POLITECNICO DI TORINO I FACOLTA' DI INGEGNERIA Corso di Laurea in Ingegneria Energetica TESI DI LAUREA Elementi di combustibile di reattori nucleari: tipologie e calcolo termico Candidato: Valiante Simone Relatori: Prof. Malandrone Mario Prof. Panella Bruno Dicembre 2010
CAPITOLO 1 TIPOLOGIE E CARATTERISTICHE DI ELEMENTI DI COMBUSTIBILE E LORO UTILIZZO NEGLI IMPIANTI DI POTENZA 1.1 Abstract L elemento di combustibile nucleare è l entità elementare sede del funzionamento di ogni reattore, sia esso di potenza o sperimentale; ovverosia, il componente principale che permette di ricavare energia da un combustibile, trasferendola sotto forma interna/termica ad un fluido termovettore, e, tramite questo, generare elettricità con un ciclo termodinamico. In realtà esso è caratterizzato da molte parti distinte, il cui insieme permette lo sfruttamento di elementi soggetti a fissione in impianti di produzione di energia elettrica. Le parti principali sono due: una contenente il combustibile vero e proprio, nella quale è generata tutta la potenza, un'altra con funzione essenzialmente protettiva o di supporto, che impedisce la liberazione dei prodotti di reazione nel refrigerante, nel moderatore o in altre parti del recipiente in cui si confina il materiale soggetto a reazione nucleare. La prima delle due parti deve presentare almeno una specie fissile, sede Capitolo 1 1
di certa reazione di fissione (U 233, U 235, Pu 239, Pu 241 ), sempre accompagnata da una miscela più o meno varia di elementi "di contorno", fissionabili o fertili, che partecipano alla vita del reattore fissionandosi a certe energie delle particelle neutroniche incidenti o fornendo nuovi elementi fissili per trasmutazione. Da questo punto di vista esistono innumerevoli possibilità per realizzare un combustibile nucleare, essendo molteplici le possibilità di variare tipologie di elementi, loro concentrazioni nella miscela finale, possibilità di combinarli con materiali leganti. Moltissime sono state le soluzioni proposte e sperimentate nel tempo, ma solo alcune hanno avuto maggiore sviluppo, a causa delle migliori caratteristiche che le contraddistinguono. La seconda parte costituente l'elemento è invece composta da tutto ciò che è presente oltre il combustibile. Nel caso di noccioli tradizionali si possono evidenziare, ad esempio, l'incamiciatura del combustibile stesso (il suo contenitore ), i blocchi d'acciaio che provvedono a mantenere ferme le lunghe barre di combustibile incastrandole alle estremità, le griglie spaziatrici che ad intervalli regolari mantengono distanziate le barre tra loro, impedendone vibrazioni nel senso perpendicolare all'asse. Tutto questo, assemblato per costituire fasci contenenti un gran numero di barre disposte secondo un reticolo arbitrario (circonferenziale concentrico, quadrato, triangolare, ecc.), costituisce quello che si chiama elemento di combustibile. A quanto detto si devono aggiungere altri componenti ausiliari, non sempre presenti e peculiari del tipo di reattore, come le barre di veleni bruciabili o le barre ad acqua, o altro ancora. Bisogna però ricordare che non è questo l unico modo di trovare un elemento di combustibile: se è vero che è il modo in cui si è più abituati ad identificarlo, ci possono essere casi in cui esso è totalmente differente. Per esempio sotto forma di sfera di combustibile circondata da guaina protettiva, Capitolo 1 2
soluzione raggiungibile con l uso dei cosiddetti combustibili dispersi, o come barre singole in fori praticati in blocchi geometrici, impilati gli uni sugli altri. Si vedrà nel seguito di questo capitolo quali sono queste soluzioni e in che situazione possono essere presenti. Da un punto di vista fisico, un combustibile nucleare può trovarsi in forma solida o liquida, e all'interno di questa divisione molte sono le soluzioni tecnologiche; la fondamentale differenza è che il combustibile solido trattiene al suo interno la massima parte dei prodotti di fissione, mentre quello liquido tende a disperderli. È questa una delle ragioni del maggior successo dei combustibili solidi, che rimandano il problema del trattamento ad un impianto specifico ed esterno all edificio reattore, nonostante i maggiori costi di produzione e il maggior tempo di immobilizzo. Figura 1.1: Vista di una piscina per nocciolo di reattore nucleare. I combustibili liquidi sono caratterizzati da elementi fissili e fertili disciolti in una fase appunto liquida, che può eventualmente anche funzionare da moderatore oltre che da supporto diluente, ed eventualmente da fluido termovettore: il grosso vantaggio risiede nell intimo contatto tra combustibile e refrigerante, che consente di ottenere elevate potenze specifiche, oltre alla drastica riduzione di materiali leganti fortemente assorbenti, il che consente di migliorare l economia neutronica del nocciolo. Per tali tipi di combustibile non si può individuare un elemento vero e proprio, in quanto le posizioni di ognuno dei componenti non sono ben definite né rimangono tali durante l arco della vita del reattore, e questo ne complica molto lo studio del comportamento. Capitolo 1 3
Il combustibile solido, il più diffuso nei reattori di prima, seconda e terza generazione fino ad oggi costruiti, si presenta invece sotto forma di barre o di sfere: per motivi di incompatibilità chimica questo non può essere direttamente esposto al refrigerante, ed è per questa ragione che si interpone una guaina, che unisca buone proprietà neutroniche (basso assorbimento) a resistenza meccanica alle sollecitazioni e all irraggiamento, oltre a buone proprietà termiche, poiché è attraverso questa che deve passare il flusso che riscalda il refrigerante. Le guaine terminano con degli end-caps, che provvedono alla stabilità delle pastiglie impilate tramite l'azione elastica di molle elicoidali; il complesso di barre, accostate e distanziate, costituisce il fuel assembly, o elemento di combustibile. Sottocategorie dei combustibili solidi sono quelli metallici, quelli a dispersione e quelli ceramici. I metallici sono ottimi conduttori termici e sono molto densi, ma insoddisfacenti riguardo il punto di fusione, relativamente basso e pericolosamente vicino alle temperature che si raggiungono durante il funzionamento: in particolar modo si evidenziano problemi nei cambiamenti di forma allotropica dell Uranio metallico (tre in tutto), oltre ad un suo punto di fusione di circa 1300 C e alla violenta reazione con l acqua, che è il termovettore utilizzato in più del 80% dei reattori attualmente in esercizio. Ad alcuni di questi problemi, come i rigonfiamenti sotto irraggiamento, si può porre rimedio attraverso leghe opportune. I combustibili a dispersione sono caratterizzati da una matrice metallica o ceramica in cui sono disperse le particelle di fissile: questa soluzione permette di raggiungere qualità termomeccaniche molto migliori rispetto alla soluzione omogenea, e in particolar modo la resistenza agli sforzi meccanici che la sola fase metallica del combustibile non possiede. I ceramici sono i più diffusi: presentano un alto punto di fusione, stabilità Capitolo 1 4
sotto irraggiamento e inerzia chimica verso i refrigeranti più utilizzati; per contro presentano una bassa conducibilità del calore. Attualmente sono in uso ossidi di Uranio e Plutonio, e sono in fase di studio i carburi e i nitruri di queste due specie. In modo particolare gli ossidi, e tra questo il Biossido di Uranio, sono utilizzati nei reattori termici (moderati ad acqua, verso cui l UO 2 è inerte), mentre i carburi potrebbero essere destinati a divenire il combustibile di riferimento per i reattori veloci del futuro (poiché sono incompatibili con l acqua) e già proposti per gli High Temperature Gas Reactor. Il Biossido di Uranio ha un punto di fusione più che doppio rispetto all Uranio metallico (2800 C), reagisce con aria ma non con acqua, è molto stabile sotto irraggiamento, nel senso che si deforma poco nell arco della sua vita operativa all interno del core. Figura 1.2: La molecola Biossido di Uranio UO 2 Si è detto in precedenza che molte sono le forme e le disposizioni tecnologicamente valide in cui si può trovare l elemento: si vedrà ora come, in relazione all impianto in cui quel combustibile è utilizzato. Capitolo 1 5
1.2 Tipologie di reattori nucleari attualmente in funzione e progetti dei reattori futuri 1.2.1 Reattori convenzionali moderati a grafite Il Carbonio nella forma reticolare della grafite può essere utilizzato come moderatore, poiché ha una probabilità di assorbimento neutronico molto bassa, anche se è caratterizzato da un potere di rallentamento non eccellente, dato il suo numero di massa pari a 12. L insieme delle sue caratteristiche ne ha determinato la compatibilità operativa con Uranio naturale, sistemato in barre metalliche di grande spessore per avere un buon bilancio neutronico. L uso di queste barre ha quindi implicato la presenza di fluidi termovettori non acquosi, quali la CO 2 o l Elio. Questi reattori hanno storicamente preso il soprannome di Magnox, dato l utilizzo del Magnesio come materiale per le guaine, a basso assorbimento, e si sono diffusi in modo particolare per la loro caratteristica plutonigena, ovvero per la possibilità di produrre Plutonio dalla trasmutazione dell U 238. I primi impianti furono sperimentati e messi in funzione in Inghilterra, e ad oggi non ne esistono più in esercizio, dopo la loro definitiva disconnessione nel 2003. Anche la centrale di Latina realizzata in Italia nella prima metà degli anni 60, in esercizio dal 1963 al 1987, è del tipo Magnox (tra le più tecnologicamente avanzate del periodo). Appartengono a questa filiera anche i reattori AGR (Advanced Gas-cooled Reactor) inglesi che rappresentano la versione più moderna dei vecchi reattori Magnox sviluppati agli albori del programma nucleare civile (ad esempio la centrale di Calder Hall critica nel 1956). Questi reattori, che hanno il precursore nella Chicago Pile 1 (la "pila" con cui Fermi dimostrò nel dicembre del 1942 la possibilità di controllare una reazione nucleare a catena), ebbero uno sviluppo industriale anche in Francia, ove praticamente tutte le centrali entrate in servizio Capitolo 1 6
prima del 1972 erano di questo tipo, chiamati con l'acronimo di UNGG (Uranium Naturel Graphite Gaz). Negli AGR, che sono moderati e refrigerati come i Magnox, il combustibile è ossido di Uranio arricchito al 2.5-3.5%, sotto forma di pastiglie incapsulate in tubi di Acciaio inossidabile, le quali pongono il limite massimo delle temperature da raggiungere. L'ulteriore miglioramento degli AGR si ebbe con gli HTGR, in cui le guaine di acciaio inossidabile vennero sostituite con la grafite stessa per poter aumentare le temperature di esercizio. La variante sviluppata nell ex-unione Sovietica di questo tipo di reattore è il cosiddetto reattore RBMK (Reactor Bolshoi Moschnosti Kasalynyt), refrigerato ad acqua e moderato a grafite. Questo tipo di reattore costituiva la variante elettronucleare dei reattori plutonigeni che alimentavano il programma di armi nucleari dell ex URSS. Si tratta di un reattore a tubi cilindrici verticali di lunghezza circa 7 metri realizzati nei blocchi di grafite che fa da moderatore, in cui sono alloggiati gli elementi di combustibile, a base di Biossido di Uranio a basso arricchimento, lunghi circa 3,5 metri e refrigerati con acqua naturale che scorre all interno dei tubi fino a raggiungere l ebollizione alla temperatura di circa 290 C. È importante ricordare che questo reattore, che mai avrebbe potuto essere licenziato nei paesi occidentali, ove peraltro i reattori di tipo Magnox non sono stati più costruiti dopo il 1972, era privo sia di contenitore in pressione che di edificio di contenimento. Un punto debole per la sicurezza di questi reattori risiede nella moderazione dei neutroni, assegnata alla grafite fissa, tale che l eccesso di ebollizione nel refrigerante (vaporizzazione) in caso di malfunzionamento, porta alla riduzione dell assorbimento parassita dei neutroni nel refrigerante, inducendo in tal modo un escursione positiva di reattività (incremento delle fissioni) suscettibile di pregiudicare il controllo del reattore. Queste caratteristiche di scarso livello di sicurezza insite nel progetto, Capitolo 1 7
unitamente alla condotta azzardata degli operatori, furono alla base del tristemente famoso incidente di Chernobyl dell aprile 1986 verificatosi appunto sul reattore RBMK dell unità numero quattro della centrale. Per la tecnologia AGR la centrale di riferimento è quella inglese di Hinkley-point-B, i cui reattori hanno una potenza unitaria di 625 MWt: il moderatore è disposto in blocchi poligonali a sei lati impilati l'uno sull'altro, provvisti di fori in cui possono essere inserite le barre di combustibile (in numero di 308), e le barre di regolazione e controllo, tutte in posizione verticale. Peculiarità che qui viene riportata è la presenza del generatore di vapore direttamente nel recipiente in pressione. Le sostanziali migliorie introdotte con la tecnologia HTGR furono la sostituzione dell'acciaio con la grafite per le guaine, e l'uso dell'elio come fluido termovettore al posto dell'anidride carbonica, che provocava grossi disagi di corrosione alle alte temperature. Questo tipo di modello fu ideato e sperimentato in Inghilterra ma non solo: in Germania si realizzò un prototipo a letto fluido con sfere di combustibile denominato THTR, e negli Stati Uniti le sperimentazioni proseguirono con il reattore di Fort Saint Vrain nel Colorado, sempre con questa tipologia di combustibile. Proprio qui si trova un recipiente in pressione al cui interno sono posizionati blocchi esagonali di grafite, in cui sono praticati fori cilindrici che ospitano combustibile e refrigerante. Il combustibile si presenta sotto forma di barra con migliaia di piccole particelle sferiche, di diametro dell'ordine del decimo di millimetro, sparse nella matrice cilindrica di carbonio e rivestite con più strati di incamiciatura per renderle impermeabili ai prodotti di fissione: questo tipo di soluzione ha l'inconveniente di presentare difficoltà maggiori nel processo di trattamento a fine vita. Disposizione diversa si trova nel Thorium High Temperature Reactor tedesco, in cui le sfere sono del diametro di 6 cm e contengono al loro interno Uranio, Torio e Grafite, senza altro moderatore che le circonda: questo rende possibile il Capitolo 1 8
caricamento in continuo dall'alto del recipiente in pressione e l'estrazione dal basso delle sfere esauste. 1.2.2 Reattori moderati ad acqua È necessario distinguere le due filiere dei Light Water Reactor (LWR) e Heavy Water Reactor (HWR), poiché le due tipologie di moderatori hanno portato a soluzioni tecnologiche per gli elementi di combustibile sostanzialmente differenti. Gli LWR sono gli impianti più diffusi al mondo, raccolgono più del'80% dei reattori attualmente in funzione, e si dividono in reattori ad acqua in pressione PWR e reattori ad acqua bollente BWR. Entrambi vengono alimentati con combustibile in barre, con un arricchimento che va dal 3% al 5%, a base di ossidi di Uranio e in particolar modo con UO 2. Le guaine sono costituite da leghe di Zirconio variamente ricavate in base alle esigenze di inerzia chimica, diversa a seconda che si utilizzi fluido monofase o fluido bollente; all'interno di queste vengono impilate le barrette di combustibile solido, ottenute per pressatura e successiva sinterizzazione del biossido. Gli elementi così preparati sono posizionati verticalmente, e il termovettore li lambisce in moto ascensionale verso l'alto. Capitolo 1 9
Figura 1.3: Vessel del reattore PWR del progetto Westinghouse Per quanto riguarda i PWR, sono i reattori più diffusi e studiati, in cui è presente un recipiente in pressione tale da non far vaporizzare l'acqua alla temperatura di esercizio (figura 1.3): tipicamente si impongono pressioni di circa 150 bar, per ottenere liquido mediamente sotto-raffreddato ad oltre 330 C. Il vessel contiene, nel progetto Westinghouse (che è il maggior produttore di reattori di questo tipo), elementi con 17x17 posizioni a reticolo quadrato, in cui non tutte le posizioni sono occupate da combustibile, poiché alcune sono riservate a barre di controllo e a strumentazione per il monitoraggio del funzionamento: trattasi di un impianto a quattro circuiti indipendenti di refrigerazione, con quattro pompe, quattro pressurizzatori e quattro scambiatori di calore del tipo tubi a U. Una vista prospettica dell'impianto, con il reattore al centro, è la seguente Capitolo 1 10
riportata in figura 1.4 Figura 1.4: Modello di un reattore PWR Westinghouse con relativi generatori di vapore mentre nella successiva figura 1.5 si può notare lo schema di circolazione del fluido in uno dei quattro circuiti Capitolo 1 11
Figura 1.5: Schema di circolazione del refrigerante per un PWR Westinghouse Tipicamente le barre di controllo sono raggruppate nella struttura denominata spider, che le movimenta dall'alto tutte insieme all'interno dell'elemento (figura 1.21). Il concetto di reattore ad acqua bollente BWR prende vita negli USA negli anni '50, e prevede l'uso di fluido in cambiamento di fase come termovettore, e anche come moderatore. Nel vessel l'evaporazione avviene molto presto nel moto ascensionale dell'acqua, e si realizza un deflusso bifase che termina nella parte superiore del recipiente in pressione con un titolo di circa il 15%, dopo di che avviene la separazione della fase acquosa dalla fase vapore, quest'ultima poi inviata direttamente alle turbine (figura 1.4); Capitolo 1 12
Figura 1.6: Schema di impianto per BWR il principio costruttivo dell'elemento di combustibile è simile al caso del PWR, anche se le barre vengono assiemate in reticoli quadrati più piccoli dei precedenti. Fondamentale differenza risiede nel fatto che viene inguainato l'intero elemento tra pareti cilindriche di Zircalloy a sezione quadrata: si crea così un fascio di 8x8 o 9x9 barre, e la presenza della guaina aggiuntiva permette il corretto deflusso della miscela in cambiamento di fase, in modo che non avvengano miscelazioni trasversali del fluido che lambisce diversi elementi. Capitolo 1 13
Figura 1.7: Veduta prospettica del nocciolo di un reattore BWR General Electric Capitolo 1 14
La movimentazione delle barre di controllo avviene dal basso, per la presenza di miscela bifase e dei separatori nella parte alta del recipiente, inoltre queste sono fisicamente differenti dalle loro parenti dei PWR, non sono cilindriche ma piatte, e si inseriscono tra quattro elementi di combustibile adiacenti, formando una sorta di croce. Per i calcoli termici si farà riferimento all'ultima generazione di General Electric, di cui un prospetto del nocciolo è mostrato in figura 1.7. La filiera dei HWR, come si è detto, sfrutta l'acqua pesante o D 2 O come moderatore, consentendo in questo modo l'utilizzo di Uranio naturale per il basso assorbimento e per l'alto potere rallentante. La tipologia più diffusa è quella a tubi in pressione, a differenza dei PWR caratterizzati invece da recipienti in pressione (figura 1.5): in questo modo si separano fisicamente moderatore e termovettore, il quale può quindi essere anche differente dall'acqua pesante. In sostanza, in una vasca che contiene acqua pesante a bassa pressione e bassa temperatura, vengono disposti dei tubi orizzontalmente, secondo un reticolo quadrato, che contengono combustibile e termovettore: tali tubi sono termicamente isolati dal moderatore, e costituiscono così dei canali di potenza collegati a due collettori alle due estremità, dal cui punto in poi si realizza uno schema del tutto analogo ai reattori ad acqua naturale (figura 1.8). Il reattore di questa tipologia che ha avuto più successo a livello commerciale è stato il Pressurized Heavy Water Reactor, sviluppato e adottato specialmente in Canada e per questo soprannominato anche CANDU (Canadian Deuterium Uranium reactor). Capitolo 1 15