I reattori nucleari di quarta generazione: una fonte inesauribile di energia

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1 I reattori nucleari di quarta generazione: una fonte inesauribile di energia Milano-Bicocca, 21 Aprile, 2009 L. CINOTTI 1

2 Generation IV International Forum (GIF) è stato costituito per lo sviluppo della prossima generazione di reattori nucleari. È stato inizialmente promosso da Argentina, Brasile, Canada, Francia, Giappone, Corea del Sud, Sud Africa, Svizzera, Regno Unito, USA, ed anche da Euratom. Mappa dei Paesi aderenti a Generation IV 2

3 Generation IV International Forum (GIF) È attualmente sottoscritto da: Canada, Cina, Corea del Sud, Euratom, Francia, Giappone, Sud Africa, Svizzera, USA E attesa a breve anche la sottoscrizione da parte della Russia 3

4 Nel 2001 sono stati valutati circa 100 sistemi. L esame ha messo in evidenza grandi potenzialità dell energia nucleare e la necessità di lanciare tempestivamente i programmi di R&D. I sistemi più promettenti dal punto di vista tecnico sono stati suddivisi in due gruppi: - International Near-Term Deployment; - Reattori Generation IV, destinati a sostituire i reattori attuali. Nel dicembre 2002 viene pubblicata la Technology Roadmap for Generation IV Nuclear Energy Systems che: - identifica sei sistemi; - ne delinea il programma di R&D. 4

5 GIF ha operato la selezione basandosi su: - 4 Goals area, - 8 Goals, - 15 Criteria - 24 Metrics 5

6 Technology Roadmap for Generation IV I reattori fino a Generation III + possono garantire sicurezza, competitività economica e protezione fisica. I reattori (sistemi) Generation IV garantiscono anche sostenibilità e resistenza alla proliferazione. 6

7 International Near-Term Deployment Sono impianti che ricorrono a tecnologia provata; non raggiungono i requisiti di sostenibilità di GEN IV, ma ne viene riconosciuta alta potenzialità in termini di sicurezza ed economia. I criteri di selezione di detti impianti sono stati essenzialmente due: supporto industriale tale da renderli disponibili entro il 2015; caratteristiche tecniche, riferite ai quattro Goals area (Sustainability, Safety and Reliability, Economics, Proliferation Resistance and Physical Protection) uguali o migliori di quelle relative ai sistemi Generation III ed in particolare agli Advanced Light Water Reactors (ALWRs) di recente costruzione. 7

8 Advanced Boiling Water Reactors ABWR II (Advanced Boiling Water Reactor II) ESBWR (European Simplified Boiling WaterReactor) HC-BWR (High Conversion Boiling Water Reactor) SWR-1000 (Siedewasser Reactor-1000, ad acqua bollente) Advanced Pressure Tube Reactor ACR-700 (Advanced CANDU Reactor 700) Advanced Pressurized Water Reactors AP600 (Advanced Pressurized Water Reactor 600) AP1000 (Advanced Pressurized Water Reactor 1000) APR1400 (Advanced Power Reactor 1400) APWR+ (Advanced Pressurized Water Reactor Plus) EPR (European Pressurized Water Reactor) Integral Primary System Reactors CAREM (Central Argentinade Elementos Modulares) IMR (International Modular Reactor) IRIS (International Reactor Innovative and Secure) SMART (System-Integrated Modular Advanced Reactor) Modular High Temperature Gas-Cooled Reactors GT-MHR (Gas Turbine-Modular High Temperature Reactor) PBMR (Pebble Bed Modular Reactor) 8

9 Principi base per la sicurezza (1/3) LA REAZIONE A CATENA, SE DIVERGE, PUO COMPORTARE RAPIDI INCREMENTI DI POTENZA ARRESTARE LA REAZIONE DURANTE QUALSIASI INCIDENTE 9

10 Principi base per la sicurezza (2/3) I PRODOTTI DI FISSIONE SONO RADIOATTIVI E DECADENDO PRODUCONO CALORE IL CALORE DI DECADIMENTO AD 1 SECONDO 6,6% AD 1 MINUTO 4% AD 1 ORA 1,5% AD 1 GIORNO 0,6% RIMUOVERE IL CALORE DI DECADIMENTO ANCHE DOPO LO SPEGNIMENTO 10

11 Principi base per la sicurezza (3/3) I PRODOTTI ALL INTERNO DEL COMBUSTIBILE SONO RADIOATTIVI EVITARE IL RILASCIO DI RADIOATTIVITA ALL AMBIENTE (CONTENIMENTO) 11

12 Il reattore ad acqua in pressione (PWR) 12

13 Il Reattore Nucleare Recipiente in pressione Barre di controllo Refrigerante Moderatore Combustibile PWR Westinghouse 13

14 AP600 e AP1000 adottano sistemi passivi per maggior sicurezza e semplicità. 14

15 ISIS ANSALDO

16 ABB-ANSALDO SECURE ABB IRIS riprende molte soluzioni di origine italiana ISIS ANSALDO NILUS POLITECNICO di Milano IRIS Consorzio IRIS dal

17 L arricchimento U 235 U 238 L uranio naturale è un miscuglio di due isotopi: U 235 0,7%, U ,3% ~ 170 tu/anno per un reattore da 1000 MWe Uranio impoverito di scarso valore commerciale La maggior parte degli attuali reattori usa uranio arricchito al ~ 3,5-4% in U 235 ~ 24 tu/anno di uranio arricchito per un reattore da 1000 MWe Rischio di proliferazione se il processo viene spinto verso alti arricchimenti 17

18 Il combustibile esaurito Energia elettrica Nel Reattore ~ 23 t/anno di uranio. ~ 0,9 t/anno di prodotti di fissione. ~ 0,2 t/anno di plutonio ~ 0,04 t/anno di attinidi ~ 24 t/anno minori di uranio arricchito U 235 Pu U 238 Attinidi minori Prodotti di fissione Volume delle scorie non ottimizzato Scorie a vita lunga Scorie a vita lunga Rischio di proliferazione

19 Durata (in anni) delle riserve accertate all attuale tasso di consumo Carbone Gas Petrolio Uranio 19

20 Obbiettivi di sostenibilità e resistenza alla proliferazione dei reattori di quarta generazione: - un riprocessamento che separi solo i prodotti di fissione (resistenza alla proliferazione). U 235 Pu U 238 Attinidi minori Prodotti di fissione + - un reattore nucleare che possa essere alimentato in U 238, Pu ed attinidi minori (sostenibilità). - l inutilità dell arricchimento (resistenza alla proliferazione). 20

21 Il combustibile esaurito Nel Reattore ~ 24 t/anno di uranio arricchito Energia elettrica ~ 23 t/anno di uranio. ~ 0,9 t/anno di prodotti di fissione. ~ 0,2 t/anno di plutonio ~ 0,04 t/anno di attinidi minori U 235 U 238 Pu Attinidi minori Prodotti di fissione Volume scorie non ottimizzato Scorie a vita lunga Scorie a vita lunga Rischio di proliferazione + + Uranio impoverito Scorie a vita media + + Combustibile per i LFR 21

22 I sei sistemi di quarta generazione Generation IV Systems Acronym Chair of the SC Gas-Cooled Fast Reactor System Lead-Cooled Fast Reactor System Molten Salt Reactor System Sodium-Cooled Fast Reactor System Supercritical Reactor System Water-Cooled Very-High-Temperature Reactor System GFR LFR MSR SFR SCWR VHTR Anzieu (CEA-FRANCE) Cinotti (Del Fungo-Euratom) Renault (CEA-FRANCE) Ichimiya (JAEA- Japan) Khartabil (AECL-Canada) O Connor (DOE-USA) 22

23 I reattori SCWR e VHTR sono stati selezionati per la possibilità di innalzare la temperatura di funzionamento, permettendo la produzione di energia elettrica e idrogeno con alto rendimento. IL MSR è particolarmente adatto alla conversione del 232 Th, ma è sviluppabile solo a lungo termine. 23

24 Tre sistemi prescelti sono a spettro neutronico veloce GFR SFR LFR In un reattore veloce: ( Il keff cambia poco durante il burn up) ( si può usare il Pu, con Convertion Ratio~1) ( si possono bruciare gli attinidi minori) 24

25 Gas-Cooled Fast Reactor (GFR) reattore a spettro veloce raffreddato ad elio e con ciclo del combustibile chiuso per una efficiente conversione dell uranio fertile e la gestione degli attinidi. Importanti aspetti di sicurezza rimangono irrisolti. 25

26 Sodium-Cooled Fast Reactor (SFR) - reattore a spettro veloce raffreddato a sodio e con ciclo del combustibile chiuso per una efficiente conversione dell uranio fertile e la gestione degli attinidi. Si presta ad impianti sia di piccola che di grande taglia. La tecnologia è provata, ma non ha mai raggiunto la competitività con i reattori raffreddati ad acqua. 26

27 SUPERPHENIX Plant View 27

28 28

29 SPX1 29

30 Circuiti secondari di SPX1 30

31 SUPERPHENIX Erection of the Core Supporting Structure 31

32 SUPERPHENIX Detail Inside the Reactor Block 32

33 SUPERPHENIX Internals 33

34 SUPERPHENIX Intermediate Sodium/Sodium Heat Exchanger 34

35 SUPERPHENIX Tube Plate of an Intermediate Heat Exchanger 35

36 SUPERPHENIX Fuel Element Diagrid 36

37 Lead-Cooled Fast Reactor (LFR)- reattore a spettro veloce raffreddato a piombo e con ciclo del combustibile chiuso per una efficiente conversione dell uranio fertile e la gestione degli attinidi. The system uses pure lead or the lead/bismuth eutectic, with a reactor outlet temperature of 550 C, possibly ranging up to 800 C, depending upon the success of the materials R&D, (iniziale dichiarazione GENIV). 37

38 European Lead-cooled System (ELSY) (Progetto Euratom promosso e coordinato da aziende italiane) Lista dei partecipanti Paese Ansaldo Nucleare S.p.A, ANSALDO ITALIA AGH, Akademia Górniczo-Hutnicza AGH POLONIA Centro Elettrotecnico Sperimentale Italiano CESI ITALIA Inter Universities Consortium for Nuclear Technological Research CIRTEN ITALIA Centre National de la Recherche Scientifique CNRS FRANCIA Empresarios Agrupados Internacional S.A. EA SPAGNA Electricité de France EDF FRANCIA Ente per le Nuove Tecnologie, l Energia e l Ambiente ENEA ITALIA Forschungszentrum Karlsruhe GmbH FZK GERMANIA Institute for Nuclear Research INR ROMANIA European Commission, Joint Research Centre JRC EUROPA Royal Institute of Technology-Stockholm KTH SVEZIA Nuclear Research and Consultancy Group NRG OLANDA Ustav jaderneho vyzkumu Rez, a.s. (NRI Rez, plc.) UJV REPUBBLICA CECA Paul Scherrer Institut PSI SVIZZERA Studiecentrum voor Kernenergie SCK CEN BELGIO Del Fungo Giera Energia S.p.A. DEL ITALIA Data di inizio contratto: Impegno totale : 625 uomini-mese in tre anni 38

39 Principali Parametri di ELSY Potenza elettrica 630 MW Efficienza termica 42 % Refrigerante primario Sistema primario Circolazione del refrigerante primario Perdita di carico primaria (a potenza) Temperatura ingresso nocciolo Temperatura uscita nocciolo Combustibile Materiale delle guaine del combustibile Temperatura delle guaine del combustibile (max) Vessel del reattore Vessel di sicurezza Generatori di vapore Ciclo secondario Pompe primarie Strutture interne Vessel interno Scambiatori immersi del sistema di evacuazione del calore residuo Progetto sismico Piombo Integrato Forzata ~ 1,5 bar ~ 400 C ~ 480 C MOX e nitruri (con e senza attinidi minori) T91 (Fe-Al alloy coated) ~ 550 C In acciaio austenitico, appeso, corto ~ 9 m Ancorato al pozzo reattore N 8, integrati nel vessel del reattore Acqua-vapore surriscaldato a 180 bar, 450 C N 8, meccaniche con aspirazione dal collettore caldo Rimuovibili Cilindrico N 4, immersi nel collettore freddo Isolatori sismici 2D per l edificio reattore 39

40 Come progettare un LFR sulla base dell esperienza relativa ai SFR? L eliminazione dei circuiti intermedi è la chiave per la compattezza e la riduzione di costo dei LFR. I generatori di vapore possono essere istallati all interno del vessel del reattore. Ridotte dimensioni dell edificio reattore in pianta ed in elevazione 40

41 Come progettare un LFR sulla base dell esperienza relativa ai SFR? SPX1 Attenzione! Il vantaggio del LFR derivante dall eliminazione dei circuiti intermedi può essere annullato dall eccessive dimensioni del sistema primario per la bassa velocità di circolazione del piombo nel reattore (< 2m/s) e la maggior densità rispetto al sodio. 41

42 Il piombo è particolarmente promettente come refrigerante di un FR: è compatibile con l acqua; non brucia in aria; ha alto punto di ebollizione; è un ottimo schermo per le radiazioni; modera poco ed assorbe poco i neutroni; ma ha alto punto di fusione; è corrosivo per molti materiali strutturali. Temperature C Technology gap Pumps V outlet Core inlet 480 ~ Vessel Internals Cladding Negligible few ~ 100 dpa Critical Parameter Technological Limits for ss316 and T91 O 2 control + alluminization O 2 control Low O 2 activity Material embrittlement Lead Freezing Il ciclo termico è condizionato da aspetti tecnologici La tecnologia del piombo è stata inizialmente sviluppata dalla Russia con l uso dell eutettico piombo-bismuto in reattori per la propulsione di sottomarini. In Italia nel centro ENEA del Brasimone vi sono due circuiti sperimentali all eutettico piombo-bismuto ed uno a piombo puro. 42 T, dpa

43 Open issues at the beginning of the ELSY project ELSY How to transfer the LBE experience to pure lead? (already addressed in IP-Eurotrans) How to mitigate the seismic issue? How to compact the primary system? How to avoid the spent fuel internal storage? How to cool a high power spent fuel element during refuelling? How to design a compact SG? How to avoid the risk of catastrophic primary system pressurization associated to the water or steam collector failure? How to mitigate the effect of SGTR? How to make the internal removable? How to handle the fuel elements at 400 C in lead? How to sustain the fuel elements in lead? How to design a simple and reliable DHR? L. Cinotti, EUR coordination meeting on GIF, LFR - Update Bruxelles, December 4,

44 How to transfer the experience on LBE to pure lead? ELSY By using a low core outlet temperature as a LBE cooled reactor. SVBR- 75/100 ELSY BREST Coolant Core inlet T( C) LBE 320 Lead 400 Core oulet T ( C) By a technological program of adaptation of the LBE technology to lead. (IP-EUROTRANS, ELSY, VELLA, GETMAT) L. Cinotti, EUR coordination meeting on GIF, LFR - Update Bruxelles, December 4,

45 Come progettare un LFR sulla base dell esperienza relativa ai SFR? SPX1 ELSY L innovazione è la soluzione per la compattezza del sistema primario di ELSY nonostante la bassa velocità del piombo. 45 L. Cinotti Milano - Bicocca, 21 aprile, 2009

46 LFR How to mitigate the seismic issue? ELSY..from A Technology Roadmap for Generation IV Nuclear Energy Systems ELSY ELSY short-height vessel and compactness improves resistance to seismic loads L. Cinotti, L. Cinotti EUR coordination meeting on GIF, LFR - Update 46 Bruxelles, December 4, 2008 Milano - Bicocca, 21 aprile, 2009

47 How to compact the primary system? ELSY With no fuel internal storage With Innovative SG (-50% in volume) With Primary pumps integrated in the SG SG PP L. Cinotti, L. Cinotti EUR coordination meeting on GIF, LFR - Update 47 Bruxelles, December 4, 2008 Milano - Bicocca, 21 aprile, 2009

48 How to avoid the spent fuel internal storage? ELSY With an innovative spent fuel assembly cooling system Conductive lamellae clamped to the FA as additional heat transfer surface cooled by gas in natural circulation L. Cinotti, EUR coordination meeting on GIF, LFR - Update Bruxelles, December 4,

49 How to design a compact SG? ELSY..a spiral-tube bundle Steam Generator to cope with the main vessel leakage accident and for Simplicity and Compactness of the primary system Pump-SG integration. SG positioned in the upper part of the downcomer to shorten the Reactor Vessel. Volume reduced by about factor 2. Primary pressure loss reduced by about factor 2. Reactor vessel kept at constant temperature (load following made easier). L. Cinotti, L. Cinotti EUR coordination meeting on GIF, LFR - Update 49 Bruxelles, December 4, 2008 Milano - Bicocca, 21 aprile, 2009

50 How to avoid the risk of catastrophic primary system pressurization associated to the water or steam collector failure? ELSY Feed water and steam collectors outside the reactor vessel. L. Cinotti, EUR coordination meeting on GIF, LFR - Update Bruxelles, December 4,

51 ELSY How to mitigate the effect of SGTR?. Feed water tubes with Venturi nozzle and steam tubes with check valve for leak-flow limitation. Feed water and steam loops depressurized and isolated. Reactor cover gas plenum depressurized by rupture discs in ducts connected to the Above-Reactor Enclosure. Normally radial flow across the tube bundle deviated upwards by passive devices. L. Cinotti, L. Cinotti EUR coordination meeting on GIF, LFR - Update 51 Bruxelles, December 4, 2008 Milano - Bicocca, 21 aprile, 2009

52 How to make the internal removable? By a combination of radial and vertical displacements ELSY 1st 2nd 3rd 4th b a d c First condition: a>b Second condition: c>d L. Cinotti, EUR coordination meeting on GIF, LFR - Update Bruxelles, December 4,

53 How to handle a fuel element under lead at high temperature? ELSY It is possible, it is easy.the technology is available, let us learn from the operator of the bourguignonne. Heat transfer fluid Fuel element stem Handling (hot lead) (cold) Mechanisms Nuclear fuel L. Cinotti, L. Cinotti Operator (hot oil) Vessel EUR coordination meeting on GIF, Heat transfer fluid Special fuel LFR - Update Handle (cold end) Vessel 53 Bruxelles, December 4, 2008 Milano - Bicocca, 21 aprile, 2009

54 How to sustain the fuel elements in lead? ELSY..the Fuel Assemblies are sustained by buoyancy, kept in the vertical position by support beams and kept radially compacted by the inner vessel Fuel assemblies can be released of engagement with the inner vessel and moved apart from each other for refueling. L. Cinotti, L. Cinotti EUR coordination meeting on GIF, LFR - Update 54 Bruxelles, December 4, 2008 Milano - Bicocca, 21 aprile, 2009

55 How to design a simple and reliable DHR? ELSY Reactor Vessel Air-Cooling System + Water loops with innovative dip coolers Double-wall, helium bonded outer tube. Dip coolers Bayonet tube 55

56 ELSY GV WA-DHR GV ELSY Reactor Roof penetrations PU GV PU GV WA-DHR GV PU GV WA-DHR L. Cinotti, EUR coordination meeting on GIF, LFR - Update Bruxelles, December 4,

57 ELSY OPEN SQUARE CORE (Alternative hexagonal closed is also evaluated) ELSY Power MWth 1500 Fuel column height (mm) 900 N Fuel Assemblies (FA) 162 FA geometry Open square FA pitch (mm) 294 N fuel rods / FA (mm) 428 Fuel rod pitch (at 20 C) (mm) 13,9 Fuel rod outer diameter (mm) 10,5 Three radial fuel zones with different Pu contents Fuel PuO 2 vf [%] at. [% HM] wt [% HM] N FAs Inner 14,20 14,61 14,69 56 Intermediate 16,20 16,65 16,75 62 Outer 19,10 19,61 19,72 44 Core av. 16,30 16,75 16, L. Cinotti, EUR coordination meeting on GIF, LFR - Update Bruxelles, December 4,

58 An adiabatic core (it burns its own MA) with BR 1 is feasibile ELSY 1,0E ,0E [ kg ] 1,0E+03 Pu (+0,4% in 4 years) MAs U (-7,7% in 4 years) 1,0E+02 1,0E+01 1,0E+00 [ years ] MA equilibrium content (at equilibrium): 410 [kg] = 16,5% Pu BOL = 1,1% HM BOL, (τ 14 years) BU ( average in 4 years) = 60 MWd/ kg HM L. Cinotti, EUR coordination meeting on GIF, LFR - Update Bruxelles, December 4,

59 Technical summary ELSY Design provisions proposed for ELSY exploit the advantages of lead and overcome or alleviate the impact of the drawbacks Lead characteristics Good neutronic characteristics Reactor design features Fast flux, waste burning, low core ΔP No fast reaction with water, not ignites in air High boiling point No intermediate loop, Compact in-vessel SGs, DHR by air and water coolers Primary system at ambient pressure Corrosion Core mean outlet T limited to 480 C. Opacity Refueling machine operating in gas. No mechanism operating in lead. High melting point ISI requirements limited by design. High density 2D isolators supporting the reactor building. Short-height vessel. Reduced risk of re-criticality in case of core melt. Fuel elements basically supported by buoyancy. L. Cinotti, EUR coordination meeting on GIF, LFR - Update Bruxelles, December 4,

60 Flusso di materiali nucleari (in tonnellate) per produrre un terzo dell energia elettrica italiana. 1) Scenario attuale 2) Scenario prossimo possibile 3) Scenario verso 2040 Reattori raffreddati ad acqua di 3 generazione Reattori raffreddati a piombo liquido di 4 generazione senza riciclo degli attinidi minori Uranio naturale da estrarre ,8 Oppure a, b, c Prodotti del processo Uranio impoverito prodotto nell impianto di arricchimento Uranio incombusto nel combustibile esaurito 1900 (a) 184 (b) Pu risultante 2,6 (c) Attinidi minori risultanti Prodotti di fissione risultanti 0,38 (d) Reattori ideali raffreddati a piombo liquido di 4 generazione 10,44 Oppure a, b, c, d Trascurabile Trascurabile 0,36 Trascurabili 13 10,43 10,43 60

61 Conclusione (1/3) Il riciclaggio del Pu e degli attinidi minori in un reattore veloce riducono drasticamente la radiotossicità delle scorie nucleari. 61

62 Conclusione (2/3) I reattori veloci costituiscono una fonte inesauribile di energia senza rilasci di CO2 nell atmosfera Carbone Gas Petrolio Uranio In reattori termici Uranio in reattori veloci Durata (in anni) delle riserve accertate all attuale tasso di consumo Source: BP and IAEA data for

63 Conclusione (3/3) Il reattore raffreddato a piombo è la migliore soluzione? Sarà la soluzione sviluppata industrialmente per produrre energia nei prossimi decenni/secoli? 63 L. Cinotti Milano - Bicocca, 21 aprile, 2009

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