CAP. 6 Le centrali nucleotermoelettriche

Transcript

1 CAP. 6 Le centrali nucleotermoelettriche 1. Reazioni nucleari 1.1. Richiami di fisica atomica L atomo è costituito da un nucleo centrale che ne contiene praticamente tutta la massa; attorno ad esso gravitano gli elettroni, corpuscoli di massa trascurabile rispetto al nucleo, dotati ciascuno dell unità di carica negativa (1, Coulomb). Gli elettroni si muovono attorno al nucleo su traiettorie aventi differenti diametri, a ciascuno dei quali la natura ha assegnato un numero finito di elettroni. I livelli, che non hanno quel numero di elettroni, sono suscettibili di riceverne o di perderne: ciò determina le proprietà chimiche degli elementi. Il nucleo è formato da particelle di massa pressoché identica, che viene assunta come unità di peso atomico dell atomo. Alcune di queste particelle sono cariche di elettricità positiva (protoni), altre sono elettricamente neutre (neutroni). Il numero dei protoni di un atomo non ionizzato è sempre uguale al numero degli elettroni, per cui l atomo verso il suo esterno è elettricamente neutro. Ogni atomo è così caratterizzato da due numeri: il numero dei suoi protoni (o dei suoi elettroni), che determina le proprietà chimiche dell elemento e che si chiama numero atomico, e il numero complessivo dei protoni e dei neutroni, che determina il suo peso atomico. Gli elementi vengono classificati in base alle loro proprietà chimiche e quindi in base al loro numero atomico. Però, con lo stesso numero atomico, vi possono essere varietà nelle quali è diverso il numero dei neutroni e quindi è diverso il peso atomico; queste varietà si chiamano isotopi e, pur avendo le stesse proprietà chimiche, differiscono in altre proprietà, in particolare in quelle nucleari. Così, ad esempio, dell idrogeno, che ha l atomo formato da un solo protone e un solo elettrone (numero atomico 1, peso atomico 1), esistono due isotopi: il deuterio, che contiene nel nucleo oltre a un protone anche un neutrone (e perciò, pur avendo ancora numero atomico 1, ha peso atomico 2), e il tritio, che contiene nel nucleo un protone e due neutroni (peso atomico 3). Le forze di attrazione, che tengono legati insieme protoni e neutroni, sono a breve raggio d azione e contrastano le forze coulombiane che tenderebbero ad allontanare tra loro i protoni. La massa del nucleo è inferiore alla somma delle masse delle particelle componenti, perché una parte della loro massa si è trasformata in energia di legame. Secondo la teoria della relatività di Einstein, ad una variazione di massa Δm corrisponde una variazione di energia ΔE uguale alla variazione della massa moltiplicata per il quadrato della velocità della luce nel vuoto c: Δ E = Δm c Dato l elevato valore di c (circa km/s), la variazione di massa corrispondente all emissione o all assorbimento di energia nei fenomeni fisici e chimici è di gran lunga inferiore ai limiti delle attuali capacità di rilievo e di misura. 2 1

2 1.2. Radioattività Alcuni elementi naturali ad alto peso atomico emettono spontaneamente radiazioni corpuscolari ed elettromagnetiche, disintegrando il proprio nucleo e trasformandosi in nuovi elementi: è questo il fenomeno della radioattività. Le radiazioni emesse nel decadimento radioattivo sono i raggi α, β e γ. I raggi α sono costituiti da nuclei di atomi di elio (due protoni e due neutroni), i raggi β da un flusso di elettroni ad alta energia, mentre i raggi γ sono radiazioni elettromagnetiche del tipo della luce e dei raggi X, ma con lunghezza d onda molto più piccola (10-11 cm). La radioattività si può anche ottenere dal nucleo di elementi stabili per azione di particelle o radiazioni di diversi tipi. Le reazioni nucleari di disintegrazione dei nuclei instabili si dicono di decadimento, mentre quelle provocate da agenti esterni si dicono indotte. Il decadimento radioattivo è regolato dalla legge: N t = N 0 e t V dove N t è il numero degli N 0 atomi ancora inalterati al tempo t e V è la vita media dell elemento. Il periodo di dimezzamento di un elemento radioattivo è il tempo T occorrente per la disintegrazione della metà degli atomi originari. Risulta: T 1 V N 0 = N 0 e T = V ln 2 = 0, 693 V 2 Una delle caratteristiche delle radiazioni sopracitate è il loro potere di penetrazione nella materia. I raggi α sono poco penetranti e vengono fermati anche da un modesto spessore di carta o da pochi centimetri d aria. I raggi β vengono arrestati da sottili spessori di metallo. I raggi γ sono assai penetranti e richiedono, per essere fermati, grandi spessori di metallo o di calcestruzzo. Le particelle elementari cariche e le radiazioni elettromagnetiche che attraversano la materia subiscono principalmente interazione con gli elettroni orbitali degli atomi colpiti. L energia di una particella α che attraversa la materia viene progressivamente dissipata per l interazione fra la sua carica e gli elettroni orbitali degli atomi incontrati nella sua traiettoria; quando le particelle α sono sufficientemente rallentate, si convertono in atomi neutri di elio con la cattura di due elettroni. Le particelle α sono perciò fortemente ionizzanti. L energia posseduta dalle particelle β viene dissipata nei successivi urti con gli atomi della materia attraversata. Tale interazione produce l emissione di raggi X di piccolissima lunghezza d onda. I raggi γ, come i raggi X, sono assorbiti dalla materia con processi diversi, la cui entità dipende dall energia iniziale: per effetto fotoelettrico (E<0,5 MeV), quando il fotone γ provoca l emissione di elettroni orbitali degli atomi investiti; per effetto Compton, quando il fotone entra in collisione con un elettrone rimbalzando con energia diminuita (lunghezza d onda aumentata), mentre l elettrone viene emesso con energia equivalente a quella perduta dalla radiazione incidente; per reazione di coppie (E>1,02 MeV) di elettroni e positroni, conseguente all annichilazione del fotone per urto contro una particella materiale che assorbe parte dell energia incidente. 2

3 1.3. Fissione nucleare Bombardando il nucleo di alcuni materiali (praticamente solo quelli ad elevato numero atomico) per mezzo di neutroni, i quali essendo privi di carica elettrica non subiscono azioni di repulsione coulombiana, si può ottenere la rottura del nucleo con formazione di due nuclei a medio numero atomico, più un certo numero di neutroni. Questo processo prende il nome di fissione. L energia viene liberata prevalentemente sotto forma di energia cinetica dei frammenti del nucleo i quali, interagendo con la materia circostante, trasformano tale energia in calore. Tutti gli elementi di elevato peso atomico possono subire la fissione purché vengano bombardati con neutroni di energia sufficientemente elevata, ma soltanto pochi elementi sono fissili, possono cioè subire fissione con neutroni di tutte le energie fino a valori relativamente modesti. Gli unici elementi fissionabili da parte di neutroni di bassa energia sono U 235, U 233, Pu 239 ; di questi solo U 235 esiste in natura, mentre gli altri due sono prodotti artificialmente mediante reazioni nucleari. L uranio naturale è costituito da una miscela di isotopi: U 238 (92 protoni e 146 neutroni), che rappresenta il 99,3% dell uranio naturale ed è fissionabile solo con neutroni ad alta energia (veloci), U 235 (92 protoni e 143 neutroni), che rappresenta lo 0,7% circa dell uranio naturale ed è fissionabile anche con neutroni a bassa energia (termici). L isotopo U 233 (92 protoni e 141 neutroni) si può ottenere dal torio (Th) mediante bombardamento con neutroni, mentre Pu 239 si ottiene da U 238 a seguito di cattura di un neutrone in una reazione nucleare. Per questo Th e U 238 vengono chiamati materiali fertili. Quando un nucleo di U 235 subisce la fissione, possono originarsi, con varia probabilità, due prodotti di fissione differenti aventi massa compresa fra 75 e 160. Oltre ai due frammenti pesanti vengono emessi in media 2,5 neutroni con uno spettro continuo di energia di valor medio 2 MeV, con un massimo di probabilità intorno a 1 MeV 1. L energia prodotta da una fissione è circa 200 MeV: di tale energia oltre l 80% è sotto forma di energia cinetica dei frammenti di fissione, 5 MeV è l energia cinetica dei neutroni di fissione, mentre la restante energia si ritrova nelle radiazioni β e γ emesse. Se fosse possibile realizzare la fissione completa di un grammo di U 235, nel quale sono presenti circa 2, atomi, si otterrebbero circa kwh termici 2. 1 L elettronvolt (ev) è l energia cinetica necessaria ad un elettrone per superare, nel vuoto, una differenza di potenziale di 1 Volt. Poiché la carica dell elettrone è pari a 1, Coulomb, risulta: 1 ev = 1, Joule 1 MeV = 1, Joule 2 In realtà nei reattori termici l utilizzazione è molto bassa (intorno all 1% del contenuto energetico teorico), mentre è decisamente maggiore nei reattori veloci autofertilizzanti. 3

4 L interazione di un neutrone con un nucleo può dar luogo a: cattura senza rottura del nucleo, deviazione, assorbimento con fissione. Ciascuno di questi eventi ha una certa probabilità di verificarsi; questa probabilità viene espressa mediante la sezione d urto 3, che rappresenta la sezione apparente che un nucleo presenta ad una particella nucleare per una certa interazione. La probabilità che un neutrone venga assorbito in un atomo fissile provocandone la fissione aumenta con il diminuire dell energia dei neutroni: questo trova una giustificazione fisica nel fatto che, con il diminuire dell energia e quindi della velocità, i neutroni rimangono più a lungo nelle vicinanze del nucleo fissile con il quale hanno perciò maggiore probabilità di interagire. E pertanto conveniente, per ottenere un maggior numero di fissioni nell U 235, rallentare considerevolmente i neutroni emessi dalla fissione: dall energia media di 2 MeV, con cui sono prodotti, a circa 0,025 ev. I neutroni di bassa energia (<0,625 ev) vengono detti termici o lenti, in contrapposizione ai neutroni veloci, che hanno energia superiore a 0,5 MeV. Il processo di rallentamento, che viene indicato con il nome moderazione, ha luogo mescolando al materiale fissile un materiale che non assorba i neutroni e sia di basso peso atomico, in modo che i neutroni, urtando contro i nuclei di questo materiale, non vengano catturati e possano perdere rapidamente energia. 3 La sezione d urto viene misurata in barn. 1 barn = cm 2 Sezione d urto dell U 235 Energia Tipi di interazione del neutrone Cattura Fissione Deviazione 2 MeV 0,12 barn 1,7 barn 5 barn 0,025 ev 112 barn 581 barn 8 barn 4

5 2. Fisica del reattore Come già visto, la reazione di fissione produce un certo numero di neutroni, cioè dello stesso agente che l ha provocata. Può pertanto aver origine una reazione a catena se almeno uno dei neutroni prodotti da ogni fissione provoca un altra fissione. Il sistema in tal caso viene chiamato critico. Se il numero di neutroni per fissione utilizzabili per ottenere altre fissioni è maggiore di 1, il sistema si dice supercritico o divergente; se invece è minore di 1, il sistema è detto subcritico o convergente. Esistono due metodi per sfruttare in un reattore nucleare il fenomeno della fissione con una reazione a catena che si autosostiene: si possono rallentare i neutroni riducendo la loro energia a valori che assicurano la più elevata probabilità di fissione; si può aumentare la percentuale di U 235 nel combustibile in modo da aumentare la probabilità di interazione con un nucleo fissile. Il primo metodo viene adottato nei reattori termici, i quali sono ad uranio naturale o leggermente arricchito di U 235 (fino al 3 3,5%); il secondo metodo è tipico dei reattori veloci che impiegano uranio arricchito al 20 40%. La progettazione di un reattore ha lo scopo di trovare un opportuna combinazione dei materiali presenti nel reattore stesso, tale da renderlo critico. Il coefficiente di moltiplicazione effettivo k eff è definito come il rapporto fra il numero di neutroni presenti nella struttura in un certo istante ed il numero di neutroni presenti in un istante precedente, distante dal successivo un tempo uguale alla vita media dei neutroni nella struttura. In un reattore esattamente critico si ha: k eff = 1 Si consideri un reattore in cui siano presenti soltanto il combustibile e il moderatore, il primo sotto forma di barre cilindriche disposte secondo un reticolo regolare. Il coefficiente di moltiplicazione effettivo da un lato dipende dalla caratteristiche del combustibile e del moderatore, dalle loro proporzioni e dalla geometria secondo cui sono disposti; dall altro lato dipende dalla probabilità che ha un neutrone di sfuggire all esterno. Quest ultima probabilità dipende anche dalle dimensioni complessive del reattore e dal rapporto fra la sua superficie esterna e il suo volume. Si avrà perciò: k eff = k P dove k è il cosiddetto coefficiente di moltiplicazione infinito, calcolato per un reattore di dimensioni infinitamente grandi, e P è la probabilità per un neutrone di non sfuggire al contorno del reattore stesso nella fase di rallentamento o nella fase di diffusione. Per il calcolo di k occorre seguire le vicende di un neutrone generato nel reattore, supposto infinito, da una fissione. Il neutrone, che ha una energia media di 2 MeV, ha una certa probabilità di fissionare l U 238 all interno delle barre di combustibile, producendo un certo numero di neutroni. Questa probabilità è assai bassa, tuttavia non trascurabile. 5

6 Il rapporto fra i neutroni presenti dopo le fissioni veloci e quelli presenti prima delle fissioni è chiamato fattore di fissione veloce ed indicato con ε. Per un neutrone iniziale generato da una fissione si hanno perciò ε neutroni veloci. Questi ultimi fuoriescono dall uranio e, in pochi urti, vengono rallentati dal moderatore. Può avvenire però che fra un urto e un altro attraversino una barra di uranio dove, se hanno un energia corrispondente alla risonanza dell U 238, vengono facilmente catturati. Si definisce perciò una probabilità per un neutrone, durante il rallentamento, di sfuggire alla cattura per risonanza: tale probabilità si indica con p ed è chiamata fattore di trasparenza alle risonanze. Una volta rallentato, il neutrone può essere catturato sia dall uranio sia, in minor misura, dal moderatore. Nel reattore infinito gli εp neutroni verranno catturati da uno di questi due mezzi. Si definisce fattore di utilizzazione termica f il rapporto fra il numero di neutroni termici assorbiti dall uranio e il numero di neutroni termici comunque catturati. Quindi dall uranio vengono assorbiti εpf neutroni per ogni neutrone iniziale di fissione. A sua volta l assorbimento dell uranio può avvenire sotto forme diverse: cattura dell U 238 cattura dell U 235 fissione dell U 235 Σf Chiamando il rapporto fra il numero di neutroni che producono fissione nell U 235 ed il numero Σu totale di neutroni comunque assorbito nell uranio, si hanno, per neutrone iniziale, Σf ε pf fissioni Σ u termiche. Detto ν il numero di neutroni prodotto in ciascuna fissione nell U 235 Σf, si hanno ε pfν neutroni di Σu fissione per neutrone originario di fissione. Si ha cioè: k Σf = ε p f ν Σu I fattori che costituiscono il coefficiente di moltiplicazione infinito sono valutabili mediante teorie fisico-matematiche; k può oscillare, a seconda del tipo di reattore, fra 1,05 e 1,40. Conoscendo k, dalla relazione k P = 1 si ricava la probabilità P e, attraverso il suo legame con le dimensioni del reattore, si ricavano le dimensioni minime che questo deve avere per raggiungere la criticità. Si sono finora trascurati alcuni fenomeni che tendono, nel funzionamento reale del reattore, ad allontanarlo dalle condizioni di criticità. Innanzitutto, dopo l avviamento del reattore, vengono bruciati nuclei di U 235 la cui quantità continua a diminuire. Inoltre i due frammenti in cui l U 235 si divide in seguito alla fissione (i cosiddetti prodotti di fissione) sono dei nuclei con una certa sezione d urto di cattura, che, nel caso di Xe 135, arriva a barn. Anche se le quantità presenti sono piccole, si ha una sensibile cattura di neutroni da parte dei prodotti di fissione: è il cosiddetto fenomeno di avvelenamento del reattore. 6

7 Infine, se il moderatore a regime è ad elevata temperatura, nel passaggio dalla temperatura ambiente a quella di esercizio si può avere una diminuzione del coefficiente di moltiplicazione effettivo. Il risultato globale è una diminuzione del k eff rispetto al valore calcolato per il reattore freddo e privo di veleni; è necessario quindi avere all inizio un k eff maggiore di 1. Si definisce reattività di un reattore l eccesso (in valore relativo) del suo k eff sull unità: ρ = k 1 eff k eff Secondo il tipo di reattore, ρ varia fra 0,05 e 0,20. Questa reattività iniziale viene compensata introducendo entro il nocciolo del reattore delle sostanze che catturino una quantità di neutroni in modo da riportare la moltiplicazione effettiva al suo valore unitario. Per questo scopo sono usati materiali come il cadmio e il boro, che hanno elevate sezioni di cattura. Ad un certo punto, dopo che il reattore ha funzionato per un periodo sufficientemente lungo, anche con tutti gli elementi di controllo estratti il coefficiente di moltiplicazione effettivo scende sotto l unità per effetto degli avvelenamenti e della distruzione di materiale fissile: il reattore non può più funzionare e si deve procedere alla ricarica del combustibile 4. La lunghezza del periodo tra due ricariche, se il reattore funziona a potenza costante, dipende dalla reattività disponibile all inizio, ma anche dalla quantità di plutonio prodotta nel reattore stesso, essendo il plutonio un materiale fissile. Si definisce fattore di conversione C il rapporto fra il numero di nuovi nuclei fissili prodotti nel reattore e il numero di nuclei fissili originari distrutti. Se il valore di C è inferiore all unità, il reattore è detto convertitore; se C è maggiore di 1, il reattore prende il nome di breeder (autofertilizzante). 4 Per la presenza dei prodotti di fissione il combustibile esaurito è fortemente radioattivo e deve essere depositato in apposite piscine per un periodo di 3 5 mesi, sufficienti a far decadere i prodotti radioattivi a vita breve. Dalle piscine il combustibile esaurito viene inviato agli impianti di ritrattamento, nei quali viene recuperato l uranio e il plutonio che si è generato. L uranio può essere così convertito in esafluoruro ed inviato agli impianti di arricchimento. I prodotti di fissione devono essere smaltiti: vi si provvede attraverso l immagazzinamento in caverne sotterranee o talora mediante l affondamento di contenitori ermetici in mare a grande profondità. 7

8 3. Tecnologia dei reattori di potenza Quando il reattore nucleare ha la principale funzione di produrre energia termica, il calore sviluppato deve essere estratto con continuità da un fluido refrigerante che lo trasferisce direttamente o indirettamente all utilizzazione. Ai fini della produzione di energia elettrica, la funzione del reattore nucleare è soltanto quella della produzione di vapore, ossia è quella della caldaia di un impianto termoelettrico convenzionale. Tutto il resto (turbina a vapore, alternatore, trasformatore, ciclo rigenerativo, ecc.) non differisce in linea di massima da quello di un normale impianto termoelettrico. La produzione di vapore può essere diretta (reattori ad acqua bollente) o indiretta, quando il calore prodotto nel reattore viene trasferito all acqua del ciclo termico in appositi scambiatori da parte di un fluido intermedio (acqua in pressione o gas in pressione, nei tipi più comuni). Il combustibile è contenuto nel core (nocciolo del reattore); in esso avviene la reazione di fissione e il conseguente sviluppo di calore. La struttura del core può essere molto varia, in dipendenza del tipo di reattore, del sistema di refrigerazione e di moderazione, della sua potenza. Tuttavia alcuni componenti fondamentali sono sempre presenti: le barre di combustibile, che contengono l uranio o il plutonio fissionabile, il moderatore (solo nei reattori termici), per rallentare i neutroni generati nelle fissioni, il sistema di refrigerazione, che ha lo scopo di asportare il calore generato dalle fissioni, le barre di controllo, con la funzione di controllare l intensità del flusso neutronico, gli schermi riflettori, utili per ridurre la fuga dei neutroni dal confine del core, gli schermi biologici, per arrestare le radiazioni pericolose per l uomo e l ambiente. Il core del reattore è contenuto in un recipiente metallico a tenuta, chiamato vessel. Tutto l impianto è contenuto, a sua volta, in un edificio stagno con spesse pareti di cemento, chiamato edificio di contenimento del reattore. Nella figura seguente sono rappresentati schematicamente i componenti principali del core di un reattore termico, refrigerato e moderato con acqua leggera, 8

9 Il combustibile può essere distribuito nel moderatore in modo discontinuo (lastre, cubetti, cilindri) oppure uniformemente in forma di soluzione. Nel primo caso il reattore si chiama eterogeneo, nel secondo si chiama omogeneo. Il materiale combustibile più impiegato è l uranio naturale o arricchito nell isotopo U 235. L uranio è un elemento molto diffuso in natura, ma è raro trovarlo in concentrazioni tali da renderne economica l estrazione. I minerali più ricchi di uranio sono le uraniti e la pechblenda, ossidi di uranio U 3 O 8 in diversi stati di aggregazione. La roccia viene frantumata, trattata con acido nitrico in modo da ottenere per successiva calcinazione UO 3 che viene successivamente raffinato e trasformato in fluoruro UF 4. Per la produzione di uranio naturale metallico, il sale di uranio viene sublimato ad alta temperatura e successivamente fuso in presenza di Ca o Mg, che spostano U e permettono di ottenerlo allo stato metallico. Il procedimento di arricchimento, come la maggior parte dei processi di separazione degli isotopi, utilizza fenomeni di carattere fisico, basati sulla differenza di massa atomica degli isotopi. Per applicazioni di tipo industriale si usano la diffusione gassosa o la centrifugazione ad altissima velocità. Il procedimento a diffusione gassosa è fondato sulla differenza fra la velocità di diffusione attraverso un setto poroso delle molecole dei diversi isotopi. Le molecole più leggere si muovono con velocità maggiore e con maggiore frequenza urtano il setto e ne attraversano i pori. Il prodotto gassoso trattato è l esafluoruro di uranio UF 6 che è gassoso a temperatura abbastanza bassa (57 C). Dall esafluoruro di uranio arricchito si può ricavare l uranio metallico, ma più frequentemente si ricava UO 2 sotto forma di pastiglie sinterizzate. Se nel nucleo si raggiungono temperature elevate, non si può usare l uranio metallico che si altera verso i 660 C; si usa allora l ossido di uranio (UO 2 ) che è un materiale di tipo ceramico assai resistente alle alte temperature (oltre 2000 C). La sua densità è però assai inferiore a quella dell uranio metallico; ciò rende consigliabile il suo impiego solo previo arricchimento in U 235. Nei reattori eterogenei la forma dell elemento di combustibile è determinata dalle sue caratteristiche di smaltimento del calore, dal grado di arricchimento e dal tipo di refrigerante. Nei reattori ad uranio naturale le barre cilindriche hanno un diametro (circa 30 mm) che è un compromesso fra la necessità di non ridurre la reattività e quella di favorire lo scambio termico; nei reattori ad uranio arricchito sotto forma di ossido ceramico si utilizzano pastiglie di piccolo diametro (circa 10 mm) per favorire la dispersione del calore. Infatti, data la bassa conducibilità termica dell UO 2, la temperatura al centro della pastiglia salirebbe a valori troppo elevati. Il combustibile è rivestito da una incamiciatura a tenuta, la quale evita la dispersione dei prodotti di fissione e protegge il combustibile dall eventuale azione corrosiva del refrigerante. I materiali usati per l incamiciatura devono conservare una buona resistenza meccanica alla temperatura di esercizio, consentire un efficace trasmissione del calore, non alterarsi sotto irraggiamento, non assorbire neutroni, non essere porosi, non reagire con il refrigerante. 9

10 10

11 Con acqua a temperature non superiori a 300 C il materiale migliore dal punto di vista tecnico è una lega di zirconio, lo Zircalloy-2: questa lega ha infatti una trascurabile cattura neutronica, buone proprietà termiche e meccaniche e non presenta fenomeni di corrosione. Da un punto di vista economico è però preferibile l acciaio inossidabile, che per contro presenta una sensibile sezione di cattura neutronica. Quando il refrigerante è anidride carbonica, si usa una lega di magnesio, il Magnox, che può essere impiegata fino a C; la camicia è alettata per aumentare la superficie di scambio termico. Per quanto riguarda i moderatori, la scelta, per motivi di cattura neutronica, è ristretta ai composti dell idrogeno, del deuterio, del berillio e del carbonio legati fra loro o con l ossigeno. L acqua naturale ha buone proprietà moderanti, ma la sezione di cattura neutronica dell idrogeno è piuttosto alta, tale da non consentirne l uso con uranio naturale. L acqua naturale ha il vantaggio di essere anche un ottimo refrigerante: il suo impiego nel reattore è possibile sia come moderatore che come refrigerante, purché si utilizzi uranio lievemente arricchito. L acqua pesante, oltre ad essere un buon moderatore, non cattura praticamente neutroni; essa può quindi essere usata con uranio naturale; il suo prezzo però è piuttosto elevato. Anche la grafite è un discreto moderatore: se di notevole purezza presenta una cattura neutronica sufficientemente bassa per permetterne l utilizzazione con uranio naturale. Molti composti organici ricchi di carbonio e idrogeno possono essere utilizzati come moderatori. All atto pratico la scelta è ristretta al difenile (C 12 H 10 ), al terfenile (C 18 H 14 ) o ad una loro miscela. I refrigeranti devono avere buone proprietà termiche e non catturare neutroni. Con uranio naturale si può impiegare l acqua pesante. In reattori moderati con grafite si impiega un refrigerante gassoso, l anidride carbonica, fino ad una temperatura massima di 500 C per evitare reazioni fra CO 2 e grafite. Per temperature più elevate del refrigerante ( C), previste per i reattori a gas di tipo avanzato, si deve necessariamente ricorrere all elio. Con uranio arricchito è d uso comune l acqua naturale; poiché i reattori funzionano a temperature molto superiori a 100 C, è necessario utilizzare per l acqua un circuito in pressione. E previsto anche l impiego di metalli liquidi, quali il sodio, che hanno buone proprietà termiche e non richiedono l uso di pressioni elevate; tuttavia il sodio presenta problemi non trascurabili di corrosione ed inoltre reagisce in maniera esplosiva con l acqua. 11

12 Un altro componente fondamentale dei reattori nucleari è il sistema di regolazione e controllo. Si è visto che durante la vita del nocciolo si ha nel combustibile un progressivo accumulo di veleni e una diminuzione del materiale fissile. Per compensare queste variazioni il nocciolo iniziale ha materiale fissile in eccesso rispetto a quanto richiesto dalle condizioni di criticità. La reattività iniziale positiva che ne risulta è compensata dall inserzione degli assorbitori neutronici del sistema di regolazione; questi assorbitori vengono poi gradatamente estratti mentre il combustibile si impoverisce. Oltre a questa funzione gli elementi di controllo consentono l avviamento del reattore, compensando la diminuzione di reattività dovuta all aumento di temperatura; inoltre svolgono importantissime funzioni di sicurezza, permettendo, con la loro introduzione, lo spegnimento rapido del reattore in caso di emergenza. I materiali impiegati sono dei veleni, cioè catturano neutroni: dal punto di vista nucleare devono insomma fornire prestazioni opposte a quelle degli altri materiali. Possono essere introdotti in forma omogenea (ad esempio, acido borico in soluzione acquosa) o disomogenea sotto forma di barre metalliche. Tali barre possono essere a sezione cruciforme, disposte fra gli elementi di combustibile, oppure a sezione cilindrica e posizionate all interno degli elementi di combustibile. Nelle barre il cadmio non può essere utilizzato come tale, ma sotto forma di lega; per quanto riguarda il boro, i composti usati nelle barre sono il carburo di boro o l acciaio al boro. Per evitare che vengano rilasciate all esterno le sostanze radioattive, contenute all interno del combustibile, sono previste diverse barriere. 1. La prima barriera è rappresentata dalle pasticche di combustibile ad ossido di uranio sinterizzato e dai tubi metallici che le contengono. Le pasticche di combustibile sono costituite da materiale ceramico capace di trattenere nella propria matrice, fino ad alta temperatura, i prodotti di fissione che vi si formano. Il combustibile stesso, quindi, rappresenta il primo ostacolo alla fuoriuscita di prodotti di fissione. I tubi metallici in cui sono contenute le pasticche di combustibile sono a chiusura ermetica e mantengono buone caratteristiche meccaniche fino a circa 1200 C. 2. La seconda barriera è rappresentata dal circuito primario vero e proprio. 3. La terza barriera è il sistema di contenimento esterno al circuito primario. La prima barriera (pasticche di combustibile e tubi metallici di contenimento) trattiene i prodotti di fissione praticamente dove si producono. Questa barriera ha pertanto lo scopo fondamentale di isolare i prodotti radioattivi dall ambiente esterno in tutte le possibili circostanze. Nel caso di guasto del circuito primario (seconda barriera) o del sistema di contenimento (terza barriera), l entità dei rilasci radioattivi è ancora modesta se vengono mantenute sostanzialmente integre le prime due barriere. Poiché è assolutamente impossibile che il reattore esploda come un ordigno nucleare, la possibilità di dispersione di radioattività all interno del reattore rimane legata soprattutto ad un anormale surriscaldamento del combustibile e ad una perdita della prima barriera. Detto surriscaldamento potrebbe verificarsi a seguito di un sensibile squilibrio fra calore prodotto nel nocciolo e calore rimosso dal refrigerante primario. In tal caso occorre, oltre che arrestare immediatamente la reazione a catena, impedire il surriscaldamento del combustibile, rimuovendo il calore di decadimento radioattivo dei frammenti di fissione. 12

13 I reattori cosiddetti a sicurezza intrinseca hanno funzioni di sicurezza che garantiscono lo spegnimento della reazione a catena (prima funzione) e la rimozione del calore residuo di decadimento (seconda funzione) indipendentemente dall attivazione dei sistemi, dalla disponibilità di fonti energetiche e, soprattutto, dall intervento dell uomo. Infatti i più gravi incidenti accaduti nella storia dell energia nucleare sono derivati dai procedimenti operativi adottati e dal comportamento degli operatori. Dallo spegnimento del reattore, che deve avvenire non appena flusso neutronico, temperature e pressioni superano nel nocciolo soglie di sicurezza prefissate, la rimozione del calore di decadimento si deve realizzare in un tempo sufficientemente lungo, dell ordine di alcuni giorni. 13

14 4. Classificazione dei sistemi nucleari e dei reattori I sistemi nucleari possono essere classificati in base alla generazione cui appartengono: La prima generazione include prototipi e reattori per produrre energia elettrica o plutonio per armi nucleari, progettati e costruiti fra gli anni 50 e gli anni 60. La seconda generazione comprende reattori ad acqua leggera, ad acqua pesante e a gasgrafite, utilizzati a partire dagli anni 70 e 80 e ancora operativi. La terza generazione vede la luce in tempi più recenti, negli anni 90, e costituisce una naturale evoluzione dell impiantistica nucleare volta a migliorare il livello della sicurezza e l economicità di esercizio. Ulteriori miglioramenti delle caratteristiche prestazionali hanno poi portato alla definizione della cosiddetta Generazione III+, come ad esempio l AP1000 della Westinghouse o l EPR della AREVA, di cui sono attualmente in costruzione i primi esemplari. La quarta generazione comprende sistemi nucleari innovativi che probabilmente raggiungeranno la maturità tecnica a partire dal Tali sistemi nucleari sono concepiti per essere economicamente molto competitivi nella generazione di energia e più sicuri in caso di incidenti e di attacchi terroristici. Essi sono progettati per conseguire un elevata affidabilità, la riduzione al minimo delle scorie radioattive (in particolare quelle a lunga vita), l uso razionale delle risorse naturali con un maggior sfruttamento dei materiali fissili e fertili, la possibilità di produrre direttamente idrogeno senza passare attraverso la produzione di energia elettrica. 14

15 Una classificazione dei reattori nucleari frequentemente adottata è quella basata sulle caratteristiche del combustibile impiegato, del moderatore adottato e del refrigerante prescelto. La categoria di reattori aventi caratteristiche omogenee in quanto a combustibile, moderatore e refrigerante viene detta filiera. REATTORI COMBUSTIBILE MODERATORE REFRIGERANTE D 2 O in D 2 O pressione U naturale D 2 O bollente grafite gas in pressione di conversione H 2 O H 2 O in pressione termici H 2 O bollente eterogenei 5 U arricchito gas in pressione grafite sodio liquido H 2 O in pressione breeder fissile U 235 fertile Th 232 (U 233 ) grafite sodio liquido fissile U 235 veloci breeder fertile U 238 (Pu 239 ) sodio liquido U sotto forma di conversione di sali in sospensione H 2 O H 2 O omogenei 6 termici o in soluzione D 2 O D 2 O fissile U 235 H 2 O H 2 O breeder fertile Th 232 (U 233 ) D 2 O D 2 O 5 Si chiamano eterogenei quei reattori nei quali il combustibile è distribuito in forma discreta entro il moderatore secondo un reticolo geometrico definito. 6 Si chiamano omogenei quei reattori nei quali il combustibile si trova disperso o disciolto nel moderatore. 15

16 A gennaio 2009 erano in servizio commerciale nel mondo 438 reattori per una potenza elettrica totale netta di 371,6 GW. La tabella seguente riporta le tipologie dei reattori installati. Come si può notare, i reattori ad acqua pressurizzata PWR sono i più diffusi (61% per numero e 65% per potenza installata). Seguono (23% per numero e per potenza installata) i reattori ad acqua bollente BWR. Nuclear power plants in commercial operation Reactor type Pressurised Water Reactor (PWR) Boiling Water Reactor (BWR) Pressurised Heavy Water Reactor 'CANDU' (PHWR) Gas-cooled Reactor (AGR & Magnox) Light Water Graphite Reactor (RBMK) Fast Neutron Reactor (FBR) Main Countries US, France, Japan, Russia US, Japan, Sweden N. GWe Fuel Coolant Moderator ,0 enriched UO 2 water water 94 85,2 enriched UO 2 water water Canada 44 22,4 natural UO 2 UK 18 8,9 nat. U (metal), enriched UO 2 heavy water CO 2 heavy water graphite Russia 16 11,4 enriched UO 2 water graphite Japan, France, Russia 2 0,7 PuO 2 and UO 2 TOTAL ,6 liquid sodium none A partire dal 1959 e fino al 1987, quando a seguito di referendum popolare fu abbandonata l energia da fonte nucleare, in Italia si svilupparono impianti appartenenti a tre tipi fondamentali: 1) reattori ad uranio naturale moderati con grafite e raffreddati a gas, 2) reattori ad uranio leggermente arricchito e acqua in pressione (PWR), 3) reattori ad uranio leggermente arricchito e acqua bollente (BWR). 16

17 4.1. Reattori a gas La prima unità nucleare italiana (200 MWe) entrata in servizio nel 1963 presso Latina appartiene alla filiera gas-grafite. Nel reattore si impiega grafite come moderatore, anidride carbonica come refrigerante ed uranio naturale come combustibile. Il nocciolo è costituito da un cilindro alto otto metri e del diametro di dodici metri circa, realizzato in blocchi di grafite ed attraversato da 3000 canali verticali. All interno di ciascuno di questi canali è posizionato il combustibile, che è costituito da barre di uranio naturale sotto forma metallica. Le barre hanno diametro di circa un pollice e sono contenute in una guaina di lega al magnesio (magnox) che ha la funzione di confinare i prodotti di fissione all interno e di proteggere il combustibile dall attacco chimico del refrigerante. Gli elementi di combustibile sono lambiti dal refrigerante gassoso (anidride carbonica) che, dopo aver attraversato il reattore, viene inviato in generatori di vapore per la produzione di vapore d acqua leggermente surriscaldato. Le temperature raggiungibili in questa filiera sono relativamente modeste, a causa del basso punto di fusione del magnox; l utilizzo di leghe al magnesio è d altro canto imposto dalla necessità di avere ridotti assorbimenti neutronici. Il vapore è prodotto alla temperatura massima di 400 C e alla pressione di 50 bar. Il rendimento è limitato al 28% a causa della notevole potenza assorbita dalle soffianti per la circolazione del refrigerante (circa il 10% della potenza generata). Le unità di questo tipo sono caratterizzate da un sistema di ricambio continuo del combustibile con reattore in servizio, per mezzo di una particolare macchina di carico e scarico. Per conseguire migliori caratteristiche del vapore e rendimenti più elevati la filiera si è evoluta nei tipi AGR (advanced gas reactor) e HTGR (high temperature gas reactor). Negli impianti AGR la possibilità di raggiungere più alte temperature viene ottenuta impiegando come combustibile il biossido di uranio (UO 2 ), che viene posto in tubi di acciaio inossidabile: l ossido di uranio, oltre a temperature di fusione superiori a quelle dell uranio metallico, è caratterizzato da una maggiore stabilità e capacità di ritenzione dei prodotti di fissione. 17

18 La presenza di guaine in acciaio, e quindi con assorbimenti più elevati del magnox, così come l utilizzo dell ossido di uranio richiedono per questo tipo di reattori l uso di uranio arricchito al 2,5-3,5%. L anidride carbonica circola nel nocciolo raggiungendo i 650 C e lambisce all esterno le superfici di scambio dei generatori di vapore, rimanendo però all interno del recipiente in pressione (pressure vessel) realizzato in cemento e acciaio. Le caratteristiche del vapore prodotto con queste unità (170 bar e 540 C) sono tali da rendere possibile l utilizzazione delle turbine e degli apparati di generazione impiegati nelle centrali termoelettriche tradizionali. Nei più avanzati HTGR il raggiungimento di temperature ancora più elevate ( C) viene ottenuto sostituendo alla CO 2 un altro gas con caratteristiche adeguate. La scelta dell elio si è dimostrata la soluzione migliore. L elio, essendo un gas nobile, è chimicamente inerte ed è inoltre caratterizzato da un elevato calore specifico. Per contro ha un costo relativamente alto e, per la sua bassa densità, non è facilmente contenibile. Per quanto riguarda il combustibile, l eliminazione, per motivi termici, delle camicie metalliche a tenuta ha determinato l adozione di elementi di combustibile a microsfere, con rivestimento a base di materiali ceramici resistenti alle alte temperature. Le microsfere hanno un diametro dell ordine del millimetro e sono costituite da un nocciolo centrale di composti ceramici di materiali fissili e fertili, rivestito con strati concentrici di carbonio pirolitico e di carburo di silicio. L insieme di questi strati protettivi di rivestimento, ad ognuno dei quali è affidata una specifica funzione, costituisce un efficiente contenitore primario, resistente alla pressione interna dei gas di fissione. Le microsfere, per le loro ridotte dimensioni, non sono direttamente lambite dal refrigerante gassoso, ma sono disperse in una matrice di grafite, con formazione di una specie di pasta combustibile incapsulata in contenitori di grafite di svariate forme. 18

19 4.2. Reattori ad acqua in pressione (PWR) In una centrale con reattore ad acqua in pressione (PWR, pressurized water reactor), l acqua, che circola nel circuito primario ed è mantenuta in pressione a circa 150 bar, rimuove il calore generato nel nocciolo e lo cede in generatori di vapore all acqua del circuito secondario. L acqua del circuito primario svolge le funzioni sia di refrigerante che di moderatore e la sua pressione è tale da garantire che il fluido rimanga sempre nella fase liquida. Gli scambiatori di calore (generatori di vapore) consentono di separare nettamente il fluido primario dal secondario, evitando che prodotti radioattivi entrino nella turbina, la quale non richiede perciò alcuna schermatura. E di questo tipo il reattore della centrale di Trino Vercellese (270 MWe), che ha funzionato dal 1964 al 1987, e quello scelto dall ENEL per le sue centrali unificate da 2x1000 MWe, la prima delle quali (Alto Lazio, presso Montalto di Castro) è stata abbandonata quando mancava poco al suo completamento. Uno schema generale semplificato di una centrale elettrica con reattore PWR è mostrato nella figura seguente. 19

20 I principali componenti del circuito primario sono il recipiente in pressione o vessel (che contiene il nocciolo), i generatori di vapore, il pressurizzatore, le pompe. Per le unità da 1000 MW il recipiente in pressione è costituito da un cilindro in acciaio di spessore pari a circa 25 cm, chiuso inferiormente da un fondo emisferico e superiormente da una testa anch essa emisferica, imbullonata al mantello in modo da poter essere rimossa per le operazioni di ricarica del combustibile. L altezza totale e il diametro esterno del recipiente sono pari rispettivamente a circa 13 metri e 5 metri. All interno del recipiente in pressione sono contenuti il nocciolo, le relative strutture di sostegno e un secondo cilindro in acciaio (deflettore), posto fra il recipiente in pressione e il nocciolo allo scopo di orientare opportunamente il percorso del refrigerante. Il mantello del recipiente in pressione è poi provvisto, nella parte superiore, di bocchelli per l attacco delle tubazioni di collegamento agli altri componenti del circuito primario. L acqua, proveniente dalle pompe di circolazione, entra nel recipiente in pressione; fluisce quindi verso il basso nello spazio anulare tra il mantello esterno e il mantello deflettore, inverte la direzione sul fondo e attraversa il nocciolo, dal basso in alto, lambendo la superficie esterna delle barrette di combustibile (dalle quali asporta il calore generato dalle fissioni). Il nocciolo è costituito da elementi di combustibile, ciascuno formato da un fascio, a sezione quadrata, di barrette di ossido di uranio arricchito al 3% circa, incamiciate in Zircalloy. 20

21 In questo tipo di reattore le barre di controllo sono formate da tubicini cilindrici di acciaio inossidabile a tenuta, riempiti con carburo di boro e all estremità inferiore con una lega di argento, cadmio e indio; essi sono tenuti insieme da una crociera a razze alla sommità e possono scorrere verticalmente all interno di posizioni lasciate vuote in ogni singolo elemento di combustibile. Oltre che con le barre di controllo, variazione lente di reattività vengono ottenute sciogliendo boro nell acqua del primario: infatti il boro è un forte assorbitore di neutroni. Se è necessario diluire la concentrazione di boro si immette nel primario, con le stesse modalità, acqua demineralizzata. La regolazione di potenza viene realizzata mantenendo costante la portata del refrigerante e facendo variare il salto di temperatura che l acqua subisce nell attraversare il nocciolo. Dal recipiente in pressione si possono diramare, a seconda della potenza del reattore, tre o quattro circuiti chiusi ( loops ), ciascuno con un generatore di vapore e una pompa. Il generatore di vapore è formato da un fascio tubiero ad U rovesciato, racchiuso in un mantello cilindrico interno, a sua volta contenuto in un mantello più esterno. L acqua del circuito primario scorre all interno dei tubi, mentre quella del circuito secondario lambisce le pareti esterne del fascio tubiero, riscaldandosi e trasformandosi parzialmente in vapore. Il vapore prodotto percorre quindi una serie di deumidificatori e di essiccatori, alloggiati al di sopra del fascio tubiero, lascia il generatore di vapore e va in turbina. L acqua separata dai deumidificatoriessiccatori fluisce verso il basso, incanalandosi nello spazio anulare tra i due mantelli, e si miscela con l acqua di alimento riprendendo il ciclo. L acqua primaria che lascia i generatori di vapore viene ripresa dalle pompe di circolazione ed inviata nuovamente al recipiente in pressione. La ricarica del combustibile, per questo tipo di reattore, è discontinua: il reattore viene spento, raffreddato e successivamente vengono rimossi i bulloni che assicurano la testa del recipiente in pressione al recipiente stesso. La zona sovrastante il reattore viene allagata (è infatti necessario provvedere ad una conveniente schermatura con acqua per la protezione contro le radiazioni), la testa viene rimossa ed è così possibile accedere, con adatti dispositivi a telescopio, agli elementi di combustibile. Sempre sotto battente d acqua, il combustibile irraggiato viene estratto dal reattore e portato nelle piscine di decadimento, mentre il combustibile fresco viene posizionato nel nocciolo. Le ricariche vengono fatte mediamente una volta ogni anno e mezzo: in tale occasione viene sostituita una parte (1/3 1/5) dell intero quantitativo di combustibile presente nel reattore. 21

22 Centrale nucleare Isar 2 (Germania) 1400 MW elettrici Planimetria Centrale nucleare Isar 2 (Germania) 1400 MW elettrici Reattore PWR 22

23 Schema impiantistico di centrale nucleare PWR 23

24 4.3. Reattori ad acqua bollente (BWR) Nel reattore ad acqua bollente (BWR, boiling water reactor) la produzione di calore e quella di vapore avvengono direttamente nel vessel. In Italia il reattore BWR è stato impiegato per la centrale del Garigliano (160 MWe) e per quella di Caorso (875 MWe). A parità di potenza, le unità di questo tipo sono caratterizzate da vessel di maggiori dimensioni (altezza di 20 metri e larghezza di 8 metri per un impianto da 1000 MWe). L acqua nel nocciolo circola dal basso verso l alto, viene a contatto con gli elementi del combustibile e vaporizza parzialmente. Il vapore viene separato con una serie di separatoriessiccatori ed esce dal vessel sotto forma di vapore saturo secco. L acqua che, separata dal vapore, ricade verso il basso, viene miscelata con l acqua alimento e fatta ricircolare nel nocciolo. Il reattore BWR è caratterizzato da un sistema di circolazione dell acqua nel vessel che utilizza pompe a getto. In questo sistema una parte dell acqua viene fatta circolare esternamente al vessel e alimenta le pompe a getto interne, che realizzano una circolazione del fluido attraverso il nocciolo. In tal modo si ottiene una adeguata circolazione del fluido utilizzando, per quella parte del sistema di circolazione esterno al vessel, una portata pari a circa la metà della portata globale attraverso il nocciolo. 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 circolazione, ottenendo un inizio dell ebollizione nel nocciolo ad una quota superiore. Si ha così una maggiore densità media del moderatore nel nocciolo e quindi un migliore rallentamento neutronico e un aumento delle fissioni, fino a quando non si raggiunge una condizione di equilibrio per una potenza maggiore. Viceversa una riduzione della circolazione dell acqua porterà ad una sua più rapida evaporazione, con conseguente formazione di vapore nel nocciolo a livelli inferiori, minore densità media del moderatore e diminuzione delle fissioni e quindi della potenza. 24

25 Si riescono così ad effettuare variazioni di carico tra il 60% e il 100% senza azionare le barre di controllo. Il combustibile è sotto forma di pasticche di ossido di uranio (arricchito a circa il 2,5% in U 235 ) incamiciate in tubi di Zircalloy. Le barre di controllo vengono inserite dal basso e scorrono negli spazi liberi tra quattro elementi di combustibile adiacenti. La ricarica di combustibile per i reattori BWR avviene in modo analogo a quello dei PWR. I reattori BWR attualmente in funzione hanno potenze variabili da 570 a 1300 MWe, vapore prodotto a circa 70 bar e 300 C, rendimenti intorno al 33%. Le barre di controllo, utilizzate per l arresto del reattore e per mantenere un uniforme distribuzione di potenza all interno del reattore stesso, sono inserite dal basso mediante un sistema ad azionamento idraulico ad alta pressione. Un anello toroidale di acqua (torus) o una piscina di soppressione (suppression pool) sono utilizzati per asportare il calore in caso di arresto improvviso del reattore. 25

26 4.4. Reattori veloci In un reattore la maggior parte dei neutroni assorbiti dal combustibile e che non danno luogo a fissione trasformano un atomo da fertile a fissile; per certi reattori la quantità di isotopi fertili trasformati in fissili può essere tale da produrre più fissile di quello che si consuma. Per ottenere questo occorre però avere, a parità di fissioni, un elevato numero di neutroni disponibili per la trasformazione fertile-fissile. Aumentando la velocità dei neutroni che provocano la fissione, il numero di neutroni mediamente liberati nella fissione stessa aumenta; aumentano quindi le probabilità di rendere fissile il materiale fertile. Su questo principio si basano i reattori autofertilizzanti (breeder) o veloci. Il nocciolo di un rettore veloce è caratterizzato da una parte interna ( seme ) costituita da uranio con circa il 20% di plutonio, in cui viene prodotta la quasi totalità dell energia da fissione, e da un mantello esterno di materiale fertile (uranio naturale o impoverito) che dà la maggior parte delle trasformazioni di U 238 in plutonio. Il rapporto di conversione per l intero nocciolo, e cioè il rapporto tra materiale reso fissile e materiale fissile consumato, è superiore a 1. Caratteristico di questi reattori è il tempo di raddoppio, che indica il periodo entro cui si ha, teoricamente, una quantità di fissile doppia del fissile caricato inizialmente. Poiché non si vogliono rallentare i 26

27 neutroni, non è presente il moderatore; inoltre il refrigerante deve avere un alto peso atomico in modo da non produrre un rallentamento eccessivo dei neutroni stessi. Come fluido refrigerante viene utilizzato sodio allo stato liquido, che presenta ottime capacità di trasferimento del calore e permette di aver basse pressioni nel circuito, pur raggiungendo temperature elevate. Lo sviluppo di questo tipo di reattore, che avrebbe consentito di utilizzare circa volte di più il contenuto energetico dell uranio naturale rispetto ai reattori raffreddati ad acqua, ha subìto una forte battuta d arresto con la chiusura definitiva, decisa nel 1998 dal governo francese, della centrale di Creys-Malville (Superphenix) da 1200 MWe. Tale centrale, frutto della collaborazione francese-tedesca-italiana, aveva iniziato a funzionare nel

28 5. Rendimenti, costi, diffusione delle centrali nucleari Il rendimento globale degli impianti nucleari è inferiore a quello degli impianti termoelettrici convenzionali a causa del ridotto salto entalpico utilizzato. Per ottenere potenze rilevanti è quindi necessario aumentare le portate di vapore in turbina. Anche la quantità di calore al condensatore sarà considerevole e richiederà portate di acqua condensatrice maggiori. Nella tabella seguente è messo in evidenza il confronto fra alcune caratteristiche dei cicli termici degli impianti nucleari da 1000 MW ed un impianto termoelettrico convenzionale ipercritico da 660 MW. Impianto termoelettrico convenzionale Impianto nucleare BWR Impianto nucleare PWR Potenza elettrica resa MW Pressione vapore ammissione ata Temperatura all ammissione C Temperatura acqua alimento C Portata vapore alla turbina t/h Salto entalpico utilizzato kcal/kg Portata acqua condensatrice m 3 /s 16, Rendimento globale lordo % 42 33,9 34,2 Per quanto riguarda i costi, le centrali nucleari rispetto alle termoelettriche tradizionali presentano una netta prevalenza degli oneri fissi: infatti il reattore, che sostituisce il generatore di vapore tradizionale, incide grandemente sul costo totale di costruzione. Il costo della caloria prodotta dal combustibile a base di uranio è però inferiore rispetto a quella dei combustibili fossili; risulta quindi un tornaconto della produzione di energia elettrica da fonte nucleare, soprattutto per utilizzazioni d impianto assai elevate. 28

29 In USA, per un tipico impianto nucleare da 1000 MW elettrici, il costo medio del kwh per spese di combustibile 7 ed oneri di esercizio e manutenzione è di circa 2 c$/kwh. Si nota che il costo del combustibile in un impianto nucleare è circa il 25% del costo di produzione, mentre è superiore al 75% in un impianto convenzionale a olio, gas o carbone. I costi di costruzione dell impianto nucleare sono di circa 2000 $ per kw elettrico installato. I costi di decommissioning di un impianto da 1000 MWe, la cui vita autorizzata è di 40 anni, si aggirano sui milioni di $. Pertanto i costi totali, raffrontati con quelli di impianti tradizionali, risultano i seguenti: $/MWh $/kw(e) Fuel Mix 5% discount rate 10% discount rate Construction Costs Coal Gas Nuclear Wind Hydro NA Solar NA Combined Heat and Power NA 7 Nel 2007 per ottenere 1 kg di UO 2 si sono spesi circa 1787 $. Con 1 kg di UO 2 si producono 3400 GJ termici, che danno luogo a circa 315 MWh. Il costo del combustibile è stato quindi di 0,57 c$/kwh. Il costo di combustibile e di O&M è stato nel 2007 di 1,76 c$/kwh. 29

30 Dopo una fase di rallentamento nella costruzione di nuovi impianti nucleari, in particolare dopo il grave incidente nella centrale nucleare di Cernobyl (Ucraina) nell aprile 1986, nuovi impianti di grande taglia sono in costruzione in Finlandia e in Francia. Queste centrali impiegheranno il nuovo reattore EPR (European Pressurized Reactor) e saranno dotate di un sistema di contenimento di sicurezza progettato per fronteggiare anche le situazioni incidentali più estreme. Anche se il contributo dell energia nucleare non potrà avere nel breve periodo un incremento simile a quello delle fonti fossili, l Agenzia Internazionale dell Energia (IEA) prevede che la capacità totale delle centrali nucleari aumenterà leggermente a livello mondiale, soprattutto per il ricorso a questa fonte da parte dei Paesi asiatici, in particolare Cina, Corea del Sud, Giappone e in India. I principali fattori che attualmente limitano lo sviluppo dell energia nucleare a livello planetario sono essenzialmente rappresentati dalla loro complessità tecnologica e dai ritorni economici su tempi assai lunghi, che li rendono poco interessanti per gli investitori privati. Un rinnovato e consistente ricorso all energia nucleare in Europa e negli USA è comunque legato allo sviluppo di impianti con sicurezza ancora più elevata rispetto a quelli oggi in esercizio, a più soddisfacenti modalità di gestione del combustibile irradiato e dei rifiuti radioattivi, nonché a una decisa competitività economica con le altre fonti. I più recenti criteri di sicurezza per reattori di potenza riguardano: la riduzione della probabilità di incidenti attraverso una semplificazione degli impianti e un aumento dei margini di progetto, l introduzione di sistemi adatti ad evitare il danneggiamento degli elementi di combustibile anche in condizioni di incidente, l adozione di sistemi di contenimento di tutti i prodotti radioattivi anche in caso di seri danni al reattore ( rilascio zero ). Per quanto riguarda i rifiuti radioattivi, la maggior parte di essi consiste in materiali a livelli di radioattività paragonabili a quelli della radioattività naturale. I rifiuti ad alta radioattività sono concentrabili in pochi m 3 all anno per ogni centrale e possono essere sistemati in depositi temporanei, prima di essere collocati in depositi definitivi all interno di formazioni geologiche stabili. 30

31 Al 15 gennaio 2009 erano operativi in 31 paesi 438 reattori nucleari per una potenza elettrica totale netta di 372 GW. Alla stessa data erano in costruzione in 14 paesi 44 reattori per una potenza elettrica totale di 39 GW. In operation Under construction (January 2009) (January 2009) Country Electr. net output Electr. net output N N MW MW Argentina Armenia Belgium 7 5, Brazil 2 1, Bulgaria 2 1, ,906 Canada 18 12, China 11 8, ,120 Czech Republic 6 3, Finland 4 2, ,600 France 59 63, ,600 Germany 17 20, Hungary 4 1, India 17 3, ,910 Iran Japan 55 47, ,191 Korea, Republic 20 17, ,180 Lithuania 1 1, Mexico 2 1, Netherlands Pakistan Romania 2 1, Russian Federation 31 21, ,809 Slovakian Republic 4 1, Slovenia South Africa 2 1, Spain 8 7, Sweden 10 8, Switzerland 5 3, Taiwan 6 4, ,600 Ukraine 15 13, ,900 United Kingdom 19 10, USA , ,165 Total , ,888 31

32 Impianti nucleari USA (103 reattori: 34 BWR e 69 PWR) Più grande centrale nucleare USA: Palo Verde 1, 2 & 3 (Arizona) 1243, 1335 & 1247 MWe, per un totale di 3825 MWe 32

33 Impianti nucleari in Europa Più grande centrale nucleare: Paluel 1, 2, 3 e 4 (Francia) 5528 MW elettrici lordi (1382 MWe per ciascun reattore) Più grandi reattori nucleari: Chooz B-1 e B-2, Civaux 1 e 2 (Francia) 1520 MW elettrici lordi per ciascun reattore A gennaio 2009 erano operativi in Europa 196 reattori nucleari per una potenza elettrica totale netta di MW. Alla stessa data erano in costruzione 14 reattori per una potenza elettrica totale di MW. 33

34 6. Opzioni nucleari a breve termine Le opzioni a breve termine per centrali nucleari (Terza generazione +), in modo da fronteggiare la sempre maggior richiesta di energia elettrica senza ulteriori apporti di inquinanti atmosferici, prevedono alcuni progetti che sono stati certificati dalle autorità nucleari americane. Il Department of Energy (DOE) ha costituito per questo programma un gruppo di esperti (Near Term Deployment Group) che ha selezionato i seguenti impianti: ABWR di General Electric Nuclear Energy ESBWR di General Electric Nuclear Energy SWR 1000 di Framatome ANP AP1000 di Westinghouse Electric Company AP600 di Westinghouse Electric Company IRIS di Westinghouse Electric Company PBMR di Exelon Generation GT-MHR di General Atomics ABWR (Advanced Boiling Water Reactor) Il reattore ABWR è stato sviluppato da General Electric in cooperazione con Tokio Electric Power Company, Hitachi e Toshiba. Gli obiettivi principali del progetto includono le migliori caratteristiche dei reattori BWR in esercizio nel mondo, le nuove tecnologie disponibili, le moderne tecniche di costruzione modulare. I primi due impianti ABWR sono entrati in servizio in Giappone nel 1996 e Altri due impianti sono in costruzione a Taiwan. La potenza elettrica è di 1350 MW. Il nucleo del reattore contiene tutta la carica di combustibile e le barre di regolazione. Ogni barra di combustibile contiene le pastiglie sinterizzate di uranio leggermente arricchito impilate all'interno di un tubo in lega di zirconio, assemblate in fasci di sezione quadrata e tenute ferme da griglie distanziatrici. Principali caratteristiche del nocciolo Potenza termica 3926 MWt Altezza attiva 3,71 m Diametro 5,16 m Numero degli elementi di combustibile 872 Densità di potenza 50,6 kw/l Temperatura in ingresso 215,5 C Temperatura in uscita 287,4 C Pressione del refrigerante 73,1 kg/cm 2 Portata totale di ricircolo t/h Pompe di ricircolo 10 Principali caratteristiche del combustibile Materiale fissile UO 2, UO 2 -Gd 2 O 3 Arricchimento medio 3,2 % Numero di barrette per elemento 62 Diametro barretta 12,3 mm Materiale della guaina di barretta Zircalloy 2 Densità lineare di potenza 196 W/cm Burn-up allo scarico >50000 MWd/t U 34

35 Mentre nel tradizionale BWR le barre di regolazione sono azionate da un sistema idraulico, nel reattore ABWR, sono elettroidrauliche Avere un meccanismo di azionamento supplementare riduce la probabilità di guasto e migliora la regolazione dell impianto rendendolo più flessibile con le variazioni di carico richieste dalla rete. Le barre sono inserite dal basso e, durante il normale funzionamento, la posizione di ogni barra è regolata dal relativo azionamento della barra fine di regolazione e di movimento, a sua volta attuato da un opportuno sistema di comando. Il sistema della barra fine di regolazione e movimento usa due sorgenti di alimentazione: un motore elettrico usato in condizioni normali di funzionamento; un sistema idraulico per l arresto rapido d emergenza. Il reattore ABWR ha tre sottosistemi di sicurezza e due divisioni ridondanti completamente indipendenti in modo che ogni divisione accede alle fonti ridondanti di corrente alternata e, per sicurezza aggiunta, al proprio generatore diesel di emergenza. Le divisioni sono situate in un edificio differente da quello che ospita il reattore e separate reciprocamente da pareti tagliafiamma. 35

36 36

37 ESBWR (Economic Simplified Boiling Water Reactor) L impianto ESBWR adotta caratteristiche di sicurezza passiva per migliorare l efficienza e semplificare il progetto. La semplificazione del progetto prevede di scaricare all atmosfera il calore residuo, di ridurre i sistemi impiegati, di eliminare il 25% di pompe, valvole e motori dei progetti precedenti. La potenza termica prevista è di 4000 MW; quella elettrica è di 1380 MW. La tabella seguente mette a raffronto i reattori ABWR, SBWR (diretto predecessore del reattore ESBWR) e ESBWR. ABWR SBWR ESBWR Potenza termica MWt Potenza elettrica MWe Altezza vessel m 21,1 24,5 27,7 Diametro interno vessel m 7,1 6,0 7,1 Gruppi barre combustibile n Altezza barre combustibile m 3,7 2,7 3,1 Densità di potenza kw/l 51 41,5 53,7 Barre di controllo n

38 38

39 SWR 1000 (Siedewasser Reaktor) La francese Framatome ANP (Advanced Nuclear Power) ha sviluppato un reattore BWR di media potenza (circa 1000 MWe) insieme con le società elettriche tedesche e il supporto di partner europei. Il progetto è basato sull esperienza maturata su numerosi impianti BWR; lo sviluppo principale riguarda la sostituzione dei sistemi di sicurezza attiva con altri a sicurezza passiva, che utilizzano le leggi base della fisica (ad esempio la gravità) in modo da permettere il loro funzionamento anche in assenza di energia elettrica. Il reattore SWR 1000 è stato sviluppato sulla base degli standard nucleari tedeschi e dei requisiti posti dalle commissioni di sicurezza francese e tedesca per il reattore EPR (European Pressurized water Reactor). L iter progettuale si è concluso nel Le principali caratteristiche prevedono: nucleo del reattore con bassa densità di potenza, grande quantità di acqua all interno del recipiente in pressione per assicurare un buon comportamento termoidraulico in caso di incidente, grande capacità di immagazzinamento del calore nei serbatoi di contenimento, sistema passivo di rimozione del calore dal vessel e dal sistema di contenimento, attuazione passiva delle funzioni di sicurezza chiave, come il blocco del reattore e la depressurizzazione, contenimento in atmosfera d azoto per precludere la combustione dell idrogeno e le reazioni dell idrogeno in caso di fusione del nucleo. I sistemi e i componenti sono dislocati all interno di vari edifici. Il complesso strutturale al centro dell impianto comprende l edificio del reattore, quello della turbina e quello degli ausiliari. Il secondo complesso comprende le sbarre e gli interruttori, i sistemi per il trattamento degli scarichi radioattivi, l ingresso all area controllata. Il terzo complesso comprende le apparecchiature di servizio (sistema acqua di circolazione, diesel di emergenza, impianto acqua demineralizzata, officine, ecc.). L impianto è dotato di un reattore di potenza termica di 2778 MW, che produce vapore a 71 bar. La potenza elettrica è 1013 MW. 39

40 I sistemi di sicurezza passivi sono costituiti da: emergency condensers Questi condensatori servono per rimuovere il calore a seguito di una brusca riduzione di livello di acqua nel reattore. containment cooling condensers Questi condensatori trasferiscono il calore dal contenimento alla piscina posta superiormente (shielding/storage pool), in caso di rilascio di vapore nell atmosfera del drywell. core flooding system Quando la pressione nel reattore è stata ridotta sufficientemente, l acqua dalle core flooding pools scorre per gravità nel reattore attraverso le flooding lines. 40

41 AP1000 e AP600 Il reattore AP1000 è un PWR da 1000 MW elettrici, con caratteristiche di sicurezza passiva. Il progetto di AP1000 deriva da quello di AP600 (reattore PWR da 600 MWe, certificato nel dicembre 1999). Le procedure di sicurezza passiva utilizzano forze naturali, come la gravità e la circolazione naturale, per il compimento di tutte le funzioni richieste. Ne deriva una significativa semplificazione dei sistemi, con positivi riflessi nei confronti dell esercizio e della manutenzione. Il costo specifico dell impianto AP600 si aggira intorno ai $/kw, a seconda del sito prescelto. Per sviluppare un impianto più competitivo dal lato economico è stato studiato il reattore AP1000, di potenza maggiore ma che mantiene la stessa configurazione impiantistica occupando identici spazi. Il confronto tra i due reattori è evidenziato nella tabella seguente. AP600 AP1000 Reactor Power 1933 MWt 3400 MWt Hot Leg Temperature 600 F 610 F Number of Fuel Assemblies Type of Fuel Assembly 17x17 17x17 Active Fuel Length 12 ft 14 ft Reactor Vessel I.D. 157 in 157 in Number of Control Rod Assemblies Hot Leg Pipe I.D. 31 in 31 in Cold Leg Pipe I.D. 22 in 22 in Steam Generator Heat Transfer Area ft ft 2 Reactor Coolant Pump Flow gpm gpm Pressurizer Volume 1600 ft ft 3 41

42 IRIS (International Reactor Innovative and Secure) IRIS è un reattore di media potenza (335 MWe), modulare, integrale, raffreddato ad acqua leggera. I suoi obiettivi sono quelli richiesti per gli impianti nucleari della quarta generazione: resistenza alla proliferazione, miglioramento della sicurezza, maggior economicità, durata prolungata del ciclo del combustibile. IRIS è sviluppato da un gruppo internazionale che fa capo a Westinghouse. Le sue caratteristiche principali sono: ciclo del combustibile di 5 anni; circuito di raffreddamento primario integrale; generatori di vapore con tubi ad elica; schermi antiradiazione interni; pompe con motore immerso; sicurezza progressiva, ottenuta con l eliminazione di cause potenziali di incidente; intervallo tra manutenzioni di fermata non inferiore a 4 anni. Un vessel integrale contiene il nucleo del reattore e le strutture di supporto, le barre di controllo, gli schermi, i generatori di vapore, il pressurizzatore e le pompe. Il refrigerante caldo, che sale dal nucleo del reattore alla sommità del vessel, viene pompato da otto pompe in otto generatori di vapore a tubi elicoidali ad attraversamento forzato. Al fine di aumentare il ciclo del combustibile fino a 8-10 anni, si ricorre all impiego di biossido di uranio arricchito al 9% circa. La sicurezza viene perseguita cercando di eliminare la possibilità che si verifichino eventi precursori di incidente e, in seconda battuta, cercando di ridurne le conseguenze. 42

43 PBMR (Pebble Bed Modular Reactor) Il progetto del reattore PBMR viene sviluppato in Sud Africa e deriva dalla tecnologia tedesca dei reattori a gas ad alta temperatura; esso prevede un reattore raffreddato ad elio e moderato a grafite e utilizza un ciclo Brayton a gas per convertire in energia elettrica il calore sviluppato dalla reazione nucleare. L uso dell elio come refrigerante (che è inerte sia chimicamente che radiologicamente), combinato con le caratteristiche di resistenza del combustibile e della grafite alle alte temperature, permette di raggiungere C nel circuito primario e quindi alti rendimenti termodinamici. Ogni modulo PBMR, che può essere installato da solo o associato ad altri moduli fino a formare 10 unità, ha una potenza elettrica di circa 110 MW. Principali caratteristiche di un modulo PBMR Potenza termica 250 MWt Potenza elettrica netta 110 MWe Rendimento netto 44% Tempo di costruzione 24 mesi Vita operativa 40 anni Fattore di disponibilità % Costo capitale 1000 $/kwe Costo del kwh 3,3 cents/kwh La caratteristica importante del reattore PBMR consiste nell utilizzo di elementi di combustibile constituiti da microsfere di biossido di uranio incapsulato in strati di rivestimento multipli; questi strati sono resistenti alla corrosione e formano una barriera impermeabile al rilascio di prodotti di fissione gassosi o metallici. 43

44 Alla potenza nominale l elio entra nel reattore a circa 500 C e 70 bar e scende tra le sfere calde del combustibile; lascia il reattore a una temperatura di circa 900 C e si espande nella turbina di alta pressione, che trascina il compressore di alta pressione; poi passa nella turbina di bassa pressione che muove il compressore di bassa pressione. Infine si espande nella turbina di potenza, a cui è accoppiato l alternatore. Allo scarico della turbina l elio è ancora ad alta temperatura (circa 520 C) e passa attraverso un recuperatore di calore. In seguito viene ulteriormente raffreddato in un refrigerante per incrementare la sua densità e migliorare le prestazioni del compressore. Viene compresso quindi nel compressore di bassa pressione e prima di passare nel compressore di alta pressione viene ancora raffreddato. Dopo il doppio raffreddamento e la doppia compressione, l elio che ritorna nel reattore viene preriscaldato nel recuperatore, ricevendo calore dall elio scaricato dalla turbina di potenza. Le variazioni di carico si ottengono aumentando (o diminuendo) la quantità di elio nel circuito: ciò provoca un aumento (o una diminuzione) della portata e delle pressioni senza che varino le temperature del gas e i rapporti di pressione. Un aumento di pressione e il conseguente aumento della portata incrementa lo scambio termico e quindi la potenza. Per permettere le variazioni di carico sono disponibili vari serbatoi di elio a diverse pressioni. Durante le fermate dell impianto il calore residuo è asportato da un sistema di raffreddamento attivo e/o passivo. 44

45 GT-MHR (Gas Turbine Modular Helium Reactor) Il GT-MHR è un impianto avanzato che accoppia un reattore modulare raffreddato ad elio, contenuto in un vessel, con una turbina a gas ad alta efficienza allocata in un altro contenitore che è interconnesso con il reattore. Il combustibile si presenta sotto forma di microsfere di biossido di uranio rivestite da un primo strato di carbonio poroso, che trattiene i prodotti gassosi di fissione, e da due strati di carbonio pirolitico separati da uno di carburo di silicio, in modo da realizzare un involucro impermeabile ai rimanenti prodotti di fissione e resistente alla pressione interna dovuta ai prodotti gassosi di fissione. Il refrigerante usato è l elio e il moderatore è a grafite. L elio si riscalda nel nucleo del reattore, passando attraverso i canali di raffreddamento; transita poi nel condotto di collegamento ed entra in una turbina a gas a cui è collegato l alternatore. Sullo stesso albero (verticale) della turbina a gas e dell alternatore vi è il compressore, suddiviso in uno stadio di bassa e in uno di alta pressione. Nello stesso contenitore vi sono anche gli scambiatori di prerefrigerazione e di refrigerazione intermedia. 45

46 Lo schema del circuito è mostrato nella figura seguente. Potenza del reattore 600 MWt Temperature di ingresso/uscita nucleo 491 / 850 C Pressioni di ingresso/uscita nucleo 7,07 / 7,02 MPa Portata elio 320 kg/s Temperature di ingresso/uscita turbina 848 / 511 C Pressioni di ingresso/uscita turbina 7,01 / 2,64 MPa Temperature di ingresso/uscita recuperatore (lato caldo) 511 / 125 C Temperature di ingresso/uscita recuperatore (lato freddo) 105 / 491 C Potenza elettrica netta 286 MWe Rendimento netto dell impianto 48% 46

47 Uno sviluppo progettuale dell impianto GT-MHR è l impianto HTR (High Temperature Reactor), per generare sia energia elettrica che idrogeno. Il reattore nucleare, raffreddato ad elio, è fonte di calore, attraverso uno scambiatore intermedio (IHX), per la produzione dell idrogeno e per un ciclo combinato a gas e a vapore. 47

48 Altri impianti, non inseriti nella lista del Department of Energy (DOE) ma oggetto di studio, sono: System 80+ Il reattore System 80+ è un PWR da 1350 MWe, sviluppato da ABB-CE prima che questa società confluisse in Westinghouse. E stato certificato da NRC (Nuclear Regulatory Commission) nel maggio Impianti basati su questo progetto sono stati costruiti in Corea. 48

49 Westinghouse BWR 90+ Il reattore Westinghouse BWR 90+, studiato inizialmente da ABB Atom (Svezia), è progettato per una potenza termica di 3800 MW e una potenza elettrica di circa 1350 MW ed è caratterizzato da soluzioni innovative e ridotti tempi di costruzione. L impianto ha una vita operativa di 40 anni e le fermate per ricarica del combustibile hanno una durata media inferiore a 20 giorni all anno. 49

50 CANDU Il reattore CANDU, di progetto canadese, utilizza tubi in pressione che contengono il combustibile (uranio naturale) e che permettono la ricarica in sevizio. L acqua pesante è pompata attraverso i tubi per asportare il calore prodotto dalla reazione nucleare ed è anche usata per moderare i neutroni in un contenitore a bassa pressione, detto calandria, che circonda la zona ad alta pressione. L acqua pesante, che attraversa i tubi in pressione, rimane allo stato liquido e scambia il calore in generatori di vapore, a somiglianza degli impianti PWR. Recenti modifiche al progetto originario hanno portato al reattore ACR-1000 e prevedono l uso di acqua leggera per il raffreddamento, pur mantenendo l uso di acqua pesante come moderatore nella calandria. Le potenze sono di MWe. 50

51 REACTOR CANDU 6 Darlington ACR-1000 Output [MW th ] Coolant Pressurized D 2 O Pressurized D 2 O Pressurized Light Water Moderator D 2 O D 2 O D 2 O Calandria diameter [m] 7,6 8,5 7,5 Fuel channel Horizontal Zr 2,5wt%Nb alloy pressure tubes with modified 403 SS endfittings Horizontal Zr 2,5wt%Nb alloy pressure tubes with modified 403 SS endfittings Horizontal Zr 2,5wt%Nb alloy pressure tubes with modified 403 SS endfittings Fuel channels Lattice pitch [mm] Pressure tube wall thickness [mm] 4 4 6,5 TURBINE GENERATOR CANDU 6 Darlington ACR-1000 Steam Turbine Type Impulse-type, tandem-compound Tandem-compound Impulse-type, tandem-compound Steam Turbine Composition One double-flow high-pressure cylinder One double-flow high-pressure cylinder One double-flow high-pressure cylinder Net to turbine [MW th ] Gross/Net electrical output (nominal) [MW e ] 728/ / /1085 Turbine Generator Efficiency [%] 35,3 35,3 36,6 Steam temperature at main stop valve [ C] Final feedwater temperature [ C] Condenser Vacuum [kpa (a)] 4,9 4,2 4,9 51

52 EPR (European Pressurized water Reactor) Il reattore europeo EPR, un PWR di potenza molto elevata, è stato sviluppato da Framatome e Siemens sfruttando l esperienza maturata in 84 reattori PWR costruiti fino ad oggi dalle due società (reattori N4 Framatome e reattori Konvoi Siemens). Le principali caratteristiche di questo reattore, confrontato con il reattore N4 delle centrali di Chooz e Civaux (Francia), sono le seguenti: EPR N4 Potenza termica MWt Potenza elettrica MWe Rendimento % N di circuiti primari 4 4 N elementi combustibile Consumo combustibile GWd/t >60 45 Pressione secondaria bar Sismicità 8 g 0,25 0,15 Vita in servizio anni Indica l accelerazione delle scosse sismiche sopportate dai sistemi di sicurezza. 52

53 L edificio di contenimento del reattore è costituito da due pareti, entrambe dello spessore di 1,30 metri: la parete interna (part. 5 di figura) è in cemento precompresso ed è ricoperta da un rivestimento metallico, la parete esterna (part. 6) è in cemento armato. Le parti principali del reattore sono il vessel (part. 1), i generatori di vapore (part. 2), il pressurizzatore (part. 3) e le pompe di raffreddamento del reattore (part. 4). L edificio della turbina (part. 10) contiene la turbina e l alternatore. La sala controllo (part. 8) è situata in uno degli edifici ausiliari di sicurezza protetti dalla parete esterna di contenimento. In caso di blackout, gruppi diesel, alloggiati in due edifici separati (part. 9), forniscono energia elettrica alle utenze privilegiate, necessarie per la sicurezza dell impianto. In caso di incidente al nocciolo del reattore, il corium prodotto (una miscela di combustibile fuso e di strutture metalliche) viene convogliato e raffreddato in un compartimento dedicato (part. 7 corium spreading area), preservando da contaminazioni il suolo, la falda idrica e l ambiente circostante. 53

54 Il nocciolo è raffreddato e moderato da acqua leggera a una pressione di 155 bar e a una temperatura intorno ai 300 C. Il refrigerante contiene boro solubile che ha funzione di assorbitore neutronico. Un altro assorbitore neutronico, il gadolinio, è additivato nel combustibile ed è utilizzato per controllare la reattività iniziale e la distribuzione di potenza. L EPR ha 241 elementi di combustibile, ognuno dei quali contiene 265 barre. Per la prima carica, gli elementi di combustibile sono suddivisi in quattro gruppi: due di essi hanno il maggior arricchimento, di cui uno contenente gadolinio. Il ciclo del combustibile dura fino a 24 mesi. Può essere usato UO 2 e/o MOX (UO 2 e PuO 2 ) contenuto in tubi in lega di zirconio ermeticamente sigillati. Vessel del reattore e tipica carica iniziale di combustibile 54

55 L edificio turbina ospita tutti i principali componenti del ciclo vapore-condensato-alimento. In particolare contiene la turbina, il generatore elettrico, il condensatore e i sistemi ausiliari. Il vapore viene inviato attraverso le linee principali, dai generatori di vapore, installati nell edificio reattore, al corpo di alta pressione della turbina. Dopo la prima espansione nel corpo di alta pressione, il vapore viene ripreso e riceve un risurriscaldamento intermedio, prima di entrare nei tre corpi di bassa pressione dove completa la sua espansione. La turbina è accoppiata direttamente all alternatore, che rende disponibile alla rete una potenza netta di circa 1600 MWe. Il vapore esausto viene scaricato al condensatore, mentre il condensato viene ripreso dalle pompe di estrazione. Il ciclo rigenerativo è a sette spillamenti. Edificio turbina Principali caratteristiche della turbina e dell alternatore Turbina Alternatore Lunghezza 44,8 m Tipo a due poli Peso 5300 ton. Peso 725 ton. Nr. corpi alta press. 1 Raffreddamento rotore H 2 Nr. corpi bassa press. 3 Raffreddamento statore H 2 O Press. / Temp. vapore ingresso turbina 75,5 bar / 291 C Lunghezza 24 m Portata vapore 2443 kg/sec Potenza apparente 1900 /1950 MVA Velocità 1500 giri/min Potenza attiva 1600 / 1755 MWe 55

56 Il progetto EPR ricerca soluzioni innovative e miglioramenti nei campi della sicurezza e dell efficienza: Sicurezza Si cerca di ridurre drasticamente la probabilità di un grave incidente, quale la fusione del nocciolo (già alquanto improbabile nei PWR attualmente in esercizio), e di migliorare l affidabilità dei sistemi di sicurezza. Le conseguenze radiologiche in caso di incidente sono limitate tramite la progettazione di edifici di contenimento, a doppia parete e con depressurizzazione interna, e per mezzo di sistemi di integrità meccanica di questi edifici. E previsto un sistema di depressurizzazione del circuito di raffreddamento primario. Sono stati infine limitati i livelli di esposizione del personale di esercizio e di manutenzione. 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. 56

57 Le funzioni di sicurezza sono espletate da molteplici sistemi, semplici e ridondanti. Ognuno di questi sistemi è suddiviso in 4 sottosistemi identici che attuano la stessa funzione in caso di situazioni anomale, in particolare per raffreddare il nocciolo del reattore. Ogni sottosistema è in grado di attuare autonomamente l intera procedura di sicurezza. I sottosistemi sono completamente indipendenti tra loro e sono dislocati in quattro diversi fabbricati. Efficienza e disponibilità E stata ricercata una migliore disponibilità di esercizio, un aumentata flessibilità del ciclo del combustibile, un incremento significativo della vita dell impianto (60 anni). Viene stimata una riduzione del 10% per quanto riguarda il costo del kwh prodotto attualmente dai reattori N4. Il rendimento dell impianto, tenendo conto della elevata pressione del sistema secondario (78 bar), è pari al 36%. I cicli del combustibile possono raggiungere i 24 mesi. Una fermata standard di 19 giorni permette le operazioni di cambio del combustibile, ispezioni e manutenzioni ai macchinari. L utilizzo del combustibile è incrementato (oltre 60 GW giorno/tonnellata) diminuendo così il volume delle scorie prodotte per unità di energia. 57

58 7. Prospettive a lungo termine Un comitato internazionale (GIF) formato da dieci Paesi in cui la produzione di energia elettrica da fonte nucleare è significativa (Argentina, Brasile, Canada, Francia, Giappone, Regno Unito, Sud Africa, Sud Corea, Svizzera, USA) ha recentemente concordato su sei tecnologie di reattori nucleari da sviluppare tra il 2010 e il 2030 (Quarta generazione): 1. Gas-cooled Fast Reactors - GFR 2. Lead-cooled Fast Reactors LFR 3. Molten Salt Reactors MSR 4. Sodium-cooled Fast Reactors SFR 5. Supercritical Water-cooled Reactors SCWR 6. Very High Temperature Gas Reactors - VHTR I sistemi nucleari sono stati scelti in base a considerazioni che coinvolgono l affidabilità, l economicità, la sicurezza, la riduzione delle scorie, lo sfruttamento più accentuato dei materiali fissili e fertili. Tutti questi reattori funzionano a temperature maggiori di quelle dei reattori odierni, con molteplici applicazioni del calore sviluppato. GFR Gas-cooled fast reactors LFR Lead-cooled fast reactors MSR Molten salt reactors SFR Sodium-cooled fast reactors SCWR Supercritical water-cooled reactors VHTR Very high temperature gas reactors neutron spectrum (fast/ thermal) coolant temperature ( C) pressure* fuel fast helium 850 high U fast Pb-Bi low U epithermal fluoride salts low fast sodium 550 low thermal or fast UF in salt U-238 & MOX water very high UO 2 thermal helium 1000 high UO 2 prism or pebbles fuel cycle closed, on site closed, regional size(s) (MWe) ** closed 1000 closed open (thermal) closed (fast) open 250 * high = 7-15 MPa very high = 25 MPa + = with some U-235 or Pu-239 ** 'battery' model with long cassette core life (15-20 yr) or replaceable reactor module. uses electricity & hydrogen electricity & hydrogen electricity & hydrogen electricity 1500 electricity hydrogen & electricity 58

59 Le temperature variano da 510 a 1000 C: grazie all elevata temperatura del gas all uscita del nocciolo ( C) quattro di essi presentano elevata efficienza energetica e possono essere impiegati in processi industriali non stettamente legati alla generazione elettrica, come la gassificazione del carbone, la cogenerazione e la produzione termochimica dell idrogeno 9. La maggior parte adotta un ciclo chiuso del combustibile, per massimizzare la risorsa base e minimizzare i rifiuti ad alta radioattività che devono essere confinati in apposite discariche. Tre sono reattori veloci e uno può essere costruito come tale; uno è descritto come epitermico e solo due operano con neutroni lenti come negli impianti odierni. Solo uno è raffreddato ad acqua leggera; due utilizzano l elio, mentre gli altri hanno per refrigeranti rispettivamente dei sali di piombo-bismuto, sodio e fluoro. Tre funzionano a bassa pressione, con significativi vantaggi nel campo della sicurezza, e uno ha il combustibile uranio dissolto nel fluido refrigerante. Le potenze variano da 150 a 1500 MW elettrici. Il reattore raffreddato al piombo può essere disponibile anche per potenze di MW, può funzionare senza ricarica per anni ed è adatto per la generazione distribuita e per gli impianti di desalinizzazione. Almeno per quattro dei reattori selezionati esiste una significativa esperienza operativa, cosicché essi potranno entrare in esercizio commerciale ben prima del Benché la Russia non faccia parte del comitato GIF, un progetto corrisponde al reattore russo BREST. La Russia è attualmente il maggior operatore di reattori veloci raffreddati al sodio, altra tecnologia considerata prioritaria dal GIF. Anche l India, che non fa parte del GIF, sta sviluppando una tecnologia avanzata per utilizzare il torio come combustibile. Un programma articolato in tre stadi prevede prima reattori PHWR (Pressurised Heavy Water Reactors, detti anche CANDU) alimentati ad uranio naturale per produrre plutonio; poi reattori FBR (Fast Breeder Reactors) che usano questo plutonio per ottenere U 233 dal torio; infine reattori avanzati che utilizzano l U La produzione termochimica dell idrogeno adotta lo schema seguente: 59

60 Reattori veloci raffreddati a gas (Gas-cooled Fast Reactors - GFR) Il GFR è un reattore veloce raffreddato ad elio con un ciclo del combustibile chiuso. Come gli altri reattori raffreddati ad elio, che sono in attività o in fase progettuale, queste unità funzioneranno ad alte temperature (circa 850 C) e saranno adatte per la generazione elettrica, la produzione termochimica di idrogeno e la fornitura di calore per altri scopi. Nelle centrali elettriche il gas azionerà direttamente una turbina a gas. La potenza elettrica prevista è 288 MW. I combustibili impiegati potranno includere l uranio impoverito e altri materiali fissili o fertili. Il combustibile esaurito sarà riprocessato in sito e tutti gli attinidi 10 saranno riciclati per rendere minima la produzione di rifiuti radioattivi a lunga durata. 10 Il gruppo degli attinidi comincia con l attinio e comprende torio, protoattinio, uranio e gli elementi transuranici nettunio, plutonio, americio, curio, berkelio, californio, einsteinio, fermio, mendelevio e nobelio. 60

61 Reattori veloci raffreddati al piombo (Lead-cooled Fast Reactors -LFR) Il raffreddamento con metalli liquidi (Pb o Pb-Bi) è ottenuto per convezione naturale. Il combustibile è uranio impoverito metallico o allo stato di nitruro. E prevista un ampia gamma di potenze: dalla taglia di MW per piccole reti (senza necessità di ricarica per anni) agli impianti modulari da MW, fino ai grandi impianti singoli da 1200 MW. Temperature di funzionamento di circa 550 C sono già raggiungibili, ma si prevede di salire a 800 C con l utilizzo di adeguati materiali e ciò permetterebbe la produzione termochimica di idrogeno. Questo tipo di reattore, oltre alla produzione di energia elettrica e di idrogeno, è rivolto principalmente alla gestione degli attinidi, con peculiari caratteristiche di resistenza alla proliferazione e di protezione fisica, grazie ad un nocciolo che può essere anche a lunghissima vita (fino a 30 anni). 61

62 Reattori a sale fuso (Molten Salt Reactors - MSR) Il combustibile uranio è sciolto nel refrigerante fluoruro di sodio che circola nel nocciolo attraverso i canali di grafite: si ottiene così un effetto di moderazione e uno spettro neutronico epitermico. La temperatura raggiunta dal refrigerante è di 700 C a bassa pressione (circa 5 bar), con prospettiva di salire a 800 C. E possibile la produzione di idrogeno. Per gli impianti di produzione di energia elettrica è previsto un refrigerante secondario. La potenza elettrica di riferimento è di circa 1000 MW. Le sperimentazioni attuali si sono concentrate sull utilizzo, come refrigerante, del fluoruro di litio e di berillio e, come combustibile, di torio in soluzione e di U 233. Le caratteristiche più interessanti di questo reattore sono la produzione di scorie radioattive che contengono solo prodotti di fissione e quindi di vita più breve, l esigua produzione di materiale utilizzabile a scopi militari (poiché il plutonio prodotto è essenzialmente l isotopo Pu 242 ), il ridotto consumo di combustibile (nel prototipo francese occorrono 50 kg di torio e 50 kg di U 238 per produrre un miliardo di kwh) e l aumentata sicurezza del sistema di raffreddamento passivo. 62

63 Reattori veloci raffreddati al sodio (Sodium-cooled Fast Reactors - SFR) Questa tecnologia può contare su una lunga e ampia esperienza in materia di reattori con neutroni veloci. Essa utilizza uranio impoverito e raggiunge temperature di 550 C nel sistema refrigerante, suddiviso in un circuito primario a pressione quasi atmosferica e un circuito secondario al sodio che serve per la produzione elettrica. Sono proposte due varianti: una da MWe, con gli attinidi incorporati nel combustibile metallico, che richiede un processamento pirometallurgico sul posto; una da MWe con combustibile convenzionale MOX riprocessato in impianti situati altrove. 63

64 Reattori supercritici raffreddati ad acqua (Supercritical Water-cooled Reactors - SCWR) Questo reattore raffreddato ad acqua opera a una pressione (25 MPa) e a una temperatura ( C) che si trovano al di sopra del punto critico dell acqua 11. L efficienza termica raggiunta (circa 44%) è di un terzo superiore a quella dei reattori odierni ad acqua leggera. La potenza elettrica di riferimento è 1700 MW. Il vapore prodotto viene inviato direttamente alla turbina, senza circuito secondario. Le caratteristiche di sicurezza passiva sono simili a quelle dei reattori BWR. Il combustibile è l ossido di uranio, arricchito in caso di ciclo del combustibile aperto. 11 Punto critico dell acqua: 22,1 MPa, 374 C. 64

65 Reattori a gas ad altissima temperatura (Very High Temperature Gas Reactors - VHTR) Sono moderati a grafite e raffreddati ad elio. Il nocciolo può essere realizzato con blocchi prismatici, come il giapponese HTTR e il GTMHR in sperimentazione presso General Atomics, o può essere del tipo pebble bed, come il cinese HTR- 10 e il PBMR sudafricano. La taglia prescelta è di 600 MW termici. La temperatura raggiunta di 1000 C permette la produzione termochimica di idrogeno tramite uno scambiatore di calore intermedio, con cogenerazione di energia elettrica o utilizzazione del gas in una turbina a gas ad alto rendimento. Il rendimento è maggiore del 50% e la produzione di idrogeno supera le 200 tonnellate al giorno. Le alte temperature raggiunte prescrivono l uso di materiali speciali ad alta resistenza. 65