APPUNTI DI IMPIANTI NUCLEARI

Facoltà di Ingegneria Dipartimento di Ingegneria Meccanica, Nucleare e della Produzione Università di Pisa APPUNTI DI IMPIANTI NUCLEARI RL 811 A (99) Prof. Bruno Guerrini Dr. Ing. Sandro Paci Anno Accademico 1998/1999 1

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Ringraziamenti Gli Autori desiderano ringraziare tutti coloro che hanno contribuito, in diversa maniera, ed incoraggiato il presente lavoro di sistematizzazione ed ampliamento degli appunti delle lezioni di Impianti Nucleari tenute dal Prof. Bruno Guerrini presso la Facoltà di Ingegneria dell Università di Pisa. In particolare, si ringraziano gli ingg. Walter Ambrosini, Marco Barlettani ed Antonio Manfredini per il prezioso lavoro di revisione della versione iniziale di queste dispense. Un particolare ringraziamento va all ing. Paolo Di Marco per il contributo notevole alla parti relative ai cicli delle macchine termiche ed al moto di un fluido nei condotti. Un grazie anche ai ns. Studenti, per la costante attenzione con cui hanno seguito la nascita e lo sviluppo di questo lavoro, testimoniata dai contributi estratti dalle tesine da Essi elaborate all interno del Corso e dalle segnalazioni, sempre benvenute, di errori od omissioni inevitabilmente presenti. E a Loro che questo notevole sforzo è dedicato, come aiuto alla loro preparazione professionale nel campo dell ingegneria nucleare. Bruno Guerrini Sandro Paci 3

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1. INDICE 1. INDICE... 5 1.1 Elenco delle Figure... 11 1.2 Elenco delle Tabelle...15 1.3 Abbreviazioni... 17 2. REATTORI AD ACQUA IN PRESSIONE... 19 2.1 Introduzione... 19 2.2 Evoluzione dei Reattori ad Acqua in Pressione... 20 2.3 Schema di Impianto... 23 2.4 Disposizione dell Impianto... 24 2.5 Isola Nucleare... 26 2.5.1 Nocciolo del reattore... 26 2.5.2 Elemento di combustibile... 27 2.5.3 Componenti Interne al Recipiente in Pressione... 28 2.5.4 Sistema di Raffreddamento Primario... 29 2.5.4.1 Recipiente in Pressione (Vessel)... 30 2.5.4.2 Generatore di Vapore... 30 2.5.4.3 Pompa di Circolazione... 32 2.5.4.4 Tubazioni Primarie... 32 2.5.4.5 Sistemi Ausiliari dell Isola Nucleare e Sistemi di Sicurezza... 33 2.5.4.6 Pressurizzatore... 43 2.6 Nuclear Auxiliary Systems and Safety Systems... 48 2.6.1 Nuclear Auxiliary Systems... 48 2.6.1.1 Chemical and Volume Control System (RCV)... 48 2.6.1.2 Residual Heat Removal System (RRA)... 49 2.6.1.3 Component Cooling System (RRI)... 50 2.6.1.4 Essential Service Water System (SEC)... 51 2.6.1.5 Reactor Cavity and Spent Fuel Pit Cooling System (PTR)...51 2.6.2 Safety Systems... 51 2.6.2.1 Safety injection system (RIS)... 51 2.6.2.2 Containment Spray System (EAS)... 54 5

3. REATTORI AD ACQUA BOLLENTE...55 3.1 Considerazioni Generali...55 3.2 Principali Tappe nello Sviluppo dei Reattori di Potenza BWR...59 3.3 Descrizione di un Reattore ad Acqua Bollente GE della Classe BWR 6...60 3.3.1 Descrizione Generale dell Impianto...60 3.3.2 Descrizione del reattore...61 3.3.3 Descrizione del Nocciolo...68 3.3.4 Descrizione del Sistema di Contenimento MARK III...73 3.3.5 Cenni sui Sistemi Ausiliari...77 3.3.5.1 Sistema di iniezione del veleno liquido...78 3.4 Il Progetto del Nocciolo di un Reattore BWR...103 3.5 Cenni sulla Stabilità dei BWR...106 3.5.1 Cenni sulle Inserzioni di Reattività...108 3.6 CFR Title 10 Part 50 Sec. 46 - Acceptance Criteria for ECCSs for LW Nuclear Power Reactors...117 4. REATTORI AD ACQUA PESANTE...119 4.1 Giustificazione della Filiera...119 4.2 Sviluppo della Filiera...119 4.2.1 PHWR...120 4.2.2 BLWR...122 4.3 Caratteristiche Fondamentali della Filiera...122 4.4 Il Reattore CANDU...125 4.4.1 Vasca del moderatore (Calandria)...128 4.4.2 Moderatore...128 4.4.3 Tubi in pressione (Tubi di forza)...129 4.4.4 Tubi di Isolamento (Tubi di Calandria)...130 4.4.5 Elemento di Combustibile...130 4.4.6 Sistema di refrigerazione del nocciolo...131 4.4.7 Controllo della Reattività...133 4.4.8 Regolazione dell'impianto...134 4.4.9 Apparecchiature per il Ricambio del Combustibile...135 4.4.10 Sicurezza del Reattore...137 6

4.4.10.1 Sistemi di spegnimento del reattore... 137 4.4.10.2 Sistemi di refrigerazione di emergenza... 138 4.4.10.3 Sistema di contenimento... 138 4.5 Il Reattore BLW... 142 4.5.1 Giustificazione della Filiera... 142 4.5.2 Illustrazione Sommaria di un BLW... 143 4.6 Considerazioni Ingegneristiche Relative ai Tubi in Pressione... 146 4.6.1 Criteri Seguiti nella Progettazione dei Tubi di Forza... 146 4.6.2 Fenomeni di Creep... 148 4.6.3 Controllo di Qualità... 148 4.6.4 Propagazione di Difetti nei Tubi in Pressione... 149 5. REATTORI MODERATI A GRAFITE E REFRIGERATI A GAS... 151 5.1 Cenni Storici... 151 5.2 Reattori tipo Magnox... 153 5.2.1 Considerazioni Generali... 153 5.2.2 Struttura dell'impianto... 157 5.3 Reattori AGR... 166 5.3.1 Considerazione Generali sulla Filiera... 166 5.3.2 Nocciolo del Reattore e Struttura dell'impianto... 167 5.4 Reattori a Gas ad Alta Temperatura... 174 5.4.1 Caratteristiche Fondamentali della Filiera... 174 5.4.2 Reattore HTGR di Fort Saint Vrain... 175 5.4.3 Reattore THTR... 180 6. REATTORI A NEUTRONI VELOCI... 185 6.1 Considerazioni Generali... 185 6.2 Considerazioni sulla Cinetica dei Reattori Veloci... 189 6.3 Coefficienti di Reattività nei Reattori Veloci... 191 6.3.1 Coefficiente di Temperatura del Combustibile: Effetto Doppler... 191 6.3.2 Coefficiente di Reattività per Vuoto di Sodio... 192 6.4 Materiali Impiegati nel Nocciolo dei Reattori Veloci... 193 6.4.1 Refrigeranti Impiegati nei Reattori Veloci... 193 7

6.4.1.1 Trasmissione di Calore per Convezione con Fluidi ad Elevata Conducibilità Termica195 6.4.2 Radioattività del Sodio...199 6.4.3 Compatibilità del Sodio con i Materiali Strutturali...201 6.4.4 Reazione tra il Sodio e l Aria...203 6.4.5 Reazione tra il Sodio e l Acqua...203 6.4.6 Effetti dell Irraggiamento Neutronico sui Materiali Impiegati nei Reattori Veloci...204 6.5 Sviluppo dei Reattori Nucleari a Neutroni Veloci...206 6.5.1 Disposizione Impiantistica...206 6.5.2 Struttura del Nocciolo...209 6.5.3 Elementi di Combustibile per i LMFBR...211 6.6 Evoluzione della Filiera...212 6.7 Il Programma Nucleare Giapponese...226 6.8 MONJU FBR...229 6.8.1 Il Nocciolo del Reattore...230 6.8.2 Il Circuito di Refrigerazione Primario...234 6.8.3 Il Circuito di Refrigerazione Secondario...238 6.8.3.1 Il Generatore di Vapore...238 6.8.4 Il Sistema di Contenimento...240 6.8.5 L Incidente di Perdita di Sodio...242 6.8.5.1 Cronologia degli Eventi...243 6.8.5.2 Le Cause dell Incidente...244 6.8.5.3 Danni Risultanti dalla Perdita di Sodio...246 6.8.5.4 Gestione dell Incidente...248 7. IL REATTORE ASSOCIATO ALL IMPIANTO GENERATORE DI POTENZA...251 7.1 Considerazioni Generali sul Sistema di Regolazione...252 7.1.1 Reattori ad Acqua in Pressione...252 7.1.2 Reattori ad Acqua Bollente (Ciclo Duale)...253 7.1.3 Reattori ad Acqua Bollente (Ciclo Singolo)...255 7.1.4 Reattori Gas-Grafite (AGR)...256 7.2 La modulazione del Carico nei Moderni Impianti Nucleari di Potenza...256 7.2.1 Cenni alle problematiche del controllo e della gestione di un impianto...259 7.2.1.1 Formulazione del problema del controllo...259 7.2.1.2 Gestione dei meccanismi scelti per il controllo...261 8

7.2.2 Soluzioni Proposte... 263 7.2.2.1 Francia... 263 7.2.2.2 Germania... 266 7.2.2.3 Corea.... 268 7.2.3 Il Controllo Automatico di un BWR nelle Operazioni di Modulazione del Carico... 269 7.2.4 Bibliografia... 269 9

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1.1 Elenco delle Figure Figura 2.1: Regolazione a temperatura media, T m, costante... 33 Figura 2.2: Regolazione a pressione costante del vapore.... 34 Figura 2.3: Regolazione con variazione di T m e di p v.... 35 Figura 2.4: Schema funzionale di un PWR.... 36 Figura 2.5: Disposizione generale dell impianto.... 37 Figura 2.6: Spaccato di PWR... 38 Figura 2.7: Elemento di combustibile.... 39 Figura 2.8: Generatore di vapore.... 40 Figura 2.9: Pressurizzatore.... 43 Figura 2.10: Chemical and volume control system (RCV).... 49 Figura 2.11: Residual heat removal system (RRA)... 50 Figura 2.12: Safety Injection system (RIS)... 52 Figura 2.13: Containment spray system (EAS)... 53 Figura 3.1: Schema semplificato di un moderno impianto BWR della GE... 62 Figura 3.2: Vessel e componenti interni di un reattore BWR 6... 63 Figura 3.3: Capacità di allagamento del nocciolo di un reattore BWR 6... 64 Figura 3.4: Separatore di vapore (BWR 6)... 65 Figura 3.5: Essiccatori di vapore (BWR 6)... 65 Figura 3.6: Sistemazione dei circuiti di ricircolazione reattore BWR 6... 66 Figura 3.7: Sistemazione delle pompe a getto nel vessel ( BWR 6)... 67 Figura 3.8: Principio di funzionamento di una pompa a getto... 68 Figura 3.9: Sistemazione degli elementi di combustibile nel nocciolo di un BWR di grossa potenza 69 Figura 3.10: Elemento modulare componente il reticolo del nocciolo di un reattore BWR 6... 69 Figura 3.11: Elemento di combustibile BWR 6... 70 Figura 3.12: Barra di controllo per reattore BWR... 72 Figura 3.13: Sistemazione degli edifici di un BWR - Soluzione Mark III... 73 Figura 3.14: Edificio reattore - Soluzione Mark III... 74 Figura 3.15: Sistema di refrigerazione di emergenza BWR 6 - Mark III... 78 Figura 3.16: Sistema di emergenza per l'iniezione di veleno liquido BWR 6... 79 Figura 3.17: BWR 6 - Sistema di refrigerazione a reattore isolato... 82 Figura 3.18: BWR 6 - Sistemi di refrigerazione del nocciolo di emergenza... 83 Figura 3.19: BWR 6 - Sistema di rimozione del calore residuo... 84 Figura 3.20: BWR 6 - Sistema di rimozione del calore residuo, funzione di iniezione a bassa pressione 85 Figura 3.21: BWR 6 - Sistema di rimozione del calore residuo, funzione di refrigerazione della piscina di soppressione... 86 Figura 3.22: BWR 6 - Sistema di rimozione del calore residuo, funzione di condensazione del vapore87 Figura 3.23: BWR 6 - Sistema di rimozione del calore residuo, funzione di shutdown cooling... 88 Figura 3.24: BWR 6 - Sistema di rimozione del calore residuo, funzione di spray del contenimento 89 Figura 3.25: BWR 4 - Sistema di iniezione del boro liquido... 92 Figura 3.26: BWR 4 -Sistema di raffreddamento del nocciolo isolato RCIC... 93 Figura 3.27: BWR 4 -Sistema RHR modo di funzionamento Raffreddamento reattore spento... 94 Figura 3.28: BWR 4 -Sistema RHR modo di funzionamento Raffreddamento acqua piscina... 95 Figura 3.29: BWR 4 -Sistema RHR modo di funzionamento Iniezione a bassa pressione LPCI... 96 Figura 3.30: BWR 4 -Sistema di spruzzamento del contenimento primario... 97 Figura 3.31: BWR 4 -Sistema di iniezione a bassa pressione LPCI... 98 Figura 3.32: BWR 4 -Sistema di spruzzamento del nocciolo a bassa pressione LPCS... 99 11

Figura 3.33: BWR 4 -Sistema di iniezione ad alta pressione HPCI...100 Figura 3.34: BWR 4 -Sistema di raffreddamento di emergenza del nocciolo ECCS...101 Figura 3.48: Schema di un impianto BWR a ciclo duale con separazione del vapore esterna al recipiente in pressione (Garigliano, Dresden 1)...113 Figura 3.49: Curve di funzionamento di un reattore a ciclo duale...113 Figura 3.50: Schema di un impianto BWR a ciclo duale con separazione del vapore interna al recipiente in pressione (Gundremingen)...114 Figura 3.51: Schema di un impianto BWR a ciclo singolo con contenitore a soppressione di pressione e separazione del vapore interna al recipiente in pressione (Oyster Creek)....115 Figura 3.52: Schema di un impianto BWR a ciclo singolo, con contenitore a soppressione di pressione, separazione del vapore interna al recipiente in pressione ed adozione delle pompe a getto per la ricircolazione (Dresden 2, Caorso)...116 Figura 4.1: Soluzione adottata nei reattori a tubi di forza...121 Figura 4.2: Andamento qualitativo del fattore di moltiplicazione in funzione del rapporto A m /A f..123 Figura 4.3: Vista di insieme di un reattore CANDU...126 Figura 4.4: Diagramma di flusso semplificato del reattore CANDU...127 Figura 4.5: Rappresentazione schematica del nocciolo...127 Figura 4.6: Elemento di combustibile del reattore CANDU...131 Figura 4.7: Schema funzionale del sistema di refrigerazione...132 Figura 4.8: Diagramma di flusso semplificato del sistema di refrigerazione...132 Figura 4.9: Disposizione dei collettori e dei tubi del refrigerante in un reattore CANDU...133 Figura 4.10: Loops di controllo di un reattore CANDU...135 Figura 4.11: Macchina per il ricambio del combustibile impiegata nella centrale di Bruce...136 Figura 4.12: Diagramma di flusso semplificato del sistema di refrigerazione di emergenza del nocciolo. 139 Figura 4.13: Contenitore di sicurezza di un reattore CANDU....140 Figura 4.14: Sistema di contenimento di una centrale multiunità....140 Figura 4.15: Sezione verticale di un BLW...144 Figura 4.16: Diagramma di flusso semplificato del reattore CIRENE...145 Figura 5.1: Sezione verticale di un reattore Magnox della prima generazione (Latina)...160 Figura 5.2: Sezione verticale di un reattore Magnox con recipiente in calcestruzzo precompresso.161 Figura 5.3: Sezione orizzontale del nocciolo del reattore di Latina...162 Figura 5.4: Elementi di combustibile (spezzoni) di un reattore Magnox...163 Figura 5.5: Dispositivo di sostegno degli elementi di combustibile di un reattore Magnox...164 Figura 5.6: Diagramma di flusso della centrale di Latina....165 Figura 5.7: Posizionamento dei blocchi di grafite nel nocciolo di un AGR...167 Figura 5.8: Elemento di combustibile di un AGR (Hinkley Point B)...171 Figura 5.9: Disposizione delle principali componenti del reattore e distribuzione del flusso del refrigerante nei circuiti in pressione di un AGR...172 Figura 5.10: Sezione longitudinale dell'edificio reattore della centrale di Hinkley Point B...173 Figura 5.11: Particella di combustibile di un HTR...174 Figura 5.12: Sezione verticale del reattore di Fort St. Vrain...176 Figura 5.13: Sezione orizzontale del nocciolo del reattore di Fort St. Vrain....177 Figura 5.14: Elemento di combustibile del reattore di Fort St. Vrain...177 Figura 5.15: Diagramma di flusso della centrale di Fort St. Vrain...179 Figura 5.16: Elemento di combustibile del THTR - 300....180 Figura 5.17: Sezione verticale del THTR-300...182 Figura 5.18: Sezione orizzontale del THTR - 300...183 Figura 5.19: Diagramma di flusso del THTR - 300....184 Figura 6.1: Correlazione per lo scambio termico in fasci di barrette refrigerate con un flusso di sodio parallelo all'asse...197 12

Figura 6.2: Dati geometrici dell elemento di combustibile.... 198 Figura 6.3: Andamento dello swelling in funzione della fluenza.... 205 Figura 6.4: Andamento dello swelling in funzione della temperatura... 205 Figura 6.5: Configurazione a tre loops.... 206 Figura 6.6: Soluzione loop-type... 207 Figura 6.7: Soluzione pool-type... 208 Figura 6.8: Lay-out plan.... 216 Figura 6.9: Longitudinal cross section... 217 Figura 6.10: Plain view.... 218 Figura 6.11: Reactor... 219 Figura 6.12: Nominal configuration of core... 220 Figura 6.13: Fuel assembley... 221 Figura 6.14: Route of new fuel assemblies.... 222 Figura 6.15: Route of irradiated fuel assemblies.... 222 Figura 6.16: Secondary circuits... 223 Figura 6.17: Water-steam circuit... 224 Figura 6.18: Steam generator... 225 Figura 6.19: Percentuale delle principali fonti energetiche nella capacità produttiva e nella produzione di energia elettrica.... 227 Figura 6.20: Impianti nucleari di potenza in Giappone... 228 Figura 6.21: Localizzazione del reattore Monju... 229 Figura 6.22: Storia cronologica del reattore... 230 Figura 6.23: Eelemento di combustibile e nocciolo del reattore... 232 Figura 6.24: Vessel del reattore... 234 Figura 6.25: pompa per il sodio del circuito primario... 237 Figura 6.26: Intermediate Heat Exchanger... 238 Figura 6.27: Generatore di vapore.... 240 Figura 6.28: Surriscaldatore... 241 Figura 6.29: Spaccato dell'edificio che contiene l'ihe... 242 Figura 6.30: Localizzazione della perdita... 244 Figura 6.31: Sezione longitudinale del sensore di temperatura... 245 Figura 6.32: danni alle strutture causati dalla fuoriuscita del sodio... 247 Figura 6.33: Tratto del condotto di aerazione danneggiato dal sodio... 247 Figura 6.34: Attuale termocoppia e progetto modificato... 249 Figura 7.1: Schemi turbina segue e reattore segue.... 252 Figura 7.2: Schema generale di regolazione per impianto PWR.... 253 Figura 7.3: Curve di funzionamento di un reattore a ciclo duale.... 254 Figura 7.4: BWR ciclo singolo: diagramma di regolazione.... 255 Figura 7.5: Potenza oraria richiesta sulla rete italiana nel terzo mercoledì di ciascun mese del 1998.257 Figura 7.6: Consumo interno di energia elettrica in Italia nel 3 mercoledì di dicembre... 258 Figura 7.7: Andamento della potenza prodotta nei giorni feriali... 264 Figura 7.8: Andamento della potenza prodotta nei giorni festivi... 265 13

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1.2 Elenco delle Tabelle Tabella 2.1: Dati relativi al sistema di contenimento Framatome N4.... 26 Tabella 2.2: Principali caratteristiche di un generatore di vapore... 32 Tabella 2.3: Caratteristiche di tre impianti di riferimento PWR.... 41 Tabella 2.4: Caratteristiche principali dei reattori AP-600 ed EDF 1300... 42 Tabella 3.1: Sistemi ausiliari del reattore in un BWR 6 (Montalto)... 81 Tabella 3.2: Sistemi ausiliari del reattore in un BWR 4 (Caorso).... 91 Tabella 3.3: Sviluppo dei reattori BWR.... 111 Tabella 3.4: Schema di calcolo del nocciolo di un reattore BWR... 112 Tabella 4.1: Caratteristiche nucleari di alcuni moderatori... 122 Tabella 4.2: Caratteristiche principali di una unità della centrale di Pickering... 141 Tabella 4.3: Principali caratteristiche del reattore CIRENE... 146 Tabella 5.1: Principali caratteristiche dell'uranio naturale in forma metallica.... 155 Tabella 5.2: Principali caratteristiche della grafite impiegata nei reattori Magnox... 155 Tabella 5.3: Principali caratteristiche del Magnox AL 80... 156 Tabella 5.4: Principali caratteristiche fisiche della CO 2.... 156 Tabella 5.5: Principali caratteristiche di alcune centrali alimentate con reattori tipo Magnox... 159 Tabella 5.6: Principali caratteristiche della unità Dungeness B1... 170 Tabella 5.7: Principali caratteristiche del reattore di Fort St. Vrain... 178 Tabella 5.8: Principali caratteristiche del THTR 300... 181 Tabella 6.1:Rapporto fra la σ a di alcuni materiali e la σ f del fissile.... 185 Tabella 6.2: Caratteristiche nucleari per i principali isotopi fissili.... 187 Tabella 6.3: Valori di β per i diversi materiali fissili.... 189 Tabella 6.4: Valori di β e di θ o relativi a reattori di tipo diverso... 190 Tabella 6.5: Proprietà dei gruppi di neutroni pronti e ritardati per fissione termica dell U 235.... 190 Tabella 6.6:Principali caratteristiche del sodio in funzione della temperatura... 194 Tabella 6.7: Situazione dei reattori veloci nel mondo dal 1950 al 1980... 214 Tabella 6.8: Caratteristiche Principali delle Centrali PHENIX e SUPERPHENIX... 215 Tabella 6.9: dati tecnici generali... 231 Tabella 6.10: Caratteristiche tecniche del nocciolo... 233 Tabella 6.11: Caratteristiche tecniche del vessel e della piastra schermante... 235 Tabella 6.12: Caratteristiche tecniche della pompa del circuito primario... 236 Tabella 6.13: caratteristiche tecniche dell IHX... 236 Tabella 6.14: Caratteristiche del generatore di vapore... 239 Tabella 6.15: Caratteristiche tecniche della turbina... 241 15

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1.3 Abbreviazioni AEC Atomic Energy of Canada AGR Advanced Gas cooled Reactor AM Accident Management ANS American Nuclear Society ATR Advanced Test Reactor BHW Boiling Heavy Water BLWHW Boiling Light Water cooled Heavy Water moderated BWR Boiling Water Reactor CANDU Canadian Deuterium Uranium CBUF Cycling Burn-Up Factor CCI Core Concrete Interaction CFR Code of Federal Regulation CSNI Committee on Safety of Nuclear Installation DBA Design Basis Accident DCC Degraded Core Coolability DH Decay Heat DCH Direct Containment Heating DDT Deflagration-to-Detonation Transition DF Decontamination Factor DNBR Departure From Nucleate Boiling Ratio EBWR Experimental BWR ECCS Emergency Core Cooling System EDF Eletricitè de France EPR European Pressurized Reactor FA Fuel Assembly FBR Fast Breeder Reactor FP Fission Product GCHW Gas Cooled Heavy Water moderated GCR Gas Cooled Reactor GE General Electric GRS Gesellschaft für Anlagen und ReaktorSicherheit GV Generatore di Vapore HM Heavy Metal HP High Pressure HPME High Pressure Melt Ejection HTGR High Temperature Gas cooled Reactor HWR Heavy Water Reactor IHX Intermediate Heat exchanger KfK Kernforshungszentrum Karlsruhe LACE LWR Aerosol Containment Experiments LB LOCA Large Break Loss Of Coolant Accident LMFBR Liquid Metal Fast Breeder Reactor LOCA Loss Of Coolant Accident LP Low Pressure LVRF Low Void Reactivity Fuel LWR Light Water Reactor 17

Magnox MCCI MCHFR MCPR MFCI MOX MTC MTR Nc Nm NPP NPSH NRC OCHW OCOM OECD OMR PCI PEC PHW PHWHW PNC PORV PSA PWR RCCA RCS RIA RN RPV RSM SA SAM SB LOCA SFD SG SKB SRV ST THTR Tc Tm Magnesium no oxidation Molten Core Concrete Interaction Minimum Critical Heat Flux Ratio Minimum Critical Power Ratio Molten Fuel Concrete Interaction Mixed Oxide Fuel Moderator Temperature Coefficient Material Testing Reactor Nuclei di combustibile per unità di volume Nuclei di moderatore per unità di volume Nuclear Power Plant Net Positive Suction Head Nuclear Reactor Commission Organic Cooled Heavy Water moderated Optimized CO-Milling Organization for Economic Cooperation and Development Over Moderated Reactor Pellet Cladding Interaction Prova Elementi Combustibile Pressurized Heavy Water Pressurized Heavy Water cooled Heavy Water moderated Power Reactor and Nuclear Fuel Development Corporation Power Operated Relief Valve Probabilistic Safety Analysis Pressurised Water Reactor Rod Cluster Control Assembly Reactor Coolant System Reactivity Initiated Accident Radio Nuclide Reactor Pressure Vessel Reactivity Margin Shutdown Severe Accident Sub Assembly Management Small Break Loss Of Coolant Accident Severe Fuel Damage Steam Generator Swedish Nuclear Fuel and Waste Management Company Safety and Release Valve Source Term Thorium High Temperature Reactor Temperatura del combustibile Temperatura del moderatore 18

2. REATTORI AD ACQUA IN PRESSIONE 2.1 Introduzione Il concetto di reattore ad acqua in pressione (PWR) fu sviluppato dagli USA nell ambito del programma per la messa a punto di un reattore nucleare da utilizzare per la propulsione di sottomarini. Il primo prototipo in piena scala, denominato STR Mark-1, fu costruito a terra e raggiunse la criticità nel marzo 1953. Il primo sottomarino a propulsione nucleare, cui fu dato il nome Nautilus, iniziò le prove in mare nel gennaio 1955. A questo seguirono, come è noto, un grande numero di altri sottomarini ed alcune navi di superficie, prevalentemente militari, che sono tutte dotate di un apparato motore alimentato da un reattore nucleare ad acqua in pressione. Il primo impianto nucleare ad acqua in pressione destinato alla produzione di energia elettrica fu costruito nell Unione Sovietica ed entrò in funzione il 27 luglio 1954. La potenza dell impianto era molto bassa: 5. MWe (30. MWt). Alla fine del 1957 (anno successivo a quello della messa in funzione a Calder Hall, in Inghilterra, della prima centrale elettronucleare con un reattore GCR) entrò in esercizio negli USA la prima centrale PWR denominata Shippingport Pressurized Water Reactor. L esercizio della centrale suddetta, avente una potenza di 68. MWe (231. MWt), ha fornito numerose informazioni di particolare interesse relativamente alla tecnologia ed alle caratteristiche di funzionamento delle centrali elettronucleari alimentate con reattori PWR. Alla metà del 1961 è entrata in funzione la centrale Yankee Rowe avente inizialmente la potenza di 110. MWe. Successivamente la centrale è stata autorizzata per una potenza di 185. MWe; tale aumento è stato reso possibile dalla successiva adozione del controllo chimico. Nel dicembre 1962 è entrata in funzione, ancora negli USA, la centrale di Indian Point da 265. MWe, caratterizzata dalla utilizzazione di un sistema di surriscaldamento del vapore di tipo convenzionale. Questa soluzione che sembrerebbe a prima vista particolarmente interessante in quanto consente la utilizzazione dell energia nucleare per fornire calore a bassa temperatura e di quella termica convenzionale per fornire calore ad alta temperatura, non è stata più adottata negli anni successivi. Ciò dipende soprattutto dal fatto che con l accoppiamento di un impianto nucleare e di uno convenzionale si sono certamente sommati i problemi relativi ai due impianti senza trarne, peraltro, i vantaggi sperati. Agli inizi del 1959 fu decisa la costruzione di un piccolo reattore, da considerarsi come unità sperimentale. Tale reattore, noto come reattore di Saxton dal nome della località dove è installato, ha una potenza di 6. MWe (28. MWt) ed è stato diffusamente impiegato per lo sviluppo di esperienze relative al controllo chimico. La prima centrale PWR realizzata in Italia è quella di Trino Vercellese, ordinata chiavi in mano alla Westinghouse dalla Edison nel 1960. (La centrale è passata successivamente all ENEL in applicazione della legge sulla nazionalizzazione dell energia elettrica). La costruzione fu iniziata nel 1961, il reattore raggiunse la criticità alla fine del 1963 e la piena potenza nel 1964. La centrale di Trino Vercellese fu inizialmente concepita come una copia di Yankee Rowe. La potenza prevista era di 185. MWe. Successivamente, con l adozione del controllo chimico, la cui fattibilità era stata dimostrata dai risultati delle esperienze condotte nel reattore di Saxton, è stato possibile aumentare la potenza fino al valore di 250. MWe. La potenza delle centrali PWR è andata nel tempo rapidamente aumentando fino a raggiungere, nelle versioni più moderne, valori di 1400. MWe per ciascuna unità. 19

Questo tipo di reattore costituisce la filiera più affermata nel mondo. A parte i reattori impiegati per la propulsione navale, il numero delle unità elettronucleari PWR in esercizio al settembre 1989 in 20 diversi Paesi era pari a 233 con una potenza complessiva di oltre 195,000. MWe. A questa si devono aggiungere altre 95 centrali in costruzione con una potenza complessiva di circa 89,000. MWe. Alla data suddetta, la potenza delle centrali PWR in esercizio o in costruzione rappresentava nel complesso oltre il 65% della potenza elettronucleare. 2.2 Evoluzione dei Reattori ad Acqua in Pressione Nella Tabella 2.3 sono riportate le principali caratteristiche di tre reattori PWR appartenenti a fasi successive di sviluppo della filiera. Un semplice esame di dati riportati nella tabella può fornire una prima indicazione dello sviluppo di questa filiera. Si può in primo luogo constatare che non si sono avute nel tempo modifiche di rilievo paragonabili a quelle manifestatesi per le altre filiere. Le scelte di fondo inizialmente adottate sono state mantenute e la disposizione generale dell impianto è rimasta praticamente inalterata. A partire dalla centrale di Trino Vercellese, tutti gli impianti successivi presentano le caratteristiche seguenti: impiego di UO 2 arricchito con combustibile; impiego delle leghe di zirconio, come materiale utilizzato per la costruzione delle guaine; adozione del controllo chimico; adozione di barre di controllo del tipo rod cluster ; impiego di pompe di circolazione a tenuta meccanica a perdite controllate; adozione di un ciclo del combustibile con ricambio a zone e shuffling radiale degli elementi. Nello sviluppo della filiera sono stati naturalmente apportate continue modificazioni migliorative, suggerite anche da risultati di un esercizio che si andavano acquisendo. Tra questi si possono ricordare: un continuo innalzamento delle caratteristiche del vapore prodotto, con conseguente aumento del rendimento del ciclo termico. A tale fine è stato necessario aumentare la temperatura del refrigerante all uscita dal reattore, cosa che è stata peraltro possibile con incrementi relativamente modesti della pressione di esercizio del circuito primario, conseguentemente alla accettabilità dell ebollizione nucleata del fluido all interno dei canali; un costante aumento del burn-up medio allo scarico, che è passato da circa 12,000. MWd/t nei primi impianti a oltre 35,000. MWd/t negli impianti più recenti. Ciò è stato reso possibile dal progressivo sviluppo della tecnologia di fabbricazione degli elementi del combustibile; un continuo aumento della potenza installata in ciascuna unità, che è passata da circa 200. MWe a circa 1,000. MWe, fino a raggiungere 1,475. MWe nell ultimo impianto Framatome. Tali aumenti (che si sono avuti in altre filiere ed anche nelle stesse centrali termoelettriche convenzionali) che comportano una sensibile riduzione del costo di impianto per unità di potenza installata, sono stati in effetti possibili a causa della crescente domanda di energia elettrica, con conseguente richiesto potenziamento delle reti che, per le loro caratteristiche, giustificano pienamente in molti Paesi la presenza di unità di produzione di elevata potenza; un costante adeguamento dei sistemi di emergenza (con particolare riferimento a quelli per la refrigerazione del nocciolo) alla evoluzione delle normative di sicurezza, predisposte dagli Enti di controllo tenendo conto dei risultati delle ricerche svolte e di quelli derivanti dall esercizio degli impianti esistenti; 20

l adozione sempre più frequente di sistemi di refrigerazione del condensatore utilizzanti torri di refrigerazione a umido, con conseguente minore impatto termico sulle acque superficiali; l adozione di sistemi di contenimento attivi sempre più sofisticati, atti a garantire insieme alla protezione dell ambiente, anche quella dell impianto. La novità più importante che si è avuta nello sviluppo (e, peraltro, già nella sua fase iniziale) dei PWR è stata senza dubbio l adozione del controllo chimico; su questo aspetto si ritiene opportuno soffermare l attenzione. La utilizzazione di veleni neutronici (acido borico o sali di boro) in soluzione nel moderatore per il controllo delle variazioni di reattività a lungo termine consente una significativa riduzione del fattore di canale caldo F Q (da valori superiori a 3, a valori poco superiori a 2) in quanto, funzionando il reattore con barre di controllo praticamente estratte, si ha un sensibile miglioramento della distribuzione assiale di potenza che non risulta più perturbata dalle modificazioni indotte dallo spostamento delle barre di controllo stesse. E stato pertanto possibile aumentare la potenza dell impianto, praticamente nella stessa proporzione con la quale si è ridotto il fattore di canale caldo, mantenendo inalterati i limiti all estrazione di potenza imposti nella progettazione termoidraulica. Un ulteriore vantaggio, anche se certamente meno significativo, è quello conseguente alla riduzione del numero delle barre di controllo che comporta in primo luogo un economia di valore non trascurabile tenendo conto del costo della barra e del relativo meccanismo di comando. Peraltro, ad una riduzione delle barre consegue una riduzione del numero delle penetrazioni nel coperchio del recipiente in pressione con diminuzione del costo del recipiente stesso e innegabili vantaggi per la sua integrità strutturale. Nel reattore di Trino Vercellese l adozione del controllo chimico (chemical shim) ha consentito di ridurre il numero delle barre dalle 44 inizialmente previste a 28. Si deve infine osservare che essendo stata notevolmente ridotta la reattività controllata dalle barre (limitata alla variazione di reattività a breve termine), è stato possibile sostituire alle barre a sezione cruciformi, inizialmente adottate, barre a cluster di barrette (rod control cluster) con eliminazione dei prolungamenti necessari nelle barre cruciformi e conseguente riduzione dell altezza del recipiente in pressione di una quantità sostanzialmente uguale all altezza del nocciolo (circa 4. m.). Come è noto, la centrale di Trino Vercellese è stata la prima nel mondo nella quale è stato adottato il controllo chimico. Tutte le centrali PWR successivamente installate utilizzano questo tipo di controllo, che è stato inoltre esteso anche a quelle che erano già in funzione (Yankee Rowe e Indian Point). Una consistente attività di ricerca è stata necessaria per accertare la fattibilità e la piena utilizzabilità di questo sistema. Si è dovuto dimostrare in particolare che: 1) la sicurezza dell impianto non veniva in alcun modo compromessa; 2) l adozione del chemical shim non poneva problemi particolarmente complessi per l esercizio dell impianto. Le numerose esperienze condotte inizialmente in circuiti fuori pila e, successivamente, nel reattore di Saxton dimostrarono che: a) con le concentrazioni di veleni chimici necessarie (2,000. 4,000. ppm), non esiste il pericolo che questi vadano a depositarsi sulla superficie delle guaine delle barrette o, comunque, in qualsiasi altra zona del nocciolo e che vengano successivamente rilasciati in modo repentino con conseguenti massicce escursioni di reattività; b) non si hanno depositi irreversibili di veleni sulle superfici delle barrette. Qualora ciò si fosse verificato, si sarebbero avuti aumenti locali della resistenza termica con conseguenti 21

surriscaldamenti delle guaine che avrebbero potuto avere serie conseguenze sul comportamento dell elemento; c) il coefficiente di temperatura del moderatore, pur diminuendo in valore assoluto all aumentare della concentrazione di veleni, rimane negativo fino a concentrazioni di circa 2,000. 2,500. ppm. A proposito di quanto riportato al punto c), si deve ricordare che la stabilità intrinseca dei PWR è sostanzialmente garantita dal coefficiente negativo di temperatura del combustibile. Il coefficiente di temperatura del moderatore ha invece importanza fondamentale per la regolazione automatica dell impianto e contribuisce, se negativo, alla stabilità intrinseca del reattore. Se quest ultimo coefficiente è positivo od anche negativo, ma molto piccolo in valore assoluto, la regolazione automatica dell impianto non potrà essere ottenuta senza l azionamento delle barre di controllo. In effetti negli impianti attuali nei quali vengono impiegati elementi di combustibile che consentono il raggiungimento di burn-up medio allo scarico superiori a 30,000. MWd/t, la concentrazione di acido borico o di sali di boro all inizio della vita può raggiungere valori tali da rendere sicuramente positivo il coefficiente di reattività del moderatore. Per questo motivo è stato necessario modificare il tipo di regolazione inizialmente adottato. Nei primi impianti, infatti, la regolazione veniva realizzata mantenendo sostanzialmente costante la temperatura media del fluido primario. Se per esempio, si ha un aumento della richiesta del carico, il regolatore di macchina provvede ad aumentare il grado di apertura della valvola di ammissione del vapore in turbina; la maggiore quantità di calore ceduta nel generatore di vapore dal fluido primario a quello secondario, provoca un abbassamento della temperatura del fluido primario all uscita del generatore e, quindi, della temperatura del fluido stesso all ingresso del nocciolo del reattore. Il conseguente abbassamento della temperatura media del refrigerante-moderatore del nocciolo determina, se il coefficiente di temperatura del moderatore è negativo una inserzione di reattività e, quindi, un aumento della potenza. Il transitorio ha termine quando, in relazione all incremento della potenza, la temperatura media del moderatore nel nocciolo è tornata al valore che essa aveva prima dell inizio dello stesso. In effetti la temperatura media finale rimane un po' inferiore a quella iniziale per compensare le variazioni negative di reattività connesse con l aumento della temperatura del combustibile e della concentrazione dello Xeno (ambedue queste grandezze sono, come è noto, funzione della potenza termica del nocciolo). Operando nel modo suddetto è quindi possibile variare la potenza dell impianto senza intervento delle barre di controllo. Questo tipo di regolazione, particolarmente favorevole per la parte nucleare dell impianto, è invece penalizzante per la turbina che viene alimentata con vapore con caratteristiche termodinamiche variabili al variare del carico; la pressione e, quindi, la temperatura (nel caso del vapore saturo) del vapore prodotto diminuisce all aumentare del carico (Figura 2.1). Come riportato nella figura suddetta, le curve di raffreddamento del fluido primario possono essere rappresentate da rette appartenenti ad un fascio con centro nel punto A. Dall esame della stessa figura emerge anche che sarebbe possibile mantenere costante la pressione del vapore al variare della potenza. Ciò richiederebbe però una variazione della temperatura dell acqua di alimento in funzione del carico, con conseguente modifica del rendimento del ciclo di trasformazione. All aumentare del carico, per esempio, dovrebbe diminuire la temperatura dell acqua di alimento, ma in tal modo sarebbe aumentata la quantità di calore ceduta al fluido secondario a temperatura variabile e, comunque, inferiore a quella massima del fluido stesso. Ciò porterebbe inevitabilmente, come è noto, ad un abbassamento del rendimento del ciclo. Poiché, come è stato prima accennato, il coefficiente di temperatura del moderatore nei PWR della generazione attuale è positivo ad inizio vita e tale rimane, anche se con valore continuamente 22

decrescente, per un non trascurabile intervallo della vita stessa, questo tipo di regolazione non è più possibile. Dovendosi fare ricorso comunque all intervento delle barre di controllo, potrebbe essere preso in considerazione il tipo di regolazione a pressione costante del vapore (Figura 2.2). In questo caso le curve di raffreddamento del fluido primario sono rappresentabili con rette appartenenti ad un fascio avente il centro nel punto B. Ciò porterebbe inevitabilmente ad una variazione della temperatura media del fluido primario alla fine del transitorio. La conseguente variazione di reattività dovrebbe essere compensata con lo spostamento delle barre di controllo. Questo tipo di regolazione, particolarmente gradito per il gruppo turbogeneratore, sarebbe però particolarmente penalizzante per la parte nucleare, richiedendo spostamenti delle barre di controllo di entità rilevante, essendo tale la variazione della temperatura del fluido primario. Tenendo presente quanto sopra, il tipo di regolazione adottato è quello indicato nella Figura 2.3. Le curve di raffreddamento del fluido primario sono rappresentabili con rette appartenenti ad un fascio con centro in un punto C intermedio tra quelli A e B indicati nelle figure precedenti. La temperatura media del fluido primario non rimane costante, ma la sua variazione è minore rispetto a quella che si avrebbe con il tipo di regolazione a pressione costante del vapore; la pressione del vapore non rimane costante, ma la sua variazione in funzione del carico è minore di quella che si avrebbe con il tipo di regolazione a temperatura costante del fluido primario. Come è stato prima accennato, l abbandono del sistema automatico di regolazione a temperatura media costante del fluido primario è stato imposto dalla modificazione del coefficiente di temperatura del moderatore provocata dall adozione del controllo chimico. E però abbastanza probabile che, indipendentemente da ciò, si sarebbe comunque arrivati a questa nuova soluzione, risultando il tipo di regolazione prima indicato troppo penalizzante per il sistema turbogeneratore. I problemi relativi alla regolazione degli impianti nucleari saranno comunque trattati in dettaglio in altri insegnamenti specifici. 2.3 Schema di Impianto I reattori ad acqua in pressione sono, come è noto, reattori termici, eterogenei, moderati e refrigerati con acqua che, attraversando il nocciolo, non è soggetta a cambiamento di fase. Ciò comporta, in primo luogo, l adozione di un ciclo indiretto, con produzione di vapore nei generatori di vapore anziché direttamente nel recipiente in pressione. Per evitare ebollizione del fluido primario, questo deve essere portato e mantenuto ad una pressione superiore alla tensione di vapore relativa alla sua massima temperatura. A tal fine, uno dei rami del circuito primario del reattore è collegato ad un sistema di pressurizzazione (pressurizzatore), il cui funzionamento è illustrato nell appendice A. La necessità di ottenere vapore con caratteristiche termiche sufficientemente elevate (p v 7. MPa; T v 285. C) per consentire una accettabile utilizzazione industriale del calore prodotto impone, anche in considerazione della inevitabile degradazione del calore stesso nel trasferimento del fluido primario a quello secondario, di operare il circuito primario a pressioni molto elevate (15. 16. MPa). Nel generatore di vapore, la minima differenza di temperatura tra fluido primario e secondario (pinch-point) è di circa 10. C. Ciò richiede che la temperatura di ingresso del fluido primario nel generatore, praticamente uguale alla massima temperatura del fluido stesso, sia pari a circa 335. C (50. C. al di sopra della temperatura del vapore prodotto), cui consegue una tensione di vapore di 14. MPa. Nel nocciolo si mantiene un margine di sottoraffreddamento intorno a 10. C in modo da 23

evitare ebollizione di massa, pur ammettendo fenomeni di ebollizione locale di tipo nucleato nelle zone più calde. Nella Figura 2.4 è riportato lo schema funzionale di PWR, nel quale per semplicità è indicato un solo circuito primario di refrigerazione anche se, come è noto, il numero di tali circuiti, sempre maggiore di uno, è generalmente compreso tra due e quattro. L acqua di refrigerazione, immessa nella parte superiore del vessel (punto 1), attraversa con flusso discendente la cavità anulare compresa tra la parete interna del vessel stesso ed il barrel prima di essere avviata all ingresso del nocciolo. Attraversa quindi il nocciolo stesso in deflusso ascendente (up flow) refrigerando le barrette degli elementi di combustibile con conseguente aumento della propria entalpia, ma mantenendosi comunque in condizioni di sottoraffreddamento. Fuoriesce infine dal vessel (punto 2) e viene avviata al generatore di vapore (punto 3) ove, passando all interno dei tubi del fascio tubiero, cede calore al fluido (acqua-vapore) secondario. La diminuzione della temperatura dell acqua primaria nel generatore di vapore (praticamente uguale all aumento della temperatura della stessa nell attraversamento del nocciolo) è pari a circa 30. 40. C. L acqua primaria ritorna quindi nel recipiente in pressione, chiudendo il proprio ciclo. La pompa di circolazione installata nel circuito a valle del generatore garantisce la portata sufficiente per assicurare le condizioni fluidodinamiche necessarie per la corretta refrigerazione del nocciolo. Come è stato prima detto, uno dei circuiti primari è collegato al pressurizzatore. Il vapore prodotto è inviato alla turbina e, all uscita di questa, al condensatore. L acqua, estratta dal condensatore, dopo essere stata opportunamente preriscaldata, torna al generatore di vapore. Per semplicità non sono stati riportati nello schema le componenti utilizzate per il miglioramento del rendimento del ciclo termodinamico e per il corretto funzionamento della turbina (per esempio: surriscaldatori, separatori di condensa, preriscaldatori rigenerativi dell acqua di alimento). 2.4 Disposizione dell Impianto La centrale è costituita da una o più unità di produzione; ciascuna di queste unità comprende: l isola nucleare, la parte convenzionale ed i sistemi per la refrigerazione, ecc. In edifici annessi alla centrale trovano posto: laboratori, officine, servizi amministrativi, centro di informazione, ecc. Isola Nucleare (Nuclear Island) Comprende essenzialmente la cosiddetta caldaia nucleare costituita: dal sistema primario nel suo complesso (nocciolo del reattore, vessel e i suoi componenti interni, circuito primario, ecc.) con i relativi sistemi per la sicurezza del reattore nucleare; dai circuiti per il condizionamento chimico e la regolazione dell acqua nel circuito primario; dai sistemi di refrigerazione di emergenza del nocciolo; dai sistemi di alimentazione elettrica; dai sistemi di comando e di protezione del reattore, ecc. Alla caldaia nucleare sono associati numerosi altri sistemi e circuiti tra i quali: il sistema per il trattamento degli affluenti; il sistema di ventilazione; il sistema acqua servizi; i gruppi Diesel per l alimentazione elettrica di emergenza. 24

Nella Figura 2.5 è schematicamente rappresentata la disposizione generale dell isola nucleare di un PWR (Framatome N4). Parte Convenzionale (Balance of Plant) Comprende il gruppo turboalternatore con i suoi sistemi annessi, la stazione elettrica ed i servizi generali. L unità di produzione nel suo complesso comprende, essenzialmente, le seguenti strutture: edificio reattore; edificio combustibile; edificio ausiliari del reattore; edificio alimentazione elettrica, comprendente anche la sala di comando e di controllo; sala macchine; edifici per i diesel di emergenza; opere di presa e restituzione dell acqua di refrigerazione del condensatore; stazione elettrica. Tutte le parti in pressione dell isola nucleare, la cui rottura potrebbe portare a rilascio di fluido primario, sono sistemate all interno del contenitore di sicurezza. Sono comprese tra queste anche i generatori di vapore che costituiscono in effetti l elemento di interfaccia tra l isola nucleare e quella convenzionale in quanto al loro interno è presente sia fluido primario (lato tubi), sia fluido secondario (lato mantello). Il contenitore impiegato è, nella quasi totalità dei casi, del tipo a piena pressione dotato di sistemi di spruzzamento del volume interno. Esso è generalmente costituito da due strutture cilindriche continue in cemento armato con cupola emisferica, ancorate ad una piastra piana di base. La superficie interna della prima struttura è rivestita con lamiere di acciaio saldate in modo da garantirne la tenuta. La seconda struttura, esterna alla prima, assolve essenzialmente alle funzioni di schermo biologico e di protezione da impatti esterni. L intercapedine tra le due strutture può essere mantenuta in depressione in modo da avere tassi di perdita praticamente nulli verso l esterno. (principio del doppio contenimento). La pressione di progetto del contenitore è quella corrispondente al primo picco successivo all incidente di riferimento (tranciatura netta a ghigliottina di una tubazione del circuito primario a valle della pompa di circolazione). Il suo valore si aggira intorno a 3. 4. kg/cm 2. In alternativa al tipo di contenimento sopra indicato, la Westinghouse, nel rispetto del concetto del doppio contenimento, ha progettato un contenitore a soppressione di vapore con condensatore di ghiaccio. Quest ultimo, contenente tetraborato di sodio per aumentare l efficacia sull abbattimento e la ritenzione dello I 131, è disposto anularmente all interno della struttura di contenimento ed è in grado di assorbire rapidamente l energia termica rilasciata a seguito dell incidente attraverso la condensazione del vapore che passa attraverso il ghiaccio stesso. Questa soluzione, del tutto analoga a quella adottata con successo nei BWR, risulta meno attraente per i PWR, per i quali i valori delle pressioni di picco all interno del contenitore sono relativamente modesti anche senza abbattimento iniziale del vapore, a causa dell elevato volume del contenitore stesso. A titolo di esempio nella seguente Tabella 2.1 si riportano alcuni dati relativi al sistema di contenimento dell unità Framatome N4. 25

Contenitore primario Diametro interno 43.80 m Spessore 1.20 m Altezza massima 59.16 m Volume interno 78,000. m 3 Contenitore secondario Spessore 0.55 m 2.5 Isola Nucleare Tabella 2.1: Dati relativi al sistema di contenimento Framatome N4. 2.5.1 Nocciolo del reattore Il nocciolo è costituito da alcune centinaia di elementi di combustibile appoggiati sulla griglia di sostegno e mantenuti in posizione verticale all interno del recipiente in pressione. I carichi (peso proprio, e azioni fluidodinamiche) trasmessi dall elemento alla griglia di sostegno sono trasferiti attraverso il barrel al recipiente in pressione. L elemento, concepito in modo da poter alloggiare le barre di controllo a grappolo, è privo di scatola di contenimento, per cui l acqua primaria assolve, senza alcuna differenziazione, alle funzioni di moderazione e di refrigerazione. La uniforme distribuzione del moderatore nel nocciolo evita, tra l altro, maldistribuzioni locali del flusso neutronico termico e, quindi della potenza, al contrario di quanto avviene, per esempio, nei BWR. Gli elementi sono provvisti di due boccagli. Il boccaglio inferiore controlla l afflusso del refrigerante e, nel contempo, serve come elemento strutturale dell elemento; quello superiore ha anch esso funzioni strutturali e costituisce un plenum locale nel quale l acqua calda proveniente dall elemento viene raccolta e convogliata attraverso la piastra forata nel plenum superiore del vessel. Per avere una migliore distribuzione radiale della potenza, tenendo conto che non possono essere utilizzate a tale scopo le barre di controllo, il nocciolo della prima carica è formato da elementi con combustibile a diverso arricchimento collocati in zone (generalmente tre) sostanzialmente concentriche. Gli elementi a più elevato arricchimento sono posizionati alla periferia del nocciolo, mentre quelli a più basso arricchimento sono sistemati nelle zone più interne. Ciò è ovviamente necessario soltanto nella fase transitoria iniziale del ciclo; a regime, infatti, con l adozione di un ciclo del combustibile a zone con spostamenti radiali degli elementi, è possibile avere nel nocciolo combustibile con caratteristiche nucleari differenti, pur utilizzando elementi freschi aventi tutti lo stesso arricchimento. L acqua primaria è immessa nella parte alta del vessel ove sono localizzati i bocchelli di ingresso, percorre in deflusso discendente la cavità anulare compresa tra la parete interna del vessel e quella esterna del barrel raccogliendosi nel plenum inferiore; attraversa la calotta forata, la piastra di diffusione (se presente) e la griglia di sostegno e lambisce in flusso ascendente le barrette di combustibile provvedendo alla loro refrigerazione. All uscita dal nocciolo, il refrigerante si raccoglie nel plenum superiore e fuoriesce dal vessel attraverso i bocchelli di uscita del barrel e del vessel 26