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Intervento dell’Ing. Riccardo Renzulli Commissione nucleare Ordine degli Ingegneri di Roma

Cominciamo ad affrontare gli aspetti che ci riguardano più da vicino come ingegneri, partendo innanzitutto dal layout della centrale nucleare, che ha delle caratteristiche non molto differenti da una centrale tradizionale: l’unica differenza tra un impianto convenzionale e uno nucleare è strettamente legato alla caldaia, alla generazione di calore per mezzo di reazioni nucleari. Vediamo però che ci sono caratteristiche peculiari per quanto riguarda le centrali nucleari solo prettamente ai fini della sicurezza. Osservando la figura 1 raffigurante la disposizione generale della centrale, vediamo come all’interno della platea centrale c’è l’edificio reattore; poi ci sono due edifici unità ed alcuni edifici comuni. Generalmente quando si utilizza un sito si cerca di individuare la massima potenza installabile in quel sito. La scelta del sito è abbastanza complessa in quanto bisogna tener conto di diversi aspetti legati alle caratteristiche sismiche, microclimatiche ecc. Una volta scelto il sito si cerca di mettere più unità nella stessa area accettabile.

Figura 1. Disposizione generale della centrale Domanda: che tipo di impianto stiamo analizzando? Di prima, seconda o terza generazione? Per ora stiamo analizzando un sito standard di seconda generazione e poi vedremo come si passa dalla seconda alla terza generazione, per poi capire quale potrà essere la quarta generazione. Come si può vedere nella figura, sono individuabili le torri di raffreddamento. Gli addetti ai lavori che sanno bene qual è la parte di produzione di energia elettrica convenzionale, possono vedere che la componentistica che è asservita al reattore in una centrale nucleare non è molto dissimile rispetto a quella di una centrale termoelettrica.

Ing. Riccardo Igor Renzulli Commissione Nucleare Ordine degli Ingegneri di Roma

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Per quanto riguarda il numero di reattori per ciascun sito ( a Montalto di Castro erano previsti 4 gruppi con reattori da circa mille MWe) è vantaggioso realizzare più unità ottenendo di conseguenza un notevole risparmio per quanto riguarda gli edifici comuni.

1. Edificio reattore 2. Edificio ausiliari normali del reattore 3. Edificio combustibile 4. Edificio controllo 5. Edificio tubazioni vapore

6A Edificio ausiliari di emergenza del reattore A 6B Edificio ausiliari di emergenza del reattore B 7A Diesel di emergenza A 7B Diesel di emergenza B 7C Diesel di emergenza C 7D Diesel di emergenza D

8. Serbatoio acqua emergenza 9. Camino 10. Corridoio di accesso

Figura 2. Planimetria generale di una centrale nucleare

Nella planimetria generale, come possiamo vedere nella figura 2, sono riportati infatti tutti gli edifici che compongono la centrale nucleare. Nello schema della centrale è presente al centro il reattore ed intorno si trovano gli edifici di unità. Gli edifici di unità sono quelli che asservono direttamente al singolo reattore e non comunicano con gli edifici di un altro reattore 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 ;


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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. Invece si dicono edifici comuni a due, o più, unità gli edifici che contengono sistemi e/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 Controllata d) Edificio Ausiliari Comuni , nelle cui adiacenze sono l'Area Serbatoi, Acqua 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 Questa è una soluzione di tipo economico, che prevede un risparmio netto nella realizzazione degli edifici comuni. Tornando ad esaminare la disposizione della Figura 3, come potete vedere le turbine sono radiali al reattore. Ci sono almeno due cose molto importanti:

- la prima è proprio la disposizione della sala macchine, in quanto un’eventuale esplosione della turbina non deve comportare conseguenze negative sull’edificio reattore, quindi la disposizione è sempre mediamente radiale.

- la seconda è la disposizione dei livelli di campagna rispetto alla posizione delle prese dell’acqua di raffreddamento del condensatore.

Ing.Riccardo Igor Renzulli Commissione Nucleare Ordine degli Ingegneri di Roma

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Disposizione radiale delle turbine

Edificio Reattore

Figura 1. Disposizione generale centrale nucleare con edificio reattore e turbine

L’edificio reattore (Figura 3) è posto praticamente al centro della platea principale ed è costituito da due strutture (contenitori) in calcestruzzo armato dello spessore di circa 1,5 m: un Contenitore Primario interno ed un Contenitore Secondario. Tali strutture hanno la doppia funzione di sigillare il reattore all’interno di una struttura a tenuta ermetica verso l’esterno e di costituire un contenimento di sicurezza anche da eventi esterni.. Il Contenitore Primario, ha forma cilindrica con calotta superiore semisferica e pareti interne completamente ricoperte da un rivestimento d'acciaio (liner) che serve da schermo in caso di fuoriuscite di combustibile dal nocciolo del reattore e di refrigerante dal circuito primario, in modo da assorbire la sovrapressione all’interno dell’edificio. 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. Il recipiente in pressione è sistemato nel centro di una cavità in una struttura schermante ( schermo primario). Il Contenitore Secondario, che racchiude il contenitore primario, ha configurazione analoga. Tra le due strutture vi è un’intercapedine (annulus) messa in depressione in modo che non vi possano essere fuoriuscite all’esterno nel caso di incidente di pressurizzazione del contenitore primario. Tra le due strutture esiste un'intercapedine (anulus) messa in depressione nel caso di incidente di pressurizzazione del contenitore primario. Vengono adottate soluzioni che erano anche state previste nella generazione II. Ad esempio vengo usati dei rivestimenti in vetro borato in quanto il boro è un forte assorbitore di neutroni.

Figura 4. Edificio reattore

Per quanto riguarda la disposizione dell’impianto di produzione: I gruppi turboalternatori sono disposti radialmente rispetto all’edificio reattore (figura 3), al fine 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. In una centrale convenzionale, per un impianto da 1000 – 1200 MWe, hanno una lunghezza di circa 70 m per gruppo. Nel caso di gruppi alternatori questi vengono disposti con assi paralleli con opportuni di stanziamenti tra i gruppi. Abbiamo visto in figura 3 la disposizione delle turbine radiali rispetto all’edificio reattore e il combustibile, che viene periodicamente sostituito e immagazzinato nell’edificio. I criteri di progettazione sono delle disposizioni che vengono dettate, la ANS -American Nuclear Society, e nelle quali sono contenuti i termini secondo quali devono essere progettati i sistemi, le strutture e i componenti. Questi sono: •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


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La classificazione ai fini della sicurezza divide i componenti e i sistemi in 4 classi.

• 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

Ad esempio il vessel sarà di Classe1, il condensatore di Classe 2, filtri e altri componenti accessori di Classe 4. La classificazione sismica divide i componenti e sistemi in due categorie secondo i requisiti richiesti perché resistano ad eventi sismici.

• Categoria I: strutture, componenti e sistemi progettati per resistere alle sollecitazioni del terremoto base di progetto (terremoto di arresto in condizioni di sicurezza). La categoria I riguarda il terremoto in base di progetto, cioè nel caso ci fosse un terremoto tale da provocare delle accelerazioni all’interno delle strutture, dei componenti e dei sistemi dell’edificio reattore, questo deve essere in grado di arrestarsi in modo sicuro.

• Categoria II: tutte le strutture, componenti e sistemi non compresi nella categoria I. Per quanto riguarda la classificazione secondo i codici di progettazione, le strutture, i componenti e i sistemi sono suddivisi in riferimento alle norme prescritte per la loro progettazione e costruzione: esistono 4 gruppi di qualità A,B,C,D - con norme più stringenti che decrescono andando dal gruppo A al gruppo D – alle quali nel caso di fabbricazione del componente ci saranno perciò delle specifiche tecniche classificate in quattro lettere, alle quali il costruttore deve rispondere. È importante specificare che tutti questi criteri devono essere soddisfatti per singolo sistema, singola struttura e singolo componente. L’ultimo gruppo sono le combinazioni dei carichi – sollecitazioni massime ed ammissibili - : sono le condizioni per il progetto delle strutture, dei sistemi e dei componenti che riguardano sia le condizioni interne dell’impianto, in caso di incidente, sia quelle degli eventi esterni. Le condizioni interne di impianto sono generalmente di 4 tipi:

- di normale esercizio, in cui il reattore non ha particolari escursioni di potenza, - anormali, se si verificano disaccoppiamenti tra turbina e reattore, - emergenza, - incidente.

Le condizioni di eventi esterni sono di tre tipi: - normale, - anormale, nel caso di un terremoto in esercizio - severa, come nel caso di eventi – simultanei- di un aereo che cade sul reattore, una tromba

d’aria o uno maremoto. Al verificarsi di tali eventi il reattore deve essere comunque in condizione di potersi arrestare in modo sicuro, senza fuoriuscita di radiazioni verso l’esterno.

Ai fini della produzione di energia elettrica, la funzione del reattore nucleare è quella di scaldare un fluido termovettore per 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 in linea di massima da quello di un normale impianto termoelettrico.

Per la produzione di energia infatti il fluido che passa all’interno del nocciolo si scalda e, a seconda del tipo di reattore, o scambia calore con un generatore di vapore o va direttamente in turbina sottoforma di vapore per poter poi generare la potenza elettrica nell’alternatore. 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.

I reattori vengono identificati in filiere, a seconda delle caratteristiche omogenee, in quanto a combustibile, moderatore e refrigerante. Si distinguono in termici e veloci, in base al tipo di combustibile. Termici: il combustibile può essere uranio naturale o arricchito, il moderatore è nel primo caso deuterio o grafite e nel secondo caso acqua o grafite. Veloci: sono refrigerati a sodio liquido e non c’è il moderatore. 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

Tabella 1. Identificazione dei reattori in base al tipo di combustibile

C’è un piccolo dettaglio da chiarire sull’uranio arricchito. Nella figura seguente è riportata la reazione a catena con il moderatore: Ing.Riccardo Igor Renzulli Commissione Nucleare Ordine degli Ingegneri di Roma

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Figura 5. Reazione a catena I neutroni che inducono fissione sono a 0.1 eV. I prodotti di fissione sono i quelli che produrranno energia termica all’interno del combustibile, ma i neutroni che vengono prodotti per singola fissione non saranno in grado poi, utilizzando uranio naturale, di produrre ulteriori fissioni. Infatti i neutroni da 0.1 eV, che sarebbero neutroni termici, incontrano il combustibile e producono un certo numero di neutroni. Se utilizzassimo acqua leggera con neutroni da 2 MeV, potrebbero dare la possibilità di fare ulteriori fissioni, ma il moderatore di acqua leggera ne assorbe di più di quanti ne potrebbero essere utilizzati nel ciclo successivo. A questo punto dovrei utilizzare un moderatore che abbia basso assorbimento rispetto ai neutroni. Come abbiamo visto in precedenza la σ di assorbimento dei neutroni per il deuterio è circa un millesimo rispetto a quella dell’acqua. Quindi o utilizzo un moderatore molto poco assorbente o sono costretto ad arricchire il combustibile. Ecco perché con moderatore acqua leggera non è possibile utilizzare uranio naturale.


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Figura 6. Neutroni che producono fissione

Figura 7. Sigma nello spettro di fissione rispetto all’energia dei neutroni Qui si vede la sigma nello spettro di fissione rispetto all’energia dei neutroni, che è compresa tra 10-3 e 10-4 MeV 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 (GNV) dove il combustibile è bruciato ed il calore derivante viene utilizzato per la produzione di vapore

- Il 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 quindi 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. Il reattore, il circuito primario, la pompa refrigerante, il pressurizzatore e il generatore di vapore, sono contenute nell’edificio reattore. Nella figura 8 viene rappresentato un reattore di pressione pressare Water Reactor – PWR). In rosso viene riportato il circuito primario.


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Da notare che questi componenti sono alti come un palazzo di sette piani, la pompa che vedete è alta circa 21 m e assorbe circa 6 MW.

Figura 8. Reattore PWR – Circuito Primario Passiamo ai reattori di potenza, che fanno parte dei termici detti anche reattori ad acqua bollente (Boiling Water Reactor BWR). Questo che vediamo in figura 9 è un BWR della General Electric 8x8 barrette di combustibile per elemento, con 624 elementi di combustibile. Tutte le strutture ad esso associate sono contenute all’interno del vessel. Si vede la , struttura in cemento armato e sotto ci sono i sistemi di controllo del reattore. Figura 9. Reattore ad acqua bollente (BWR)


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L’acqua entra attraverso un portello di ingresso, scende all’interno del reattore si miscela con l’acqua di circolo delle pompe a getto, circa 20 pompe a getto, passa all’interno della parte bassa del reattore ed esce verso l’alto in un primo e poi in un secondo banco di separatori di umidità al fine di raggiungere l’umidità necessaria per passare in turbina. Gli elementi di combustibile sono formati da moduli ognuno dei quali è costituito da una barra di controllo cruciforme e da quattro elementi di combustibile (figura 10). Ogni elemento è costituito a sua volta da barrette secondo 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).

Modulo di combustibile Barra di controllo Elemento di combustibile


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Figura 10: Modulo elemento di combustibile, barra di controllo, elemento di combustibile e sezione del modulo con i quattro elementi ognuno contenente le barrette di combustibile

Per il reattore bollente il controllo della potenza all’interno del nocciolo si può effettuare azionando le barre di controllo, ma in questo tipo di reattore è stata adottata la soluzione di due circuiti di ricircolo 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 ( moderazione) 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.


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Figura 11 Sistema di regolazione nel BWR

Eventualmente si può effettuare l’azionamento delle barre che in realtà sono verso l’alto. Il vantaggio è che le barre che entrano nella parte bassa, immersa in acqua monofase più moderata e con maggiore potenza, hanno una migliore distribuzione del flusso all’interno del nocciolo. Cosa in realtà più complessa nei reattori in pressione. Andiamo a considerare il reattore ad acqua in pressione (Pressurized Water Reactor - PWR) In un PWR lavoriamo sempre in condizioni di saturazione, quindi non c’è ebollizione all’interno del vessel e tutte le strutture associate al nocciolo sono fondamentalmente suddivise in due parti. In figura 12 abbiamo un reattore, un 17x17, con elementi di combustibile formati da biossido di uranio e chiusi in una guaina di Zircaloy 4. Questo perché, al fine di poter mantenere la reazione a catena, la guaina deve avere bassi assorbimenti di flussi neutronici. Mentre le barre di controllo sono formate da assorbitori neutronici che sono al cadmio.

Figura 12: Pressurized Water Reactor - PWR


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Nella figura 13 viene mostrata la struttura di supporto e il nocciolo completamente assemblato

Figura 13: Nocciolo e struttura di supporto L’acqua di alimento entra dal bocchello di ingresso, scorre nell’intercapedine tra vessel e schermo neutronico, passa attraverso la piastra di sostegno degli elementi di combustibile, attraversa il nocciolo e di conseguenza esce attraverso un bocchello di uscita per andare al generatore di vapore il quale nel circuito secondario produrrà il vapore che andrà alle turbine. Il vantaggio di questo reattore è quello di evitare l’utilizzo di vapore irradiato mediante un circuito secondario. Lo scambio termico avviene tutto nel circuito primario il calore prodotto da questo viene poi trasferito tra circuito primario e secondario i quali sono separati l’uno dall’altro: l’acqua del primario non viene mai toccato con quella del secondario e viceversa. Nello schema di figura 14 è possibile vedere dove passa l’acqua del primario e quella del secondario.


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Figura 14: circuito primario e secondario

Siccome lavoriamo in condizioni di saturazione possono esserci dei transitori di potenza legati a fenomeni di ebollizione all’interno del circuito primario pertanto è previsto un pressurizzatore (figura 15).


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Figura 15: Pressurizzatore nel circuito primario Il pressurizzatore ha uno scopo fondamentale che è quello di regolare e mantenere sempre in pressione il circuito primario in modo che non ci possano essere ebollizioni. Se dovesse venire a bollire l’acqua nel reattore si avrebbero dei vuoti e quindi delle oscillazioni di potenza dovuti alla minore moderazione dei neutroni. Questo potrebbe disaccoppiare il reattore e la turbina. Bisogna sempre scongiurare che ciò accada e questo è appunto possibile tramite il pressurizzatore. Il pressurizzatore è un corpo cilindrico in cui la parte inferiore è sempre piena d’acqua al 60%. Nella parte inferiore ci sono dei riscaldatori elettrici, che vengono regolati in modo tale da mantenere sempre la pressione nella gamba calda (vedi schema di figura 17). 16: Struttura del pressurizzatore Ing.Riccardo Igor Renzulli Commissione Nucleare Ordine degli Ingegneri di Roma

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Questa parte deve essere sempre mantenuta in pressione in modo da evitare che dentro il vessel ci sia ebollizione. C’è anche una serie di valvole di sfioro e di sicurezza che fanno parte del sistema di controllo della pressione nel circuito primario. Se la pressione dovesse aumentare in modo eccessivo si aprono prima le valvole di sfioro e poi quelle di sicurezza.

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 di sfioro8. 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

Figura 17: Sistema di controllo della pressione nel circuito primario

Tutto quello che viene scaricato dal pressurizzatore va all’interno di un serbatoio, che è quello di sfioro del pressurizzatore che fa parte del sistema di controllo del volume della chimica del reattore. Nell’EPR di III generazione sono state apportate delle migliorie rispetto ai pressurizzatori di generazione II, anche per quanto riguarda il circuito di controllo della pressione. Di sistemi di sicurezza ce ne sono circa dieci, ma qui parliamo soprattutto del pressurizzatore. Per quello che riguarda gli elementi di combustibile di un reattore in pressione, è formato da un reticolo di 17x17 barre di combustibile. Al centro dell’elemento di combustibile c’è un tubo guida che serve per la strumentazione più un certo numero di alloggiamenti di altri tubi per l’inserimento della barra di controllo (cluster) . Nella figura 18 è possibile individuare il cluster e la barra di controllo,


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Elemento di combustibile

Barra di controllo

Figura 18: Elemento di combustibile e barra di controllo che è l’elemento di controllo del reattore in pressione. Non possiamo gestire la potenza del reattore attraverso una variazione della portata ma ci si deve affidare e all’estrazione e all’inserimento delle barre di controllo. Il motore di azionamento delle barre di controllo (figura19) consiste in un sistema elettromagnetico formato da tre avvolgimenti.

control rod drive mechanism (CRDM)

Figura 19: Motore di azionamento delle barre di controllo

La mancanza di alimentazione elettrica costituisce un problema per i reattori in pressione. Infatti le barre sono agganciate in alto al motore che regola il loro inserimento e la loro estrazione, nel caso in cui venisse a mancare l’energia elettrica che consente di tenere le barre sollevate, queste andrebbero a finire nel reattore per gravità. Generalmente non cade solo un cluster ma 5-6 barre. Se si verifica un incidente di questo tipo il reattore ha comunque un sistema automatico di estrazione di barre. Quando le barre cadono si abbassa la potenza all’interno della zona di nocciolo, questo viene letto come un abbassamento di potenza in normale funzionamento quindi vengono estratti altri pacchi di barre. Questo è un tipo di incidente che rientra tra quelli prevedibili.La figura 20 illustra i tipi di arricchimento all’interno del nocciolo 15x15, la parte esterna è quella più arricchita (regione a quadratini grigi è al 3,1% di arricchimento) la parte relativa ai quadratini bianchi e tratteggiati è quella meno arricchita (regione al 2,1% e 2,6% di arricchimento)

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

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2

3

4

5

6

7

8

9

10

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12

13

14

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Regione 1 2,1

Regione 2 2,6

Regione 3 3,1

arricchimento

Figura 20: Regioni all’interno del nocciolo con diversi gradi di arricchimento All’interno di questo tipo di reattore si hanno sempre condizioni di saturazione. La densità di flusso all’interno del nocciolo è maggiore rispetto alla parte periferica, di conseguenza la densità di neutroni è maggiore quindi serve minore arricchimento. Invece essendo minore la densità di neutroni nella parte esterna ho bisogno di maggiore arricchimento, ma parliamo comunque di arricchimenti abbastanza bassi, 3,1 o 2,6%. Per quanto riguarda la singola barra di combustibile (figura 21) questa è composta da un tappo superiore, uno inferiore, una molla che serve per compensare la pressione dovuta ai gas dei prodotti di fissione e all’interno c’è una pastiglia di biossido di uranio. Il biossido di uranio viene utilizzato perché da un punto di vista termico resiste più dell’uranio metallico. Si utilizza una lega di acciaio allo zirconio (Zircalloy) per Ing. Riccardo Igor Renzulli Commissione Nucleare Ordine degli Ingegneri di Roma

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evitare che il flusso neutronico venga depresso sulla superficie della barretta, della guaina e non entri all’interno del combustibile.

Figura 21: Barra di combustibile

Il generatore di vapore in un reattore pressurizzato è l’elemento che trasferisce la potenza dal nocciolo all’alternatore per mezzo della rotazione delle turbine nelle quali viene immesso il vapore, ed è composto da un fascio di tubi ad U all’interno del quale scorre il fluido che proviene dal circuito primario, mentre lato mantello scorre l’acqua che proviene dal circuito secondario dall’impianto di alimentazione con acqua che viene dal condensatore. Il generatore di vapore è composto da tre stadi che servono a deumidificare il vapore prima dell’ingresso in turbina:


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Figura 22 Schema del generatore di vapore con i tre stadi di deumidificazione del vapore

1° stadio: il vapore umido che esce dal generatore viene separato da una pala che gli conferisce un moto elicoidale. La forza centrifuga determina la separazione delle gocce d’acqua più pesanti che vengono raccolte nella intercapedine tra vessel e fascio tubero. Attraverso questa struttura metallica scende l’acqua che viene separata dalle pale. 2° stadio: c’è un secondo banco di essiccatori formato da lamelle attraverso le quali il vapore è costretto a seguire un percorso a zigzag. Viene separata un’ulteriore quantitativo di acqua che va a finire nell’intercapedine tra fascio tubero e mantello del generatore di vapore. 3°stadio: nell’ultimo stadio si trova un altro essiccatore a forma di cono rovesciato. Il vapore segue la generatrice del cono e quindi una volta deumidificato esce e va in turbina. Il reattore ad acqua pesante è molto simile ad un reattore in pressione (PWR Pressurized Water Reactor), la differenza è che con il reattore ad acqua pesante è possibile utilizzare direttamente uranio naturale.

Reattori ad acqua pesante Il nocciolo è costituito da elementi di combustibile (vedi figura 23) che sono sostanzialmente fasci lunghi mezzo metro con 28 barrette di combustibile, che vengono inseriti nei tubi orizzontali all’interno dei quali scorre acqua pesante in pressione che costituisce il refrigerante del primario. In ogni tubo orizzontale vengono inseriti 12 elementi di combustibile e tutti questi tubi sono a loro volta immersi nella calandra in cui c’è il moderatore anch’esso costituito da acqua pesante. L’acqua pesante in pressione all’interno dei tubi orizzontali va poi ai 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 per aumentare l’efficienza dello scambio termico.

Figura 23: Elemento di combustibile (CANDU) La regolazione della potenza avviene variando il livello del moderatore all’interno della calandra o attraverso il movimento delle barre di controllo in modo da variare il salto termico del refrigerante fra ingresso ed uscita del reattore (figura 24).


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Figura24: barre di controllo per la regolazione della potenza Finora abbiamo parlato di reattori di generazione II. Andiamo ora a considerare i reattori di generazione III. I reattori di generazione III hanno una potenza molto elevata e sono stati sviluppati da Framatome e Siemens sfruttando l’esperienza maturata in 84 reattori PWR. Un reattore di generazione III ha quattro circuiti primari (vedi figura 25) collegati tra loro, con un unico pressurizzatore per mantenere in pressione il circuito.

Figura 25: NSSS (Nuclear Steam Supply System)

Reattore, generatori di vapore, pompe di ricircolo, pressurizzatore viene chiamato NSSS Nuclear Steam Supply System. Il grande vantaggio di questo reattore è che ha la possibilità di utilizzare un


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combustibile che si chiama MOX che è un ossido misto di uranio e plutonio a differenza dei reattori di vecchia generazione i quali utilizzano biossidi di Uranio arricchito o uranio naturale. . Nei reattori di generazione III è inoltre possibile sfruttare parte del combustibile depleto che viene recuperato. Il dato più importante è rappresentato dal fattore di carico. In un reattore del genere dove si ha un ciclo del combustibile di 24 mesi, (nella generazione II era di circa 52 settimane, con ricariche per un terzo di nocciolo pari a circa 26 tonnellate di combustibile) abbiamo fattori di carico che arrivano 91% inoltre tali reattori hanno dei burn-up da 60÷ 70.000 MWd/t. I noccioli non hanno dimensioni eccessive (2,5 m di altezza x 2,3 m di larghezza) Tutto il resto che può sembrare ingombrante sono strutture di supporto quindi in effetti la potenza sviluppata è concentrata in un volume limitatissimo. Questi reattori hanno il vantaggio di avere molti più elementi di combustibile a parità di reticolo (figura 26)


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Figura 26: Nocciolo EPR 17X17 = 241 elementi

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

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A parità di volume di nocciolo si ha una potenza estraibile decisamente superiore; dai 900-1000 MWe ( 2775 MWt ENEL V rendimento 0,343 ) dei reattori di seconda generazione si passa, a parità di volume del nocciolo, ai 1600-1700 MWe (4300 - 4600 MWt rendimenti 0,38 – 0,37) di potenza.

Esiste poi un secondo vantaggio. Nella vecchia generazione i sistemi di sicurezza erano previsti in modo ridondante ma non era previsto che uno entrasse in funzione indipendentemente, ma solo in caso di malfunzionamento di un’altro. Essi erano comunque indipendenti l’uno dall’altro. Oltre a questa prima soluzione che è stata adottata anche per i reattori di generazione III per l’EPR i sistemi di emergenza entrano in funzione autonomamente l’uno dall’altro. Guardando la figura 27 in cui viene rappresentato l’EPR si vede c’è una struttura in cemento armato che, mentre prima era parziale, ora accoglie e segrega tutto il vessel. Ha una funzione importante, non solo di sicurezza per i componenti limitrofi, ma anche di schermo in caso di fuoriuscite di refrigerante primario.

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 Figura 27: EPR


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piscina di soppressione vasca di contenimento del nocciolo fuso


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Figura 28: Scivolo e vasca di contenimento del nocciolo fuso

Sotto il reattore c’è un otturatore e uno scivolo che, in caso di fusione del nocciolo, fa defluire il combustibile e la parte metallica di support fusa (corio), all’interno di una vasca di contenimento (figura28) Tutta la zona è completamente allagata con acqua borata. Viene utilizzato il boro 11 che è un forte veleno neutronico. I neutroni interagiscono non solo con il combustibile, ma anche con gli altre parti strutturali (es: moderatore). Se un neutrone prima viene assorbito prima dal boro che ha una sezione d’urto molto elevata, si evita che possa interagire, all’interno dell’edificio reattore, con altri componenti. Il boro viene utilizzato anche negli elementi strutturali sotto forma di pirex triturato (vetro borato). Il vessel viene protetto da un riflettore massiccio dalla radiazione neutronica come riportato in figura 29.

Figura 29: Riflettore massiccio

Questa struttura serve da riflettore ma soprattutto hanno funzione di protezione. Precedentemente queste strutture interne erano costituite da buffle, cioè delle strutture formate da lastre bullonate che sono state sostituite da un unico oggetto. Le lastre avevano anche degli inconvenienti dovuti alla loro vibrazione, infatti sono stati condotti degli studi sulla risonanza dei componenti interni al passaggio dell’acqua ( si parla di 20000 m3/h per singola pompa per un reattore del genere ) Quindi i buffle sono stati sostituiti da un riflettore cilindrico massiccio sagomato internamente secondo la forma del nocciolo. La funzione di questi componenti è molto importante. Per mantenere all’interno del nocciolo una densità di neutroni tale da garantire sempre la reazione nucleare o si aumenta la quantità di combustibile o si cerca di confinarli il più possibile all’interno del sistema. Questo è anche il compito dei riflettori. Aumentando al schermatura, a parità di arricchimento del combustibile, si può avere una maggiore densità neutronica. Questo determina anche una protezione maggiore del vessel che soffre molto di infragilimento da idrogeno. Infatti come è stato spiegato in precedenza, lo sviluppo di idrogeno nei reattori è abbastanza spinto ed è dovuto al contatto tra acqua e Zircalloy di cui sono fomate le barrette di vombustibile.


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Per il vessel si utilizzava in genere un acciaio ferritico che, rispetto ad un austenitico, dimostrava una maggiore resistenza ai flussi neutronici. L’uso di questo schermo permette di incrementare ancora di più tale resistenza allungando la vita del vessel. Nei reattori di generazione III riassumendo vengono messi in atto tanti piccoli accorgimenti che apportano notevoli miglioramenti rispetto ai reattori della generazione precedente. I principali accorgimenti adottati sono:

• la possibilità di avere sistemi passivi autonomi che funzionano indipendentemente • la disponibilità di una vasca di soppressione riempita di acqua disponibile per altre funzioni

(che verranno in seguito descritte) • la presenza di uno schermo in gradi di aumentare la produzione di energia a parità di

combustibile • l’aumento degli elementi di combustibile

Nel pressurizzatore nei reattori di generazione III sono presenti tre spruzzatori (rispetto all’unico spruzzatore nei reattori di generazione II) per la regolazione della pressione nel pressurizzatore e quidni del circuito primario. I tre spruzzatori hanno sempre un funzionamento indipendente. Questo permette di mantenere la gamba calda nelle idonee condizioni di pressione e quindi mantenere sempre il circuito primario nella condizione di pressione e temperatura di saturazione

Nella figura30, in cui vengono evidenziati i quattro sistemi rappresentati con quattro colori diversi,. viene schematizzato il sistema di scambio termico.

Figura 30: Sistema di rimozione del calore (PHRH) Il PHRH è un sistema costituito da uno scambiatore di calore che determina una circolazione naturale nel circuito primario nel caso ci fosse un arresto o un incidente nel reattore.


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Se il reattore dovesse essere spento il calore residuo non permette un raffreddamento rapido, quindi va mantenuto in condizioni di sicurezza raffreddandolo attraverso un sistema di circolazione naturale. Nei reattori di generazione II tale sistema di circolazione era garantito da pompe. Nella figura 31 è possibile individuare la gamba calda del reattore del circuito primario. nel caso di incidente bisogna garantire le condizioni di refrigerazione del nocciolo e questo si fa derivando una parte dell’acqua della gamba calda che viene fatta passare in questo scambiatore di calore dove l’acqua lato mantello asporta il calore e dove sono presenti anche delle valvole di sfiato del vapore. Lo scambiatore è un sistema passivo PRHR – Passive Residual Heat Removal. Successivamente il fluido primario rientra nella parte bassa del generatore di vapore e di nuovo nella gamma fredda chiudendo il ciclo. Nei reattori di generazione II il sistema di rimozione del calore era l’RHR in questo caso la circolazione non era naturale.

Figura 31: PRHR – Passive Residual Heat Removal


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Nella figura 32 vediamo il un generatore di vapore schematizzato in quattro loop. NSSS

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

Figura 32: Generatore di vapore Il numero di loop è importante perché è legato alla potenza del reattore. Per il Reattore nucleare EPR di Olkiluoto da 1600 MWe il costo stimato è di 0,027€/kWh. Sono stati sviluppati una serie di calcoli per verificare tale dato. Quello che si ottiene è che il costo dell’energia elettrica prodotta è 0,022 €/kWh e il costo del ciclo è pari a 0,004786 €/kWh. Quindi il costo totale è pari a 0,027€/kWh. Se il combustibile invece di costare 1620 al €/kgU dovesse costare dieci volte tanto, il costo totale del kWh verrebbe ad aumentare solo di qualche centesimo.


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Questo costituisce un’enorme vantaggio se si tiene conto dell’attuale situazione energetica. Infatti fare una scorta di combustibile nucleare al costo attuale di mercato significa essere indipendenti dalle fluttuazioni di mercato. Le quantità di combustibile utilizzato non sono poi enormi. Un reattore utilizza da 72 a 150 t, a secondo del tipo di reattore, di carica iniziale e ogni 24 mesi ( nel caso dell’EPR) viene ricaricato un terzo di nocciolo. Inoltre si deve considerare il fatto che parte di questo combustibile può essere riciclato. In questo modo si riesce a recuperare il 95% del costo iniziale impegnato. Ora c’è un altro discorso che volevo fare per mettere in evidenza il confronto con i combustibili tradizionali: 1 kg di Uranio produce circa 2x1010 kcal ( 20.000.000.000 ventimiliardi) 1 kg di olio combustibile ( ottimisticamente) produce 10.000 ( diecimila) kcal Quindi servirebbero 2.000 tonnellate, di olio combustibile per produrre la stessa quantità di energia di 1 kg di combustibile nucleare. Per una centrale termoelettrica di potenza 1000 MWe( un miliardo di watt ) occorrono in un anno: 1.300.000 tonnellate di olio combustibile (l’equivalente di circa 45 petroliere da 30.000 tonnellate). Invece per un reattore nucleare che sviluppa la stessa potenza elettrica occorrono in un anno circa 20 tonnellate di ricarica di combustibile con Uranio arricchito (l’equivalente di 6 semi-trailers). Vediamo ora il processo di conversione. I reattori si dividono in reattori termici e veloci a seconda dell’energia dei neutroni. Per i reattori termici il materiale fertile è il U238, il materiale fissile che si consuma è l’U235. dall’U238 si ottiene un altro isotopo il Pu239 che è fissile. Per i nostri reattori il materiale fissile è l’U235 e si produce Pu239 dall’U238 L’uranio che trovo in natura è U238 e U235. Andiamo a considerare la figura 33 e supponiamo che rappresenti un arricchimento del 3% (la rappresentazione non è in scala). Durante la fissione parte dell’U238 si trasforma in Pu239.

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

Ing.RiccardCommissione Nucleare Ordine degli Ingegneri di Roma

o Igor Renzulli 31

Figura 33: Formazione di Pu239 fissile durante la fissione Ad un certo punto il reattore non ha più una massa critica necessaria per produrre la fissione e la densità di neutroni prodotti non è sufficiente per mantenere la reazione a catena. Tutto il combustibile scaricato più l’isotopo 238 vengono recuperati. Lo scarto del processo è rappresentato dagli FP, che sono prodotti di fissione (FP), e dagli attinidi minori (MA). I reattori veloci (es: Phoenix,) sono reattori che utilizzano come termovettore refrigerante il sodio. Il nocciolo è diviso in tre parti:

• una interna che è detta seme • una esterna detta mantello • un’altra chiamata blanket

Il seme è la parte più interna del nocciolo formata dagli elementi di combustibile nei quali avviene la reazione principale di fissione. Il mantello è costituito in buona parte di materiale fertile (U238) in cui avviene la maggior parte di conversione. Di fatto è presente una terza parte detta blanket in cui viene consumato anche parte dell’uranio che dovrebbe essere mandato nei depositi sotterranei. E questo è importante perché posso utilizzare uranio e plutonio recuperato dal trattamento del MOX. Se prima l’attinide veniva ritrattano e stipato come scoria, qui diventa combustibile che produce una quantità anche considerevole di energia. Nei reattori veloci abbiamo tre circuiti, uno primario, secondario e intermedio (figura 34). Ing.Riccardo Igor Renzulli Commissione Nucleare Ordine degli Ingegneri di Roma

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Figura 34: Circuito dei reattori veloci

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 che circola nei tubi dallo scambiatore intermedio entra lato mantello nel generatore di vapore mentre l’acqua scorre lato tubi . 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 con l’acqua, producendo una reazione fortemente esoenergetica e compromettendo quindi l’integrità del reattore La logica è inversa rispetto ai reattori con acqua in pressione PWR, quindi lato mantello abbiamo il sodio primario, lato tubi c’è un altro circuito con una pompa che manda il sodio all’interno del generatore di vapore sempre lato mantello. Nella figura 34 si vede che lo scambiatore intermedio e la pompa sono immersi in un unica tank all’intermo della quale c’è il nocciolo.

POMPA

CORE

Calore nucleare

Picina calda

Piscina fredda Piastra

forata

Interno Vessel

Scambiatore intermedio

IHX Intermediate Heat

Exchange

Figura 35: Circuito intermedio

Per esempio l’altezza attiva del nocciolo del PHOENIX è 85 cm in altezza e il diametro attivo è di 1,39 m in larghezza e produce 233 MWe. Un liner isola parte di nocciolo che si chiama piscina calda che sta nella parte superiore. Una pompa manda il sodio nella parte bassa del nocciolo il quale si scalda attraversando verso l’alto il nocciolo e va allo scambiatore intermedio e ritorna verso il basso nella parte bassa del nocciolo.


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Questa è una soluzione abbastanza semplice ed economica. Inoltre i flussi neutronici sono interessanti. Normalmente in un reattore a pressione abbiamo da 2 a 2,3 x1013 neutroni cm-2s-1 Con questi reattori possiamo prevedere dei flussi molto più elevati, inoltre l’arricchimento del combustibile supera il 20%. Questo arricchimento viene garantito dal riciclo del combustibile utilizzato in altri reattori nucleari. Ci avviciniamo alla generazione IV. Un ultimo dato aggiornato è che i reattori che stanno costruendo nel mondo, sono 34 (Fonte: World Nuclear Association; International Atomic Energy Agency). Tra i reattori veloci ne abbiamo una categoria, gli HPGR (High Pressure Gas Reactors), che utilizzano lo stesso spettro di energia di neutroni dei reattori a sodio. L’unica differenza è che invece di utilizzare come termovettore il sodio utilizzano un gas. Per quanto riguarda il ciclo termodinamico di questi reattori, viene garantito dal flusso di elio, un basso assorbitore di neutroni che non si contamina come l’anidride carbonica utilizzata nei primi reattori a gas. Un aspetto importante da considerare è quello legato, per esempio, alla produzione di idrogeno. Tutti i reattori nucleari possono essere utilizzati per produrre idrogeno dall’acqua mediante idrolisi mentre i reattori a gas possono lavorare ad altissime temperature con gas in uscita intorno agli 800-900°C e di conseguenza, durante il normale processo di funzionamento, si può utilizzare il calore per la scissione della molecola d’acqua in idrogeno e ossigeno. Attualmente l’idrogeno viene prodotto a partire dagli idrocarburi. Con questo tipo di reattori risolviamo il problema dell’approvvigionamento del combustibile sostituendo quelli fossili.. Il petrolio e il carbone che stiamo attualmente bruciando sono delle fonti esauribili. L’uranio è in grado di garantire energia per migliaia anni utilizzando il recupero del combustibile. Questa considerazione ci fa pensare che al di là del ritrattamento delle scorie nucleari (che comunque sono una quantità limitata, pochi chili di prodotti di fissione ogni 500 kg di combustibile utilizzato), varrebbe la pena accantonare una tecnologia come il nucleare per continuare a bruciare idrocarburi e derivati che sono indispensabili invece per produrre materie prime? Inoltre anche i prodotti di fissione verranno praticamente eliminati nei processi sul combustibile che utilizzeranno i reattori di generazione IV. Di seguito vengono riportati alcuni esempi del ciclo del combustibile. Nella figura 36 viene riportato uno schema per un Gas Fast Reactor (GFR) Un GFR scarica combustibile irraggiato per la dissoluzione, separazione e rifabbricazione (DSR). Abbiamo prodotti di fissione (FP) ed attinidi. Gli attinidi in questo caso vengono bruciati. Questa rappresenta una delle tre soluzioni possibili per gli attinidi ed è vantaggiosa in quanto abbiamo flussi di neutroni con energia talmente elevata da consentire la fissione degli attinidi. Otteniamo solo prodotti di fissione FP che rappresentano solo l’1% di quello che era prodotto di scarto.

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

Figura 36: ciclo del combustibile Addirittura è possibile realizzare un ciclo chiuso (figura 37). La dicitura “burning 1300 giorni” indica il numero di periodi di bruciamento e il burn up è la resa energetica per kg di combustibile inutilizzato nel reattore. Quindi si hanno U (79%), Pu (16%) ed attinidi minori – MA (5%) che vengono fatti bruciare, dopo n cicli si raggiunge il 2% di prodotti di fissione. Quindi alla fine gli attinidi minori e l’urianio impoverito (DU – Depleted Uranium) vengono di nuovo utilizzati nel reattore.

Figura 37: ciclo del combustibile


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Nella figura 38 viene riportato un grafico che mostra quali sono le prospettive per la gestione degli attinidi.


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Prospettive per la gesione degli attinidi2020 2030 2040 205020102000 2060 2070 20802020 2030 2040 205020102000 2060 2070 2080

Gen4FR

Gen4FR

Gen4FR

Gen4FR

U

(U,Pu,MA)

Pu(U)

Figura 38: Prospettive per la gestione degli attinidi.

Le previsioni del grafico di figura 38 si stanno contraendo in quanto il problema dell’approvvigionamento energetico esiste ( il petrolio è arrivato a 104-105 $/barile) e i reattori nucleari rappresentano una valida soluzione per garantire il nostro fabbisogno energetico. Vorrei fare un inciso e parlare della situazione del Giappone. I Giapponesi conoscono bene il nucleare avendo subito l’esplosione di due ordigni atomici durante la seconda guerra mondiale ed inoltre hanno circa 1000 terremoti all’anno del quarto grado Richter e circa 5-6 all’anno del settimo grado Richter, eppure hanno costruito 55 reattori e ne stanno costruendo altri 2 per una potenza totale di 2.285 MWe. Il sito non è uno di quelli più sicuri (ricordiamo quanto detto in base ai criteri di scelta del sito) eppure il Giappone è il Paese che ha il più alto numero di reattori per unità di superficie. Comprare l’energia elettrica da altri Paesi è una spesa. Il problema è che manca un piano energetico che preveda non di fare solo il nucleare.

Gen2LWRGen2LWRGen2LWR

UPu

Gen3LWRGen3LWRGen3LWRGen3LWR

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

Inoltre mancano tutte le attività legate alla realizzazione delle centrali nucleari: componentistica, produzione di sistemi ed apparati ad alto livello. Inoltre bisogna tener conto degli aspetti legati alla modularità. Il reattore nucleare non è infatti un elemento facilmente gestibile sulla curva di carco. Con un reattore nucleare si riesce a garantire il carico di base, ma non essendo facilmente regolabile, abbiamo delle difficoltà a seguire tale carico se dovesse ad esempio dimezzarsi. Nel nostro paese durante la notte passiamo dai circa 55.000 MWe a 16.000 – 18.000 MWe. La Commissione Nucleare dell’Ordine degli Ingegneri ha in effetti sviluppato qualcosa che si può fare solo in Italia. Noi abbiamo l’Appennino e se dovessimo fare un piano energetico nazionale con l’indicazione di quanti reattori ci potrebbero servire, ce ne vorrebbero almeno 30. Ne possiamo costruire un terzo perché la restante quota a parte la possiamo associare ad impianti idroelettrici. In effetti una centrale nucleare lavora sempre alla massima potenza e durante la notte non può essere ridotta altrimenti si potrebbe alterare e compromettere tutto l’impianto. Quindi regolazioni di potenza sono ammesse, ma escursioni importanti non sono ammesse. Con le eccedenze di energia elettrica potremmo, durante la notte, riportare l’acqua defluita dal bacino idroelettrico di nuovo nel bacino. Di giorno questo bacino idroelettrico ci fornirà l’energia da abbinare alla centrale nucleare. C’è un ulteriore vantaggio: entrando direttamente in rete con gli impianti tradizionali l’unico che può rispondere in tempi relativamente brevi sono i turbogas. Con una centrale idroelettrica invece bastano pochi secondi per entrare in rete anche meglio in un turbogas. Allora, anche escludendo la possibilità di realizzare impianti nucleari, perchè non realizzare centrali idroelettriche? Si potrebbe utilizzare l’energia elettrica che compriamo dall’estero durante la notte, quindi a prezzo scontato per riportare l’acqua nei bacini, e produrre di giorno energia. L’idroelettrico, quale energia rinnovabile, è vantaggioso rispetto al fotovoltaico e all’eolico per il fattore di carico, per l’entrata in rete con correnti e tensioni adeguate alla rete stessa, per la portenza installata su unità di superficie e per i costi finali all’utenza in eruro/kWh. Per i residui nucleari andiamo a fare alcune considerazioni. Un impianto nucleare da 1000 MWe produce annualmente al netto circa 3÷4m3 di scorie ad alto livello radioattivo. Queste vengono vetrificate e stipate in 12 cilindri di diametro 0,4 m ed altezza 1,3 m con un volume per singolo cilindro di 0,163 m3 e con 400 Kg di vetro (figura 39). Viene usato vetro per stabilizzare tali scorie e conservarle per tempo indefinito. Nella figura 38 abbiamo visto quella che è la prospettiva per i reattori di Generazione IV per i quali è prevista la gestione totale degli attinidi (estrazione e riciclaggio) con gli FR (Fast Reactor).

Figura 39: Cilindri per lo stoccaggio delle scorie


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