Che materia stai cercando?

Anteprima

ESTRATTO DOCUMENTO

2.3 caratteristiche peculiari dei bwr 33

Se aumenta, a parità di e , il titolo momentaneamente diminuisce,

w w P

t

tic f

diminuisce il volume di vapore e aumenta la reattività e quindi la potenza ,

P

t

la quale fa aumentare x verso i valori originari e fa diminuire la reattività; il

reattore quindi si stabilizza ad un livello più alto di potenza. Accade il viceversa

se diminuisce. C’è una dipendenza quasi lineare tra potenza e , in un

w w

ric ric

intervallo di circa il della potenza nominale, senza movimento delle barre di

25%

controllo. La portata varia tramite strozzamento di valvole o per variazione

w

tic

del numero di giri della pompa di ricircolo. L’allungamento del ciclo (stretchout)

può essere ottenuto riducendo la temperatura dell’acqua di alimento e quindi

T f

l’entalpia : infatti fa diminuire a parità del resto. Aumenta la reattività

i i x,

f f

e quindi c’è un margine per aumentare la vita del combustibile. Ovviamente

diminuisce la portata di vapore e quindi la potenza elettrica.

2.3 caratteristiche peculiari dei bwr

La scommessa di produrre vapore direttamente nel nocciolo è stata vinta perché

la stabilità neutronica e quella termoidraulica sono verificate. Il ciclo diretto com-

porta però vapore debolmente radioattivo in turbina, sia per impurezze presenti

nell’acqua che si attivano sotto irraggiamento neutronico, sia per la presenza di

16 16

N , emettitore con tempo di dimezzamento che si forma da :

γ t = 7.2 s, O

1/2

16 16 1

−→ (2.2)

O + n N + H

La sala macchine va pertanto schermata e il controllo della chimica dell’acqua

deve essere molto accurato. Rispetto ai PWR, a causa della presenza del vapore,

che alla pressione scelta ha una densità pari a circa di quella del liquido, e

1/20

quindi per la minore moderazione, il nocciolo è notevolmente più grande. Inoltre

i separatori di vapore e gli essiccatori sono messi dentro il vessel. Date le dimen-

sioni più voluminose di questi vessel, la pressione di circa bar, scelta per il

72

funzionamento, non è stata aumentata; infatti porterebbe a spessori del vessel

superiori con costi maggiori. Il titolo in vapore medio all’uscita del nocciolo è

inferiore a Non conviene aumentarlo per non dove abbassare la potenza

0.15.

termica del nocciolo al fine di avere un margine sufficiente rispetto al fenomeno

di deterioramento dello scambio termico. Per ottenere vapore al di titolo

99.75%

la miscela bifase all’uscita del nocciolo passa appunto attraverso gli ingombranti

separatori ed essiccatori prima di uscire dal vessel e fluire in turbina. Questo

ha implicato l’allungamento del vessel ed è uno dei motivi per cui le barre di

controllo nei BWR sono azionate dal basso.

2.4 componenti principali

Vessel e componenti interni

2.4.1

In Figura è mostrato uno spaccato del vessel, che è un recipiente in pressione

29

alto circa m con un diametro interno di circa m e spessore di cm; è in

22 6.4 15

acciaio al carbonio con una copertura di acciaio inossidabile.

Le principale differenze rispetto ad un vessel di un PWR consistono nella man-

canza di penetrazioni nel cappello, nel diverso posizionamento dei boccagli di

ingresso dell’acqua di alimento e di uscita del vapore e dei boccagli di ingres-

(bwr)

34 boiling water reactors

so della refrigerazione di emergenza, e infine nelle penetrazioni delle barre di

controllo dal basso.

Figura Spaccato assonometrico del vessel di un BWR

29:

All’interno, oltre ai citati separatori ed essiccatori, la differenza più rilevante

consiste nella presenza delle pompe a getto, poste a coppie tra l’involucro del

nocciolo (mantello) e la parete del vessel. La Figura mostra i circuiti di ricirco-

30

lazione con un anello distributore all’ingresso, da cui partono tanti tubi quante

sono le coppie di pompe a getto, e altrettanti boccagli di ingresso per l’acqua di

ricircolazione; e una tubazione all’uscita che finisce all’aspirazione della pompa.

Per quanto riguarda le pompe a getto, a causa dell’accelerazione della portata

driving)

di ricircolo (traente o si crea una depressione che succhia fluido dalle

sezioni superiori (dove l’acqua di alimento si mescola al liquido saturo) e lo

spinge verso il basso al di sotto del nocciolo, dove il liquido risale asportandone

il calore prodotto. Tenendo conto del fatto che la portata nei BWR è circa i 3/4

della portata di un PWR di uguale potenza, le pompe dei reattori BWR sono

meno potenti di quelle dei PWR, oltre a dover sopportare una pressione molto

più bassa. 2.4 componenti principali 35

Figura Sistemazione dei circuiti di ricircolazione

30:

Nocciolo e fascio di barre

2.4.2

Il nocciolo è formato, come nei PWR, da migliaia di barrette di combustibile

(UO di uguale densità e simile arricchimento), inguainate con Zircaloy, con dia-

2

metro leggermente superiore (12.5 mm) e spessore della guaina significativamen-

te maggiore (0.864 mm); di fatto le barrette dei BWR sono più resistenti di quelle

dei PWR e meno soggette a fessurazioni e rotture. Ci sono però significative

differenze (Figura 31):

il fascio è del tipo (in alcuni progetti può arrivare fino e non

1. 8x8 10x10)

contiene barre di controllo;

il fascio è circondato da una scatola, che lo racchiude completamente, in

2. Zircaloy-4;

nel fascio ci sono barrette di combustibile, che può essere mescolato a

3. 62

veleni bruciabili, e barrette d’acqua al centro;

2

a causa della maggiore moderazione verso la periferia si è provveduto a

4. realizzare diversi arricchimenti nelle barrette del fascio, crescenti dalla pe-

riferia verso l’interno; il valore più basso si ha nelle quattro barrette d’ango-

lo; le barrette riempite d’acqua hanno anche esse la funzione di aumentare

il flusso neutronico termico al centro del fascio.

In progetti recenti l’arricchimento del combustibile varia sia da barretta a bar-

retta nel fascio, sia lungo l’asse per ogni barretta (fino a cinque zone con arricchi-

mento diverso, maggiore alle estremità) in modo da appiattire ulteriormente il

flusso neutronico. Svolge funzione analoga anche l’ossido di Gadolinio (veleno

bruciabile) mescolato con l’ossido di Uranio in alcune barrette.

(bwr)

36 boiling water reactors

Figura Design del nocciolo del BWR

31:

Controllo del reattore Per il controllo della reattività a breve termine, per va-

riare la potenza, si è già visto che si può agire sulla portata di ricircolazione. Per

maggiori variazioni di potenza, e per lo spegnimento rapido, vengono utilizzate

barre di controllo cruciformi, come illustrato in Figura , inserite dal basso tra

32

i fasci tubieri. Figura Barra di controllo tipica di un BWR

32: 2.5 contenitore di sicurezza 37

Nelle quattro lame ci sono dei tubicini riempiti di polvere di carburo di boro

(B C) per assorbire l’He che si forma sotto bombardamento neutronico; ciò nono-

4

stante i tubicini alla fine sono pressurizzati. La barra di controllo viene sostituita

ogni anni. Le barre di controllo servono anche per appiattire il flusso neu-

7-8 shaping)

tronico (power e compensare il bruciamento del combustibile. Quando

la barra a croce viene ritirata si genera un aumento di reattività per la maggiore

moderazione, che però è compensato dal maggior volume di vapore e dal minor

arricchimento alla periferia del fascio. Esse sono sfilate dal basso sia per la pre-

senza dei separatori ed essiccatori sopra il nocciolo, sia perché nella parte bassa

del nocciolo c’è una maggiore quantità di liquido e quindi il flusso neutronico è

più alto: è quindi maggiore l’efficacia del controllo. Il sistema di movimentazione

delle barre di controllo è essenzialmente idraulico, che agisce ad alta pressione

su un pistone; acqua pressurizzata, ad una pressione superiore di bar a quel-

17.5

la di funzionamento del reattore, viene utilizzata per muovere il pistone. Per lo

spegnimento rapido (scram) i pistoni vengono collegati a un circuito idraulico a

pressione maggiore di bar rispetto alla pressione di funzionamento, che en-

35

tra automaticamente se manca la corrente elettrica: anche il BWR è un sistema

fail safe. C’è anche un sistema alternativo di spegnimento: penta borato di sodio

può essere iniettato in acqua da un apposito serbatoio. Le barre impiegano 3-4

s ad essere completamente inserite, e la percentuale di reattività assorbita, ipo-

tizzando che la barra più efficace si blocchi, è del I veleni bruciabili

∆k/k.

17%

costituiti da Gd O finemente mescolato all’ossido di Uranio in alcune barret-

3 3

te, assorbono inizialmente fino al e controllano la reattività a lungo

∆k/k,

12%

termine, appiattendo nel contempo la distribuzione del flusso neutronico. In un

reattore da MW ci sono circa barrette di combustibile (contro le

3800 46800

th

quasi di un PWR).

51000

2.5 contenitore di sicurezza

In Figura è mostrato il contenitore di sicurezza in acciaio del MARK III cir-

33

condato dall’edificio in calcestruzzo armato. Un liner di acciaio sulla platea base

completa la barriera a tenuta.

Figura Contenitore di sicurezza MARK III

33: (bwr)

38 boiling water reactors drywell

All’interno ci sono il cosiddetto in cemento armato, non rivestito poi-

ché non costituisce la vera barriera ultima per i prodotti di fissione, e la piscina

di soppressione, riempita d’acqua. Le funzioni del drywell sono:

schermaggio per il personale che penetra all’interno del contenitore;

1. sfiato del vapore alla piscina di soppressione;

2. protezione del contenitore da missili e colpi di frusta all’interno;

3. ancoraggio dei tubi che penetrano nella parete del drywell.

4. Funzionamento dei canali di sfogo del vapore

2.5.1

Nel MARK III i canali di sfogo sono orizzontali e, quando la pressione nel dry-

well si alza (facendo abbassare il livello dell’acqua nell’intercapedine tra diga e

parete del drywell), i canali si scoprono e permettono il passaggio del vapore

nella piscina di soppressione, dall’interno verso l’esterno. Nel MARK II i cana-

li sono, invece, verticali, con maggiori difficoltà di bilanciamento delle forze di

getto. Piscina di soppressione

2.5.2

La piscina di soppressione:

costituisce il pozzo di calore per le operazioni di sfiato di vapore con le

1. valvole di sfogo o di sicurezza;

è ancora il pozzo di calore per le operazioni di fermata a caldo;

2. condensa il vapore durante le perdite di refrigerante (LOCA), tenendo

3. bassa la pressione;

è una sorgente continua di acqua per la refrigerazione di emergenza (ECCS).

4. Piscina superiore

2.5.3

La piscina superiore, rivestita in acciaio inox, è riempita d’acqua durante il cari-

camento del combustibile, quando separatori ed essiccatori vengono rimossi dal

vessel e posti in un apposita vasca. È connessa, tramite un tubo inclinato, alla pi-

scina di trasferimento combustibile. Le linee del vapore principali includono un

restrittore di portata, le valvole di sicurezza e sfogo e due valvole di isolamento.

Valvole di sicurezza e sfogo

2.5.4

Le valvola di sicurezza e sfogo scaricano vapore direttamente nella piscina di

soppressione. Esse svolgono una doppia funzione: quella di sicurezza è svolta in

caso di sovrappressione del sistema primario; la funzione di sfogo è svolta se la

pressione supera psi la pressione operativa. Alcune valvole vengono utiliz-

70-90

zate per la depressurizzazione automatica (ADS) e automaticamente entrano in

funzione su segnali di alta pressione nel drywell e di basso livello d’acqua nel

reattore. Le ADS costituiscono un’alternativa alla refrigerazione di emergenza

ad alta pressione, in caso di rottura non grande.

2.6 sistemi ausiliari 39

Valvole di isolamento

2.5.5

Le valvole si isolamento sono due per ogni linea, caricate a molla e attivate

neumaticamente, che si chiudono per isolare il primario in varie situazioni, quali:

basso livello nel vessel, rottura della linea del vapore, bassa pressione all’ingresso

turbina.

Edificio reattore

2.5.6

L’edificio reattore di un BWR ha caratteristiche funzionali e di tenuta simili al-

l’edificio dei PWR, ma è più piccolo, proprio per la presenza del contenitore

MARK.

2.6 sistemi ausiliari

Detti hanno lo scopo di assicurare il corretto funzionamento dell’impianto sia nel

normale esercizio che in condizioni di incidente. Come per i PWR i sistemi di

salvaguardia sono articolati su due linee ridondanti indipendenti e fisicamente

separate con una rigida diversificazione delle funzioni di sicurezza da quelle

di normale funzionamento. Anche nei BWR l’alimentazione elettrica ai sistemi

di salvaguardia è assicurata da generatori diesel di emergenza. Tra i principali

sistemi ausiliari che funzionano in condizioni normali si possono citare:

• il sistema di purificazione del refrigerante;

• la rimozione del calore residuo (o di decadimento) (RHR).

Tra i principali sistemi ausiliari che funzionano in condizioni di emergenza si

possono citare:

• il raffreddamento di emergenza del nocciolo (ECCS);

• il sistema di depressurizzazione automatica.

Cenno alle operazioni

2.6.1

La partenza da freddo inizia con le barre di controllo tutte inserite facendo girare

le pompe di ricircolazione a bassa velocità; quindi le barre vengono estratte una

alla volta con piccoli spostamenti e in una sequenza predefinita. Il nocciolo viene

portato alla criticità estraendo le barre e a una leggera supercriticità per ottenere

l’ebollizione e provocare la formazione di vapore nel vessel e la pressurizzazione;

il vapore è inizialmente bypassato al condensatore. Quando la pressione e la

temperatura raggiungono i valori operativi e la portata di vapore è circa il 20%

di quella nominale, si fa partire la turbina, chiudendo le valvole di bypass, e

il generatore elettrico è sincronizzato con la rete esterna. Agendo sulle barre

di controllo e sulle pompe di ricircolazione si raggiunge la piena potenza. Lo

spegnimento, eccetto nel caso di scram rapido, si fa inserendo progressivamente

le barre di controllo e seguendo le stesse procedure descritte prima in sequenza

inversa. Quando la potenza scende al di sotto del il vapore è bypassato

20%,

al condensatore, finché il calore di decadimento è piccolo abbastanza per essere

rimosso dal sistema RHR. (bwr)

40 boiling water reactors

Sistema di purificazione dell’acqua

2.6.2

Tra i sistemi ausiliari più importanti bisogna ricordare il Reactor Water Cleaup

System, che ha la funzione di purificare l’acqua e assorbire l’acqua in eccesso

quando si va in potenza (Figura si nota che il liquido viene preso dai circuiti

34:

di ricircolazione, raffreddato e mandato a un filtro de mineralizzatore.

Figura Sistema di purificazione dell’acqua

34:

Salvaguardie di sicurezza

2.6.3

Oltre al sistema di protezione del nocciolo, con le barre di controllo, ne fanno

parte l’ECCS (cioè il sistema di refrigerazione di emergenza), in cui si può inclu-

dere l’RHR (rimozione del calore di decadimento) e l’ADS (depressurizzazione

automatica).

Sistema di refrigerazione di emergenza

2.6.4

In Figura è mostrato il sistema di refrigerazione di emergenza (ECCS) tipico

35

di un BWR-6.

Esso consiste essenzialmente:

di un circuito ad alta pressione, che preleva acqua dal serbatoio del con-

1. densato all’inizio e la inietta in un anello al di sopra del nocciolo, che

la spruzza sulla piastra superiore del nocciolo stesso, da dove fluisce nei

canali del combustibile verso il fondo del vessel;

di un circuito a bassa pressione che preleva acqua dalla piscina e la spruzza

2. sempre al di sopra del nocciolo;

di una valvola per la depressurizzazione (ADS);

3. 2.6 sistemi ausiliari 41

Figura Sistema di refrigerazione di emergenza

35:

di un sistema di iniezione (nel vessel o nei circuiti di ricircolazione) a bassa

4. pressione, che preleva acqua dalla piscina e la raffredda in uno scambiatore

di calore.

I circuiti ad alta pressione intervengono per le piccole rotture, quando la pres-

sione del sistema si mantiene alta; alternativamente può intervenire il sistema

ADS, seguito dall’intervento dei sistemi a bassa pressione, una volta che la pres-

sione è scesa a valori bassi. Nel caso di grandi rotture intervengono i circuiti a

bassa pressione, in grado di iniettare grandi portate nel recipiente in pressione.

Sistema di rimozione del calore residuo

2.6.5

In Figura con riferimento al BWR di Caorso, è illustrato il sistema di rimozio-

36,

ne del calore residuo (RHR) in tre modi di funzionamento:

per la condizione di reattore spento, nelle fermate di tipo operativo; si

1. preleva acqua a monte della pompa di ricircolo, la si raffredda e la si inietta

a valle nelle due pompe di ricircolo; una parte dell’acqua la si spruzza sotto

la testa del vessel;

per il raffreddamento dell’acqua della piscina di soppressione, per raffred-

2. darla dopo, per esempio, uno sfogo di vapore o durante la fermata a caldo

col nocciolo del reattore isolato (RCIC);

per l’iniezione di acqua nel reattore a bassa pressione (LPCI), che fa parte

3. della refrigerazione di emergenza, come già visto in precedente.

In Figura è mostrato lo schema del sistema di iniezione del boro liquido,

37

che costituisce il sistema di spegnimento ausiliario.

(bwr)

42 boiling water reactors

Figura Sistema di rimozione del calore residuo

36:

Figura Sistema di iniezione del boro liquido

37:

Parte III

R E AT T O R I H W R 3

H E AV Y WAT E R R E A C T O R S ( H W R )

3.1 breve storia

Già dal furono costruiti reattori di ricerca ad alto flusso neutronico (a Chalk

1945 Power

River): ZEEP e NRX. Nel fu iniziata la costruzione di NPD (Nuclear

1955

Demonstration Plant) da MW , con Uranio naturale e acqua pesante, inizial-

2 el

mente con “pressure vessel” ma in seguito a “tubi in pressione”. Nel fu

1959

autorizzato il primo prototipo a piena scalda CANDU a Douglas Point, da 206

MW . La grande centrale di Pickering (4+4 reattori da MW ) entrò in

500

el el

funzione dal al Tali reattori continuano a essere ordinati e costruiti

1971 1986.

(soprattutto in Asia).

3.2 caratteristiche dei reattori ad acqua pesante di tipo cana-

(candu)

dese

Le caratteristiche dei CANDU sono:

moderatore: D O (presente per una parte su circa nell’acqua natura-

1. 7.000

2

le);

combustibile: Uranio naturale in forma di ossido;

2. il minor rallentamento neutronico comporta dimensioni più grandi ma

3. 238

maggior produzione e bruciamento di Plutonio, le fissioni con U cor-

rispondono a circa il Il minore assorbimento permette l’uso di Uranio

4%.

naturale (migliore economia neutronica);

migliore sfruttamento di combustibile o vita più lunga a parità di arricchi-

4. mento (meno incentivante il riprocessamento);

non viene usato il vessel ma tubi in pressione e una calandria non pressu-

5. rizzata ad asse orizzontale.

I vantaggi dei CANDU stanno nel minor costo per Uranio naturale e per i tubi

in pressione, inoltre si ha una ricarica continua di combustibile. Gli svantaggi

sono il maggior costo per acqua pesante (300-600 $/kg con concentrazioni dal

al a prezzi e impianto.

95 99% 2008)

3.3 acqua pesante

L’acqua pesante si trova naturalmente mescolata all’acqua normale, in quanti-

tà di una parte su ma tale quantità può variare anche del da luogo

7.000, 30%

a luogo. L’acqua pesante si ottiene separandola per distillazione dall’acqua de-

mineralizzata; data la piccola differenza di temperatura di ebollizione rispetto

all’acqua leggera, il processo è piuttosto lungo e richiede colonne di distillazio-

ne con molti piatti equivalenti e forte riflusso. Un altro metodo molto comune,

e particolarmente conveniente ove si disponga di energia elettrica a costi più

contenuti, sfrutta l’elettrolisi dell’acqua. 45

(hwr)

46 heavy water reactors

Proprietà D O (acqua pesante) H O (acqua leggera)

2 2

Punto di fusione ( C) 3.82 0.0

Punto di ebollizione ( C) 101.4 100.0

Densità (20 C,g/mL) 1.1056 0.9982

Temperatura di massima densità ( C) 11.6 4.0

Punto triplo ( C,Pa) 3,82-659,3 0.01-611.73

Punto critico ( C,kPa) 370.7-21671 374-22.064

Tensione di vapore (20 C,Pa) 2186.48 2338.54

Indice di rifrazione (20 C) 1.328 1.333

Viscosità (20 C,mPa s) 1.25 1.005

Tensione superficiale (25 C,µJ) 7.193 7.197

Entalpia di fusione (cal/mole) 1.515 1.436

Entalpia di vaporizzazione (cal/mol) 10.864 10.515

pH (25 C) (definito anche pD)

7.41 7.00

Tabella Confronto tra acqua pesante e acqua leggera: proprietà termofisiche

1:

Proprietà D O (acqua pesante) H O (acqua leggera)

2 2

Coefficiente di assorbimento (barns)

σ 0.0013 0.664

a

Scattering (barns)

σ 13.6 103

s

Tabella Confronto tra acqua pesante e acqua leggera: proprietà nucleari

2:

Produzione di D O

3.3.1 2

Il processo di solfuro di Girdler è un metodo di produzione industriale dell’ac-

qua pesante. Esso prende il nome da Karl-Hermann Geib e Jerome S. Spevack,

che autonomamente hanno inventato negli anni o dalla società Girdler, che

1940,

ha costruito il primo impianto americano utilizzando il processo. Il metodo è

un processo di scambio isotopico tra H S e H O, che produce acqua pesante in

2 2

diverse fasi. Si tratta di un processo molto intenso di energia. Ciascuna fase del

processo è costituita da due colonne a piatti. Una colonna è mantenuta a C ed

30

è chiamata la “torre fredda” e l’altra a C ed è chiamata la “torre calda”. L’e-

130 ◦ ◦

strazione di deuterio si basa sulla differenza di separazione tra i C e C.

30 130

Il gas di solfuro di idrogeno viene fatto circolare in un circuito chiuso tra la torre

fredda e la torre calda (anche se questi possono essere torri separate, possono

essere anche diverse sezioni di una torre, con la sezione fredda in alto). L’acqua

demineralizzata alimenta la torre fredda dove avviene la migrazione del deute-

rio dal gas solfuro di idrogeno in acqua liquida. Questa acqua “arricchita” dalla

torre fredda è immessa nella torre calda dove il deuterio si trasferisce dal acqua

allo stato liquido al gas di idrogeno solforato. Normalmente in questo processo,

l’acqua viene arricchita dal al di deuterio. Un ulteriore arricchimento

15 20%

(deuterio >99%) è fatto in una unità di distillazione sotto vuoto.

3.4 descrizione dell’impianto 47

3.4 descrizione dell’impianto

Negli impianti ad acqua pesante si è affermato il reattore ad acqua pressurizzata

(PHWR-CANDU) con taglie da a MW . I CANDU si sono evoluti verso

500 800 el

soluzioni adottate nei PWR.

Figura Schema di funzionamento di un CANDU

38:

La calandria (Figura è un grande recipiente cilindrico ad asse orizzontale

39)

e presenta complesse piastre tubiere e una selva di tubi; circa MWt vengono

100

generati e/o trasmetti al moderatore, la cui massa è di t per una potenza di

264

MW . I tubi in pressione sono circondati da tubi con CO nell’intercapedine

600 el 2

per disperdere meno calore verso l’esterno. Le piastre devono essere refrigerate

e fanno da schermo. Gli elementi di combustibili sono corti (50 cm), più semplici

che nei PWR (Figura viene minimizzata la quantità di Zircaloy nelle guai-

40);

ne (tipo collassabile) per limitare le catture parassite. È permesso un ricambio

quasi continuo (circa fasci al giorno, ovviamente a reattore funzionante) che

15

prolunga la vita neutronica del combustibile (spezzoni freschi fanno da sorgente

neutronica per quelli in via di esaurimento ed è più uniforme l’irraggiamento: la

reattività e la distribuzione di potenza sono controllare con il ricambio di com-

bustibile). Le macchine di carico e scarico (due, poste a sinistra e a destra della

calandria, Figura sono complesse e vengono usate contemporaneamente.

41)

Il controllo si effettua con veleno solubile con Gadolinio (Gd) e Boro (per il

controllo lento) e barre con Cadmio o H O (per il controllo rapido). Il coefficiente

2

positivo

di temperatura del moderatore è e il controllo interviene con continuità.

(hwr)

48 heavy water reactors

Figura Calandria di un CANDU

39:

Figura Elemento di combustibile di un CANDU

40: 3.5 bilancio neutronico 49

Il reattore ha una reattività minore a freddo e l’avviamento avviene iniettando

Gd nel moderatore; nei primi reattori costruiti si estraevano progressivamente

barre di Uranio molto arricchito. Il picco di Xeno si sente di più che nei LWR

perché i CANDU sono reattori ad alto flusso neutronico esterno.

Figura Schema delle macchine di ricambio di combustibile

41:

3.5 bilancio neutronico

L’assorbimento (cattura + fissione) di neutrone produce circa neutroni, il

1 2,1

cui destino è:

• catturati dal fertile;

0,79

• assorbito dal fissile;

1

• assorbiti dall’acqua pesante;

0,02

• assorbiti dal materiale strutturale e dai prodotti di fissione;

0,22

• assorbiti da altri materiali e veleni;

0,06

• sfuggono dal contorno.

0,03

Il rapporto di conversione teorico è in pratica oscilla tra e Se

0,79, 0,7 0,75.

232

si usasse il Th i neutroni prodotti sarebbero e il rapporto di conversio-

2,25 233

ne CR raggiungerebbe il valore di Il progetto di reattore con ciclo U -

0,87.

232

Th si riferisce ad un Advanced Heavy Water Reactor (High Burnup Thorium

CANDU).

3.6 caratteristiche di sicurezza

Per quanto riguarda la sicurezza dei CANDU, pur essendo il coefficiente di

temperatura del moderatore positivo, i transitori sono lenti per l’alta capacità

termica del moderatore. Gli incidente di perdita di refrigerante (LOCA) hanno

minori conseguenze rispetto agli LWR, essendo spesso le tubazioni più piccole

e le portate minori. Esiste inoltre un sistema di spegnimento rapido alternativo.

(hwr)

50 heavy water reactors

I parametri principali (densità di potenza, potenza specifica, flusso termico me-

dio) sono meno spinti rispetto agli LWR, per le maggiori dimensioni del nocciolo.

Per contro i reattori ad acqua pesante producono durante il funzionamento più

Trizio per cattura di neutroni da parte del Deuterio.

3.7 consumo di combustibile e costi

Il fascio di barre sta mediamente più di un anno nel reattore, per Bu=7.000

MW /t, producendo circa GWh . Viene utilizzato poco più dell’1% dell’U-

1

d el

ranio e nel combustibile esaurito c’è lo di prodotti di fissione e lo di

0,8% 0,4%

Pu del quale i sono fissili. Si accumulano circa kg di Pu per tonnellata di

3/4 3

combustibile. Il costo del combustibile è minore che in tutti gli altri reattori ter-

mici: è poco più della metà che negli LWR. Essendo più alto di costo di capitale,

per la D O e la maggiore quantità di materiale, bisogna tendere ad aumentare la

2

vita dell’impianto. Occorre comunque minimizzare le perdite di D O, e cercare

2

di recuperarla. I reattori CANDU hanno avuto per anni un fattore di utilizzazio-

ne molto anno. Dopo circa anni di funzionamento si sono dovuti sostituire i

10

tubi in pressione per fessurazioni dovute allo scorrimento viscoso (creep).

Parte IV

R E AT T O R I G A S - G R A F I T E 4

R E AT T O R I A G A S - G R A F I T E

4.1 introduzione

Nel mondo al c’erano reattori di potenza a gas grafite (9.800 MWe).

2008 18

Nessun reattore di questo tipo è in costruzione. Tutti gli impianti sono in Gran

Bretagna. Gli impianti in Francia e in Giappone sono stati messi fuori servizio. I

reattori a gas-grafite si possono dividere in tipologie:

3

Magnox: Uranio naturale come combustibile e CO come refrigerante;

1. 2

AGR: Uranio arricchito come combustibile e CO come refrigerante;

2. 2

HTGR: Uranio arricchito come combustibile e He come refrigerante.

3.

Tutte le tipologie hanno come moderatore la grafite. Le caratteristiche peculiari

di tutti i reattori a grafite sono:

• ricarica continua;

• grandi dimensioni;

• piccola densità di potenza.

4.2 reattori magnox

Ci sono ancora reattori di questo tipo in funzione in Gran Bretagna (per poten-

2

ze comprese tra e MW ) in funzione per una potenza installata di

217 490 700

el

MW . Le caratteristiche sono l’uranio naturale usato come combustibile e un

el

bilancio neutronico all’osso, con piccolo margine di reattività, da cui discendono

le seguenti scelte progettuali:

• Uranio metallico (alta densità), barre di grande diametro rispetto ai reattori

ad acqua;

• materiali nel nocciolo a basso assorbimento neutronico;

• limitazioni sulla temperatura, a causa della presenza di tali materiali;

• grandi dimensioni (nocciolo m) per potenze relativamente piccole;

16x8

• potenze modeste e burn-up non elevato.

In seguito si descriveranno i materiali impiegati e le loro caratteristiche. 53

54 reattori a gas-grafite

La grafite come moderatore

4.2.1

Si elencano le principali proprietà della grafite:

3

• × 3 kg/m ;

ρ = 1.7 10 H O

C

• 2

barns ;

σ = 0.0034 = 0.0515σ

a

a H O

C

• 2

barns ;

σ = 4.75 = 0.045σ

s

s

• × ×

3 3

J/kgK (a K), J/kgK (a K);

c = 0.71 10 300 1.88 10 1400

p

• W/mK (a K), W/mK (a K).

K = 156 36

300 1400

La struttura cristallina della grafite naturale è esagonale. Nei reattori sia usa la

grafite artificiale, la cui struttura cristallina non è affatto perfetta ma è comunque

stratificata. Questa anisotropia è in qualche modo riflessa nelle proprietà del ma-

teriale, che presenta circa il di porosità (vuoti). La presenza di simili cristalli

25%

provoca un danno da radiazione, in quanto gli urti dei neutroni a volte spostano

gli atomi di Carbonio dalle loro posizioni nel cristallo, inducendo dei cambia-

menti in alcune proprietà della Grafite (per esempio, la conduttività diminuisce

con la temperatura), una crescita dimensionale e un’accumulazione di energia

potenziale nei cristalli che può essere rilasciata come calore (effetto Wigner). A

temperature superiori a C reagisce con il vapor d’acqua generando metano.

700

Fabbricazione della grafite

4.2.2

Il coke di petrolio viene calcinato, schiacciato e mescolato con polvere di carbone;

la miscela è mescolata con pece di catrame e riscaldata a circa C (pece flui-

150

da). Il tutto è estruso per formare i mattoni e subito raffreddato in acqua (oppure

stampato). I mattoni vengono poi infornati a C per giorni, riempiti con

1000 10

coke granulare per minimizzare distorsioni. I mattoni vengono raffreddati al di

sotto di C (nel forno) e poi lasciati raffreddare nell’ambiente esterno. La den-

400

sità è ancora troppo bassa. I mattoni vengono messi in un vessel depressurizzato

(1/10 atm); si aggiunge pece calda che li impregna (5-6%) e si passa alla grafi-

tizzazione: i mattoni impregnati vengono posti trasversalmente in una fornace

elettrica formando un circuito elettrico continuo con riscaldamento ohmico, per

tre o quattro giorni; la temperatura raggiunge i C. Si può purificare

2.600-3.000

la grafite mescolando fluoruri solidi nella fase di grafitizzazione; questi volatiliz-

zano penetrando nel materiale, si combinano alle impurezze e rimuovono gran

parte delle impurezze stesse.

La CO come refrigerante

4.2.3 2

È stata scelta la CO perché assorbe poco i neutroni (σ barns) ed è

= 0.0035

a

2

economica. Ha inoltre una discreta compatibilità con i materiali, anche se sotto

irraggiamento si decompone e ad alta temperatura ossida la grafite:

−→ (4.1)

CO + C 2CO

2 4.2 reattori magnox 55

Ma si ha anche la reazione inversa, con deposizione di carbone amorfo sulla

grafite. Per la presenza di umidità (acqua), pur in piccole quantità, a tempera-

tura maggiore di C si ha un effetto corrosivo sull’acciaio al carbonio dei

360

generatori di vapore. Le impurezze possono attivarsi. In particolare:

16 16 cont (4.2)

O (n, p)N = 7.5s

1/2

40 41 cont (4.3)

Ca (n, γ)Ca = 110m

1/2 14

Inoltre da varie reazioni nucleari di può formare con a.

C t = 5500

1/2

L’uranio metallico come combustibile

4.2.4

Solo l’Uranio metallico ad alta densità può essere usato con la Grafite, come

◦ −→

Uranio naturale; a C si ha però la trasformazione di fase (α e solo

β)

662

con una robustissima guaina o con leghe di Uranio si riuscirebbe a funzionare

con le fasi e Entrambe le soluzioni rendono impossibile l’uso dell’Uranio

β γ.

naturale. Un altro fenomeno da considerare è lo swelling, cioè il rigonfiamento

che si ha in seguito alla produzione di prodotti di fissione gassosi e che cresce

molto all’aumentare della temperatura. Un altro fenomeno è la crescita o di-

storsione del cristallo di Uranio sotto irraggiamento. La fase ha una struttura

α

ortorombica e per MW /t e a circa C la dimensione lungo l’asse “b”

1.000 200

d

aumenta del mentre quella lungo l’asse “a” diminuisce di altrettanto rima-

50%,

nendo il volume circa costante. Se la struttura è a grani fini i cambi dimensionali

si azzerano.

La lega a base di Magnesio come incamiciatura

4.2.5

Tra i materiali che assorbono pochi neutroni bisogna citare l’Alluminio (Al), che

ha anche un’alta conducibilità ed è stato usato in reattori di ricerca. A causa della

reazione Al-U metallico a T>175 C, nei reattori a gas grafite viene preferito il

magnesio, sotto forma di una lega detta Magnox (AL con lo di Al e lo

80) 0.8%

di Be. Il Magnesio è compatibile con l’Uranio. La temperatura di ignizione

0.04% ◦

in aria (per un ipotetico incidente) è di circa C. A causa di scorrimento

525 ◦

viscoso a caldo (creep), sotto irraggiamento, la temperatura va limitata a C.

465

La conducibilità non è alta come per l’Al, essendo lo scambio termico con la

CO non buono occorre alettare la guaina, per esempio con alettature elicoidali

2

ad alta efficienza e con ridotte cadute di pressione.

Ciclo termodinamico

4.2.6

Data l’esigenza di basse temperature (oltretutto l’Uranio metallico cambia fase

◦ ◦

a C) la massima temperatura della CO non supera i C ma per cor-

662 400

2

rosione dell’Acciaio al Carbonio dei generatori di vapore si è dovuta abbassare

la temperatura a C (perdendo il della potenza), controllando meglio il

360 20%

tasso di umidità. Si riporta il ciclo del vapore a due pressioni (duale) per e

14.5

bar.

53 56 reattori a gas-grafite Gas ( )

ΔT=210 °C

Temperatura Alta pressione Bassa pressione

Quota GdV

Figura Schema termodinamico del ciclo a vapore

42:

In bassa pressione la CO è a circa bar.

13.5

2

Scelta della temperatura del refrigerante

4.2.7

L’efficienza di una macchina termica, che riceve calore da un gas la cui tempera-

tura varia tra e è tanto maggiore quanto maggiori sono i valori di e .

T T T T

2 1 1 2

D’altra parte la potenza termica del reattore vale:

· · (4.4)

P = W c (T − T )

p 2 1

la portata deve essere alta se, fissato per compatibilità tra i materiali,

W T T

2 1

deve essere mantenuto alto. Ma una portata alta fa aumentare molto le cadute

di pressione e la potenza di pompaggio, che segue la legge:

3

W

∝ (4.5)

P

p 2

ρ

Questa nei reattori a gas è alta per la bassa densità: è dell’ordine del 10-20%

della potenza prodotta. Se la portata non può essere troppo alta, deve essere

T 1

assunto non troppo alto e quindi è alto il salto di temperatura nel nocciolo ,

∆T

rispetto ai valori tipici di un reattore ad acqua. Tipicamente si ha C.

∆T > 200

Dato che il pinch point nei generatori di vapore deve essere non inferiore a 15

◦ C, per aumentare il rendimento si ricorre al ciclo duale, a due pressioni. La

temperatura di pinch point ideale è ovviamente legata alla superficie di scambio

termico nello scambiatore; esiste un valore ottimo.

4.3 descrizione impianto ed elemento di combustibile 57

4.3 descrizione impianto ed elemento di combustibile

Figura Sezione verticale di un reattore Magnox (a) e schizzo di un elemento di

43: combustibile (b)

In Figura è riportata una sezione di un reattore inglese con vessel in acciaio

43

al carbonio, dell’elemento di combustibile. In un secondo momento, si sono rea-

lizzati dei vessel in cemento armato precompresso, rivestiti di un liner in acciaio,

con risultati migliori per la sicurezza e l’economia (Figura 44).

Figura Reattore con recipiente a pressione in acciaio (a) e in calcestruzzo armato

44: precompresso (b)

58 reattori a gas-grafite

Con il vessel in acciaio si raggiungono pressioni di bar e di dimensioni

20

di m di diametro con contenitori sferici di cm di spessore. Con i vessel in

20 12

calcestruzzo armato precompresso si arriva anche a bar e si possono realizzare

40

soluzioni integrali in cui nocciolo e scambiatori di calore sono dentro il recipiente

in pressione.

Un tipico generatore di vapore è mostrato in Figura Il generatore di vapore

45.

è abbastanza complesso: l’acqua entra sotto raffreddata e all’uscita il vapore è

surriscaldato nei due circuiti ad alta e bassa pressione.

Figura Generatore di vapore impianto a gas-grafite

45:

Il diagramma dei fluidi di una centrale è riportato in Figura si vede il

46:

percorso della CO con le relative temperature, i dispositivi di deumidificazione

2

e purificazione, il camino.

4.4 effetto wigner

A causa dell’irradiazione neutronica si formano dislocazioni di atomi di carbo-

nio di Grafite con conseguente immagazzinamento di energia potenziale. Se per

tre ore la Grafite è riscaldata a C l’energia immagazzinata si riduce a meno

1000

della metà (Figura aumentando la temperatura di irraggiamento, sperimen-

47a).

talmente si nota un forte decremento dell’energia Wigner (Figura Lungo il

47b).

nocciolo l’energia accumulata dipende dalla temperatura che aumenta dall’in-

gresso all’uscita e dal Burn-up (Figura Per un irraggiamento a bassa tem-

48).

peratura il rilascio di energia è mostrato in Figura e si nota che per certe

49

temperature viene avvicinato (e può essere superato) il calore specifico (è come

se il calore specifico fosse negativo): ciò può provocare dei rilasci spontanei di

energia piuttosto forti. 4.4 effetto wigner 59

Figura Diagramma di flusso centrale di Calder Hall

46: ◦

(a) Energia totale immagazzinata a C (b) Energia totale immagazzinata

30

Figura Energie immagazzinate

47:

Figura Distribuzione dell’accumulo di energia in relazione al flusso neutronico e

Φ

48: temperatura della grafite T m

60 reattori a gas-grafite

Figura Andamento del rilascio di energia

49:

Se ci si riferisce ora alla situazione nel reattore, nelle condizioni normali di

funzionamento, non si corrono rischi in quanto occorrerebbe salire di C

50-100

oltre la temperatura di irraggiamento (che è quella di funzionamento) per avere

rilasci significativi di energia: questo margine può essere accresciuto con perio-

dici riscaldamenti della grafite. In caso di incidente potrebbero esserci però degli

aumenti di temperatura che potrebbero rilasciare quantità troppo alte di ener-

gia. Occorre determinare per ogni reattore la potenza termica massima che può

essere rilasciata e quindi minima temperatura della grafite che realizza ciò (Figu-

ra occorre che la temperatura sulla superficie della grafite ecceda dovunque

50).

nel nocciolo questi valori minimi.

Figura Curve tipiche della temperatura nel moderatore

50:

L’energia di formazione di una vacanza interstiziale nella grafite durante l’ir-

raggiamento neutronico è di circa eV. Se la temperatura è bassa (<100 C),

10

la mobilità degli atomi di carbonio è piccola e l’energia viene immagazzinata.

Può essere rilasciata riscaldando la grafite. Occorre pianificare attentamente le

procedure di riscaldamento periodico per evitare che il ritorno allo stato stabile

sia accompagnato da un rilascio eccessivo di energia con aumento troppo for-

2

23

te della temperatura. per una fluenza di n/m a temperatura ambiente si

10

può immagazzinare un’energia di kJ/g, che può far salire la temperatura

1700

di circa C.

1000 Parte V

APPENDICE SULLA SICUREZZA DEGLI IMPIANTI

NUCLEARI A

SICUREZZA DEGLI IMPIANTI NUCLEARI

a.1 principi generali di sicurezza nucleare

In generale lo scopo della sicurezza dei reattori nucleari è di ridurre la probabi-

lità di un incidente che potrebbe causare la fuga di radioattività dell’impianto,

e limitare le conseguenze per la popolazione se un tale incidente dovesse veri-

ficarsi. Questo obbiettivo è soddisfatto tramite vari accorgimenti e salvaguardie

ingegneristiche, alcune delle quali sono:

progetto del sistema reattore in modo che sia sicuro al massimo livello

1. compatibile con la tecnologia e l’aspetto economico;

apparecchiature e sistemi di sicurezza per proteggere l’impianto e il pub-

2. blico da malfunzionamenti, rotture, errori umani e da fenomeni naturali

esterni, senza trascurare eventuali sabotaggi;

la predisposizione di molteplici barriere alla fuga di prodotti radioattivi;

3. analisi dettagliata di una grande varietà di eventi incidentali in modo da

4. valutare la sicurezza dell’impianto.

In tutti i Paesi esiste un ente pubblico, responsabile delle decisioni di far co-

struire o funzionare un impianto, stabilendo che esso è progettato, costruito ed

esercito senza eccessivi rischi per la salute e la sicurezza della popolazione. Tale

Nuclear Regulatory Commission,

ente (negli USA c’è il NRC) deve vigilare sia sul

progetto e la costruzione dell’impianto sia sull’addestramento degli operatori,

ed è autorizzato a multare le società che gestiscono l centrale in caso di inadem-

pienze dei criteri di sicurezza o procedure di esercizio contrarie a quelle previste

nelle guide tecniche, e a far fermare l’impianto nei casi più gravi.

a.2 difesa in profondità

La difesa in profondità è un concetto che si esprime attraverso tre o più livelli di

sicurezza, i quali sovente non sono del tutto indipendenti, anzi si rinforzano a

vicenda, ma sono utili a stabilire gli stadi successivi che devono essere messi in

atto prima di avere un incidente che abbia ripercussioni sulla salute del pubblico.

Viene enfatizzata la prevenzione degli incidenti Il progetto de-

primo livello

ve essere a un tale livello di qualità (sia per il sistema nel suo insieme sia

per i cuoi singoli componenti) che l’impianto abbia un alto grado di affi-

dabilità e presenti basse probabilità di guasti. Deve essere intrinsecamente

stabile e avere un’alta tolleranza per condizioni anormali.

In caso di guasti e /o malfunzionamenti, l’impianto deve

secondo livello

essere in grado di segnalarli tempestivamente e farvi fronte con la sua stru-

mentazione e i sistemi di protezione. Progetto conservativo, ispezionabilità

e ridondanza sono caratteristiche di un sistema di protezione affidabile. 63

64 sicurezza degli impianti nucleari

È complementare agli altri due e li supplisce nell’ipotesi di inci-

terzo livello

denti improbabili ma più gravi, che comporterebbero un danneggiamento

significativo del nocciolo, mitigandone gli effetti. Tra tali eventi vengono

scelte alcune catene incidentali a formare il gruppo di incidenti alla base

del progetto dell’impianto (DBA), nel senso che costituiscono la base per

incorporare sistemi addizionali per la sicurezza della salute pubblica.

Nell’ambito della mitigazione si considerano anche tutte le azioni di emer-

genza che l’autorità politica deve intraprendere per mitigare gli effetti della

diffusione di una sostanza radiotossica nel territorio.

a.3 stabilità intrinseca

Il progetto deve garantire la stabilità del sistema nel caso di aumento di reatti-

vità. Pertanto, il coefficiente di temperatura (o di potenza) deve essere negativo.

Questo coefficiente è legato all’effetto Doppler che si verifica in tutti i reattori

di potenza. Se la temperatura del combustibile aumenta, le ampiezze dei picchi

di risonanza si allargano e conseguentemente aumenta la cattura dei neutroni

238 ; la cattura è quindi tanto più numerosa quanto più alta è la

da parte dell’U

temperatura del combustibile stesso. Tale effetto, denominato (con termine al-

quanto improprio) effetto Doppler, ha grande importanza ai fini della sicurezza

del reattore. Se questi infatti tende ad andare fuori controllo, la conseguenza più

immediata è il surriscaldamento del combustibile, cui segue un aumento delle

238

cattura dei neutroni da parte dell’U , ed alla diminuzione della popolazione

neutronica, una diminuzione della reattività e quindi della potenza erogata dal

reattore. L’effetto stabilizzante Doppler è presente in tutti i tipi di reattore. Nei

reattori funzionanti con neutroni termici il suo valore (ossia la variazione di

−5

×

reattività) è pari a circa per ogni C .

−2 10

Si potrebbe tuttavia verificare un aumento di reattività tale da portare, sep-

pure per poco tempo, la potenza termica a un livello inaccettabile. Pertanto la

dinamica, cioè l’andamento temporale di tutte le grandezze durante qualsia-

si transitorio, deve essere attentamente analizzata per il progetto del sistema

reattore.

a.4 ridondanza e diversificazione

La ridondanza si riferisce all’uso di due o più sistemi simili in parallelo in modo

che il mancato funzionamento di uno non comprometta il funzionamento o la si-

curezza dell’impianto. Sono di particolare importanza nella strumentazione, nel

sistema di spegnimento, nella refrigerazione di emergenza, da cui dipende l’affi-

dabilità dell’impianto. Potrebbe verificarsi che un sistema ridondante subisca un

mode failure),

guasto di modo comune (commone per cui due componenti uguali

del sistema ridondante si guastino per la stessa causa o per la stessa catena di

eventi. È dunque indispensabile che il sistema, oltre ad essere ridondante, sia

anche diversificato, nel senso di utilizzare due o più modi diversi e indipendenti

per raggiungere lo stesso risultato.

Un esempio di ridondanza è il sistema di alimentazione elettrico. La stru-

mentazione è alimentata con corrente continua fornita due batterie indipendenti,

mentre pompe, ventilatori e valvole sono alimentate con corrente alternata for-

nita dal generatore elettrico della centrale, connesso con due separati gruppi di

A.5 barriere di contenimento 65

blindosbarre. Se l’impianto è spento, due sorgenti di potenza provenienti dalla

rete esterna all’impianto alimentano il tutto. Se si verificasse un black out per cui

anche questo sistema dovesse fallire, si ricorre ai generatori interni della centrale,

attualmente rappresentati da motori a ciclo Diesel.

a.5 barriere di contenimento

Nel caso delle barriere di contenimento della radioattività, sono previste diverse

barriere fisiche. Per esempio nei LWR si hanno:

le pastiglie di ossido di uranio ceramico, che costituiscono la prima barrie-

1. ra;

l’incamiciatura di Zircaloy o acciaio inossidabile (specie nei FBR), che co-

2. stituisce la seconda barriera;

il circuito primario di refrigerazione, che costituisce la terza barriera;

3. il contenitore di sicurezza, che costituisce la quarta barriera.

4.

Le suddette barriere costituiscono i sistemi di sicurezza passiva, in quanto agi-

scono senza bisogno di alcun razionamento che richieda una sorgente di energia

né organi in movimento. Possono tuttavia perdere d’integrità. Il progetto del si-

stema reattore e delle salvaguardie ingegneristiche di sicurezza devono rendere

poco probabile con probabilità decrescente dalla prima all’ultima barriera tale

perdita d’integrità.

a.6 classificazione dei possibili incidenti

Esistono diversi modi per classificare gli incidenti. Uno dei più noti è quello

sviluppato dal NRC. Si suddividono i probabili incidenti in nove classi, da quella

meno pericolosa a quella estremamente grave.

Class trivial incident, e.g. routine releases of radionucldes inside contain-

1. 1:

ment

Class small releases outside containment, e.g., small spills and releases

2. 2:

through steamline relief valves

Class radwaste system failures, e.g„ equipment failure and operator

3. 3:

error release of gas or liquid waste

Class events releasing fission products to primary system (BWR), e.g.,

4. 4:

fuel cladding defects and transients inducing fuel failures

Class events releasing fission products to primary and secondary sy-

5. 5:

stems (PWR), e.g., steam generator tube nipt Lire, fuel cladding delects

accompanied by steam generator leak

Class refueling accidents inside containment e.g., fuel element drop.

6. 6:

heavy object drop onto fuel in core

Class used-fuel handling accidents, e.g., fuel element drop in fuel storage

7. 7:

pool, fuel cask accident

66 sicurezza degli impianti nucleari

Class accidents considered in design basis evaluation, e.g., break of

8. 8:

primary coolant pipe, reactivity transient, steamline break

Class hypothetical accidents more severe than Class

9. 9: 8

L’American Nuclear Society introduce nella sua scala anche la probabilità che

l’incidente avvenga.

Definizione, fenomeni aggravanti, tipologia degli incidenti negli impianti nuclea-

a.6.1 ri

I prodotti di fissione nel combustibile sono separati dall’ambiente esterno da tre

barriere:

la guaina dell’elemento di combustibile;

1. il circuito di ricircolazione;

2. il contenitore.

3.

Si definisce un incidente, quell’evento non intenzionale che riduce I’integrità

di una o più barriere, al di sotto dei livelli ammessi in sede di progetto.

Gli eventi che determinano un incidente possono essere di origine interna o

esterna. Quelli interni sono definibili come malfunzionamenti o rotture dell’im-

pianto e interventi non corretti da parte degli operatori. Gli eventi esterni sono

tipicamente quelli naturali, come sismi, tornado, allagamenti, come pure I’im-

patto con la centrale di aerei o missili e I’esplosione di nubi di gas e di vapori

infiammabili, sfuggite dai serbatoL

I fenomeni che possono aggravare I’evoluzione di un incidente sono sostan-

zialmente due. Un reattore nucleare, anche quando e spento, eroga comunque

una piccola potenza, a causa delle emissioni radioattive dei prodotti di fissione

accumulati nell’elemento di combustibile. Questa potenza decade nel tempo as-

sai lentamente, come indicato dall’Equazione A.1, che fornisce il rapporto tra la

potenza di decadimento e quella nominale come:

P

dec −0.2 −0.02 (A.1)

− T )

= 0.06(t

P

nom

ove e il tempo dallo spegnimento espresso in secondi e e il tempo di

t T

funzionamento sommato al tempo t.

Inoltre il combustibile in funzionamento immagazzina dell’energia termica.

Se al momento dell’incidente, pur con il reattore in fase di spegnimento, si ha

temporaneamente una carenza di raffreddamento del combustibile, questa ener-

gia si distribuisce uniformemente nella barbetta, provocando un aumento della

temperatura e quindi di quella della guaina di protezione.

L’altro fenomeno è che il reattore per breve tempo possa diventare sovracritico,

sia per malfunzionamenti del sistema di controllo sia per gli effetti dovuti a

variazioni non volute di diversi parametri come pressione, temperatura, grado

di vuoto del fluido termovettore. In questo caso si hanno rilasci di energia che

possono essere pericolosi per l’integrità del nocciolo.

Gli incidenti che possono verificarsi possono essere riassunti in quattro cate-

gorie: A.7 (dba)

incidenti alla base del progetto per i lwr 67

incidenti di reattività;

1. incidenti di mancato raffreddamento;

2. incidenti di rottura della barriera a pressione del circuito di ricircolazione;

3. incidenti durante la movimentazione del combustibile.

4.

Gli incidenti vengono anche classificati in funzione della loro gravità. La clas-

sificazione dell’ANS suddivide le situazioni nei seguenti quattro gruppi:

funzionamento normale;

condizione i incidenti di moderata frequenza;

condizione ii incidenti infrequenti;

condizione iii incidenti limite.

condizione iv

Al primo gruppo appartengono, ad esempio, le fasi di ricambio del combusti-

bile, i transitori e le variazioni di carico; alla seconda categoria appartengono l’e-

strazione erronea di una barra di controllo, la perdita di portata del fluido termo-

vettore, la depressurizzazione del primario; alla terza appartengono i danneggia-

menti di una piccola frazione del combustibile„ in modo da impedire la corretta

ripresa del sistema che per un periodo di tempo lungo; alla quarta appartengo-

no gli incidenti più gravi, come la grossa rottura del circuito di ricircolazione,

l’espulsione di una barra di controllo (frequenza: su mille reattori-anno).

1

(dba)

a.7 incidenti alla base del progetto per i lwr

Design Basis Accident)

Gli incidenti alla base del progetto (DBA, sono gli inciden-

ti più gravi e costituiscono l’inviluppo della maggior parte degli incidenti.Esse

appartengono alla classe e della scala NRC. Il primo della scala e il più grave

7 8

è la rottura completa a ghigliottina (double endedd) di una tubazione del pri-

mario di un PWR o del circuito di ricircolazione di un BWR. La sigla è L( arge)

LOCA DE. È quindi necessario analizzare le conseguenze di questi elementi che

costituiscono gli incidenti alla base del progetto, in particolare del progetto ter-

moidraulico. I suoi parametri più importanti non possono superare dei valori

limite. Particolarmente pericolosi possono essere i guasti multipli causati da una

comune causa di guasto ( common mode failure) o da un comune evento esterno

( per esempio , incendio ). Talora essi possono causare il mancato funzionamen-

to del sistema di protezione del reattore e in particolare dello scram ( ATWS ,

Anticipated Transient Without Scram) , che deve essere altamente affidabile. Per

gli HTGR il massimo incidente DBA è la rottura di una penetrazione del vessel

con conseguente depressurizzazione dell’ elio.

(rps)

a.8 sistema di protezione reattore

Il sistema per lo spegnimento della reazione a catena del reattore è basato sulle

barre di controllo: si toglie energia agli avvolgimenti e le barre di controllo ca-

dono per gravità (PWR) , o vengono sollevate dentro al nocciolo idraulicamente

(BWR).Ci sono due treni indipendenti con interruttori di bypass in parallelo con

ognuno ed è , un sistema file safe e , che viene azionato automaticamente se

viene a mancare l’energia elettrica.

68 sicurezza degli impianti nucleari

a.9 refrigerazione del reattore spento

Quando il reattore si spegne e occorre continuare a refrigerare il nocciolo, se il

normale sistema di refrigerazione è ancora funzionante , esso refrigera il noccio-

lo: il vapore prodotto nel generatore di vapore bypassa la turbina e condensa nel

condensatore da dove il condensato torna ad alimentare il generatore di vapore

o il vessel per i reattori BWR. Poichè il pozzo di calore è richiesto per tutto il

periodo di spegnimento il stemma di refrigerazione deve essere in grado di ope-

rare per almeno trenta giorni anche in presenza del più grave fenomeno naturale

che si possa prevedere nell’impianto. Se , a reattore fermo , la potenza elettrica

esterna viene meno e le pompe si fermano il surriscaldamento del combustibile

è evitato rilasciando il vapore dalle valvole di sicurezza , fintanto che l’ acqua

di alimento del sistema ausiliario continua a funzionare e viene fornita acqua

ai generatori di vapore dei PWR o a sistema primario dei BWR. Nel frattempo

possono partire i generatori diesel di emergenza per l’azionamento delle pompe

principali in attesa del ripristino della potenza off-site.

Calore generato e calore rimosso

a.9.1

I transitori possono causare uno sbilanciamento tra calore generato e calore ri-

mosso dal refrigerante e dai vari pozzi di calore; si potrebbe incorrere in un

eventuale danneggiamento delle barrette di combustibile. Se lo sbilanciamento

supera un certo valore , il sistema di protezione del nocciolo spegne il reattore.

a.10 incidenti di reattività

Gli incidienti di reattività sono dovuti a due cause: quelli provocati dall’estra-

zione non voluta delle barre di controllo e quelli provocati dalle variazioni in-

controllate di densità e temperatura del fluido termovettore, per i loro effetti sul

bilancio neutronico del reattore.

Nei LWR si ha un iniezione di reattività positiva quando la densità del fluido

termovettore aumenta. Per quanto riguarda la temperatura , a parità del fluido

termovettore , una sua diminuzione provoca un’ inserzione di reattività; per tan-

to questo effetto si somma al precedente , in quanto la riduzione di temperatura

comporta anche un aumento di densità. Nel progetto dei reattori si considera-

no tre situazioni incidentali relative al movimento incontrollato delle barre di

regolazione:

estrazione incontrollata di una barra;

1. inserzione incontrollata di una barra con il reattore a piena potenza;

2. espulsione di una barra per effetto della pressione o per la forza di gravità;

3.

Nel caso e nel caso si ha un aumento della potenza, nel caso un aumen-

1( 3 2(

to del flusso termico in zone circoscritte. Per limitare le conseguenze di questi

incidenti si impiega un numero elevato di barre , ognuna delle quali control-

la una piccola frazione dell’eccesso di reattività disponibile e si impone che la

massima velocità di reazione delle barre sia inferiore a un ben determinato va-

lore. L’espulsione di una barra di controllo può avvenire solo in caso di rottura

del meccanismo di controllo ed è quindi un vero e proprio incidente. L’energia

A.11 incidenti di mancato raffreddamento 69

liberata durante un transitorio veloce può seriamente danneggiare le barre di

combustibile , se supera il valore di soglia di kJ/kg.

1170

Nei PWR, la rottura della linea del vapore provoca un forte ed improvviso

aumento della portata che a sua volta determina l’uscita del generatore di va-

pore una riduzione della temperatura del fluido primario. Si tratta di un grave

incidente a bassa probabilità, per il quale bisogna verificare che non si determi-

nino pericoli per la popolazione. Nei BWR esso cade sotto la categoria perdita

di refrigerante (incidenti LOCA).

La linea di vapore in un PWR può rompersi o quando il reattore è in potenza o

quando le barre d controllo sono tutte inserite e il reattore è spento ma prossimo

alla temperatura di funzionamento. Tuttavia , l’inserimento di tutte le barre di

controllo non è sufficiente a mantenere il reattore spento in tutti i casi ipotizzabili.

Infatti, il continuo raffreddamento del generatore di vapore da parte del vapore

secondario, fa abbassare velocemente la temperatura del fluido primario, con

conseguente iniezione di reattività. Bisogna quindi iniettare Boro nel circuito

primario e prevedere alcune sequenze di intervento sul circuito secondario.

Nel caso di reattore spento, ma alla temperatura di funzionamento, l’incidente

provoca il raffreddamento del fluido primario con una velocità, un’ ampiezza e

una durata che sono le più elevate, rispetto a qualsiasi altra situazione.

In conclusione si può dire che gli incidenti di reattività rappresentano una

vasta classe di situazioni anomale che però difficilmente provocano gravi conse-

guenze.

a.11 incidenti di mancato raffreddamento

La perdita di alimentazione elettrica di una pompa o la rottura del suo rotore o

del suo albero determinano una riduzione più o meno brusca della portata del

fluido termovettore. Ciò può causare un surriscaldamento del combustibile con

la conseguenza di prodotti di fissione. Per questo si adottano due accorgimenti

di progetto:

• le pompe vengono dotate di inerzie meccaniche (volani);

• il sistema di arresto rapido interviene rapidamente in queste situazioni.

Il primo accorgimento non serve in caso di rottura di una pompa ma dato

che le altre pompe continuerebbero a funzionare correttamente il transitorio di

portata sarebbe comunque attenuato.

In un BWR l’intervento del sistema di arresto rapido non è richiesto in quanto

per la diminuzione di densità del fluido termovettore la reattività scende e il reat-

tore riduce autonomamente la propria potenza nell’intorno del In queste

40%.

condizioni il raffreddamento prosegue per effetto della circolazione naturale.

Una riduzione della portata di alimento nei generatori di vapore di un PWR, o

al recipiente in pressione di un BWR non compensata da una riduzione di porta-

ta di vapore, genera una riduzione della quantità d’acqua contenuta nel generato-

re di vapore o nel sistema del reattore. Viene quindi comandato lo spegnimento

rapido del reattore delle turbine e sono previsti dei sistemi di alimentazione di

emergenza.

Se il vapore richiesto dalla turbina si riduce improvvisamente, il sistema di

controllo non è in grado di ridurre simultaneamente la potenza del reattore. Per

questo, è necessario rilasciare il vapore in eccesso prodotto transitoriamente dal

reattore.

70 sicurezza degli impianti nucleari (loca)

a.12 loss of coolant accident

Un LOCA è generalmente quello che, in linea di principio, determina le conse-

guenze più gravi per la popolazione. Esso può essere causato o da una vera e

propria rottura meccanica del circuito di ricircolazione o da un malfunzionamen-

to delle valvole di rilascio o sicurezza. È noto che per contrastare questo inciden-

te sono stati previsti sistemi di protezione molto complessi, tra cui il sistema di

iniezione di emergenza e il sistema del contenitore. I LOCA sono classificati a

seconda della fessurazione della tubazione del primario.

a.13 calcolo della dose assorbita al passaggio della nube ra-

dioattiva

A causa del passaggio della nube radioattiva (sheltering) occorre valutare la do-

se assorbita dalla popolazione che abita nelle vicinanze dell’impianto, tenendo

conto delle condizioni atmosferiche e della distribuzione della popolazione. Il

più comune modello è quello di distribuzione gaussiano che ipotizza che la con-

centrazione dell’inquinante varia a seconda della curva di distribuzione normale

(gaussiana) nelle direzioni perpendicolari a quella di avanzamento della nuvola.

3

Adottando il modello di distribuzione gaussiana, La concentrazione [Bq/m ]

X

di radioattività al suolo ( alla quota e a una distanza dal punto di

z = 0), x

rilascio, è: 2 2

Q h y

1 (A.2)

exp

X = +

− 2z 2y

πuσ σ 2 σ σ

y z

dove è il termine di sorgente, è la velocità del vento nella direzione

Q u x,

è l’effettiva di rilascio della radioattività, è la distanza laterale e è

h y σ (x)

y

sono le deviazioni standart della distribuzione di concentrazione nel pen-

σ (x)

z

nacchio lungo e lungo Queste ultime sono determinate sulla base della di-

y z.

stanza e della stabilità delle condizioni atmosferica (categorie di Pasquill), da

x

estremamente instabile moderatamente stabile.

a

Figura Coefficienti di dispersioni orizzontali e verticali

51: A.14 criteri di sicurezza 71

Nella Figura sono riportati i diagrammi dei valori di e in funzione

σ σ

51 y z

della distanza dal punto di rilascio e delle categorie di Pasquill: tanto più le

condizioni sono stabili tanto minore è tanto maggiore è la concentrazione

σ, X.

Per passare alla dose ricevuta da una persona che si trova in un punto in cui la

concentrazione è i calcoli sono complessi.

X

Semplificando si può assumere che per una nube grande e uniforme, dato e

X

∗ −13

× [J/dis]),

data l’energia media dei raggi è in (da cui = Ē

γ Ē MeV Ē 1.6 10 γ

γ γ −13

×

si ricava l’energia rilasciata (o assorbita) in aria, pari a [J/kg

Ē X/ρ

1.6 10 γ

3

s], essendo [kg/m ] la densità dell’aria. In un tessuto biologico l’assor-

ρ = 1.3

bimento è circa volte quello relativo all’aria. La dose assorbita corrisponde a

1.1

circa: −11 −13

× × (A.3)

E X = E X [Gy/s]

1.2 10 1.2 10

γ γ

Tale quantità va divisa ancora per due per tenere conto dell’angolo solido 2π

di cui non si era tenuto conto nella correlazione che dà La dose equivalente è

X.

quindi: −11 −13

× × (A.4)

I = Ē X [rem/s] = Ē X [Sv/s]

0.6 10 0.6 10

γ γ

Ci sono molte vie attraverso le quali la radioattività che si libera a seguito

di un incidente può raggiungere l’ambiente e poi l’uomo; esse dipendono dal

tipo di effluenti radioattivi: gassosi, liquidi, particolato solido. In particolare, la

radiazione diretta dell’aria, l’inalazione, l’assunzione attraverso la pelle e tramite

ingestione. Infine, l’entità del rischio dipende ovviamente dalla distribuzione

della popolazione intorno al reattore. Calcolate le dosi assorbite, si verifica che

esse siano inferiori ai valori massimi stabiliti dalle norme vigenti. Si ricorda che

131

solitamente è determinante il limite imposto all’assorbimento di da parte

I

della tiroide; per questo molte volte si valuta l’attività rilasciata da un incidente

131

in Curie di .

I

a.14 criteri di sicurezza

L’approccio concettuale alla sicurezza nucleare ha subito nel corso degli anni

Massimo In-

modifiche importanti. Gli americani restano fedeli alla definizione di

cidente di Progetto, MIP (Massimo Incidente Credibile) moltiplicando e affinando

criteri da imporre ai progettisti, mentre inglesi e canadesi sono orientati verso

rapporto Rasmussen

una concezione probabilistica della sicurezza. È famoso il del

che rimane un punto di riferimento essenziale per la sicurezza nucleare

1975

con approccio probabilistico. Recentemente sempre più di frequenti sono state

analisi di rischio probabilistico Risk Assessment,

le richieste di (Probabilistic PRA) in

aggiunta alle valutazioni sul MIP. In sede di valutazione per il massimo pericolo

per il sito, si calcolano le dosi con l’ipotesi che sia avvenuto un rilascio completo

dei prodotti di fissione. Tali valori sono però del tutto ipotetici perché si otterreb-

melt down

bero nel caso di danneggiamento completo del nocciolo (i cosiddetti e

melt through).


ACQUISTATO

2 volte

PAGINE

87

PESO

6.99 MB

PUBBLICATO

+1 anno fa


DETTAGLI
Corso di laurea: Corso di laurea in ingegneria energetica
SSD:
A.A.: 2012-2013

I contenuti di questa pagina costituiscono rielaborazioni personali del Publisher luigicandido di informazioni apprese con la frequenza delle lezioni di Complementi di centrali termoelettriche, nucleari e regolazione e studio autonomo di eventuali libri di riferimento in preparazione dell'esame finale o della tesi. Non devono intendersi come materiale ufficiale dell'università Politecnico di Torino - Polito o del prof Panella Bruno.

Acquista con carta o conto PayPal

Scarica il file tutte le volte che vuoi

Paga con un conto PayPal per usufruire della garanzia Soddisfatto o rimborsato

Recensioni
Ti è piaciuto questo appunto? Valutalo!

Altri appunti di Complementi di centrali termoelettriche, nucleari e regolazione

Complementi di centrali termoelettriche, nucleari e regolazione - Centrali termoelettriche
Appunto
Lezioni ed esercitazioni: Appunti di Fondamenti macchine
Appunto
Edificio quiz ed appunti
Appunto
Appunti Energia Progresso e Sostenibilità, Leone, Calì, Lanzini
Appunto