Università degli Studi di Roma Tor Vergata

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1 Università degli Studi di Roma Tor Vergata Ingegneria per l Ambiente e il Territorio GESTIONE ED ECONOMIA DELL ENERGIA A.A ISPEZIONE E CONTABILITÀ NUCLEARE IN UN NUOVO SCENARIO ENERGETICO ITALIANO ing. Daniele Carbini danielecarbini@virgilio.it

2 INTRODUZIONE Lo scenario energetico Italiano Vincoli ambientali IL RISCHIO NUCLEARE IL RISCHIO RADIOLOGICO Processo di fissione Criteri di progettazione di una centrale Scelta del sito Caratteristiche impiantistiche di una centrale Quattro generazioni di reattori nucleari Sviluppi futuri Le centrali nucleari italiane Le risorse uranifere Emissioni dei gas serra PIANIFICAZIONE DELLE EMERGENZE Reti di allarme e monitoraggio GESTIONE DELLE EMERGENZE Centro di coordinamento nazionale SISTEMA CONCLUSIONI 2

3 INTRODUZIONE Lo scenario energetico SITUAZIONE ITALIANA STATO ATTUALE : ITALIA GW PREVISIONI FUTURE : Fabbisogno di potenza per il periodo compreso tra il (Fonte:TERNA) ITALIA 69GW 70GW 71GW 71GW 72GW 75GW 89GW Contributo alla produzione elettrica (anno 2008) La domanda elettrica in Italia Un evoluzione della punta di carico ad un tasso medio tra +2,0% e +2,4% p.a. Crescita della domanda di energia elettrica con un evoluzione ad un tasso medio annuo di +1,6% e uno scenario base a +0,5% per anno Realizzazione di nuove centrali per un surplus di potenza elettrica efficiente pari a 20 GW (+30%)

4 INTRODUZIONE Lo scenario energetico SITUAZIONE EUROPEA STATO ATTUALE : Le unità nucleari in esercizio nel continente europeo sono 204, con una potenza totale installata di circa 172 GW 152 reattori sono in funzione nell UE 59 sono dislocati in Francia 4

5 INTRODUZIONE Lo scenario energetico SITUAZIONE MONDIALE STATO ATTUALE : 439 reattori in funzione in 31 paesi Potenza elettrica complessiva: 372 GW PREVISIONI FUTURE : 56 reattori in costruzione con una potenza elettrica complessiva pari a 51,9 GW Il dato più evidente viene fornito da ONU-IAEA, OCSE-NEA e USDOE i quali prevedono che la potenza nucleare installata nel mondo raddoppierà entro il

6 INTRODUZIONE Vincoli ambientali VINCOLI AMBIENTALI Ridurre del 13% le emissioni di gas serra rispetto al 2005 Sostituire il 10% di carburanti con biocombustibili DIRETTIVA UE Ridurre del 20% l intensità energetica rispetto al 2005 Portare il contributo delle fonti rinnovabili al 17% SOLUZIONE FONTE DI ENERGIA 1. Disponibilità 2. Economicità 3. Impatto ambientale 6

7 SOLUZIONE : ENERGIA NUCLEARE? 7

8 Fissione FISSIONE FISSILE Kripto Bario 200 MeV COSTANTE DI MOLTIPLICAZIONE ke = neutroni prodotti dalla fissione / (neutroni assorbiti + neutroni perduti ) I neutroni nati veloci dalla fissione, vengano rallentati (termalizzati), in quanto alle basse energie la probabilità di fissione dell 235 U (sezione d urto) è maggiore Combustibile + MODERATORE (materiale leggero) aumento dell'efficienza del trasferimento di energia 8

9 Fissione I neutroni che inducono la fissione hanno una E=0,1 ev Una frazione dei neutroni prodotti è: Utilizzata per nuove fissioni Catturata dall'altro isotopo dell'uranio ( 238 U) e dai nuclei degli altri materiali presenti Sottratta all'esterno del reattore L'energia associata ai prodotti della reazione, ceduta ai materiali circostanti, li riscalda e rappresenta la fonte di energia primaria che viene poi convertita in energia elettrica, come nelle altre centrali termiche PROCESSO STABILE ke = 1 BARRE DI CONTROLLO (Boro,Cadmio) 9

10 Criteri di progettazione CRITERI DI PROGETTAZIONE SISMICA CATEGORIA I Terremoto di arresto in condizioni di sicurezza (edificio del reattore) CATEGORIA II Tutte le strutture non comprese nella categoria I SICUREZZA CLASSE 1 Sistemi rilevanti ai fini della sicurezza (VESSEL) CLASSE 2 Sistemi rilevanti ai fini della sicurezza di emergenza (CONDENSATORE) CLASSE 3 Sistemi rilevanti ai fini della sicurezza accessorie CLASSE 4 Sistemi non rilevanti ai fini della sicurezza (FILTRI) CODICI DI PROGETTAZIONE Strutture e componenti suddivisi in riferimento alle norme di progetto ( A;B;C;D) COMBINAZIONE DEI CARICHI CONDIZIONI INTERNE Normale esercizio (disaccoppiamenti turbina-reattore) Anormali Emergenza Incidenza CONDIZIONI DI EVENTI ESTERNI Normali Anormale (terremoto) Severa (terrorismo- calamità naturali) 10

11 Scelta del sito SCELTA DEL SITO Caratteristiche sismiche Stato delle infrastrutture di trasporto Distanza dai centri abitati Facilità di accesso all'area Valore paesaggistico e architettonico Disponibilità di risorse idriche Configurazione geofisica e geologica 11

12 Centrale nucleare Ricezione delle barre di combustibile nucleare da inserire nel nocciolo Turbina AP Turbina BP Stoccaggio delle barre di combustibile già utilizzate Generatori di corrente Trasformatori 12

13 Reattore nucleare Sistema"pilota" della reazione a catena Struttura di cemento armato di circa 1 metro di spessore rivestito all interno con liner di acciaio Pastiglie di ossido di uranio (UO 2 ), Φ=1 cm e h=1.5cm, disposte in appositi tubi metallici (guaine) sigillati, a base di leghe speciali (zircaloy) Rallenta i neutroni rilasciati dalla fissione acqua ordinaria o leggera acqua pesante (ricca in deuterio o grafite) 13

14 Disposizione di una centrale PLATEA CENTRALE EDIFICIO REATTORE 14

15 Disposizione di una centrale PLATEA CENTRALE EDIFICIO REATTORE Edificio reattore Sala controllo Edificio combustibile Diesel emergenza Serbatoio acqua di emergenza 15

16 Disposizione di una centrale 16

17 Disposizione di una centrale 17

18 Disposizione di una centrale CONTENITORE PRIMARIO Contenimento di sicurezza da eventi esterni Calotta rivestita d acciaio (LINER) per schermare fuoriuscite di combustibile CONTENITORE SECONDARIO Sigillare il reattore all interno di una struttura a tenuta ermetica Rivestimenti in vetro borato per assorbimento di neutroni 2 contenitori di spessore 1,5m ciascuno Intercapedine messa in depressione 18

19 Sistemi di trasferimento di calore SISTEMI DI TRASFERIMENTO DI CALORE GENERATORE NUCLEARE DI VAPORE (GNV) Il combustibile è bruciato ed il calore derivante viene utilizzato per la produzione di calore Reattore Recipiente in pressione Sistema di refrigerazione Pompe Tubazioni e valvole Sistemi ausiliari di sicurezza CICLO SECONDARIO (IMPIANTO DI PRODUZIONE) Utilizza il vapore prodotto per alimentare la turbina collegata all alternatore 19

20 Quattro generazioni di reattori nucleari Plutonio per armi nucleari e aumento potenza Aumento dispositivi di sicurezza Aumento del η e riduzione delle scorie ad alta attività Affidabilità e resistenza alla proliferazione 20

21 Reattori nucleari BWR REATTORE LWR DI TIPO BWR CAPACITÀ DI AUTOREGOLAZIONE : (Senza modificare la posizione le barre di controllo) P aumento della portata nelle pompe di ricircolo con ebollizione del nocciolo ad una quota superiore 1. Ingresso dell acqua attraverso un portello di ingresso 2. Miscelazione con acqua di ricircolo delle 20 pompe a getto 3. Passaggio dentro dei separatori di umidità (ulteriore abbassamento umidità del 5%) 4. Passaggio miscela acqua-vapore dentro gli essiccatori 5. Uscita dal vessel ed entrata in turbina 21

22 Reattori nucleari BWR D = 6 m H = 20 m Spessore del contenitore di acciaio = 150 mm Carica di combustibile = 165 tonnellate (1 anno) p acqua = 70 Kg/cm² T = 180 C 22

23 Reattori nucleari BWR Un elemento di combustibile è costituito da: 1 barra di controllo cruciforme 4 elementi di combustibile Ogni elemento è costituito da barrette in Zircaloy secondo un reticolo 8x8 (264 elementi di combustibile) IL COMBUSTIBILE È SOTTO FORMA DI PASTICCHE DI OSSIDO DI URANIO (arricchito a circa il 2,5% in U 235 ) 23

24 Reattori nucleari PWR REATTORE LWR DI TIPO PWR Nel PWR si lavora sempre in condizione di SATURAZIONE non c è ebollizione all interno del vessel Spessore del contenitore di acciaio = mm Combustibile = UO 2 arricchito al 3% Carica di combustibile = 90 tonnellate (1 anno) cioè quando il 67% dei nuclei di U 235 è fissionato Flusso neutronico = 2, neutroni cm -2 s -1 D = 5 m H = 15 m p acqua = 150 Kg/cm² T = 280 C 24

25 Reattori nucleari PWR 1. Ingresso dell acqua avviene attraverso un bocchello di ingresso tra vessel e schermo neutronico 2. Passaggio dell acqua attraverso la piastra di sostegno degli elementi di combustibile 3. Uscita dal bocchello e successivo ingresso nel GV Lo scambio termico avviene tutto nel circuito primario senza che l acqua di tale circuito entri in contatto con quella del circuito secondario 25

26 Reattori nucleari PWR Lavorando in condizioni di saturazione ci possono essere dei TRANSITORI DI POTENZA legati a fenomeni di ebollizione all interno del circuito primario PRESSURIZZATORE Regola e mantiene sempre in pressione il circuito primario evitando ebollizioni Presenza di riscaldatori elettrici regolabili e di acqua sul fondo (60% del volume) 26

27 Reattori nucleari PWR Un elemento di combustibile è costituito da: Reticolo 17x17 barre di combustibile Tubo guida per l inserimento della barra di controllo (CLUSTER) REGOLAZIONE DI POTENZA inserimento/estrazione delle barre di controllo MOTORE DI AZIONAMENTO DELLE BARRE (sistema elettromagnetico formato da tre avvolgimenti) 27

28 Reattori nucleari PWR PROBLEMA BLACK OUT ELETTRICO La mancanza di energia elettrica provoca la caduta per gravità delle barre di controllo Abbassamento della potenza del nocciolo Entrata in funzione del sistema automatico di estrazione delle barre Lettura da parte del sistema come un abbassamento di potenza in normale funzionamento con estrazione in automatico di altri pacchi di barre 28

29 Reattori nucleari CANDU REATTORE HWR DI TIPO CANDU COMBUSTIBILE uranio leggermente arricchito PUÒ ESSERE SOSTITUITO MODERATORE acqua pesante (D 2 O) REFRIGERANTE D 2 O in pressione o H 2 O in ebollizione Il nocciolo è costituito da 28 barre di combustibile (0,5m) inseriti nei tubi orizzontali all interno dei quali scorre acqua pesante (D 2 O) in pressione Ogni tubo orizzontale contiene 12 elementi di combustibile, immersi a loro volta nella calandra in cui c è il moderatore (costituito anch esso da D 2 O) 29

30 Reattori nucleari CANDU D = 10m L = 6 m Spessore del contenitore di acciaio = 30 mm REGOLAZIONE DELLA POTENZA Variazione del moderatore all interno della calandra in modo da variare il salto termico del refrigerante fra ingresso ed uscita del reattore 30

31 Reattori nucleari a gas REATTORE A GAS (GCR) COMBUSTIBILE Uranio naturale GUAINA Leghe di magnesio (bassa sezione di cattura elettronica) VANTAGGI economico SVANTAGGI notevoli dimensioni basso rendimento Reattore che impiega CO 2 in pressione (14 bar) come fluido refrigerante e termovettore Tenuto conto dei fenomeni corrosivi della CO 2 sugli acciai del generatore di vapore, la temperatura di picco del refrigerante non supera i 360 C 31

32 Reattori nucleari autofertilizzanti REATTORE VELOCE AUTOFERTILIZZANTE (FBR) Reattori PRIVI DI UN MODERATORE neutroni poco rallentati COMBUSTIBILE utilizzo di materiale fertile Produzione maggiore di fissile rispetto al consumo 32

33 Reattori nucleari autofertilizzanti FUNZIONI SVOLTE Produzione di energia Creano il combustibile per il futuro, arricchendo dell'uranio naturale al 35% disposto appositamente a mantello intorno al nocciolo Uranio naturale Neutroni veloci PLUTONIO % di plutonio contenuto nelle barre di controllo Viste le alte T al posto dell H 2 O si utilizza il sodio liquido (fatto circolare ad elevate velocità per sottrarre tutto il calore al nocciolo) che ha la proprietà di mantenere basse le pressioni PROBLEMI UTILIZZO DEL SODIO corrosivo violente reazioni tra sodio- acqua violente reazioni tra sodio- aria 33

34 Reattori nucleari di III generazione REATTORI NUCLEARI DI III GENERAZIONE 4 circuiti primari collegati da un unico pressurizzatore Produzione di energia elettrica maggiore del 15% Produzione di materiali radioattivi inferiore del 15% 100 volte più sicure di quelle di II generazione Utilizzo di combustibile MOX (ox misto di uranio e plutonio) Durata ciclo del combustibile = 24 mesi Fattori di carico del 91% Dimensione del nocciolo eccessiva (2,5 x 2,3 metri) CARATTERISTICHE MIGLIORATIVE: Sistemi passivi Cavità sottostante il reattore Migliorata interfaccia uomo-macchina 34

35 Reattori nucleari di III generazione REATTORI NUCLEARI DI III GENERAZIONE A parità di volume di nocciolo si ha una potenza estraibile superiore: 1000 MWe η=0,343 (generazione II) 1700 MWe η=0,38 (generazione III) Maggior numero di elementi di combustibile a parità di reticolo 35

36 Reattori nucleari EPR REATTORE EPR Reattore progettato per un uso ottimizzato del combustibile nucleare (risparmio del 17% del consumo di uranio) Costituito da un insieme di 4 sottosistemi, o treni, ridondanti che provvedono al raffreddamento di emergenza del core, ognuno in grado di svolgere l intera funzione di sicurezza autonomamente 36

37 Reattori nucleari EPR SCIVOLO & VASCA DI CONTENIMENTO RIFLETTORE MASSICCIO Tutta la zona è completamente allagata con acqua borata (forte veleno neutronico) Ha funzione di protezione e di mantenimento di densità di neutroni tale da garantire sempre la reazione nucleare 37

38 Reattori nucleari EPR SISTEMA DI RIMOZIONE DEL CALORE (PHRH) Costituito da uno scambiatore di calore che determina una circolazione naturale nel circuito primario in caso di incidente Sistema circolazione reattore generazione II POMPE Sistema circolazione reattore generazione III NATURALE 38

39 Reattori nucleari EPR Lo scambiatore è un sistema passivo, riceve l acqua dalla gamba calda del pressurizzatore asportando così del calore dal lato mantello. Successivamente il fluido primario entra nella parte bassa del GV e di nuovo nella gamma fredda chiudendo così il ciclo 39

40 Reattori nucleari AP1000 L AP1000 E l unico impianto di Generazione III+ 40

41 Reattori nucleari AP1000 Costruzione modulare Ridotte dimensioni dei componenti Sistemi di sicurezza passiva CARATTERISTICHE IMPIANTISTICHE 50% in meno di valvole 83% in meno di tubazioni 87% in meno di cavi 36% in meno di pompe 56% in meno di volumi di edifici antisismici 157 elementi di combustibile BARRE DI CONTROLLO ASPETTI MIGLIORATIVI 53 barre di controllo ad alto assorbimento (Black Rods) basso assorbimento (Gray Rods) per consentire l adeguamento della potenza alle variazioni giornaliere di carico richieste dalla rete 41

42 Reattori nucleari di IV generazione REATTORI NUCLEARI DI IV GENERAZIONE Attività di R&S nell ambito del GIF (Generation IV International Forum) capaci di: Utilizzare meglio il combustibile (reattori veloci) Migliorare il rendimento elettrico (reattori ad alta temperatura) Bruciare i materiali radioattivi (reattori ad alto flusso) Produrre idrogeno Utilizzano come termovettore refrigerante il sodio Presenti 3 circuiti TUTTI I REATTORI produzione idrogeno mediante idrolisi dell acqua REATTORI A GAS utilizzo alte T (T=900 C) dei gas in uscita per la scissione della molecola d acqua in idrogeno e ossigeno 42

43 Risorse uranifere L Uranio, a differenza di altre risorse fossili, come il petrolio, risulta geograficamente più distribuito ed attualmente viene estratto in 20 Stati : PROBLEMA Approvvigionamento Canada e Australia (44%) Kazakhistan (13%) Nigeria (9%) Russia (8%) Namibia (8%) Uzbekistan (6%) Stati Uniti (5%) IPOTESI: consumo costante, ovvero che non entri in funzione nessuna nuova centrale se non per sostituire impianti chiusi FONTE: Red Book preparato congiuntamente dalla OECD/NEA e dall IAEA 38

44 Risorse uranifere E stato stimato che l'incidenza del costo dell'uranio sul kwh prodotto dalle centrali nucleari oggi è intorno al 3-5% 38

45 IL RISCHIO NUCLEARE Emissioni di gas serra Tra le tecnologie di produzione elettrica il nucleare è senz altro quella cui è associata la minore produzione di gas-serra 20 milioni di automobili in meno 45

46 Il nucleare in Italia IL NUCLEARE IN ITALIA Borgo Sabotino GCR 153 MW Caorso PWR 260 MW Trino Vercellese BWR 860 MW Garigliano BWR 150 MW 40

47 SCENARIO DEL RISCHIO Il nucleare in Italia Centrali in decommissioning Attività non conosciute Centri di ricerca Trasporto ed impiego di sostanze radioattive RISCHIO NUCLEARE IN ITALIA Centrali elettronucleari oltre frontiera Depositi di scorie e armi atomiche Caduta di satelliti Natanti a propulsione nucleare 47

48 SCENARIO DEL RISCHIO Il rischio radiologico RISCHIO La probabilità che un fenomeno potenzialmente dannoso possa avvenire in un determinato tempo provocando un atteso valore di danno RISCHIO TOTALE NUCLEARE R(I;E) = H(I) V(I;E) W(E) Pericolosità Vulnerabilità Valore degli elementi a rischio RADIOATTIVITÀ Fenomeno per cui nuclei di elementi non stabili si trasformano in altri emettendo particelle 48

49 PIANIFICAZIONE DELLE EMERGENZE Reti di allarme e monitoraggio Capo X del Decreto Legislativo 230 del 17/3/1995 specifica le tipologie delle pianificazioni d emergenza Piani d emergenza esterna PEE Piano Nazionale delle Misure Protettive contro le Emergenze Radiologiche (DPCM 19/3/2010) CONTROLLO CON RETI DI SORVEGLIANZA 49

50 PIANIFICAZIONE DELLE EMERGENZE Reti di allarme e monitoraggio RETI DI SORVEGLIANZA NAZIONALI REGIONALI LOCALI RESORAD ISPRA MINISTERO DELL INTERNO REMRAD GAMMA 50

51 PIANIFICAZIONE DELLE EMERGENZE Reti di allarme e monitoraggio RETE ISPRA REMRAD Analizza particolato atmosferico raccolto su filtro GAMMA Monitoraggio della radioattività artificiale nella sua distribuzione lungo il territorio nazionale Piattaforma scambio dati della UE ed invio al Joint Research Centre (JRC) 51

52 PIANIFICAZIONE DELLE EMERGENZE Reti di allarme e monitoraggio RETE RESORAD Analizza l andamento spazio-temporale della concentrazione dei radioelementi Dati del CEVAD Dati meteorologici Sistema di calcolo ARIES SISTEMI PRONTA NOTIFICA EMERCOM Costituita da due convenzioni PRONTA NOTIFICA ASSISTENZA Emergency Response Centre (ERC) ECURIE Piattaforma di scambio di informazioni tra i Paesi membri Si avvale della rete EUropean Radiological Data Exchange Platform 52

53 GESTIONE DELLE EMERGENZE Centro di coordinamento nazionale SISTEMA Incidente CBRN Qualsiasi dispersione di sostanze e materiali chimici, biologici, radiologici o nucleari a fini terroristici Approccio multirischio PROTEZIONE CIVILE SIT.I. Sorveglianza Monitoraggio SITUAZIONE ORDINARIA Elaborazione e verifica situazioni emergenziali SITUAZIONE DI EMERGENZA Ausilio all unità di crisi SISTEMA 53

54 SISTEMI DI MONITORAGGIO INTERNAZIONALE CONTROLLO TRASPORTO SOSTANZE R-N CRITICITA AUMENTO TEMPI DI SOSTA RITARDI NELLE CONSEGNE MANCATA MOVIMENTAZIONE MATERIALE R-N DA PARTE DEGLI OPERATORI Rilevatore a muoni Vehicle and Cargo Inspection Systems su container Vehicle and Cargo Inspection Systems su rotaia SOLUZIONI 54

55 SISTEMI DI MONITORAGGIO INTERNAZIONALE La tecnologia RFID RADIO FREQUENCY IDENTIFICATION BENEFICI Maggior sicurezza e protezione Riduzione della sorveglianza degli imballaggi da parte del personale Ottimo rapporto costi-efficienza Accesso dello status e dei parametri ambientali in tempo reale TAGS Posizione e movimenti dell imballaggio e integrità della sigillatura Dose, temperatura, umidità, shock Stato della batteria e stato di allarme READERS Controllo h24 di tutti i fusti Trasmissione all EOC dei tags APPLICAZIONI SOFTWARE Global positioning system (GPS) General packet radio service (GPRS) Geographic information system (GIS) 55

56 SISTEMI DI MONITORAGGIO INTERNAZIONALE La tecnologia RFID PROTOCOLLO U.S. PER IL TRASPORTO Etichettatura del fusto 1 Collegamento dei sensori 2 Ritiro dell imballaggio dalla centrale 3 Monitoraggio continuo del tragitto 4 Controllo h24 dei tags 5 Gestione dello stato di allarme 6 56

57 SISTEMI DI MONITORAGGIO INTERNAZIONALE La tecnologia RFID RFID VS SALUTE DELL UOMO RFID opera con radiazioni non ionizzanti Interagendo con le cellule degli organismi determinano trasformazioni di tipo termico o bio-elettrico Bassa energia F< 1MHz 1MHz < F< 10 MHz Non producono nel corpo umano un riscaldamento dei tessuti Riduzione delle capacità mentali o fisiche e della fertilità maschile Un reader passivo di 2W deve trovarsi ad una distanza superiore ai due metri da esseri viventi con permanenza per più di quattro ore RFID VS PRIVACY 1) Propagation Controll 2) Blocker Tag 3) Kill Tag NON APPLICABILI PER LA FASE DI TRASPORTO DI MATERIALE R-N 57

58 CONCLUSIONI Vantaggi vs Svantaggi ENERGIA NUCLEARE SVANTAGGI VANTAGGI Elevati costi di impianto, di esercizio e smaltimento Approvvigionamento dell uranio Maggiori problemi inerenti la sicurezza nazionale Coordinamento tra Enti predisposti alla gestione del rischio Basso costo del kwh Sostituzione dei combustibili fossili Riduzione delle emissioni di gas-serra Incentivazione delle energie rinnovabili 58

59 Non esiste un nucleare sicuro. O a bassa produzione di scorie. Esiste un calcolo delle probabilità, per cui ogni cento anni un incidente nucleare è possibile: e questo evidentemente aumenta con il numero delle centrali. Si può parlare, semmai, di un nucleare innovativo. (Carlo Rubbia) 59