APPENDICE SUI REATTORI NUCLEARI DI POTENZA

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APPENDICE SUI REATTORI NUCLEARI DI POTENZA
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Appendice alla Parte Prima (Energia Nucleare)
REATTORI NUCLEARI DI POTENZA
Generalità su un reattore di potenza
Nelle sue linee essenziali la struttura di un reattore di potenza è costituita da:
• una parte attiva, chiamata nucleo o core, che contiene il materiale fissile (combustibile),
generalmente concentrato in apposite strutture, nonché il moderatore che normalmente circonda
il combustibile;
• un sistema di controllo, costituito da strutture di forma adeguata di materiali forti assorbitori di
neutroni, la cui posizione può essere variata in modo da variarne l’effetto e quindi la potenza
sviluppata;
• un rivestimento del nucleo, costituito di materiali che non assorbono neutroni in modo
apprezzabile, ma che possono rimandarli mediante scattering verso la parte attiva; esternamente
alla parte attiva viene poi disposta una struttura di protezione biologica per garantire la sicurezza
del personale contro gli effetti delle radiazioni.
Il reattore produce energia termica, che viene quindi trasformata, mediante appositi scambiatori di
calore, in forma utilizzabile come il vapore, il quale a sua volta potrà fornire energia meccanica
(all’asse di una turbina a vapore), e quindi energia elettrica (ai morsetti di un alternatore coassiale
alla turbina a vapore).
L’energia ricavabile dal nucleo, legata all’entità del flusso neutronico per unità di volume, è
altissima. Il limite pratico alla potenza del reattore è posto solo dalle possibilità di asportazione del
calore, in modo da mantenere entro limiti accettabili le temperature dei materiali che costituiscono
la struttura.
Il materiale cui il reattore cede calore (cioè il fluido refrigerante) va fatto quindi circolare in modo
adeguato, curando che non si manifestino “punti caldi” che potrebbero far cedere la struttura.
Il progetto di un reattore dal punto di vista della trasmissione del calore è quindi una delle parti più
delicate dell’ingegneria nucleare, tenuto conto sia delle dimensioni relativamente piccole del
nucleo, che delle complicazioni legate alla particolare natura dei fluidi refrigeranti che possono
essere anche fortemente radioattivi.
Per quanto riguarda il combustibile, le differenti capacità di assorbimento dei vari moderatori
influiscono sulle caratteristiche che deve avere l'uranio contenuto nel reattore.
Per i reattori moderati a grafite od ad acqua pesante (materiali caratterizzati da basso assorbimento
neutronico) l'isotopo U 235 presente nell'uranio naturale è sufficiente a garantire la reazione a
catena.
Per i reattori moderati ad acqua leggera (materiale caratterizzato da più alto assorbimento
neutronico) è invece necessario aumentare artificialmente (processo di arricchimento) la quantità
dell'isotopo fissile U 235 rispetto all'isotopo U 238.
Tra i reattori ad uranio naturale e quelli ad uranio arricchito c'è una notevole differenza nelle
dimensioni del nocciolo: necessariamente più grandi nei tipi ad uranio naturale per ridurre la
percentuale di neutroni che sfuggono dal nocciolo. Sono inoltre più elevate le quantità di
combustibile periodicamente caricato e scaricato, in dipendenza del minore contenuto energetico
dell'uranio naturale rispetto a quello arricchito.
Si riporta di seguito una descrizione estremamente semplificata dei principali tipi di reattori
nucleari (dette anche “filiere”) che sono stati, e che sono attualmente impiegati negli impianti
nucleari per la produzione di energia elettrica (centrali nucleari).
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PRINCIPALI TIPI DI REATTORI NUCLEARI DI POTENZA (FILIERE)
1.
Reattori a Gas/Grafite
Sono stati fra i primi reattori di potenza utilizzati.
Si tratta di reattori termici raffreddati a gas (CO2) e moderati a grafite.
A questo tipo di reattori apparteneva la Centrale nucleare di Latina.
Uno schema generale semplificato di una centrale con reattore a gas/grafite è riportato in Fig. A1.
Parti principali:
 Core (nucleo): E’ costituito da una struttura di blocchi di grafite di notevole purezza.
Nei blocchi sono praticati dei fori in cui vengono inserite le barre di combustibile e di
regolazione.Le barre di combustibile sono costituite da uranio naturale incamiciato in un tubo di
una lega di magnesio (Magnox).
 Refrigerante: E’ costituito da a anidride carbonica (CO2), ad una pressione di 10-20 atm.
 Scambiatori: Gli scambiatori gas/vapore sono del tipo ad attraversamento forzato, e producono
vapore con le seguenti caratteristiche: a circa 50 atm. - 400 C°. la regolazione della potenza
prodotta viene effettuata agendo sulla velocità delle soffianti del gas.
 Contenitore: Il sistema di contenimento e di schermatura è normalmente realizzato in
calcestruzzo e contiene, oltre al reattore anche gli scambiatori.
Il principale inconveniente di questo tipo di reattori è costituito dalla modesta temperatura del gas
in uscita dal core, che limita il rendimento termodinamico dell’impianto.
Varianti successive di questo tipo di reattori sono stati i: “Reattori avanzati raffreddati a gas”
Si tratta di reattori simili ai precedenti, ma il combustibile è costituito da “uranio arricchito” con
guaine di acciaio inox. La pressione del gas (CO2) è superiore (30-40 atm.) e decisamente superiori
sono le caratteristiche del vapore prodotto (circa 160 atm. e 560 C°).
2.
Reattori ad acqua in pressione (PWR)
In questo tipo di reattore l’acqua in pressione (ad un pressione di circa 150 kg/cm2) circolante in un
“circuito primario” rimuove il calore generato nel nocciolo, e lo scambia, in uno o più generatori di
vapore, con l’acqua di un “circuito secondario” che si trasforma in vapore.
L’acqua in pressione del circuito primario svolge quindi le funzioni sia di refrigerante che di
moderatore.
Il combustibile è costituito da ossido di uranio (arricchito al 3% circa), ed incamiciato in tubi di
zircaloy.
Uno schema generale semplificato di una centrale con reattore PWR è riportato nella Fig. A2.
I principali componenti del circuito primario sono: il recipiente in pressione o “vessel” (che
contiene il nocciolo), i generatori di vapore, il pressurizzatore e le pompe.
 Recipiente in pressione: all’interno del recipiente in pressione sono contenuti: il nocciolo, le
relative strutture di sostegno ed un secondo cilindro in acciaio (deflettore) posto fra il recipiente
in pressione ed il nocciolo allo scopo do orientare opportunamente il percorso del refrigerante
 Sistema di controllo della reattività: le barre di controllo sono formate da tubi cilindrici di
acciaio inox riempiti con carburo di boro. Oltre che con le barre di controllo, variazioni lente di
reattività vengono effettuate sciogliendo boro nell’acqua del circuito primario (immettendo una
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certa quantità di acqua con una concentrazione di boro elevata, od immettendo acqua
demineralizzata).
 Generatori di vapore: dal recipiente in pressione si possono diramare, a seconda della potenza
del reattore, tre o quattro circuiti chiusi (loops), ciascuno con un generatore di vapore ed una
pompa.
 Pressurizzatore: un pressurizzatore mantiene l’acqua del circuito primario ad una pressione tale
(circa 150 kg/cm2) da impedirne la ebollizione. Nel pressurizzatore, utilizzando riscaldatori
elettrici, si mantiene dell’acqua, praticamente non in circolazione, in equilibrio con il proprio
vapore ad una temperatura maggiore di quella che viene raggiunta dall’acqua di refrigerazione
che circola nei vari “loops”. La pressione che così si stabilisce nel pressurizzatore è più alta di
quella che permette l’ebollizione dell’acqua di refrigerazione.
Uno dei principali vantaggi di questo tipo di reattori è che il circuito secondario e tutti i relativi
componenti (turbina, condensatore, preriscaldatori, pompe, ecc.) non sono coinvolti da tutte le
problematiche connesse con la contaminazione da elementi radioattivi (che comporta una notevole
semplificazione nelle attività di ispezione, di manutenzione e di riparazione).
3.
Reattori ad acqua bollente (BWR)
In un reattore ad acqua bollente (BWR) la produzione di calore e di vapore avvengono direttamente
nel recipiente in pressione o “vessel” (che contiene il nocciolo).
Anche in questo rettore il combustibile è costituito da ossido di uranio (arricchito a circo il 2,5% in
U235), incamiciato in tubi di zircaloy.
Uno schema generale semplificato di una centrale con reattore BWR è riportato nella Fig. A3.
Questo tipo di reattore è concettualmente simile a quello precedente (PWR), nel senso che anche nel
reattore BWR l’acqua in ebollizione svolge le funzioni sia di refrigerante che di moderatore, ma in
questo reattore non esistono più dei circuiti differenziati (primario e secondario), ma un unico
circuito, dove il vapore prodotto nel nucleo va direttamente alla turbina.
I principali componenti di un reattore BWR sono: il recipiente in pressione o “vessel” (che contiene
il nocciolo) e le pompe (pompe a getto e pompe ci circolazione).
Il reattore ad acqua bollente è caratterizzato da un sistema di circolazione dell’acqua nel vessel che
utilizza delle pompe a getto. In questo sistema parte dell’acqua viene fatta circolare esternamente al
vessel (mediante delle pompe di circolazione), ed alimenta delle pompe a getto, interne al vessel,
che realizzano una circolazione del fluido attraverso il nocciolo.
Una caratteristica peculiare dei reattori ad acqua bollente è la capacità di autoregolazione, cioè la
possibilità di aumentare o diminuire la produzione di energia senza modificare la posizione delle
barre di controllo, ma solo aumentando o diminuendola portata delle pompe di circolazione,
variando quindi la densità media del moderatore nel nocciolo.
A differenza di una centrale con reattore tipo PWR, non esistendo in questo caso (nelle centrali con
reattori tipo BWR) un circuito secondario, ma un unico circuito dove il vapore prodotto nel nucleo
va direttamente alla turbina, tutti i componenti a contatto con il vapore (turbina, condensatore,
preriscaldatori, pompe, ecc.) sono coinvolti da tutte le problematiche connesse con la
contaminazione da elementi radioattivi, fatto questo che comporta una notevole complicazione per
tutte le attività di ispezione, di manutenzione e di riparazione.
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4.
Reattori ad acqua pesante
Il reattore di questo tipo più conosciuto è il reattore CANDU (reattore CANadese a Deuterio ed
Uranio). Si tratta di un reattore ad “uranio naturale”, che utilizza “acqua pesante” (deuterio) sia
come moderatore che come refrigerante.
Uno schema generale semplificato di una centrale con reattore CANDU è riportato nella Fig. A4.
Reattore: formato da un cilindro orizzontale attraversato da un fascio di tubi, all’interno dei quali è
posizionato un secondo tubo, detto “tubo di forza”.
Il corpo del cilindro è riempito d’acqua pesante con funzione di moderatore.
All’interno dei tubi di forza sono inseriti gli elementi di combustibile che sono lambiti da acqua
pesante in pressione (a circa 100 kg/cm2) con funzione di refrigerante.
Esiste perciò una separazione tra il fluido refrigerante ed il moderatore, anche se si tratta sempre di
acqua pesante.
La regolazione del sistema viene effettuata con barre di controllo che attraversano il reattore in
senso verticale.
5.
Reattori veloci
L'uranio naturale è caratterizzato, come già precedentemente detto, da una miscela di due isotopi:
U 235 (materiale fissile) ed U 238 (praticamente non fissile).
L'isotopo U 238, che non produce che poche reazioni di fissione, interviene comunque nel consumo
di materiale fissile poiché viene trasformato, per assorbimento di un neutrone, nell'elemento Pu239,
che è a sua volta fissile con caratteristiche simili all'isotopo U 235.
Per questa particolarità l'U 238, ed altri elementi dotati della stessa caratteristica (Pu 240, Pu 242,
ecc.), vengono chiamati "fertili".
La fissione dei nuclei fissili da parte di neutroni ha luogo per assorbimento di neutroni incidenti
anche se di bassa energia: i nuclei fertili invece hanno una probabilità di fissionarsi solo se il
neutrone incidente è dotato di energia piuttosto elevata (neutroni veloci).
Aumentando la velocità dei neutroni che provocano la fissione, il numero di neutroni mediamente
liberati nella fissione stessa aumenta, ed aumentano quindi anche le probabilità di rendere fissile il
materiale fertile.
Su questo principio si basano i reattori cosidetti autofertilizzanti ("breeder") o veloci.
Poiché in un reattore veloce non si vogliono rallentare i neutroni, non è presente il moderatore, ed
il refrigerante deve avere un alto peso atomico, in modo da non produrre un rallentamento eccessivo
dei neutroni stessi.
In questi reattori viene utilizzato come refrigerante sodio allo stato liquido, che presenta ottime
capacità di trasferimento del calore e permette di avere basse pressioni nel circuito refrigerante .
In questi reattori risulta necessario interporre un circuito intermedio, ancora a sodio liquido, tra il
refrigerante primario (sodio liquido) e d il circuito ad acqua-vapore, onde evitare che la possibile
reazione sodio/acqua comporti il rilascio all'esterno di prodotti radioattivi. Infatti il sodio liquido del
circuito intermedio, che non attraversa il nocciolo e che a sua volta alimenta i generatori di vapore,
non si attiva.
Uno schema generale semplificato di una centrale con reattore veloce è riportato nella Fig. A5.

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