Elementi di ingegneria nucleare - appunti

CICLO DEL COMBUSTIBILE NUCLEARE & BURNUP

Ciclo del combustibile * Viene comunque tenuto

in una piscina per 10-15

anni perché perda molta

radioattività, per essere

spostato in maggiore

sicurezza.

* Gli USA iniziarono ad

utilizzare il ciclo aperto per

‘lavarsi le mani’ dalle

bombe atomiche (le quali

possono essere derivate

dal riprocessamento),

sperando che il mondo li

seguisse...

Classificazione rifiuti

Per provenienza:

- militari - armi

- reattori per propulsione (sottomarini)

- non militari - reattori di potenza

- industrie (farmaceutica, industrie che usano isotopi radioattivi come traccianti, ...)

- istituzioni (università, ospedali, laboratori di ricerca)

Per tipo di materiale e livello di radioattività:

- rifiuti ad alta attività (HLW): prodotti di fissione, spent fuel

- spent fuel (non è proprio un rifiuto, viene riciclato)

- transuranici (TRU>100 n Ci/g): prevalentemente da fonti militari

- code di miniera (Ra, Rn, Th): vengono coperti in loco

- rifiuti a bassa attività (LLW): tutto il resto, come guanti, filtri, …, vengono compattati

- materiali radioattivi di origine naturale e provenienti da acceleratori

Composizione combustibile

prima

dopo

Cambio del combustibile

Si riempie il contenitore primario con acqua borata (assorbitore e schermante) per circa 21m.

La gru polare si sposta su binari, arriva sopra il nocciolo, svita i prigionieri, toglie la testa del vessel e i

meccanismi di movimentazione delle control bar (PWR)(o separatori ed essiccatori nel BWR) e aggancia gli

elementi di combustibile (>500kg). Li solleva uno ad uno nell’acqua, si sposta e li scarica nella piscina dello

spent fuel, in cui decadono i prodotti di fissione radioattivi. La piscina può contenere fino a 2 noccioli interi.

[Dopo 3 mesi la potenza di decadimento dello spent fuel di un reattore da 3000MWt è 8.26MWt, quindi non si

possono lasciare all’aria, fonderebbero per il calore cumulato; bisogna lasciarli in acqua che refrigera]

Trasporto

Per il trasporto (verso stoccaggio o riprocessamento) si usano cask: contenitori protettivi per radiazioni e urti.

Essi hanno un guscio interno ed esterno in acciaio, uno schermo intermedio, alette esterne che danno

robustezza meccanica per eventuali impatti e che garantiscono che non si buchi se dovesse cadere su oggetti

appuntiti.

Trattamento spent fuel

Per tutta la vita, dall’estrazione allo stoccaggio, il fuel viene protetto da:

- Esposizione diretta di lavoratori e pubblico

- Rilascio di fluidi radioattivi (non confinabili)

- Riscaldamento eccessivo

- Criticità

Riprocessamento (“Purex”)

Vantaggi:

- Separazione dei TRU (transuranici) per futuro impiego in reattori per trasmutazione (e quindi distruggerli)

- Recupero dei nuclidi utili/rari (palladio)

- Separazione nuclidi con vita intermedia, compattabili perché generano meno calore

- Recupero dell’uranio/plutonio anche per uso in futuri reattori autofertilizzanti, e per MOX

- Riduzione del volume (l’uranio è stato tolto)

SMALTIMENTO DEI RIFIUTI

I rifiuti radioattivi vengono suddivisi, in base ad attività, tempo di dimezzamento (breve: mesi, intermedia: 50y,

lunga: >100y), tipo di radiazione emessa, in:

- Esenti

- A vita media molto breve (mesi)

- Ad attività molto bassa (VLLW)

- A bassa attività (LLW)

- A media attività (ILW)

- Ad alta attività (HLW)

LLW (Low Level Waste)

Prodotti di corrosione attivati + nuclidi provenienti dal combustibile attraverso la fessurazione delle guaine

acqua del primario. (utensili, indumenti protettivi, acqua di servizio, fanghi)

→

HLW (High Level Waste)

Ci sono state e ci sono diverse proposte per il loro stoccaggio:

- Spazio – ma se rientrassero in atmosfera sarebbe un problema, inoltre i costi sono elevati

- Antartide – ma i rischi sono elevati

- Buchi profondissimi (km) – ma non si riesce ad arrivare così in profondità

- Fondi oceanici – ma i rischi sono elevati

- Caverne profonde centinaia di metri – è la scelta migliore, quella adottata:

vengono scelte rocce poco permeabili all’acqua, perché si potrebbe dissolvere il calcestruzzo, scoprire

i rifiuti, discioglierli e portarli nelle falde. Si utilizzano ex miniere di sale (perché se c’è sale è garantito

non ci sia acqua), in zone poco tettonicamente mobili.

[NB: NON in Italia per la sua conformazione. In Italia si deve utilizzare un deposito nazionale]

Depositi per lo stoccaggio temporaneo di HLW in Europa – Zwilag (CH)

Lo stoccaggio temporaneo dei rifiuti ad alta attività avviene all’interno di

contenitori ad alta integrità (cask).

I contenitori sono stoccati in un edificio dedicato.

L’edificio presenta aperture laterali e sul tetto per consentire un passaggio

d’aria sufficiente garantire lo smaltimento del calore residuo per convezione

naturale.

Depositi dei VLLW e HLW in Europa:

Quasi tutti i paesi europei hanno realizzato o stanno per realizzare un deposito nazionale dei rifiuti radioattivi,

in ottemperanza alla Direttiva Euratom 2011/70.

DECOMMISSIONING

Il decommissioning (smantellamento) di un impianto nucleare rappresenta l’ultima fase del suo ciclo di vita

dopo la costruzione e l’esercizio.

- allontanamento del combustibile

- caratterizzazione radiologica degli impianti

- decontaminazione delle strutture

- demolizione degli edifici

- caratterizzazione radiologica del sito

+ gestione di rifiuti e materiali prodotti dallo smantellamento (ferro, rame o calcestruzzo)

Tutte queste operazioni vengono svolte mantenendo sempre in sicurezza gli impianti nei quali si lavora.

Quando tutte le strutture dell’impianto sono demolite e tutti i rifiuti radioattivi sono condizionati e stoccati nei

depositi temporanei, pronti per essere trasferiti al Deposito Nazionale →“brown field”

Dopo il graduale conferimento dei rifiuti radioattivi al Deposito Nazionale, si procede anche con lo

smantellamento dei depositi temporanei.

Una volta verificata l’assenza dei vincoli di natura radiologica →“green field” che consente di restituire il sito

alla collettività per il suo riutilizzo.

ARRICCHIMENTO DELL’URANIO (UF6)

Ci sono 4 metodi noti per arricchire l’uranio, con diversi pro e contro:

Processo elettromagnetico (spettrografo di massa)

Uno ione che si muove in un campo magnetico B con velocità v

viene deflesso e percorre un arco di circonferenza di raggio

2 2 , che dipende dalla massa dello ione.

√

= = =√

Pro: permette, con pochi passaggi, di arrivare alla concentrazione

desiderata.

Contro: richiede molta energia elettrica. Non è più utilizzato.

Diffusione gassosa Il primo setto di una camera è alimentato ad alta pressione dalla

miscela U235, U238. L’ U235, che ha maggiore energia cinetica

vibrazionale, riesce a penetrare attraverso la membrana porosa (a

base di Nichel) e ad accumularsi nel secondo setto.

Pro: poco costoso.

Contro: per arrivare all’arricchimento desiderato servono circa 2400

stadi in serie (impianto enorme).

Centrifuga La centrifuga è il processo più utilizzato. Da 7kg di U se ne ricava 1kg arricchito.

L’alimentazione della centrifuga è assiale. Gira molto velocemente grazie a

cuscinetti magnetici.

L’ U238, che ha massa maggiore, subisce di più la forza centrifuga e tende ad

accumularsi sulle pareti. L’ U235 prosegue più indisturbato lungo l’asse,

raggiungendo il fondo.

Pro: fattore di separazione quindi servono molti meno stadi.

~1.1,

Laser (Silex) Da una sorgente di vapori di uranio vengono emesse particelle che,

attraversando una tecnologia a laser, vengono ionizzati in quanto

neutri.

Pro: serve solo 1 passaggio.

Contro: genera preoccupazioni ‘militari’.

TERMODINAMICA DEL REATTORE

Meccanismi di scambio termico

: densità di potenza lineare, per unità di lunghezza (convezione)

′

= ℎ( − ) [ ]

−

: flusso termico, per unità di area (conduzione)

′′ ,

= − = − [ ]

2

2

: densità di potenza, per unità di volume

′′′ 2 ′′′

= − 2 → = − = Φ Σ [ ]

3

′′′

, con <2200°C!!

2

→ () = −

4

Per ridurre la temperatura centrale si riduce il raggio degli elementi di fuel, o si utilizza un fuel con >k (difficile),

o si diminuisce aumentando il volume del reattore (troppo costoso), o si bucano le pastiglie…

′′′

′

() = − (cos ( ) − 1)

̇

2

Analisi del nocciolo di un reattore di 4°generazione

Volendo sfruttare al massimo il reattore e il combustibile, il problema in cui si incorre è che mandando la

stessa portata si sviluppa potenza massima al centro, e tutto il combustibile laterale resta sotto sfruttato.

Si può:

- Pompare una portata maggiore al centro, uniformando la temperatura radialmente

- Mettere dei riflettori sui bordi, uniformando il flusso radialmente

- Distribuire gli arricchimenti maggiormente sui bordi, uniformando il flusso radialmente

- Moderare di più in certe zone

- …

_______________________________________________________________________________________________________

CONTROLLO DEL REATTORE

La variazione di neutroni tra una generazione e quella successiva è /

= → =

0

||||

per ≪

̅ ̅

Con periodo stabile (1

= = ≃ ( = − ) + ( + ) = + ≃ )

{

per >

−

Quindi il periodo stabile del reattore dipende dal valore della reattività Sistemi di controllo della reattività:

.

- Temperatura

La reattività dipende dalla temperatura secondo , con coefficiente di reattività

= ∙ ∆ : [ ].

- l’aumento di temperatura induce espansione termica, quindi diminuzione di densità, quindi diminuzione di

reattività.