Complementi di centrali termoelettriche, nucleari e regolazione - centrali nucleari

APPUNTI DEL CORSO DI COMPLEMENTI DI CENTRALI NUCLEARI

luigi candido

Sintesi e appunti del corso a cura del prof. Bruno Panella

Dipartimento di Ingegneria Energetica e Nucleare

Facoltà di Ingegneria Industriale

Politecnico di Torino

Appunti del corso di complementi di centrali nucleari,

Luigi Candido, Sintesi e ap-

c

punti del corso a cura del prof. Bruno Panella, Torino, Novembre 2012

Ere many generations pass, our machinery will be driven by a power obtainable at any

point of the universe. This idea is not novel. Men have been led to it long ago by

instinct or reason; it has been expressed in many ways, and in many places, in the

history of old and new. We find it in the delightful myth of Antheus, who derives power

from the earth; we find it among the subtle speculations of one of your splendid

mathematicians and in many hints and statements of thinkers of the present time.

Throughout space there is energy. Is this energy static or kinetic! If static our hopes are

in vain; if kinetic - and this we know it is, for certain - then it is a mere question of time

when men will succeed in attaching their machinery to the very wheel-work of nature.

— Nikola Tesla, 1892

RINGRAZIAMENTI

Il seguente lavoro è basato sulle lezioni del prof. Bruno Panella, svoltesi duran-

te l’anno accademico Il materiale adoperato consiste essenzialmente

2011-2012.

nelle pagine fornite dal docente stesso, e integrate con spiegazioni aggiuntive lad-

dove strettamente necessario. Ciò ha conferito al presente documento un aspetto

lineare in termine di contenuti, sintetico e il più possibile preciso. La disposizio-

ne dei capitoli può risultare parzialmente diversa da quella presentata durante

lo svolgimento delle lezioni, a beneficio di una maggiore chiarezza espositiva.

Si vuole ringraziare il docente per la cura con cui ha svolto le lezioni e per la

quantità e la qualità del materiale messo a disposizione degli studenti.

Luigi Candido

iii

INDICE

i reattori pwr 1

(pwr)

1 pressurized water reactors 3

Generalità . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

1.1 3

Generatori di vapore . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

1.2 4

Pressurizzatore dei reattori ad acqua pressurizzata . . . . . . . . .

1.3 8

Pompe . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

1.4 10

Pompe senza tenuta . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

1.4.1 11

Pompe con tenute rotanti . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

1.4.2 12

Curve caratteristiche delle pompe nei diversi quadranti . .

1.4.3 16

Sistemi ausiliari del reattore . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

1.5 17

Rimozione del calore residuo . . . . . . . . . . . . . . . . . .

1.5.1 19

Acqua di emergenza alle tenute delle pompe primarie . . .

1.5.2 20

Raffreddamento in ciclo chiuso dei componenti nucleari . .

1.5.3 21

Acqua alimento di emergenza . . . . . . . . . . . . . . . . .

1.5.4 21

Acqua servizi di emergenza . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

1.5.5 22

Regolazione della chimica e del volume del refrigerante

1.5.6 primario (CVCS) . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 23

Contenitore secondario . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

1.5.7 24

Spruzzamento del contenitore primario . . . . . . . . . . . .

1.5.8 24

Refrigerazione e climatizzazione contenitore primario e se-

1.5.9 condario . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 25

Sistemi ausiliari di impianto . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

1.6 26

Deposito combustibile esaurito . . . . . . . . . . . . . . . . .

1.6.1 26

Raffreddamento e purificazione della piscina del combusti-

1.6.2 bile esaurito . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 26

Trattamento effluenti e rifiuti radioattivi . . . . . . . . . . . . . . . .

1.7 26

Effluenti radioattivi liquidi . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

1.7.1 26

Effluenti radioattivi gassosi . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

1.7.2 27

Rifiuti radioattivi solidi . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

1.7.3 27

ii reattori bwr 29

(bwr)

2 boiling water reactors 31

Breve storia . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

2.1 31

Controllo della potenza tramite la portata di ricircolo . . . . . . . .

2.2 32

Caratteristiche peculiari dei BWR . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

2.3 33

Componenti principali . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

2.4 33

Vessel e componenti interni . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

2.4.1 33

Nocciolo e fascio di barre . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

2.4.2 35

Contenitore di sicurezza . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

2.5 37

Funzionamento dei canali di sfogo del vapore . . . . . . . .

2.5.1 38

Piscina di soppressione . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

2.5.2 38

Piscina superiore . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

2.5.3 38

Valvole di sicurezza e sfogo . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

2.5.4 38

Valvole di isolamento . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

2.5.5 39

Edificio reattore . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

2.5.6 39

Sistemi ausiliari . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

2.6 39

v

vi indice Cenno alle operazioni . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

2.6.1 39

Sistema di purificazione dell’acqua . . . . . . . . . . . . . .

2.6.2 40

Salvaguardie di sicurezza . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

2.6.3 40

Sistema di refrigerazione di emergenza . . . . . . . . . . . .

2.6.4 40

Sistema di rimozione del calore residuo . . . . . . . . . . . .

2.6.5 41

iii reattori hwr 43

(hwr)

3 heavy water reactors 45

Breve storia . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

3.1 45

Caratteristiche dei reattori ad acqua pesante di tipo canadese (CAN-

3.2 DU) . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 45

Acqua pesante . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

3.3 45

Produzione di D O . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

3.3.1 46

2

Descrizione dell’impianto . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

3.4 47

Bilancio neutronico . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

3.5 49

Caratteristiche di sicurezza . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

3.6 49

Consumo di combustibile e costi . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

3.7 50

iv reattori gas-grafite 51

4 reattori a gas-grafite 53

Introduzione . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

4.1 53

Reattori Magnox . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

4.2 53

La grafite come moderatore . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

4.2.1 54

Fabbricazione della grafite . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

4.2.2 54

La CO come refrigerante . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

4.2.3 54

2

L’uranio metallico come combustibile . . . . . . . . . . . . .

4.2.4 55

La lega a base di Magnesio come incamiciatura . . . . . . .

4.2.5 55

Ciclo termodinamico . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

4.2.6 55

Scelta della temperatura del refrigerante . . . . . . . . . . .

4.2.7 56

Descrizione impianto ed elemento di combustibile . . . . . . . . . .

4.3 57

Effetto Wigner . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

4.4 58

v appendice sulla sicurezza degli impianti nucleari 61

a sicurezza degli impianti nucleari 63

Principi generali di sicurezza nucleare . . . . . . . . . . . . . . . . .

a.1 63

Difesa in profondità . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

a.2 63

Stabilità intrinseca . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

a.3 64

Ridondanza e diversificazione . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

a.4 64

Barriere di contenimento . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

a.5 65

Classificazione dei possibili incidenti . . . . . . . . . . . . . . . . . .

a.6 65

Definizione, fenomeni aggravanti, tipologia degli incidenti

a.6.1 negli impianti nucleari . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 66

Incidenti alla base del progetto (DBA) per i LWR . . . . . . . . . .

a.7 67

Sistema di protezione reattore (RPS) . . . . . . . . . . . . . . . . . .

a.8 67

Refrigerazione del reattore spento . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

a.9 68

Calore generato e calore rimosso . . . . . . . . . . . . . . .

a.9.1 68

Incidenti di reattività . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

a.10 68

Incidenti di mancato raffreddamento . . . . . . . . . . . . . . . . .

a.11 69

Loss Of Coolant Accident (LOCA) . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

a.12 70

Calcolo della dose assorbita al passaggio della nube radioattiva . .

a.13 70

Criteri di sicurezza . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

a.14 71

vii

indice

Metodi probabilistici . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

a.15 72

Valutazione deterministico-probabilistica del rischio di incidente .

a.16 74

Livelli del PRA . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

a.16.1 74

ELENCO DELLE FIGURE

Figura Impianto con reattore ad acqua pressurizzata (PWR) . . . .

1 3

Figura Generatore di vapore a circolazione naturale . . . . . . . . .

2 4

Figura Disposizione dei tubi di ingresso dell’acqua di alimento . .

3 5

Figura Supporto a quadrifoglio e processo di espansione idraulica

4 6

Figura Generatore di vapore di un VVER . . . . . . . . . . . . . . .

5 7

Figura Generatore di vapore ad attraversamento forzato . . . . . .

6 7

Figura Pressurizzatore Combustion Engineering . . . . . . . . . . .

7 8

Figura Tipico sistema di raffreddamento del reattore . . . . . . . .

8 9

Figura Pompa senza tenuta “a motore inguainato” . . . . . . . . .

9 11

Figura Classificazione dei vari tipi di tenute rotanti e principio di

10 funzionamento . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 13

Figura Tenuta meccanica con carico a molla . . . . . . . . . . . . . .

11 13

Figura Tenuta idrostatica o a perdita controllata . . . . . . . . . . .

12 14

Figura Tipico andamento di alcune grandezze . . . . . . . . . . . .

13 15

Figura Curve caratteristiche di una pompa nei quattro quadranti .

14 16

Figura Dispositivo anti-rotazione . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

15 17

Figura Schema del reattore e circuito primario . . . . . . . . . . . .

16 17

Figura Schema sistema iniezione di sicurezza . . . . . . . . . . . . .

17 18

Figura Schema sistema rimozione del calore residuo . . . . . . . .

18 19

Figura Schema sistema acqua tenuta pompe in emergenza . . . . .

19 20

Figura Schema sistema raffreddamento in ciclo chiuso componenti

20 nucleari . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 21

Figura Schema sistema acqua di alimento di emergenza . . . . . .

21 22

Figura Schema sistema acqua servizi di emergenza . . . . . . . . .

22 22

Figura Schema sistema di controllo della chimica e del volume . .

23 23

Figura Schema del sistema di climatizzazione contenitore prima-

24 rio e secondario . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 24

Figura Schema del sistema di climatizzazione contenitore prima-

25 rio e secondario . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 25

Figura Schema sistema raffreddamento piscina combustibile esau-

26 rito . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 26

Figura Schema del ciclo duale del Dresden-1 . . . . . . . . . . . . .

27 31

Figura Schema dei possibili cicli dei BWR . . . . . . . . . . . . . . .

28 32

Figura Spaccato assonometrico del vessel di un BWR . . . . . . . .

29 34

Figura Sistemazione dei circuiti di ricircolazione . . . . . . . . . . .

30 35

Figura Design del nocciolo del BWR . . . . . . . . . . . . . . . . . .

31 36

Figura Barra di controllo tipica di un BWR . . . . . . . . . . . . . .

32 36

Figura Contenitore di sicurezza MARK III . . . . . . . . . . . . . .

33 37

Figura Sistema di purificazione dell’acqua . . . . . . . . . . . . . .

34 40

Figura Sistema di refrigerazione di emergenza . . . . . . . . . . . .

35 41

Figura Sistema di rimozione del calore residuo . . . . . . . . . . . .

36 42

Figura Sistema di iniezione del boro liquido . . . . . . . . . . . . .

37 42

Figura Schema di funzionamento di un CANDU . . . . . . . . . . .

38 47

Figura Calandria di un CANDU . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

39 48

Figura Elemento di combustibile di un CANDU . . . . . . . . . . .

40 48

Figura Schema delle macchine di ricambio di combustibile . . . . .

41 49

viii Elenco delle figure ix

Figura Schema termodinamico del ciclo a vapore . . . . . . . . . .

42 56

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

43 elemento di combustibile (b) . . . . . . . . . . . . . . . . . . 57

Figura Reattore con recipiente a pressione in acciaio (a) e in calce-

44 struzzo armato precompresso (b) . . . . . . . . . . . . . . . . 57

Figura Generatore di vapore impianto a gas-grafite . . . . . . . . .

45 58

Figura Diagramma di flusso centrale di Calder Hall . . . . . . . . .

46 59

Figura Energie immagazzinate . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .

47 59

Figura Distribuzione dell’accumulo di energia in relazione al flus-

48 so neutronico e temperatura della grafite . . . . . . .

Φ T 59

m

Figura Andamento del rilascio di energia . . . . . . . . . . . . . . .

49 60

Figura Curve tipiche della temperatura nel moderatore . . . . . . .

50 60

Figura Coefficienti di dispersioni orizzontali e verticali . . . . . . .

51 70

Figura Albero degli incidenti LOCA . . . . . . . . . . . . . . . . . .

52 72

Figura Parte iniziale dell’albero dei guasti per perdita di corrente

53 elettrica . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 73

Figura Curva rischio probabilità proposta da Farmer . . . . . . . .

54 73

E L E N C O D E L L E TA B E L L E

Tabella Confronto tra acqua pesante e acqua leggera: proprietà ter-

1 mofisiche . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 46

Tabella Confronto tra acqua pesante e acqua leggera: proprietà nu-

2 cleari . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 46

x Parte I

R E AT T O R I P W R 1

P R E S S U R I Z E D WAT E R R E A C T O R S ( P W R )

1.1 generalità

Si faccia riferimento alle centrali nucleari dotate di reattori ad acqua pressuriz-

zata, sia naturale sia pesante. I principali componenti del circuito primario, oltre

al recipiente in pressione contenente il nocciolo, sono:

i generatori di vapore;

1. il pressurizzatore;

2. le pompe di circolazione.

3.

Questo tipo di reattori costituisce la filiera industrialmente più affermata (oltre

il della potenza installata e in costruzione). L’acqua all’interno del nocciolo

60%

funge da refrigerante e moderatore, ma senza cambiare fase. Ciò consente un

aumento della densità di potenza, una migliore moderazione, nonché l’elimina-

zione dell’effetto di reattività dei vuoti; nel contempo si rende necessario un ciclo

indiretto, con un aumento della complicazione di impianto. Un possibile schema

di un impianto PWR è il seguente:

Figura Impianto con reattore ad acqua pressurizzata (PWR)

1:

L’acqua di refrigerazione entra nel vessel (punto lambisce le barrette degli

1),

elementi di combustibile in deflusso ascendente aumentando la propria entalpia

senza tuttavia raggiungere una situazione di ebollizione, quindi fuoriesce dal

vessel (punto ed imbocca il generatore di vapore (punto passando all’inter-

2) 3)

no dei tubi di un fascio tubiero ove cede calore al fluido del circuito secondario

◦

(acqua-vapore) e subendo un raffreddamento dell’ordine di C. Una pom-

30

pa centrifuga (PC) ricircola l’acqua del primario al punto chiudendo il ciclo.

1,

I circuiti di refrigerazione primari sono in genere più d’uno, corrispondendo

ciascuno ad una potenza di circa MWe.

300 3

(pwr)

4 pressurized water reactors

1.2 generatori di vapore

Queste centrali sono equipaggiate con generatori di vapore, che sono scambiatori

di calore la cui funzione è quella di trasferire la potenza termica generata nel

nocciolo del reattore al fluido secondario, che viene vaporizzato. Il vapore viene

poi inviato in turbina dove, espandendosi, converte l’energia termica in energia

meccanica.

Sono stati realizzati due tipi di generatori di vapore:

a circolazione naturale;

1. ad un solo passaggio (once-through) o a circolazione forzata.

2.

Per i generatori di vapore a circolazione naturale la descrizione fa riferimento

alla Figura Nel secondario l’acqua di alimento, iniettata in alto, nel modello

2.

Westinghouse Framatome, Combustion Eng.,

o o iniettata in basso, nel modello scen-

de tra il mantello e l’involucro dei tubi, passa nell’intercapedine tra involucro e

piastra tubiera inferiore (dove l’acqua si scalda dalla temperatura di alimento a

una temperatura vicina alla saturazione) e risale lambendo i tubi a U e vaporiz-

zando fino a titoli del Il vapore viene separato dall’acqua in opportuni

25-30%.

separatori a cicloni, asciugato in appositi essiccatori e mandato in turbina con un

contenuto di umidità maggiore del Il generatore di vapore è un recipien-

99.75%.

te alto anche più di m e con diametro di oltre m nella parte inferiore e che

20 3

può raggiungere i m nella parte superiore, dove sono il separatore e gli essi-

5

catori. Le dimensioni ovviamente dipendono dalla potenza termica da trasferire,

che può superare i MW .

1000 th

Figura Generatore di vapore a circolazione naturale

2: 1.2 generatori di vapore 5

L’acqua viene ricirco