad una sua più rapida evaporazione, con conseguente formazione di vapore nel nocciolo a livelli inferiori, minore densità media del moderatore e diminuzione delle fissioni e quindi della potenza.Si riescono così ad effettuare variazioni di carico tra il 60% e il 100% senza

azionare le barre di controllo.Pertanto se la portata di acqua viene diminuita, la frazione di vuoto

aumenta perché le bolle di vapore tendono a stazionare più a lungo tra le barre di combustibile, ed un numero inferiore di neutroni sono rallentati e si rendono disponibili per essere catturati dal combustibile, determinando una riduzione della potenza termica generata se la portata di acqua viene diminuita, la frazione di vuoto aumenta perché le bolle di vapore tendono a stazionare più a lungo tra le barre di combustibile, ed un numero inferiore di neutroni sono rallentati e si rendono disponibili per essere catturati dal combustibile, determinando una riduzione della potenza termica generata.


Le barre di controllo, utilizzate per l’arresto del reattore e per mantenere una uniforme distribuzionedi potenza all’interno del reattore stesso, sono inserite dal basso da un sistema ad azionamentoidraulico ad alta pressione.Un anello toroidale di acqua o una piscina di soppressione sono utilizzati per asportare il calore incaso di arresto improvviso del reattore.


1) Vessel 2) Barre di combustibile 3) Barre di controllo 4) Pompe a getto 5) Regolazione barre controllo 6) Vapore saturo secco 7) Acqua di alimento

8) Turbina alta pressione 9) Turbina bassa pressione 10) Alternatore 11) Eccitatore 12) Condensatore 13) Acqua di raffreddamento 14) Rigeneratori

15) Pompa di estrazione 16) ) Pompa di circolazione 17) Schermo in cemento 18) Separatore di vapore 19) Essiccatori di vapore


Reattore ad acqua in pressione (PWR Pressurized Water Reactor )

NoccioloIl reattore PWR (Pressurized Water Reactor) appartiene alla classe dei reattori termici, arecipiente in pressione. Gli elementi di combustibile sono a sezione quadrata e a lorovolta sono formati da barrette disposte Secondo un reticolo 17 x 17. nelle barrette sono inserite le pastiglie di combustibile di ossidi di uranio e rivestite in Zircaloy-4 . Le barre di controllo sono del tipo a fascio e sono costituite da barrette in lega Ag-In-Cd e incamiciate di acciaio inossidabile inoltresono tenute insieme da una crociera nellaparte superiore. Si muovono verticalmente entro i tubi guida che fanno parte dell’elementodi combustibile e vengono azionate dall’alto

mediante meccanismi elettromagnetici.


Spessore del vesselcirca 25 cm


Circuito primario Esso è refrigerato e moderato

con acqua leggera in pressione ad una pressione superiore a quella di saturazione. L’acqua a pressione superiore a quella di saturazione passa attraverso il nocciolo e attraversa i bocchelli di uscita per andare nel generatore di vapore dove cede calore . Dai generatori di vapore l’acqua esce e rientra nel reattore attraverso i bocchelli di ingresso e scende nell’intercapedine fra parete del vessel e il mantello del nocciolo. Il pressurizzatore provvede al controllo della pressione


1) Vessel 2) Barre di combustibile 3) Barre di controllo 4) Regolatori barre controllo 5) Pressurizzatore 6) Generatore di vapore 7) Pompa di circolazione

8) Vapore saturo secco 9) Pompa di alimento 10) Turbina alta pressione 11) Turbina bassa pressione 12) Alternatore 13) Eccitatore 14) Condensatore

15) Acqua di raffreddamento 16) Pompa di estrazione 17) Rigeneratori 18) Schermo biologico 19) Pompa di circolazione 20) Separatore di vapore


• CIRCUITO SECONDARIO• In questo tipo di reattore esiste un secondo circuito separato

fisicamente da quello primario tramite i generatore di vapore. L’acqua di alimento entra nel generatore di vapore lato mantellomentre lato tubi fluisce l’acqua in pressione proveniente dal reattore dal circuito primario. Il vapore generato espande successivamente nei gruppi turbina. Il vapore scaricato dalle turbine viene raccolto nel condensatore dell’impianto per ritornare in circolo. Il condensatore è provvisto di un proprio circuito separato per il raffreddamento dell’acqua di alimento al generatore di vapore e per fare questoderiva la quantità necessaria di acqua o da una sorgente estesa ( logo, mare, fiume di adeguata portata). Nel caso non sia possibile disporre di una sorgente estesa si provvede mediante torri di raffreddamento all’adeguata asportazione del calore. Ne primo caso si parla di ciclo aperto nel secondo di ciclo chiuso.


I recipienti in pressione dei reattori nucleari al fine di evitare l’ossidazione e l’infragilimento da idrogeno sono costruiti con acciai basso legati ( ASTM –A 533 e ASTM A 508 classe 2); sono rivestiti internamente con acciaio inossidabile di spessore di circa 6 mm. Il recipiente in pressione è di forma cilindrico, con un fondo emisferico saldato e un coperchio flangiato anch’esso di forma emisferica. Nel recipiente sono alloggiati il nocciolo, le barre di controllo, le strutture di supporto e le altre parti direttamente associate al nocciolo. I bocchelli di ingresso e di uscita sono situati allo stesso livello al di sotto della flangia del recipiente in pressione e al di sopra del nocciolo. Il refrigerante entra dai bocchelli di ingresso, fluisce verso il basso lungo l’intercapedine fra recipiente e mantello esterno del nocciolo, quindi giunto sul fondo attraversa il nocciolo dal basso verso l’alto raffreddandolo. L’integrità del recipiente in pressione per la durata della vita dell’impianto è assicurata dallaopportuna scelta dei materiali e dei processi di fabbricazione.

Recipiente in pressione


Le pompe di circolazione del refrigerante primario sono di tipo centrifugo ad uno stadio azionate da motori trifase raffreddati ad aria, il calore asportato dal sistema di raffreddamento ad aria del motore è trasferito al sistema di raffreddamento ad acqua in ciclo chiuso dei componenti nucleari (CCWS) (Component Cooling Water System) raffreddamento in ciclo chiuso dei componenti nucleari. Dal basso in alto, nella pompa si distinguono tre sezioni:

la sezione idraulicaquella della tenuteil motore

Pompa primaria


L’albero della pompa è verticale, con il motore sopra la pompa. Un volano montato sull’albero, sopra il motore, fornisce una inerzia aggiunta che incrementa il tempo di rallentamento della pompa in caso di arresto per mancanza di alimentazione elettrica. Il fluido primario entra dal fondo della pompa ed esce lateralmente. La pompa è fornita di un sistema di tenute a perdita controllata costituito da tra tenute operanti in serie. L’acqua di alimento delle tenute, che realizza uno sbarramento nei riguardi del fluido primario, è fornita dal sistema di regolazione del volume e della chimica del circuito primario - Chemical & Volume Control System (CVCS) Regolazione della Chimica e del Volume del Refrigerante. Come riserva, l’alimentazione alle tenute è assicurata da un sistema di emergenza.Sulla pompa è montato un dispositivo atirotazione inversa, composto essenzialmente di pale montate sull’esterno del volano e di una piastra ad arpioni montata sul telaio del motore.Le pompe dei reattori ad acqua in pressione sono caratterizzate da portate elevate dell’ordine di 20.000 m3/h


Il pressurizzatore ( vedi figura di seguito ) è costituito da unrecipiente cilindrico, verticale, con fondo e duomo di forma semisferica. Esso è collegato a un ramo caldo del circuito primario tramite una linea di collegamento ( surge line). Gruppi di riscaldatori elettrici installati sul fondo del pressurizzatore producendo una adeguata quantità di vapore, consentono di mantenere in pressione il sistema durante i transitori che comportano riduzione del volume del refrigerante primario. Due di questi gruppi sono alimentati da due generatori diesel di emergenza in caso di perdita della alimentazioni elettriche normali, in modo da assicurare, mantenendo la pressione nel circuito primario, la refrigerazione del nocciolo in condizioni di circolazione naturale.

Pressurizzatore


1. pressurizzatore2. riscaldatori elettrici3. linea pressurizzatore – circuito primario ( surge line)4. tubazioni sistema refrigerante primario ( gamba calda)5. acqua agli ugelli di spruzzamento6. valvole di sicurezza7. valvole disfioro8. serbatoio di sfioro del pressurizzatore9. linea di scarico rilasci del pressurizzatore 10. dal sistema di acqua di reintegro del circuito primario11. al sistema di trattamento effluenti gassosi 12. disco di rottura13. al sistema di raccolta drenaggi isola nucleare

Sistema di controllo della pressione nel circuito primario


Sul duomo del pressurizzatore è montato un bocchello che permette di spruzzare acqua destinata a condensare il vapore in modo da minimizzare gli aumenti di pressione conseguenti a variazioni di volume dell’acqua di refrigerazione del reattore, durante i transitori operazionali dell’impianto. Sul duomo del pressurizzatore sono inoltre montate le tubazioni di collegamento con tre valvole di sfioro e tre valvole di sicurezza. Gli aumenti di pressione superiori alle capacità del sistema di spruzzamento, causano l’apertura automatica della valvole di sfioro ( è anche possibile l’attuazione manuale dalla sala manovra). Se la pressione continua a salire, le valvole di sicurezza, aprendosi ai valori di taratura, scaricano a loro volta il vapore riducendo la pressione. Tutti gli scarichi sono canalizzati al serbatoio di sfioro del pressurizzatore. Nelle normali condizioni di esercizio, a piena potenza, il 60% del volume del pressurizzatore è occupato da acqua. Tale percentuale varia proporzionalmente al livello di potenza, fino a risultare del 25% a potenza zero. Per tutte le condizioni di impianto in cui il vapore è presente nel pressurizzatore, la pressione del circuito primario è controllata nel modo sopra illustrato. Nelle condizioni di temperatura particolarmente bassa ( fasi di avviamento o di arresto a freddo), quando il pressurizzatore è pieno di acqua, la pressione viene controllata grazie alla portata di estrazione del fluido primario attraverso la linea di aspirazione del sistema di rimozione del calore residuo (RHR) e le pompe CVCS.


Il serbatoio condensa il fluido scaricato dalle valvole di sicurezza e di sfioro del pressurizzatore. Esso contiene acqua a temperatura ambiente in atmosfera di azoto. Il fluido scaricato dal pressurizzatore sfoga nell’acqua attraverso una tubazione di diffusione. Il serbatoio è drenato periodicamente al sistema di trattamento effluenti radioattivi.

Serbatoio di sfioro del pressurizzatore


Ogni elemento è costituito da un certo numero di barre di combustibile e tubi guida per l’inserimento delle barre di controllo, sorgenti neutroniche e veleni bruciabili e da un tubo guida per la strumentazione localizzato al centro dell’elemento. Il nocciolo del reattore è costituito da tre regioni a diverso arricchimento Gli elementi di combustibile sono a sezione quadrata a loro volta formati da barrette disposte secondo un reticolo 17x17.

Elementi di combustibile


Controllo della reattività• Il controllo della reattività è eseguito in tre modi:

assorbitore neutronico solubile ( acido borico)barre di controlloveleni bruciabili

L’acido borico è disciolto nel refrigerante primario. La variazione della sua concentrazione permette il controllo della reattività a lungo termine. I veleni bruciabili agiscono in modo da compensare le variazioni di reattività a lungo temine; sono utilizzati solamente durante il primo ciclo del combustibile.Le barre di controllo operano sia per compensare variazioni di reattività conseguenti alle operazioni di esercizio, sia nella fase di arresto o avviamento del reattore.Nella figura è mostrata una barra di controllo assemblata, ogni singola barra del gruppo è costituita da una guaina di acciaio inossidabile contenente il materiale assorbitore, costituito per la parte superiore da pastiglie di carburo di boro e per la parte inferiore da un cilindro estruso in Ag-Cd-In.

RICCARDO IGOR RENZULLI 52Elemento di combustibile Barra di controllo


Le barre sono azionate da un meccanismo di comando control rod drive mechanism (CRDM) che ne permette l’inserzione e l’estrazione. Il sistema di comando illustrato in figura

control rod drive mechanism (CRDM)


Il control rod drive mechanism (CRDM) è costituito da tre elettromagneti che in opportuna sequenza consentono il movimento verticale della barra. In caso di interruzione della alimentazione elettrica agli avvolgimenti, la barra si inserisce rapidamente per gravità nel nocciolo. La distribuzione di flusso neutronico all’interno del reattore è rilevata da una serie di microcamere a fissione che penetrano nel reattore dal fondo del recipiente in pressione e sono comandate da un meccanismo che consente loro di percorrere il tubo guida centrale, presente negli elementi di combustibile, non occupato da barre di controllo. La temperatura del refrigerante in uscita dall’elemento di combustibile è misurata da termocoppie cromo-alumel alloggiate nella struttura superiore di sostegno del nocciolo.


R P N M L K J H G F E D C B A

1

2

3

4

5

6

7

8

9

10

11

12

13

14

15

Regione 1 2,1

Regione 2 2,6

Regione 3 3,1

arricchimento


Le barre di combustibile sono libere di dilatarsi assialmente e sono costituite da pastiglie di ossido di uranio sitenrizzato contenute in una guaina di Zircaloy-4 e sono sigillate alle estremità con tappi saldati a tenuta.


Generatore di vapore Sono di tipo verticale con tubi ad U e separatore di vapore incorporato. L’adozione dei tubi ad U elimina i problemi connessi con le espansioni differenziali fra tubi e mantello del generatore.L’acqua del circuito primario entra nella zona bassa del generatore, fluisce attraverso i tubi ad U e poi torna in ciclo attraverso il bocchello di uscita. Il preriscaldamento e l’evaporazione dell’acqua del circuito secondario avviene nel lato mantello del generatore di vapore ed il vapore prodotto viene deumidificato prima di essere scaricato dal generatore stesso. L’acqua del circuito secondario viene fatta entrare nella parte alta del generatore ove si miscela con l’acqua di ricircolazione, per scendere poi attraverso la camera anulare realizzata nella zona più periferica del generatore per venire infine a contatto con il fascio tubiero. Il vapore prodotto viene deumidificato per mezzo di apparecchiature meccaniche posizionate fra il fascio tubiero ed il bocchello di uscita del vapore.La separazione del vapore avviene in tre stadi 1° stadio- Il vapore umido all’uscita del fascio tubiero viene fatto passare attraverso un separatore a

pale dove il vapore assume un moto centrifugo il quale determina la separazione dal vapore delle particelle di acqua più pesanti che vengono scaricate nell’acqua di ricircolo

2° stadioil vapore viene ulteriormente deumidificato in un separatore costituito da una batteria di lamine metalliche di forma a

V entrando dal basso ed esce lateralmente dal separatore assumendo un movimento a zig zag nel separatore stesso e questo determina la separazione della parte umida. 3°stadiola deumidificazione continua in un separatore a forma conica costituito da lamelle accostate fra loro in modo da realizzare dei passaggi secondo la generatrice del cono. Il vapore assume un moto vorticoso e le parti di acqua separate vengono raccolte alla periferia della base del cono e vengono drenate messe di nuovo in circolazione. Il vapore passa nella zona centrale ed esce dal bocchello del generatore nella parte superiore.


Generatore di vapore


Reattori ad acqua pesanteNocciolo

Il nocciolo e le strutture adesso associate sono contenuti in una calandria a tubi orizzontali nei quali sono inseriti i tubi in pressione contenenti gli elementi di combustibile. In questi viene fatta circolare acqua pesante in pressione che costituisce il refrigerante primario mentre nella calandriaè contenuto il moderatore costituito da acqua pesante. Ogni canale di combustibile contiene 12 elementi lunghi mezzo metro e del diametro di 10 cm e ogni elemento è costituito da un fascio di 28 barrette. La reattività viene controllata variando il livello del moderatore e con le barre di controllo inserite ortogonalmente ai tubi in pressione.


Il refrigerante primario fluisce attraverso i tubi in pressione aumentando così la temperatura, quindi passa attraverso i generatori di vapore. Da questi mediante pompe di ricircolo viene rinviato nel reattore. Il refrigerante primario viene fatto circolare in modo da avere un flusso opposto in tubi adiacenti ed i tubi del refrigerante relativi ai singoli tubi in pressione vengono raggruppati in un opportuno numero di collettori. Il moderatore è tenuto in movimento mediante pompe e raffreddato in scambiatori di calore

Circuito primario


Regolazione della potenzala potenza del reattore può essere variata mediante il movimento delle barre di controllo in modo da variare il salto termico del refrigerante fra ingresso ed uscita del reattore


1) Core del reattore 2) Barre di combustibile 3) Barre di controllo 4) Calandria moderata a D2O 5) Pompa di circolazione D2O

6) Macchina ricarica combustibile 7) Refrigerante D2O 8) Generatore di vapore 9) Edificio di contenimento 10) Vapore

11) Acqua alimento H2O 12) Turbine 13) Alternatore 14) Condensatore 15) Pompa alimento H2O


Reattori a gas-grafite ed uranio naturale (Magnox)

• Nocciolo • Il nocciolo del reattore costituito da una struttura di grafite, come

moderatore, di forma prismatica nella quel sono ricavati i canali del combustibile delle barre di controllo. La struttura è formata damattoni di grafite disposti in colonne verticali e collegati fra loro da chiavette a grafite. Il nocciolo è costituito da 3000 canali per il combustibile, distanziati di circa 20 cm in ognuno dei quali vi sono 8 elementi di combustibile sovrapposti. L’elemento di combustibile è formato da una barra di uranio metallico rivestito da una guaina in lega di magnesio – alluminio o di magnesio – zirconio con delle alettature per migliorare lo scambio termico.

• Un certo numero di canali è riservato per le barre di controllo costituite da acciaio al boro comandate da motori elettrici


• Circuito primario• Nel circuito primario circola anidride carbonica come termovettore,

che esce dai canali del combustibile dal recipiente in pressione e attraversa i generatori di vapore dall’alto verso il basso. All’uscita dei generatori di vapore passa nelle soffianti per ritornare nel reattore alla base del nocciolo. I recipienti in pressione sono in acciaio con una pressione del gas fino a 20 atm con 20 m di diametro e con uno spessore di 12 cm. Con l’utilizzo del calcestruzzo armato si è potuto raggiungere una pressione di circa 40 atm ed inoltre si è ottenuto il vantaggio di poter alloggiare i generatori di vapore direttamente nel recipiente in pressione.

• La potenza del reattore viene regolata mediante il movimento delle barre di controllo o variando la le portata del refrigerante


Le temperature raggiungibili in questa filiera sono relativamente modeste, per il basso punto difusione del magnox. L’utilizzo di leghe al magnesio è d’altro canto imposto dalla necessità di averebassi assorbimenti neutronici.Le unità di questo tipo sono anche caratterizzate da un sistema di ricambio continuo delcombustibile con reattore in servizio, per mezzo di una particolare macchina di carico e scarico.Il vapore prodotto in questo tipo di filiera raggiunge temperature e pressioni massime pari a 400°Ce 50 kg/cm2 rispettivamente.Il rendimento dell’impianto è ridotto a circa il 28% a causa della potenza assorbita dalle soffiantiper la circolazione del refrigerante.Per ottenere migliori caratteristiche del vapore la filiera si è evoluta nei tipi AGR (advanced gasreactor) e HTGR (high temperature gas reactor).Nei tipi AGR la possibilità di ottenere temperature più elevate viene raggiunta utilizzando biossidodi uranio (UO2) anziché uranio metallico e guaine degli elementi di combustibile in acciaio inoxanziché in magnox.L’ossido di uranio, oltre a temperature di fusione superiori a quelle dell’uranio metallico, ècaratterizzato da una maggiore stabilità e capacità di ritenzione dei prodotti di fissione.La presenza di guaine in acciaio, e quindi con assorbimenti più elevati del magnox, così comel’utilizzo dell’ossido di uranio richiedono per questo tipo di reattori l’uso di uranio arricchito.


Reattori velociCome fluido refrigerante viene utilizzato sodio allo stato liquido, che presenta ottime capacità di trasferimento delcalore e permette di aver basse pressioni nel circuito, pur raggiungendo temperature elevate.


• Nocciolo • Il nocciolo è suddiviso in due parti • Una interna detta seme• Una esterna detta mantello• Il seme è fortemente arricchito ed è qui che avviene la

maggior parte delle fissioni ( 90 – 95%)• Il mantello è costituita in buona parte di materiale fertile

ed è qui che avviene la maggior parte della conversione• Gli elementi di combustibile del seme hanno forma

esagonale e sono ognuno da 300 barrette di combustibile con ossidi misti UO2 – PuO2 incamiciate in acciaio inossidabile e con diametro esterno di 6 mm.


• Gli elementi di combustibile del mantello sono a sezione esagonale e sono costituiti di 80 barrette di ossido di uranio naturale impoverito incamiciate in acciaio inossidabile e del diametro di 12 mm.

• Le barre di controllo sono di tantalio o carburo di boro arricchito e sono suddivise in barre di regolazione e barre di sicurezza.


• I reattori veloci a sodio sono composti di tre circuiti:• circuito primario• circuito intermedio• circuito secondario• nel circuito primario il sodio asporta calore dal nocciolo del reattore

e circola lato mantello nello scambiatore intermedio di calore sodio –sodio e nella pompa primaria.

• Il circuito intermedio è accoppiato al secondario mediante scambiatori di calore dove il sodio circola nei tubi dello scambiatore intermedio e lato mantello nel generatore di vapore.

• Il circuito secondario acqua - vapore comprende i generatori di vapore

• Il circuito intermedio ha il compito di evitare che il sodio proveniente dal nocciolo entri in contatto on l’acqua, che produrrebbe una reazione fortemente esoenergetica, e possa quindi compromettere l’integrità del reattore


1) Combustibile fissile2) Blanket di Uranio 2383) Barre di controllo4) Pompa circuito Na primario5) Refrigerante Na primario6) Vessel7) Protezione vessel8) Duomo del reattore

9) Copertura core10) Scambiatore di calore Na/Na11) Refrigerante Na secondario12) Pompa circuito Na secondario13) Generatore di vapore14) Vapore surriscaldato15) Rigeneratori16) ) Pompa di alimento

17) Condensatore18) Acqua di refrigerazione19) Pompa di circolazione20) Turbine alta pressione21) Turbine bassa pressione22) Alternatore23) Edificio di contenimento


Come fluido refrigerante viene utilizzato sodio allo stato liquido, che presenta ottime capacità di trasferimento del calore e permette di aver basse pressioni nel circuito, pur raggiungendo temperature elevate.


POMPA

CORE

Calore nucleare

Picina calda

Piscina fredda Piastra

forata

Interno Vessel

Scambiatore intermedio

IHX Intermediate Heat

Exchange


• Regolazione della reattività• La regolazione della potenza avviene

mediante il movimento delle barre di controllo e/o variando la portata del sodio nel circuito primario e/o in quello secondario.


EPR – Generazione IIIEuropean Pressurized Reactor


Il reattore europeo EPR ha potenza molto elevata (1545 MWe o 1750 MWe) ed è statosviluppato da Framatome e Siemens sfruttando l’esperienza maturata in 84 reattori PWRcostruiti fino ad oggi dalle due società (reattori N4 Framatome e reattori Konvoi Siemens)

Il progetto offre soluzioni innovativemiglioramenti nei campi della sicurezza e della competitività economica:


• Per i componenti dell’ NSSS (Nuclear Steam Supply System) i volumi dei componente sono aumentati comparati ai PWR esistenti

• Aumento del periodo di tolleranza operativa per molti transitori ed incidenti


• aumento dell’utilizzazione dell’uranio• progettato per poter utilizzare combustibile

MOX ( ossido misto Uranio – Plutonio)• progettato per un ciclo del combustibile di

24 mesi • arricchimento del 5% • burn-up > 60 GWd/t


T S R P N M L K J H G F E D C B A

1

2

3

4

5

6

7

8

9

10

11

12

13

14

15

16

17

NOCCIOLO EPR 17X17 = 241 elementi


In figura si vedono i sistemi ridondanti nelle isole colorate. Questi sistemi sono fisicamente separati ed indipendenti

Le funzioni di sicurezza più importanti sono ottenute per mezzo di sistemi diversificati e ridondanti: quattro sistemi di sicurezza identici, installati in quattro edifici diversi, provvedono alla stessa funzione


Nel caso estremamente improbabile di un incidente al nocciolo del reattore,il corio prodotto (una miscela di combustibile fuso e di strutture metalliche) verrebbe contenuto e raffreddato in un compartimento dedicato dell’impianto, preservando da contaminazioni il suolo, la falda idrica e l’ambiente circostante.Le funzioni di sicurezza sono espletate da molteplici sistemi, semplici e ridondanti

I 4 sottosistemi di sicurezza identici attuano la stessa funzione in caso di situazioni anomale, in particolare per raffreddare il nocciolo del reattore.

Ogni sottosistema è in grado di attuare autonomamente l’intera procedura di sicurezza. I sottosistemi sono completamente indipendenti tra loro e sono dislocati in quattro diversi fabbricati.


piscina di soppressione vasca di contenimento del nocciolo fuso


sostituzione del buffle con un riflettore massiccio aumenta l’economia neutronica

riduce la densità di flusso neutronico al vessel


nel pressurizzatore sono stati realizzati due sistemi di spruzzamento


Sistema di rimozione del calore

In-containment Refueling Water StorageTank


SISTEMAPASSIVOPRHR

PRHR =Passive Residual Heat RemovalIRWST ( In-containment Refueling Water Storage Tank )

Scambiatore di calore PRHR


• Il sistema PRHR provvede a rimuovere il calore dal refrigerante primario mediante un loop a circolazione naturale. L’acqua calda sale attraverso il PRHR estratto da una gamba calda del circuito ed entra ne fascio tubiero in testa allo scambiatore di calore PRHR a piena pressione e temperatura del sistema. L’ IRWST è pieno di acqua fredda borata e rimuove il calore dallo scambiatore PRHR mediante ebollizione che avviene esternamente sulla superficie dei tubi. Il refrigerante primario raffreddato ritorna al circuito primario attraverso la linea di uscita del PRHR connessa alla parte inferiore del generatore di vapore.


GNV

MCP -Main coolant pumpSG -Steam Generator RPV -Reactor pressure vessel PZR -PressurizerMCL -Main coolant line


• Reattore nucleare di Olkiluoto EPR da 1600 MWe il costo è stimato in 0,027€/kWh

• Il costo dell’energia elettrica prodotta da un reattore nucleareprevede una analisi economica diversa rispetto agli impianti convenzionali al fine della determinazione del costo dell’energia in €/kWh,


Costo nominale dell’impianto Cn = 3x109 € Tempo di costruzione t = 5 anni Tasso di interesse attualizzazione ai = 7% Tasso di interesse esercizio i = 7% Durata di esercizio del reattore 40 anni Fattore di carico fc 0,9 costo dell’impianto all’inizio all’entrata in sevizio Ca

L’attualizzazione dei costi si ottiene tenendo conto del rapporto tracosto nominale dell’impianto e costo dell’impianto all’inizioall’entrata in sevizio secondo la relazione:

tiCC a

n

a2

1+= = 720701 ,

+=n

aCC

= 1,25


• è evidente che più è lungo il tempo di costruzione maggiore è il valore finale del rapporto

n

aCC

conoscendo il costo nominale dell’impianto abbiamo:

na CC ⋅= 251, = €, 910753 ⋅ costo dell’impianto all’inizio all’entrata in sevizio

il valore attuale dell’annualità A ordinaria semplice come è noto è:

( ) niMA −+= 1


• dove • M è il montante o somma futura• A è il valore attuale dell’annualità• n numero di pagamenti che nel nostro caso coincide con la durata di

esercizio• il montante M dell’annualità ordinaria semplice è:

( )iiPM

n 11 −+=

dove P è il pagamento periodico dell’annualità.Pertanto possiamo scrivere:

( ) ( ) nn

ii

iPA −+−+

= 111

( )i

iPAn−+−

=11


( )i

i n−+− 11è il fattore di attualizzazione di una serie di pagamenti uguali.

Il costo periodico secondo il metodo dell’ammortamento è:

( )i

iAC np −+−

=11

=( )

( )AiAi

iiAi

n

n−+

−+

+

111

=( ) ( ) ( )

( ) 11111

−+

++−−+++n

nnn

iAiiAiAiiAiiAi

=

=( )

( ) 111

−+

+−+n

n

iAiAiiAi

= ( )[ ]( ) 11

11−+

+−+n

n

iAiiAi

= ( )[ ]

( ) ( ) 111111

−++

−+

−+nn

n

iAi

iiAi

=( ) 11 −+

+ niAiAi

( ) ⎥⎦

⎤⎢⎣

⎡

−++=

11 niiiA


indichiamo con af = ( ) ⎥

⎦

⎤⎢⎣

⎡

−++

11 niii

il fattore di annualità che tiene quindi conto delle quote per interessi (i di

esercizio) e dell’ammortamento nel nostro caso

af = ( ) ⎥

⎦

⎤⎢⎣

⎡

−++

11 niii =

( )0750

10701070070 40 ,

,,, =

⎥⎥⎦

⎤

⎢⎢⎣

⎡

−++

il costo annuo di impianto è:

€,, 9107530810 ⋅⋅== aaaimp CfC = €, 810812 ⋅


il costo dell’energia elettrica è:

supponendo che il costo nominale sia uguale per le due taglie di reattori

vediamo il valore del costo al kWh

per un impianto di 1000MWe

kWkWfE chkWe66 10908760108760 ⋅⋅=⋅= , = 910887 ⋅, kWh

il kWh prodotto è subordinato al costo dell’impianto pertanto

il costo dell’energia elettrica prodotta elC

elC = kWhEC

hkW

aimp

e

/€,,, 0360

1088710812

9

8=

⋅

⋅=


per un impianto di 1600MWe ( centrale EPR – Olkiluoto)

kWkWfE chkWe66 106190876010618760 ⋅⋅⋅=⋅⋅= ,,, = 1010261 ⋅, kWh

il kWh prodotto è subordinato al costo dell’impianto pertanto il costo

dell’energia elettrica prodotta elC è:

elC = kWhEC

hkW

aimp

e

/€,,, 0220

1026110812

10

8=

⋅

⋅=


Incidenza del combustibileindichiamo con fC il costo, attualizzato, dell’elemento di combustibile

e con RC il costo annuo relativo all’’impiego del combustibile

e con m il numero di anni necessario affinché si raggiunga il burn –up richiesto

( ) ⎟⎟⎠

⎞⎜⎜⎝

⎛⋅⎥

⎥⎦

⎤

⎢⎢⎣

⎡

−++=

annokgiiiCC mfR

€11

il costo relativo al combustibile è:

kgkWhcomb E

RC/

=

dove R è l’onere finanziario per la permanenza nel nocciolo del combustibile per m anni


Per una centrale nucleare si deve tenere in conto il costo delle successive operazioni di estrazione del combustibile esaurito oltre al recupero di partedel fissile che viene quindi riutilizzato.Indichiamo con.

Combustibile fresco

Uranio (4% 235U) : 500 kg

Uranio (0,9% 235U) : 475 kg FP : 20 kg riciclabili

Pu : 5kg

⎟⎟⎠

⎞⎜⎜⎝

⎛kg

Ctr€

il costo del trattamento (attualizzato)

⎟⎟⎠

⎞⎜⎜⎝

⎛kg

Cru€

il costo di riutilizzo (attualizzato)

Combustibile esaurito


dovendo trovare il valore in €/kWh dobbiamo considerare le seguenti relazioni sulla incidenza dei costi:

kgkWh

trtr E

Cc/

=

kgkWh

ruru E

Cc/

=

inoltre l’energia prodotta per kg di combustibile è pari a:

)dim(24 entorenkg

kWgiornoBUgiorno

hEpr η⋅⎟⎟⎠

⎞⎜⎜⎝

⎛⋅⎟⎟

⎠

⎞⎜⎜⎝

⎛=

Si considera il rendimento in quanto il Burn- up è espresso in KWt giorno/kg


dove assumiamo:

kgkWd

kgkWd

tonnMWdBU ⋅

=⋅

==00060

101000060000603

3 ...

Tasso di interesse esercizio i = 7% 330,=η

m = 3 anni quindi il costo fC dell’elemento di combustibile fresco è il costo attualizzato del combustibile arricchito: costo approvvigionamento 522,654 €/kg costo conversione UF6 52,162 €/kg costo arricchimento 814, 969 €/kg costo riconversione in UO2 16,527 €/kg costo fabbricazione 213,813 €/kg totale costo 1620,125 €/kg

fC =1620,125 €/kgU


pertanto il costo annuo RC relativo all’’impiego del combustibile

( ) ( )( )kgU

iiiCC mmfR /€,

,,,, 351617

107010700701251620

11=

⎥⎥⎦

⎤

⎢⎢⎣

⎡

−++=

⎥⎥⎦

⎤

⎢⎢⎣

⎡

−++=

l’onere finanziario per la permanenza nel nocciolo

( ) ⎟⎟⎠

⎞⎜⎜⎝

⎛⋅=⋅=⎟⎟

⎠

⎞⎜⎜⎝

⎛⋅

=kg€,,

annokg€C)anni(mR R

31085213516173

l’energia prodotta per kg di combustibile

kg/hkW,,.BUE epr5107524330000602424 ⋅=⋅⋅=⋅⋅= η


il costo relativo al combustibile è

⎟⎠⎞

⎜⎝⎛=

⋅

⋅==

kWhERC

kgkWhcomb

€,,,

/0040

107524108521

5

3

i costi di trattamento e di riutilizzo sono i costi di processi industriali tabulati:

trC = 521,105 €/kg

ruC = - 9.864 €/kg

l’incidenza sul costo di trattamento è:

kWhECc

kgkWh

trtr

€,,

,

/

35 100971

107524105521 −⋅=⋅

==


l’incidenza sul costo di riutilizzo

il costo dell’intero ciclo è:

kWh€,

,,

ECc

kg/kWh

ruru

45 100762

1075246498 −⋅=⋅

−==

kWh€,,,,ccCC rutrcombciclo 00478601007621009710040 43 =⋅−⋅+=++= −−

ovvero 0,479 eurocent/kWh

kWh/€,,,CCC cicloel 027000478600220 =+=+=


• L’energia elettrica prodotta evidentemente deve essere venduta all’utenza ed il costo finale è subordinato dal tipo di impianto che la produce. Una centrale nucleare ha la capacità di fornire energia in modo costante nel tempo indipendentemente dalle variazioni di mercato. Ma la loro economicità si può ulteriormente estendere vista la loro capacità di erogare enormi quantità di energia con pochissimo combustibile tale impianto durante il suo normale funzionamento potrebbe contribuire alla produzione di idrogeno dall’acqua, essere utilizzato per il teleriscaldamento, e visto il basso costo dell’energia elettrica per il riscaldamento domestico con eliminazione delle caldaie a gas che sono una delle principali fonti di inquinamento urbano.


• Ad esempio l’utilizzo dell’idrogeno al posto della benzina e del gasolio si risolverebbe il problema delle emissioni. Considerando che il costo del combustibile nucleare non è influenzato dai rialzi sul mercato, anche la produzione di idrogeno con reattori nucleari non subirebbe significative variazioni del prezzo. Per ottenere idrogeno dall’acqua, e non dagli idrocarburi, si sfrutta l’elettrolisi che è un processo industriale ben conosciuto e maturo, con rendimenti tipici dell’ordine del 75%; tuttavia utilizzando l'energia elettrica bisognatener conto dell’efficienza nella produzione di quest’ultima. I reattori LWR possono produrre idrogeno con un rendimento del 24% (0.75 x 0.32), mentre gli HTR con uno del 36% (0.75 x 0.48) , avendo rendimenti maggiori nella conversione di energia da termica ad elettrica. Si stima che il costo dell’idrogeno prodotto per via elettrolitica sia dell’ordine dei 3,00$ /Kg (ad un prezzo di 0.06 cent/KWh). Se si dovesse optare verso l’utilizzo dell’idrogeno, prodotto dall’acqua con le centrali nucleari, come combustibile per il trasporto privato, quello pubblico urbano e delle merci, non sarebbe più necessario sostenere gli altissimi costi per importare idrocarburi con una fortissima riduzione dei prezzi al consumo. Se a questo aggiungiamo l’energia elettrica generata per via nucleare, si potrebbero ridurre notevolmente le importazioni di combustibili fossili ( gas e carbone).


Confronto del potere calorifico di alcuni combustibili fossili. Un MJ corrisponde a 1000 kJ Una kcal corrisponde a 4,186 kJ, che equivalgono a 0,004186 MJ Potere calorifico Superiore Inferiore Combustibile MJ/kg kcal/kg MJ/kg kcal/kg Carbonio 32,65 7800 - - Legna secca (umidità <15%) 15,9 3800 - - Carbone 31,4 7500 - - Gasolio 44 10499 41 9799 Benzina 46 10986 42 10031 Alcool etilico 30 7184 27,1 6479 Butano 49,4 11800 49,4 11796 Propano 46,15 11025 46,1 10984


Potere calorifico di alcuni combustibili gassosi, riferito al metro cubo

Potere calorifico Superiore inferiore Combustibile MJ/Nm3 kcal/Nm3 MJ/Nm3 kcal/Nm3 Idrogeno 118,88 28400 99,6 23800 Metano 35,16 8400 31,65 7560 1 kg di idrogeno sviluppa circa 143.000 kJ pari a 34.161 kcal/kg 1 kg di Benzina sviluppa circa 46.000 kJ pari a 10.986 kcal/kg 3 volte di meno dell’idrogeno.


• Tra il 1950 e il 1984 la produzione di grano è aumentata del 250% (due volte e mezza) ma la rivoluzione verde ha preteso in cambio un consumo di energia che è mediamente del 5000% (50 volte) più alto dell'energia consumata nell'agricoltura tradizionale. Si arriva a incrementi anche di 100 volte.Negli Stati Uniti (dati 1994) si sono consumati annualmente per ogni persona 1500 litri di petrolio ai fini di produrre cibo. Ogni giorno significano 4 litri, mensilmente sono 124 litri. Si intende petrolio equivalente consumato per la produzione di cibo escluso il confezionamento, refrigerazione, trasporto nei punti venditaed escluso quello consumato per la loro cottura.Si può riassumere nella seguente tabella il costo petrolifero per cibare un americano oppure 4 americani a seconda del prezzo del barile di greggio:


Costo Petrolio Costo Cibo (una persona) Costo Cibo (4 persone)

60 $/barile 47 $/mese 188 $/mese







• Questi numeri hanno validità in un mercato del cibo stabilizzato da prezzi del petrolio costanti per lungo tempo, se il greggio raddoppiasse e poi ritornasse ai valori precedenti allora non ci sarebbero rilevanti conseguenze sui prezzi del cibo in quanto il mercato è in grado di assorbire i picchi del petrolio. Se è valido il rapporto di 4-5 tra prezzi di vendita dell'agricoltore e quelli al dettaglio si può stimare che col barile che costi 135 $ si hanno prezzi del cibo che assorbono migliaia di euro per una famiglia di quattro persone.


• I 1500 litri di petrolio sono consumati per nutrire ogni americano e la suddivisione in agricoltura è così fatta:

· 31% per produrre concimi inorganici · 19% per le macchine agricole · 16% trasporti del cibo · 13% irrigazione (pompe e altro) · 0,8% for raising livestock (not including livestock feed - non incluso il mangime per allevamento) · 0,5% for crop drying · 0,5% per la produzione di pesticidi · 0,8% altri consumi


P r o d u z io n e d i e n e r g ia e le t t r ic a

( 2 0 0 6 )

R e a t to r i in s e r v iz io (a g o s t o 2 0 0 7 )

R e a t t o r i in c o s t r u z io n e ( a g o s t o 2 0 0 7 )

P ia n if ic a t i ( a g o s t o 2 0 0 7 )

M ilia r d i k W h % u n i tà P o te n z a (M W e ) u n i t à P o t e n z a ( M W e ) u n i tà P o te n z a (M W e )

A R G E N T IN A 7 ,2 6 ,9 2 9 3 5 1 6 9 2 1 7 4 0

A R M E N IA 2 ,4 4 2 1 3 7 6 0 0 0 0

B E L G IO 4 4 ,3 5 4 7 5 .7 2 8 0 0 0 0

B R A S IL E 1 3 ,0 3 ,3 2 1 .9 0 1 0 0 1 1 .2 4 5

B U L G A R I A 1 8 ,1 4 4 2 1 .9 0 6 0 0 2 1 .9 0 0

C A N A D A 9 2 ,4 1 6 1 8 1 2 .5 9 5 2 1 .5 4 0 4 4 .0 0 0

C IN A 5 1 ,8 1 ,9 1 1 8 .5 8 7 5 4 .5 4 0 2 6 2 7 .6 4 0

C O R E A D E L N O R D 0 0 0 0 0 0 1 9 5 0

C O R E A D E L S U D 1 4 1 ,2 3 9 2 0 1 7 .5 3 3 3 3 .0 0 0 5 6 .6 0 0

F IN L A N D I A 2 2 ,0 2 8 4 2 .6 9 6 1 1 .6 0 0 0 0

F R A N C I A 4 2 8 ,7 7 8 5 9 6 3 .4 7 3 1 1 .6 3 0 0 0

G E R M A N I A 1 5 8 ,7 3 2 1 7 2 0 .3 3 9 0 0 0 0

G IA P P O N E 2 9 1 ,5 3 0 5 5 4 7 .5 7 7 2 2 .2 8 5 1 1 1 4 .9 4 5

G R A N B R E T A G N A 6 9 ,2 1 8 1 9 1 1 .0 3 5 0 0 0 0

IN D IA 1 5 ,6 2 ,6 1 7 3 .7 7 9 6 2 .9 7 6 4 2 .8 0 0

IR A N 0 0 0 0 1 9 1 5 2 1 .9 0 0

L IT U A N I A 8 ,0 6 9 1 1 .1 8 5 0 0 0 0

M E S S IC O 1 0 ,4 4 ,9 2 1 .3 1 0 0 0 0 0

P A E S I B A S S I 3 ,3 3 ,5 1 4 8 5 0 0 0 0

P A K IS T A N 2 ,6 2 ,7 2 4 0 0 1 3 0 0 2 6 0 0

R E P .C E C A 2 4 ,5 3 1 6 3 .4 7 2 0 0 0 0

R O M A N I A 5 ,2 9 ,0 2 1 .3 1 0 0 0 2 1 .3 1 0

R U S S I A 1 4 4 ,3 1 6 3 1 2 1 .7 4 3 7 4 .9 2 0 7 7 .8 0 0

S L O V A C C H I A 1 6 ,6 5 7 5 2 .0 6 4 2 8 4 0 0 0

S L O V E N IA 5 ,3 4 0 1 6 9 6 0 0 0 0

S U D A F R IC A 1 0 ,1 4 ,4 2 1 .8 4 2 0 0 1 1 6 5

S P A G N A 5 7 ,4 2 0 8 7 .4 4 2 0 0 0 0

S V E Z I A 6 5 ,1 4 8 1 0 9 .0 8 6 0 0 0 0

S V IZ Z E R A 2 6 ,4 3 7 5 3 .2 2 0 0 0 0 0

T U R C H I A 0 0 0 0 0 0 3 4 .5 0 0

U C R A IN A 8 4 ,8 4 8 1 5 1 3 .1 6 8 0 0 2 1 .9 0 0

U N G H E R IA 1 2 ,5 3 8 4 1 .8 2 6 0 0 0 0

U S A 7 8 7 ,2 1 9 1 0 4 9 9 .0 4 9 0 0 7 1 0 .1 8 0

M O N D O 2 .6 5 8 1 6 4 3 9 3 7 2 .0 0 2 3 4 2 7 .8 3 8 8 1 8 9 .1 7 5

Fonte: World Nuclear Association; International Atomic Energy Agency


• 1 kg di Uranio produce circa 2x1010 ( 20.000.000.000 ventimiliardi) di kcal

• il volume di 1 kg di uranio è circa quello di un cubetto di 3,7cm di lato (densità 19.000 kg/m3 a 293°K)

• 1 kg di olio combustibile ( ottimisticamente) produce 10.000 ( diecimila) kcal

• ovvero servirebbero 2.000.000 (duemilioni di chili), ovvero 2.000 tonnellate, di olio combustibile per produrre la stessa quantità di energia di 1 kg di combustibile nucleare.

• Duemila tonnellate di olio combustibile, occupano un volume che è quello di un cubo di circa 13m di lato (densità olio combustibile 980 kg/m3 288°K).


Per una centrale termoelettrica di potenza 1000 MWe ( un miliardo di watt )

• Occorrono in un anno:• 1.300.000 tonnellate di olio combustibile

ll’’equivalente di 45 PETROLIERE DA 30.000 TONNELLATEequivalente di 45 PETROLIERE DA 30.000 TONNELLATE


• Invece per un reattore nucleare che sviluppa la stessa elettrica

• occorrono in un anno:• 150 tonnellate (PWR)• 20 tonnellate all’anno (ricarica)• di Uranio arricchito l’equivalente di


reattori termici materiale fertile Th232 materiale fissile che si consuma U235 materiale fissile che produce U233 materiale fertile U238 materiale fissile che si consuma U235 materiale fissile che produce Pu239 reattori veloci materiale fertile U238 materiale fissile che si consuma U235 materiale fissile che produce Pu239

Processo di conversione e breeding


con conversione si intende il processo in cuisi trasforma un materiale fertile in fissilead es. Th232 U233

U238 Pu239Il rapporto di conversione si definisce come:

reattore nel consumati fissile di nucleieconversion per prodotti fissile di nucleiC =

I nuclei di fissile possono essere di diversa specie o della stessa specie ad es. il Pu239 e l’U235 sono fissili e possono essere bruciati contemporaneamente nello stesso reattore


indichiamo con

lecombustibi assorbitineutroni fissione da prodotti neutroni di numero

=η

cf

f

σσσ

νη+

=

ν è il numero medio di neutroni emessi in ogni atto di fissione.


U235 U233 Pu239 E = 0,025 eV η = 2,10 η = 2,30 η = 1,95 E = 0,2 MeV η = 2,20 η = 2,40 η = 2,64


Consideriamo il caso del plutonio di un reattore che bruci U235 e che abbia un mantello formato da uranio naturale ( composti da isotopi di U235 e U238)avremo che una parte dell’U238 si trasforma in Pu239. quindi η rappresenta il numero si neutroni prodotto dalle fissione, ma anche quanto materiale fertile diventa fissile. Durante la fissione abbiamo che degli η neutroni prodotti almeno 1 servirà per mantenere la fissione e pertanto possiamo scrivere il bilancio:C= η -1

Dove il secondo membro rappresenta il numero di neutroni disponibili per la cattura da parte del materiale fertile


Combustibile fresco

Combustibile esaurito

Uranio (4% 235U) : 500 kg

Uranio (0,9% 235U ; 94%238U) : 475 kg Pu : 5kg FP : 20 kg riciclabili


Si definisce guadagno G di conversione la differenza in più o in meno rispetto all’unità:

1−= CG 211 −=−−= ηηG il guadagno di conversione rappresenta il numero di nuclei fissili ottenuti per ogni nucleo della stessa specie consumati:

0≤G si ha conversione 2≤η 0≥G si autofertilizzazione 2≥η condizione minima di breeding

Tipo di reattore Combustibile iniziale

Ciclo di conversione

Fattore di conversione

BWR 235U (2-4%) 238U → 239Pu 0.6 PWR 235U (2-4%) 238U → 239Pu 0.6

PHWR (CANDU) Unat 238U → 239Pu 0.8 HTGR 235U (5%) 232Th → 233U 0.8

LMFBR 239Pu (10-20%) 238U → 239Pu da 1.0 – a 1.6


( ) aM

fFFd RB

NET

σσ

1−= ( ) gainbreedingB =−1

dati:

⎥⎦

⎤⎢⎣

⎡⋅= −

fissioneJE f

1110363,

⎥⎦

⎤⎢⎣

⎡⋅=

gatomiNF

2110522,

barna 152,=σ barnf 81,=σ

⎥⎦⎤

⎢⎣⎡= 239500tonn Pu

MW RM

( )anniB

Td 144−

= ,

201211 ,,B =−=− anniTd 22=

601611 ,,B =−=− anni,Td 37=


spettro veloce nocciolo autosostentesi (G = 0) riciclo totale degli attinidi limitata quantità iniziale di Pu < 15 t/GWe


Ciclo chiuso del combustibile

• Il ciclo di combustibile chiuso è un ciclo del combustibile con riciclaggio di plutonio ed uranio che sono recuperati e altri nuclei per esempio il curio e/o l’americio. Gli FR hanno la capacità di usare combustibile con il quale gli altri impianti non funzionerebbero e il ciclo del combustibile chiuso in combinazione con tale reattore èchiamato ciclo integrale.


Fertile

Fissile

Fissile

Fertile

97%

3% residui di fissione per ogni ciclo

MOX

Riprocessamentodel Blanket

Riprocessamentocomb. esaurito

DU elementi comb.

Elementi di combustibile fissile

Blanket Fertile

Vetrificazione deposito geologico

Comb.non bruciato-------------------------------

prodotti di fissione

Isotopi del PlutonioUranio238

Uranio-235 ePlutonio-239 da armi nucleari

Isotopi del PlutonioUranio238

Fabbricazione elementi blanket

Fabbricazione elementi combustibile

Uranio depletoRigenerazione DU per inserimento in pila

Uranio naturale (DU o LOE) miscela per nuovi elementi

di combustibile

Miscela DU

25:1 a 16:1

FAST BREEDER - ciclo del combustibile


• Un impianto nucleare da 1000 MWe produce annualmente scorie ad alto livello vetrificate, pari ad un volume di circa 3÷4 m3 che

• 12 cilindri di altezza 1.3 e diametro 0.4 metri

con 400 Kg di vetro


Waste

PWR2°/3°Gen PUREX

U, Pu

FP SpentFuel

Uenr

PartitioningP.F.M.A.

Waste

PWR2°/3°Gen

PWR2°/3°Gen PUREX

U, Pu

FP SpentFuel

Uenr

PartitioningP.F.M.A.

Unat

I.T. R.*

Actinides

*I.T.R. : Integrated Treatment & Refabrication

FR4° Gen FP

Waste

SpentFuel

Unat

I.T. R.*

Actinides

*I.T.R. : Integrated Treatment & Refabrication

FR4° Gen

FR4° Gen FP

Waste

SpentFuel


U

Pu

U, Pu + MA

Pu + AM

Pu

Pu MA

Separazione sotccaggio

MA

PuU

U

Riciclo Pu 2° generazione Separazione/ sotccaggio degli MA

MA

MA

Ricilclo del Pu

Riciclo Pu Riciclo MA

EPR

GFR

PWR

EPR

( legenda: MA = Attinidi Minori, Pu = Plutonio, U = Uranio, PWR= Pressurized Water Reactor, EPR European Pressurized Reactor, GFR = Gas Fast Reactor)


Prospettive per la gesione degli attinidi2020 2030 2040 205020102000 2060 2070 2080

Gen4FR

U

(U,Pu,MA)

Pu(U)

Gen 2LWR

UPu

Gen 3LWR

U,Pu,MA

GANEXCombustibile depleto

LWR (MOX e UOX)

Pu Riciclatoin LWR( MOX )

Gesione totale degli attinidi(estrazione e riciclaggio)

in Gen 4 FR

Riciclaggio del Pu e MAdi unLWR

in Gen 4 FR


Sorgente Esposizione esterna (mSv/anno)

Esposizione interna (mSv/anno) Totale (mSv/anno)

Raggi cosmici 0,36 0,36

Potassio-40 0,15 0,18 0,33

Uranio-238 e radiosotopi associati 0,10 1,24 1,34

Torio-232 e radioisotopi associati 0,16 0,18 0,34


Dosi efficaci annue in mSv Radiazioni Dose media popolazione Raggi cosmici 0.39 Radiazione terrestre 0.46 Radionuclidi naturali nel corpo 0.23 Radon e suoi discendenti 1.3 TOTALE rad.naturali 2.4


Effetti biologici. La dose in un deposito nucleare di rifiuti LLW ( Low Livel Waste – rifiuti a basso livello) nonsupera 1mrem/h e la dose massima per un operaio nel deposito non supera i 2,0 rem/anno. 1 Sv = 100 rem 1rem = 0,01 Sv per cui 1millirem/ora x 2000 ore l’anno =0,001x2000=2,0rem 2rem/anno = 0,020 Sv/anno Dose (Sv): Effetto: < 0.25 nessuno 0.25 – 1 lievi alterazioni sangue, raddoppio rischio

Nel perimetro di una centrale nucleare si hanno valori misurati inferiori a 0.05 mSv/anno(0,00005Sv/anno), una frazione ( 300 volte di meno) del fondo di radioattività naturale di 1.6mSv /anno 0,0016 Sv/anno

Disposizione generale della centrale - crbnet.it · Classificazione sismica • Le strutture i...

Documents

Transcript of Disposizione generale della centrale - crbnet.it · Classificazione sismica • Le strutture i...