Disposizione generale della centrale
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1
1.
2.
3.
4.
5.
Edificio reattore
Edificio ausiliari normali del reattore
Edificio combustibile
Edificio controllo
Edificio tubazioni vapore
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6A
6B
7A
7B
7C
7D
Edificio ausiliari di emergenza del reattore A
Edificio ausiliari di emergenza del reattore B
Diesel di emergenza A
Diesel di emergenza B
Diesel di emergenza C
Diesel di emergenza D
8
Serbatoio acqua emergenza
9. Camino
10. Corridoio di accesso
2
• Nella planimetria generale in figura sono
riportati gli edifici che costituiscono la
centrale nucleare.
• Gli edifici sono raggruppabili in:
• - edifici di unità;
• - edifici comuni.
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3
Sono di unità gli edifici che contengono i sistemi necessari per il
funzionamento di ciascuna unità e per il suo spegnimento sicuro in
qualunque situazione d'impianto.
Tali edifici sono :
a) Edificio Reattore;
b) Edificio Ausiliari Normali del Reattore;
c) Edifici Ausiliari di Emergenza del Reattore
d) Edificio Tubazioni Vapore ;
e) Edificio Combustibile ;
f) Edificio Sala Macchine ;
g) Edificio Controllo ;
h) Edificio Quadri Elettrici Normali ;
i) Bacino e Torri per il Raffreddamento .
Sono inoltre di unità i trasformatori situati nell'Area Trasformatori.
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4
Sono comuni alle due unità gli edifici contenenti sistemi o servizi il cui
funzionamento non è direttamente connesso con la conduzione
delle singole unità.
Tali edifici sono:
a) Edificio Trattamento Effluenti Radioattivi ;
b) Edificio Immagazzinamento Rifiuti Solidi Radioattivi ;
c) Edificio Servizi Zona Controllata
d) Edificio Ausiliari Comuni , nelle cui adiacenze sono l'Area Serbatoi
Acqua Demineralizzata e Industriale e l'Area Trattamento Scarichi non
Radioattivi ;
e) Edificio Portineria, Spogliatoi ed Autorimessa ;
f) Edificio Mensa e Foresteria ;
g) Edificio Servizi Generali , che comprende gli uffici, gli archivi, il
magazzino materiali leggeri, le officine fredde;
h) Edificio Magazzino Materiali Pesanti ;
i) Edificio Dosimetria e Sorveglianza Ambientale
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5
Edificio Reattore
•
•
•
•
•
•
•
•
•
È posto praticamente al centro della platea principale.
È costituito da due strutture in calcestruzzo armato:
il Contenitore Primario, ha forma cilindrica con calotta superiore semisferica e pareti
interne completamente ricoperte da un rivestimento d'acciaio;
il Contenitore Secondario, che racchiude il contenitore primario di cui ha
configurazione analoga.
Tra le due strutture esiste un'intercapedine (annulus) messa in depressione nel caso
di incidente di pressurizzazione del contenitore primario.
All’interno del contenitore primario è ubicato il reattore nucleare e il circuito primario
di raffreddamento . Il recipiente in pressione è sistemato nel centro di una cavità in
una struttura schermante ( schermo primario).
Fra lo schermo primario e una seconda struttura schermante ( schermo secondario)
sono sistemati i generatori di vapore ognuno in un proprio scompartimento con la
relativa pompa di circolazione del refrigerante primario.
Anche il pressurizzatore è sistemato in uno scompartimento separato all’interno dello
schermo secondario.
All’interno del contenitore primario trovano anche alloggiamento le attrezzature per la
movimentazione del combustibile sia fresco che esaurito dal recipiente in pressione
al canale di trasferimento e viceversa. Che immette nell’edificio combustibile esaurito.
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7
Disposizione dell’impianto di produzione
• La disposizione dei gruppi turboalternatori nell’edificio
turbina sono disposti radialmente rispetto all’edificio
reattore questo al fini di ridurre le conseguenze derivanti
da un eventuale rottura del disco di turbina. I gruppi
turboalternatori hanno la turbina costituita da un corpo di
alta pressione e da più corpi di bassa pressione.
• Per reattori da 1000 – 1200 MWe si hanno lunghezze di
70 m .
• Nel caso di gruppi alternatori questi vengono disposti
con assi paralleli con opportuni di stanziamenti tra i
gruppi.
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8
Disposizione radiale delle turbine
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Edificio Reattore
9
Criteri di progettazione
• Classificazione ai fini della sicurezza
• Classificazione sismica
• Classificazione secondo codici di progettazione
e di fabbricazione ( gruppi di qualità)
• Combinazione dei carichi – sollecitazioni
massime e ammissibili
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10
Classificazione ai fini della sicurezza
• I componenti e i sistemi sono raggruppati
in 4 classi a seconda delle conseguenze
derivati da un loro guasto
•
Classe 1 componenti e sistemi rilevanti ai fini della sicurezza
•
Classe 2 componenti e sistemi che assolvono funzioni di sicurezza in
condizioni normali o di emergenza
Classe 3 componenti e sistemi che assolvono funzioni di sicurezza
accessorie
Classe 4 componenti e sistemi non rilevanti ai fini della sicurezza
•
•
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11
Classificazione sismica
•
•
•
Le strutture i componenti e sistemi vengono suddivisi in due categorie
secondo i requisiti richiesti perché resistano ad eventi sismici
Categoria I sono strutture i componenti e sistemi progettati per resistere alle
sollecitazioni del terremoto base di progetto ( terremoto di arresto in
condizioni di sicurezza)
Categoria I I sono tutte le strutture i componenti e sistemi non compreesi
nella categoria I
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Classificazione secondo codici di progettazione e
di fabbricazione ( gruppi di qualità)
• Le strutture i componenti e sistemi sono
suddivisi in riferimento alle norme prescritte per
la loro progettazione e costruzione
• Sono previsti 4 gruppi di qualità A,B,C,D con
norme più stringenti che decrescono andando
dal gruppo A al gruppo D
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Combinazione dei carichi
sollecitazioni massime e ammissibili
Per il progetto delle strutture dei sistemi e
dei componenti si hanno:
4 condizioni interne di impianto
3 condizioni di eventi esterni
4 Condizioni interne
Normale
Anormale
Emergenza
Indicente
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3 condizioni di eventi esterni
Normale
Anormale ( terremoto di esercizio )
Severa ( tromba d’aria + terremoto di progetto ecc.)
14
Reattori nucleari di potenza
Ai fini della produzione di energia elettrica, la funzione del
reattore nucleare è quella di scaldare un fluido termovettore
per la produzione di vapore, ossia è quella della caldaia di
un impianto termoelettrico convenzionale. Vi sono anche
reattori a gas che utilizzano CO2 o elio come termovettore e
cicli con turbine a gas.
Tutto il resto (turbina, alternatore, trasformatore, ciclo
rigenerativo, ecc.) non differisce in
linea di massima da quello di un normale impianto
termoelettrico.
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15
Classificazione dei reattori
•
•
•
•
•
I reattori vengono classificati in base:
al contenuto di materiale fissile
all’energia dei neutroni che danno fissione
al tipo di moderatore
al grado di produzione di materiale fissile
rispetto a quello consumato
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16
La categoria di reattori aventi caratteristiche omogenee in quanto a combustibile,
moderatore e refrigerante viene detta filiera.
REATTORI
COMBUSTIBILE
MODERATORE
D2O
U naturale
grafite
termici
di
conversione
H2O
U arricchito
grafite
veloci
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breeder
fissile U235
fertile U238
(Pu239)
REFRIGERANTE
D2O in
pressione
D2O bollente
gas in
pressione
H2O in
pressione
H2O bollente
gas in
pressione
sodio liquido
H2O in
pressione
sodio liquido
17
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20
Una centrale nucleare al pari di una termica a combustibile fossile, comprende due
sistemi di trasferimento del calore.
il primo sistema viene denominato Generatore Nucleare di Vapore dove il combustibile è
bruciato ed il calore derivante viene utilizzato per la produzione di vapore
il secondo sistema denominato ciclo secondario o impianto di produzione, utilizza il
vapore prodotto per alimentare la turbina collegata all’alternatore che genera potenza
elettrica.
L’impianto di produzione è costituito da quei componenti che servono a trasformare in
energia elettrica il vapore fornito dal generatore di vapore al quale giunge l’acqua di
alimento adeguatamente preriscaldata.
Il Generatore Nucleare di Vapore (GNV) comprende:
- il reattore
- il recipiente in pressione
- il circuito primario o sistema di refrigerazione del reattore
- pompe
- tubazioni e valvole
- i sistemi ausiliari atti ad assicurare il corretto funzionamento dell’impianto nel normale
esercizio ( avviamento, funzionamento a potenza, arresto a caldo o a freddo, ricambio
del combustibile) e a garantire la sicurezza in condizioni di incidente.
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21
Reattore PWR- circuito primario
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22
Reattore ad acqua bollente (BWR, boiling water reactor)
Nocciolo
Appartiene alla classe dei reattori termici, la produzione di calore
e quella di vapore avvengono direttamente nel vessel
Il nocciolo del reattore e tutte le strutture ad esso associate sono
contenute in un recipiente in pressione. Gli elementi di
combustibile sono formati in moduli ognuno dei quali è costituito
da una barra di controllo cruciforme e da quattro elementi di
combustibile. Ogni elemento è costituito a sua volta da barrette
secondo un reticolo 7 x 7 o 8 x 8 ( 264 elementi di combustibile)
Le barrette sono in Zircaloy-2 e contengono il combustibile. Il
combustibile è sotto forma di pasticche di ossido di uranio
(arricchito a circa il 2,5% in U235)
Le barre di controllo di forma cruciforme contenenti tubi riempiti
di carburo di boro. Le barre di controllo vengono inserite dal
basso e scorrono negli spazi liberi tra quattro elementi di
combustibile adiacenti mediante un meccanismo di azionamento
idraulico.
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Sezione del nocciolo a 624 elementi
25
Modulo di combustibile
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Barra di controllo
Elemento di combustibile
26
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27
numero di fissione al secondo per produrre un watt di potenza
1eV = 1,6 x 10-19J Æ 1 MeV = 1,6 x 10-13J
1 Watt = 1J/sec =
1J / sec
12
=
6
,
25
x
10
MeV / sec
−13
1,6 x10 J / MeV
ogni fissione produce una energia Æ Ef = 200 MeV/fix
6 ,25 x1012 MeV / sec
= 3,1x1010 fix / sec
n° fissioni per produrre un 1Watt Æ
200 MeV / fix
1,6 ⋅10 −13 ( J / MeV )200( MeV / fiss ) = 3,2 x10 −11( J / fiss )
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28
Linear Heat Reate (LHR)
2
q '''
LHR (kW/m) = q ' = π D pellet
4
Dpellet = diametro della pellet in mm
q ’’’= densità volumetrica di potenza, kW/m3 =
3,2x10 −11eN U φσ fiss
σ fiss ≈ 5x10 −22 cm 2
NU
ρU
e
φ
= densità atomica = 6 x10
23
ρU
238
= densità del combustibile (Uranio) g/cm3
= arricchimento in U235
= flusso neutroni termici meutroni
2
J / fissione
−11
q ' = 3,2 x10 6 x10
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23
ρU
238
cm sec
π
2
φ ⋅ e σ f D pellet
4
29
Esempio:
φ = 2x1013 cm-2s-1 Dpellet =1.0 cm
UO2:
ρU = 9.3 g/cm3; e = 0.035:
20,6x10-5 MW/cm
Idruro:
ρU = 3.7 g/cm3; e = 0.14:
q’ = 20.6 kW/m =
q’ = 20.6 kW/m
Burnup (BU, MWd/kgU)
2
wU = πD pellet
ρU x10 −3 = massa iniziale di Uranio per unità di
lunghezza, kgU/cm
E = q’ x td x 10-5 = energia termica per unità di lunghezza di
combustibile al giorno, MWd/cm
td = tempo di irraggiamento (giorni)
q ' ( kW / m )× td ( giorni )x10 −2
E
=
BU =
2
wU π × ρU ( g / cm3 ) × D pellet
( cm 2 )
Esempio:
td = 365 giorni;
ρU (g/cm3) = 9.6 (UO2);
ρU (g/cm3) = 3.8 (idruro)
BU (UO2) = 12 MWd/kgU;
BU (idruro) = 30 MWd/kgU
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q’ = 50 kW/m; Dpellet = 0.7 cm
30
numero di barre
Linear heat rate q’
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36
53
49
39
63
30
31
•
Circuito primario
L’acqua del circuito primario svolge le funzioni sia di refrigerante che di
moderatore e circola nel nocciolo dal basso verso l’alto, viene a contatto
con gli elementi di combustibile e vaporizza parzialmente. La miscela acqua
vapore attraversa i separatori di vapore che abbassano il contenuto di
umidità a circa il 5% successivamente passa attraverso gli essiccatori con
un ulteriore riduzione dell’umidità a circa lo 0,1% da qui esce dal vessel.
L’acqua separata dal vapore ricade verso il basso e viene miscelata con
l’acqua alimento che viene introdotta nel recipiente in pressione tramite un
distributore ad anello posto al di sotto dei separatori di vapore. Il 50%
dell’acqua esce nei circuiti esterni di ricircolazione dotati di pompe
centrifughe a velocità variabile che alimentano una serie di eiettori idraulici
installati all’interno del recipiente in pressione. Il reattore BWR è progettato
per funzionare con la parte alta del core refrigerata da una miscela bifase,
con una frazione di vuoto compresa tra il 15 ed il 25 %. La frazione di vuoto
di una miscela bifase liquido-vapore è il rapporto tra il volume occupato
dalla fase vapore (vuoto) ed il volume totale occupato dalla miscela
(liquido+vapore). Ciò implica che nella parte alta del core, la moderazione è
meno efficiente, e quindi il flusso neutronico e la densità di potenza sono
inferiori ai corrispondenti valori della parte bassa del core
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32
Caratteristica dei reattori BWR è la capacità di autoregolazione, cioè la
possibilità di aumentare o diminuire la produzione di energia senza
modificare la posizione delle barre di controllo. In presenza di una richiesta
di maggior potenza viene aumentata la portata delle pompe di ricircolo,
ottenendo un inizio dell’ebollizione nel nocciolo ad una quota superiore. Si
ha così una maggiore densità media del moderatore nel nocciolo e quindi
un migliore rallentamento neutronico e un aumento delle fissioni, fino a
quando non si raggiunge una condizione di equilibrio per una potenza
maggiore. Viceversa una riduzione della circolazione dell’acqua porterà ad
una sua più rapida evaporazione, con conseguente formazione di vapore
nel nocciolo a livelli inferiori, minore densità media del moderatore e
diminuzione delle fissioni e quindi della potenza.
Si riescono così ad effettuare variazioni di carico tra il 60% e il 100% senza
azionare le barre di controllo.
Pertanto se la portata di acqua viene diminuita, la frazione di vuoto
aumenta perché le bolle di vapore tendono a stazionare più a lungo tra le
barre di combustibile, ed un numero inferiore di neutroni sono rallentati e si
rendono disponibili per essere catturati dal combustibile, determinando una
riduzione della potenza termica generata se la portata di acqua viene
diminuita, la frazione di vuoto aumenta perché le bolle di vapore tendono a
stazionare più a lungo tra le barre di combustibile, ed un numero inferiore di
neutroni sono rallentati e si rendono disponibili per essere catturati dal
combustibile, determinando una riduzione della potenza termica generata.
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Le barre di controllo, utilizzate per l’arresto del reattore e per mantenere una uniforme distribuzione
di potenza all’interno del reattore stesso, sono inserite dal basso da un sistema ad azionamento
idraulico ad alta pressione.
Un anello toroidale di acqua o una piscina di soppressione sono utilizzati per asportare il calore in
caso di arresto improvviso del reattore.
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34
1) Vessel
2) Barre di combustibile
3) Barre di controllo
4) Pompe a getto
5) Regolazione barre controllo
6) Vapore saturo secco
7) Acqua di alimento
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8) Turbina alta pressione
9) Turbina bassa pressione
10) Alternatore
11) Eccitatore
12) Condensatore
13) Acqua di raffreddamento
14) Rigeneratori
15) Pompa di estrazione
16) ) Pompa di circolazione
17) Schermo in cemento
18) Separatore di vapore
19) Essiccatori di vapore
35
Reattore ad acqua in pressione (PWR Pressurized Water Reactor )
Nocciolo
Il reattore PWR (Pressurized Water Reactor)
appartiene alla classe dei reattori termici, a
recipiente in pressione. Gli elementi di
combustibile sono a sezione quadrata e a loro
volta sono formati da barrette disposte
Secondo un reticolo 17 x 17. nelle barrette
sono inserite le pastiglie di combustibile di
ossidi di uranio e rivestite in Zircaloy-4 . Le
barre di controllo sono del tipo a fascio e
sono costituite da barrette in lega Ag-In-Cd e
incamiciate di acciaio inossidabile inoltre
sono tenute insieme da una crociera nella
parte superiore. Si muovono verticalmente
entro i tubi guida che fanno parte dell’elemento
di combustibile e vengono azionate dall’alto
mediante meccanismi elettromagnetici.
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Spessore del vessel
circa 25 cm
37
Circuito primario
Esso è refrigerato e moderato
con acqua leggera in pressione ad
una pressione superiore a quella
di saturazione. L’acqua a
pressione superiore a quella di
saturazione passa attraverso il
nocciolo e attraversa i bocchelli di
uscita per andare nel generatore
di vapore dove cede calore . Dai
generatori di vapore l’acqua esce
e rientra nel reattore attraverso i
bocchelli di ingresso e scende
nell’intercapedine fra parete del
vessel e il mantello del nocciolo.
Il pressurizzatore provvede al
controllo della pressione
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38
1) Vessel
2) Barre di combustibile
3) Barre di controllo
4) Regolatori barre controllo
5) Pressurizzatore
6) Generatore di vapore
7) Pompa di circolazione
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8) Vapore saturo secco
9) Pompa di alimento
10) Turbina alta pressione
11) Turbina bassa pressione
12) Alternatore
13) Eccitatore
14) Condensatore
15) Acqua di raffreddamento
16) Pompa di estrazione
17) Rigeneratori
18) Schermo biologico
19) Pompa di circolazione
20) Separatore di vapore
39
•
CIRCUITO SECONDARIO
•
In questo tipo di reattore esiste un secondo circuito separato
fisicamente da quello primario tramite i generatore di vapore.
L’acqua di alimento entra nel generatore di vapore lato mantello
mentre lato tubi fluisce l’acqua in pressione proveniente dal reattore
dal circuito primario. Il vapore generato espande successivamente
nei gruppi turbina. Il vapore scaricato dalle turbine viene raccolto nel
condensatore dell’impianto per ritornare in circolo. Il condensatore è
provvisto di un proprio circuito separato per il raffreddamento
dell’acqua di alimento al generatore di vapore e per fare questo
deriva la quantità necessaria di acqua o da una sorgente estesa
( logo, mare, fiume di adeguata portata). Nel caso non sia possibile
disporre di una sorgente estesa si provvede mediante torri di
raffreddamento all’adeguata asportazione del calore. Ne primo caso
si parla di ciclo aperto nel secondo di ciclo chiuso.
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40
Recipiente in pressione
I recipienti in pressione dei reattori nucleari al fine di evitare l’ossidazione e
l’infragilimento da idrogeno sono costruiti con acciai basso legati ( ASTM –
A 533 e ASTM A 508 classe 2); sono rivestiti internamente con acciaio
inossidabile di spessore di circa 6 mm. Il recipiente in pressione è di forma
cilindrica, con un fondo emisferico saldato e un coperchio flangiato anch’esso
di forma emisferica. Nel recipiente sono alloggiati il nocciolo, le barre di
controllo, le strutture di supporto e le altre parti direttamente associate al
nocciolo. I bocchelli di ingresso e di uscita sono situati allo stesso livello al di
sotto della flangia del recipiente in pressione e al di sopra del nocciolo. Il
refrigerante entra dai bocchelli di ingresso, fluisce verso il basso lungo
l’intercapedine fra recipiente e mantello esterno del nocciolo, quindi giunto sul
fondo attraversa il nocciolo dal basso verso l’alto raffreddandolo. L’integrità del
recipiente in pressione per la durata della vita dell’impianto è assicurata dalla
opportuna scelta dei materiali e dei processi di fabbricazione.
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Pompa primaria
Le pompe di circolazione del refrigerante primario sono di tipo centrifugo ad
uno stadio azionate da motori trifase raffreddati ad aria, il calore asportato dal
sistema di raffreddamento ad aria del motore è trasferito al sistema di
raffreddamento ad acqua in ciclo chiuso dei componenti nucleari (CCWS)
(Component Cooling Water System) Æ raffreddamento in ciclo chiuso dei componenti nucleari.
Dal basso in alto, nella pompa si distinguono tre sezioni:
la sezione idraulica
quella della tenute
il motore
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L’albero della pompa è verticale, con il motore sopra la pompa. Un volano
montato sull’albero, sopra il motore, fornisce una inerzia aggiunta che
incrementa il tempo di rallentamento della pompa in caso di arresto per
mancanza di alimentazione elettrica. Il fluido primario entra dal fondo della
pompa ed esce lateralmente. La pompa è fornita di un sistema di tenute a
perdita controllata costituito da tra tenute operanti in serie. L’acqua di alimento
delle tenute, che realizza uno sbarramento nei riguardi del fluido primario, è
fornita dal sistema di regolazione del volume e della chimica del circuito
primario - Chemical & Volume Control System (CVCS) Æ Regolazione della
Chimica e del Volume del Refrigerante. Come riserva, l’alimentazione alle
tenute è assicurata da un sistema di emergenza.
Sulla pompa è montato un dispositivo atirotazione inversa, composto
essenzialmente di pale montate sull’esterno del volano e di una piastra ad
arpioni montata sul telaio del motore.
Le pompe dei reattori ad acqua in pressione sono caratterizzate da portate
elevate dell’ordine di 20.000 m3/h
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Pressurizzatore
Il pressurizzatore ( vedi figura di seguito ) è costituito da un
recipiente cilindrico, verticale, con fondo e duomo di forma
semisferica. Esso è collegato a un ramo caldo del circuito
primario tramite una linea di collegamento ( surge line). Gruppi di
riscaldatori elettrici installati sul fondo del pressurizzatore
producendo una adeguata quantità di vapore, consentono di
mantenere in pressione il sistema durante i transitori che
comportano riduzione del volume del refrigerante primario. Due
di questi gruppi sono alimentati da due generatori diesel di
emergenza in caso di perdita della alimentazioni elettriche
normali, in modo da assicurare, mantenendo la pressione nel
circuito primario, la refrigerazione del nocciolo in condizioni di
circolazione naturale.
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46
1.
2.
3.
4.
5.
6.
7.
8.
9.
10.
11.
12.
13.
pressurizzatore
riscaldatori elettrici
linea pressurizzatore – circuito primario ( surge line)
tubazioni sistema refrigerante primario ( gamba calda)
acqua agli ugelli di spruzzamento
valvole di sicurezza
valvole di sfioro
serbatoio di sfioro del pressurizzatore
linea di scarico rilasci del pressurizzatore
dal sistema di acqua di reintegro del circuito primario
al sistema di trattamento effluenti gassosi
disco di rottura
al sistema di raccolta drenaggi isola nucleare
Sistema di controllo della pressione nel circuito primario
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47
Sul duomo del pressurizzatore è montato un bocchello che permette di spruzzare acqua
destinata a condensare il vapore in modo da minimizzare gli aumenti di pressione
conseguenti a variazioni di volume dell’acqua di refrigerazione del reattore, durante i
transitori operazionali dell’impianto. Sul duomo del pressurizzatore sono inoltre montate
le tubazioni di collegamento con tre valvole di sfioro e tre valvole di sicurezza. Gli
aumenti di pressione superiori alle capacità del sistema di spruzzamento, causano
l’apertura automatica della valvole di sfioro ( è anche possibile l’attuazione manuale dalla
sala manovra). Se la pressione continua a salire, le valvole di sicurezza, aprendosi ai
valori di taratura, scaricano a loro volta il vapore riducendo la pressione. Tutti gli scarichi
sono canalizzati al serbatoio di sfioro del pressurizzatore. Nelle normali condizioni di
esercizio, a piena potenza, il 60% del volume del pressurizzatore è occupato da acqua.
Tale percentuale varia proporzionalmente al livello di potenza, fino a risultare del 25% a
potenza zero. Per tutte le condizioni di impianto in cui il vapore è presente nel
pressurizzatore, la pressione del circuito primario è controllata nel modo sopra illustrato.
Nelle condizioni di temperatura particolarmente bassa ( fasi di avviamento o di arresto a
freddo), quando il pressurizzatore è pieno di acqua, la pressione viene controllata grazie
alla portata di estrazione del fluido primario attraverso la linea di aspirazione del sistema
di rimozione del calore residuo (RHR) e le pompe CVCS.
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48
Serbatoio di sfioro del pressurizzatore
Il serbatoio condensa il fluido scaricato dalle valvole di sicurezza e di sfioro del
pressurizzatore. Esso contiene acqua a temperatura ambiente in atmosfera di azoto. Il
fluido scaricato dal pressurizzatore sfoga nell’acqua attraverso una tubazione di
diffusione. Il serbatoio è drenato periodicamente al sistema di trattamento effluenti
radioattivi.
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49
Elementi di combustibile
Ogni elemento è costituito da un certo numero di barre di combustibile e tubi
guida per l’inserimento delle barre di controllo, sorgenti neutroniche e veleni
bruciabili e da un tubo guida per la strumentazione localizzato al centro
dell’elemento.
Il nocciolo del reattore è costituito da tre regioni a diverso arricchimento
Gli elementi di combustibile sono a sezione quadrata a loro volta formati da
barrette disposte secondo un reticolo 17x17.
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50
Controllo della reattività
•
Il controllo della reattività è eseguito in tre modi:
assorbitore neutronico solubile ( acido borico)
barre di controllo
veleni bruciabili
L’acido borico è disciolto nel refrigerante primario. La variazione della sua concentrazione
permette il controllo della reattività a lungo termine.
I veleni bruciabili agiscono in modo da compensare le variazioni di reattività a lungo temine; sono
utilizzati solamente durante il primo ciclo del combustibile.
Le barre di controllo operano sia per compensare variazioni di reattività conseguenti alle
operazioni di esercizio, sia nella fase di arresto o avviamento del reattore.
Nella figura è mostrata una barra di controllo assemblata, ogni singola barra del gruppo è
costituita da una guaina di acciaio inossidabile contenente il materiale assorbitore, costituito per la
parte superiore da pastiglie di carburo di boro e per la parte inferiore da un cilindro estruso in
Ag-Cd-In.
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51
Elemento di combustibile
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Barra di controllo
52
Le barre sono azionate da un meccanismo di comando control rod drive mechanism (CRDM) che ne
permette l’inserzione e l’estrazione. Il sistema di comando illustrato in figura
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control rod drive mechanism (CRDM)
53
Il control rod drive mechanism (CRDM) è costituito da tre elettromagneti che in
opportuna sequenza consentono il movimento verticale della barra. In caso di
interruzione della alimentazione elettrica agli avvolgimenti, la barra si inserisce
rapidamente per gravità nel nocciolo. La distribuzione di flusso neutronico
all’interno del reattore è rilevata da una serie di microcamere a fissione che
penetrano nel reattore dal fondo del recipiente in pressione e sono comandate
da un meccanismo che consente loro di percorrere il tubo guida centrale,
presente negli elementi di combustibile, non occupato da barre di controllo. La
temperatura del refrigerante in uscita dall’elemento di combustibile è misurata
da termocoppie cromo-alumel alloggiate nella struttura superiore di sostegno
del nocciolo.
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54
R
P
N
M
L
K
J
H
G
F
E
D
C
B
A
1
2
3
4
5
6
7
8
arricchimento
Regione 1
2,1
Regione 2
2,6
Regione 3
3,1
9
10
11
12
13
14
15
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55
Le barre di combustibile sono libere di dilatarsi assialmente e sono costituite da pastiglie
di ossido di uranio sitenrizzato contenute in una guaina di Zircaloy-4 e sono sigillate alle
estremità con tappi saldati a tenuta.
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56
Generatore di vapore
Sono di tipo verticale con tubi ad U e separatore di vapore incorporato. L’adozione dei tubi ad U elimina i problemi
connessi con le espansioni differenziali fra tubi e mantello del generatore.
L’acqua del circuito primario entra nella zona bassa del generatore, fluisce attraverso i tubi ad U e poi torna in ciclo
attraverso il bocchello di uscita. Il preriscaldamento e l’evaporazione dell’acqua del circuito secondario avviene nel lato
mantello del generatore di vapore ed il vapore prodotto viene deumidificato prima di essere scaricato dal generatore
stesso. L’acqua del circuito secondario viene fatta entrare nella parte alta del generatore ove si miscela con l’acqua di
ricircolazione, per scendere poi attraverso la camera anulare realizzata nella zona più periferica del generatore per venire
infine a contatto con il fascio tubiero. Il vapore prodotto viene deumidificato per mezzo di apparecchiature meccaniche
posizionate fra il fascio tubiero ed il bocchello di uscita del vapore.
La separazione del vapore avviene in tre stadi
1° stadio
- Il vapore umido all’uscita del fascio tubiero viene fatto passare attraverso un separatore a
pale dove il vapore assume un moto centrifugo il quale determina la separazione dal
vapore delle particelle di acqua più pesanti che vengono scaricate nell’acqua di ricircolo
2° stadio
il vapore viene ulteriormente deumidificato in un separatore costituito da una batteria di lamine metalliche di forma a
V entrando dal basso ed esce lateralmente dal separatore assumendo un movimento a zig zag nel separatore stesso e
questo determina la separazione della parte umida.
3°stadio
la deumidificazione continua in un separatore a forma conica costituito da lamelle accostate fra loro in modo da
realizzare dei passaggi secondo la generatrice del cono. Il vapore assume un moto vorticoso e le parti di acqua separate
vengono raccolte alla periferia della base del cono e vengono drenate messe di nuovo in circolazione. Il vapore passa
nella zona centrale ed esce dal bocchello del generatore nella parte superiore.
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Generatore di vapore
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59
Reattori ad acqua pesante
Nocciolo
Il nocciolo e le strutture adesso associate sono contenuti in una calandria a tubi orizzontali nei
quali sono inseriti i tubi in pressione contenenti gli elementi di combustibile. In questi viene fatta
circolare acqua pesante in pressione che costituisce il refrigerante primario mentre nella calandria
è contenuto il moderatore costituito da acqua pesante. Ogni canale di combustibile contiene 12
elementi lunghi mezzo metro e del diametro di 10 cm e ogni elemento è costituito da un fascio di
28 barrette. La reattività viene controllata variando il livello del moderatore e con le barre di
controllo inserite ortogonalmente ai tubi in pressione.
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60
Circuito primario
Il refrigerante primario fluisce attraverso i tubi in pressione
aumentando così la temperatura, quindi passa
attraverso i generatori di vapore. Da questi mediante
pompe di ricircolo viene rinviato nel reattore. Il
refrigerante primario viene fatto circolare in modo da
avere un flusso opposto in tubi adiacenti ed i tubi del
refrigerante relativi ai singoli tubi in pressione vengono
raggruppati in un opportuno numero di collettori. Il
moderatore è tenuto in movimento mediante pompe e
raffreddato in scambiatori di calore
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Regolazione della potenza
la potenza del reattore può essere variata mediante il movimento delle barre di
controllo in modo da variare il salto termico del refrigerante fra ingresso ed
uscita del reattore
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62
1) Core del reattore
2) Barre di combustibile
3) Barre di controllo
4) Calandria moderata a D2O
5) Pompa di circolazione D2O
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6) Macchina ricarica
combustibile
7) Refrigerante D2O
8) Generatore di vapore
9) Edificio di contenimento
10) Vapore
11) Acqua alimento H2O
12) Turbine
13) Alternatore
14) Condensatore
15) Pompa alimento H2O
63
Reattori a gas-grafite ed uranio naturale (Magnox)
•
•
•
Nocciolo
Il nocciolo del reattore costituito da una struttura di grafite, come
moderatore, di forma prismatica nella quel sono ricavati i canali del
combustibile delle barre di controllo. La struttura è formata da
mattoni di grafite disposti in colonne verticali e collegati fra loro da
chiavette a grafite. Il nocciolo è costituito da 3000 canali per il
combustibile, distanziati di circa 20 cm in ognuno dei quali vi sono 8
elementi di combustibile sovrapposti. L’elemento di combustibile è
formato da una barra di uranio metallico rivestito da una guaina in
lega di magnesio – alluminio o di magnesio – zirconio con delle
alettature per migliorare lo scambio termico.
Un certo numero di canali è riservato per le barre di controllo
costituite da acciaio al boro comandate da motori elettrici
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64
•
•
•
Circuito primario
Nel circuito primario circola anidride carbonica come termovettore,
che esce dai canali del combustibile dal recipiente in pressione e
attraversa i generatori di vapore dall’alto verso il basso. All’uscita dei
generatori di vapore passa nelle soffianti per ritornare nel reattore
alla base del nocciolo. I recipienti in pressione sono in acciaio con
una pressione del gas fino a 20 atm con 20 m di diametro e con uno
spessore di 12 cm. Con l’utilizzo del calcestruzzo armato si è potuto
raggiungere una pressione di circa 40 atm ed inoltre si è ottenuto il
vantaggio di poter alloggiare i generatori di vapore direttamente nel
recipiente in pressione.
La potenza del reattore viene regolata mediante il movimento delle
barre di controllo o variando la le portata del refrigerante
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Le temperature raggiungibili in questa filiera sono relativamente modeste, per il basso punto di
fusione del magnox. L’utilizzo di leghe al magnesio è d’altro canto imposto dalla necessità di avere
bassi assorbimenti neutronici.
Le unità di questo tipo sono anche caratterizzate da un sistema di ricambio continuo del
combustibile con reattore in servizio, per mezzo di una particolare macchina di carico e scarico.
Il vapore prodotto in questo tipo di filiera raggiunge temperature e pressioni massime pari a 400°C
e 50 kg/cm2 rispettivamente.
Il rendimento dell’impianto è ridotto a circa il 28% a causa della potenza assorbita dalle soffianti
per la circolazione del refrigerante.
Per ottenere migliori caratteristiche del vapore la filiera si è evoluta nei tipi AGR (advanced gas
reactor) e HTGR (high temperature gas reactor).
Nei tipi AGR la possibilità di ottenere temperature più elevate viene raggiunta utilizzando biossido
di uranio (UO2) anziché uranio metallico e guaine degli elementi di combustibile in acciaio inox
anziché in magnox.
L’ossido di uranio, oltre a temperature di fusione superiori a quelle dell’uranio metallico, è
caratterizzato da una maggiore stabilità e capacità di ritenzione dei prodotti di fissione.
La presenza di guaine in acciaio, e quindi con assorbimenti più elevati del magnox, così come
l’utilizzo dell’ossido di uranio richiedono per questo tipo di reattori l’uso di uranio arricchito.
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Reattori veloci
Come fluido refrigerante viene utilizzato sodio allo stato
liquido, che presenta ottime capacità di trasferimento del
calore e permette di aver basse pressioni nel circuito, pur
raggiungendo temperature elevate.
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68
•
•
•
•
•
Nocciolo
Il nocciolo è suddiviso in due parti
Una interna detta seme
Una esterna detta mantello
Il seme è fortemente arricchito ed è qui che avviene la
maggior parte delle fissioni ( 90 – 95%)
• Il mantello è costituita in buona parte di materiale fertile
ed è qui che avviene la maggior parte della conversione
• Gli elementi di combustibile del seme hanno forma
esagonale e sono ognuno da 300 barrette di
combustibile con ossidi misti UO2 – PuO2 incamiciate in
acciaio inossidabile e con diametro esterno di 6 mm.
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• Gli elementi di combustibile del mantello
sono a sezione esagonale e sono costituiti
di 80 barrette di ossido di uranio naturale
impoverito incamiciate in acciaio
inossidabile e del diametro di 12 mm.
• Le barre di controllo sono di tantalio o
carburo di boro arricchito e sono suddivise
in barre di regolazione e barre di
sicurezza.
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•
•
•
•
•
•
•
•
I reattori veloci a sodio sono composti di tre circuiti:
circuito primario
circuito intermedio
circuito secondario
nel circuito primario il sodio asporta calore dal nocciolo del reattore
e circola lato mantello nello scambiatore intermedio di calore sodio –
sodio e nella pompa primaria.
Il circuito intermedio è accoppiato al secondario mediante
scambiatori di calore dove il sodio circola nei tubi dello scambiatore
intermedio e lato mantello nel generatore di vapore.
Il circuito secondario acqua - vapore comprende i generatori di
vapore
Il circuito intermedio ha il compito di evitare che il sodio proveniente
dal nocciolo entri in contatto on l’acqua, che produrrebbe una
reazione fortemente esoenergetica, e possa quindi compromettere
l’integrità del reattore
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1) Combustibile fissile
2) Blanket di Uranio 238
3) Barre di controllo
4) Pompa circuito Na primario
5) Refrigerante Na primario
6) Vessel
7) Protezione vessel
8) Duomo del reattore
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9) Copertura core
10) Scambiatore di calore Na/Na
11) Refrigerante Na secondario
12) Pompa circuito Na secondario
13) Generatore di vapore
14) Vapore surriscaldato
15) Rigeneratori
16) ) Pompa di alimento
17) Condensatore
18) Acqua di refrigerazione
19) Pompa di circolazione
20) Turbine alta pressione
21) Turbine bassa pressione
22) Alternatore
23) Edificio di contenimento
73
Come fluido refrigerante viene utilizzato sodio allo stato liquido,
che presenta ottime capacità di trasferimento del calore e
permette di aver basse pressioni nel circuito, pur raggiungendo
temperature elevate.
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POMPA
IHX
Scambiatore
intermedio
Intermediate Heat
Exchange
Interno
Vessel
Picina
calda
Calore
nucleare
CORE
Piscina
fredda
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Piastra
forata
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• Regolazione della reattività
• La regolazione della potenza avviene
mediante il movimento delle barre di
controllo e/o variando la portata del sodio
nel circuito primario e/o in quello
secondario.
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EPR – Generazione III
European Pressurized Reactor
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79
Il progetto offre soluzioni innovative
miglioramenti nei campi della sicurezza
e della competitività economica:
Il reattore europeo EPR ha potenza molto
elevata (1545 MWe o 1750 MWe) ed è stato
sviluppato da Framatome e Siemens sfruttando
l’esperienza maturata in 84 reattori PWR
costruiti fino ad oggi dalle due società (reattori
N4 Framatome e reattori Konvoi Siemens)
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80
•
•
Per i componenti dell’ NSSS (Nuclear Steam Supply System) i volumi dei
componente sono aumentati comparati ai PWR esistenti
Aumento del periodo di tolleranza operativa per molti transitori ed incidenti
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• aumento dell’utilizzazione dell’uranio
• progettato per poter utilizzare combustibile
MOX ( ossido misto Uranio – Plutonio)
• progettato per un ciclo del combustibile di
24 mesi
• arricchimento del 5%
• burn-up > 60 GWd/t
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82
T
S
R
P
N
M
L
K
J
H
G
F
E
D
C
B
A
1
2
3
4
5
6
7
8
9
10
11
12
13
14
15
16
17
NOCCIOLO EPR 17X17 = 241 elementi
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83
Le funzioni di sicurezza più importanti sono ottenute per mezzo di
sistemi diversificati e ridondanti: quattro sistemi di sicurezza identici,
installati in quattro edifici diversi, provvedono alla stessa funzione
In figura si vedono i sistemi ridondanti nelle isole colorate.
Questi sistemi sono fisicamente separati ed indipendenti
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Nel caso estremamente improbabile di un incidente al nocciolo del reattore,
il corio prodotto (una miscela di combustibile fuso e di strutture metalliche)
verrebbe contenuto e raffreddato in un compartimento dedicato dell’impianto,
preservando da contaminazioni il suolo, la falda idrica e l’ambiente circostante.
Le funzioni di sicurezza sono espletate da molteplici sistemi, semplici e ridondanti
I 4 sottosistemi di sicurezza identici attuano la stessa funzione in caso
di situazioni anomale, in particolare per raffreddare il nocciolo del reattore.
Ogni sottosistema è in grado di attuare autonomamente l’intera procedura
di sicurezza. I sottosistemi sono completamente indipendenti tra loro e
sono dislocati in quattro diversi fabbricati.
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piscina di soppressione
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vasca di contenimento del nocciolo fuso
86
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sostituzione del buffle con un riflettore massiccio
aumenta l’economia neutronica
riduce la densità di flusso neutronico al vessel
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88
nel pressurizzatore sono stati realizzati due sistemi
di spruzzamento
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Sistema di rimozione del calore
In-containment Refueling Water Storage
Tank
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Scambiatore di calore PRHR
SISTEMA
PASSIVO
PRHR
PRHR =Passive Residual Heat Removal
IRWST ( In-containment Refueling Water Storage Tank )
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91
• Il sistema PRHR provvede a rimuovere il calore dal
refrigerante primario mediante un loop a circolazione
naturale. L’acqua calda sale attraverso il PRHR estratto
da una gamba calda del circuito ed entra ne fascio
tubiero in testa allo scambiatore di calore PRHR a piena
pressione e temperatura del sistema. L’ IRWST è pieno
di acqua fredda borata e rimuove il calore dallo
scambiatore PRHR mediante ebollizione che avviene
esternamente sulla superficie dei tubi. Il refrigerante
primario raffreddato ritorna al circuito primario attraverso
la linea di uscita del PRHR connessa alla parte inferiore
del generatore di vapore.
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NSSS
MCP -Main coolant pump
SG -Steam Generator
RPV -Reactor pressure vessel
PZR -Pressurizer
MCL -Main coolant line
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93
•
•
Reattore nucleare di Olkiluoto EPR da 1600 MWe il costo è stimato
in 0,027€/kWh
Il costo dell’energia elettrica prodotta da un reattore nucleare
prevede una analisi economica diversa rispetto agli impianti
convenzionali al fine della determinazione del costo dell’energia in
€/kWh,
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Costo nominale dell’impianto
Tempo di costruzione
Tasso di interesse attualizzazione
Tasso di interesse esercizio
Durata di esercizio del reattore
Fattore di carico fc
costo dell’impianto all’inizio all’entrata in sevizio
Cn = 3x109 €
t = 5 anni
ia = 7%
i = 7%
40 anni
0,9
Ca
L’attualizzazione dei costi si ottiene tenendo conto del rapporto tra
costo nominale dell’impianto e costo dell’impianto all’inizio
all’entrata in sevizio secondo la relazione:
Ca
0,07
Ca
ia
= 1+ t =
=1+
5 = 1,175
2
Cn
Cn
2
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•
è evidente che più è lungo il tempo di costruzione maggiore è il valore
finale del rapporto
Ca
Cn
conoscendo il costo nominale dell’impianto abbiamo:
9
Ca = 1,175 ⋅ Cn = 3,525 ⋅10 €
costo dell’impianto all’inizio all’entrata in sevizio
il valore attuale dell’annualità A ordinaria semplice come è noto è:
A = M (1 + i )
−n
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96
•
•
•
•
•
dove
M è il montante o somma futura
A è il valore attuale dell’annualità
n numero di pagamenti che nel nostro caso coincide con la durata di
esercizio
il montante M dell’annualità ordinaria semplice è:
P (1 + i )n − 1
M =
i
dove P è il pagamento periodico dell’annualità.
Pertanto possiamo scrivere:
1 + i )n − 1
(
A=P
(1 + i )−n
i
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1 − (1 + i )−n
Æ A=P
i
97
1 − (1 + i )−n
i
è il fattore di attualizzazione di una serie di pagamenti uguali.
Il costo periodico secondo il metodo dell’ammortamento è:
Cp =
=
A
=
Ai (1 + i )n
+ Ai − Ai =
1 − (1 + i )
(1 + i ) − 1
i
Ai (1 + i )n − Ai + Ai
Ai (1 + i )n − 1 + Ai
−n
(1 + i )n − 1
n
=
[
]
(1 + i )n − 1
Ai (1 + i )n + Ai (1 + i )n − Ai − Ai (1 + i )n + Ai
(1 + i )
n
=
[
]+
Ai (1 + i )n − 1
(1 + i )n − 1
−1
Ai
(1 + i )n − 1
= Ai +
Ai
(1 + i )n − 1
⎡
⎤
i
= A⎢i +
⎥
n
(
)
i
1
+
−
1
⎣
⎦
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=
98
indichiamo con
⎡
⎤
i
f a = ⎢i +
⎥
n
⎣ (1 + i ) − 1⎦
il fattore di annualità che tiene quindi conto delle quote per interessi (i di
esercizio) e dell’ammortamento nel nostro caso
⎤
⎡
⎤ ⎡
0,07
i
f a = ⎢i +
⎥ = 0,075
⎥ = ⎢0 ,07 +
n
40
(1 + 0,07 ) − 1⎥⎦
⎣ (1 + i ) − 1⎦ ⎢⎣
il costo annuo di impianto è:
9
8
Caimp = f a Ca = 0,075 ⋅ 3,525 ⋅10 € = 2 ,64 ⋅10 €
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99
il costo dell’energia elettrica è:
supponendo che il costo nominale sia uguale per le due taglie di reattori
vediamo il valore del costo al kWh
per un impianto di 1000MWe
E kW e h = 8760 ⋅ f c 10 6 kW = 8760 ⋅ 0 ,9 ⋅10 6 kW = 7 ,88 ⋅109 kWh
il kWh prodotto è subordinato al costo dell’impianto pertanto
il costo dell’energia elettrica prodotta
C el =
Caimp
EkW h
e
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C el
2,64 ⋅ 108
=
= 0,034€ / kWh
9
7 ,88 ⋅ 10
100
per un impianto di 1600MWe ( centrale EPR – Olkiluoto)
E kW e h = 8760 ⋅ f c 1,6 ⋅10 6 kW = 8760 ⋅ 0 ,9 ⋅1,6 ⋅10 6 kW = 1,26 ⋅1010 kWh
il kWh prodotto è subordinato al costo dell’impianto pertanto il costo
dell’energia elettrica prodotta
C el =
Caimp
EkW h
e
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C el
è:
2,64 ⋅ 108
=
= 0,021€ / kWh
10
1,26 ⋅10
101
Incidenza del combustibile
Cf
indichiamo con
e con
il costo, attualizzato, dell’elemento di combustibile
C R il costo annuo relativo all’’impiego del combustibile
e con m il numero di anni necessario affinché si raggiunga il burn –up richiesto
CR
⎡
⎤⎛
⎞
€
i
⎟⎟
⎜⎜
= C f ⎢i +
⎥
m
⎢⎣ (1 + i ) − 1⎥⎦⎝ kg ⋅ anno ⎠
il costo relativo al combustibile è:
Ccomb =
R
E kWh / kg
dove R è l’onere finanziario per la permanenza nel nocciolo del combustibile per m anni
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102
Per una centrale nucleare si deve tenere in conto il costo delle successive
operazioni di estrazione del combustibile esaurito oltre al recupero di parte
del fissile che viene quindi riutilizzato.
Indichiamo con.
⎛ € ⎞
⎟⎟ il costo del trattamento (attualizzato)
C tr ⎜⎜
⎝ kg ⎠
⎛ € ⎞
⎟⎟ il costo di riutilizzo (attualizzato)
C ru ⎜⎜
⎝ kg ⎠
Combustibile fresco
Uranio (4% 235U) : 500 kg
Uranio (0,9% 235U) : 475 kg
Pu : 5kg
FP : 20 kg
riciclabili
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Combustibile esaurito
103
dovendo trovare il valore in €/kWh dobbiamo considerare le seguenti relazioni
sulla incidenza dei costi:
c tr =
c ru =
C tr
E kWh / kg
C ru
E kWh / kg
inoltre l’energia prodotta per kg di combustibile è pari a:
E pr
⎛ h ⎞
⎛ kWgiorno ⎞
⎟⎟ ⋅η (ren dim ento)
= 24⎜⎜
⎟⎟ ⋅ BU ⎜⎜
kg
⎠
⎝ giorno ⎠
⎝
Si considera il rendimento in quanto il Burn- up è espresso in KWt giorno/kg
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104
dove assumiamo:
60.000MWd 60.000 ⋅103 kWd 60.000 ⋅ kWd
BU =
=
=
3
tonn
kg
10 kg
Tasso di interesse esercizio
η = 0,33
i = 7%
m = 3 anni
quindi il costo C f dell’elemento di combustibile fresco è il costo attualizzato del combustibile
arricchito:
costo approvvigionamento
522,654 €/kg
costo conversione UF6
52,162 €/kg
costo arricchimento
814, 969 €/kg
costo riconversione in UO2
16,527 €/kg
costo fabbricazione
213,813 €/kg
totale costo
1620,125 €/kg
C f =1620,125 €/kgU
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105
pertanto il costo annuo C R relativo all’’impiego del combustibile
CR
⎡
⎤
⎡
⎤
i
0,07
= C f ⎢i +
⎥ = 1620 ,125⎢0 ,07 +
⎥ = 617 ,351(€ / kgU )
m
m
(1 + 0,07 ) − 1⎥⎦
⎢⎣ (1 + i ) − 1⎥⎦
⎢⎣
l’onere finanziario per la permanenza nel nocciolo
⎛
⎞
€
3⎛ € ⎞
R = m( anni )CR ⎜⎜
⎟⎟ = 3 ⋅ (617 ,351) = 1,852 ⋅10 ⎜⎜ ⎟⎟
⎝ kg ⋅ anno ⎠
⎝ kg ⎠
l’energia prodotta per kg di combustibile
E pr = 24 ⋅ BU ⋅η = 24 ⋅ 60.000 ⋅ 0,33 = 4 ,752 ⋅105 kWe h / kg
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106
il costo relativo al combustibile è
Ccomb =
3
R
EkWh / kg
1,852 ⋅10
⎛ € ⎞
=
= 0 ,003897⎜
⎟
5
4 ,752 ⋅10
⎝ kWh ⎠
i costi di trattamento e di riutilizzo sono i costi di processi industriali tabulati:
Ctr = 521,105 €/kg
C ru = - 9.864 €/kg
l’incidenza sul costo di trattamento è:
c tr =
C tr
E kWh / kg
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=
521,105
4,752 ⋅10
5
= 1,097 ⋅10
−3
€
kWh
107
l’incidenza sul costo di riutilizzo
cru =
Cru
EkWh / kg
− 98,64
−4 €
=
= −2 ,076 ⋅10
5
kWh
4 ,752 ⋅10
il costo dell’intero ciclo è:
Cciclo = Ccomb + ctr + cru = 0 ,003897 + 1,097 ⋅10 − 3 − 2 ,076 ⋅10 − 4 = 0 ,004787
€
kWh
ovvero 0,479 eurocent/kWh
C = Cel + Cciclo = 0,021 + 0,004786 ≈ 0,026€ / kWh
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108
• L’energia elettrica prodotta evidentemente deve essere
venduta all’utenza ed il costo finale è subordinato dal
tipo di impianto che la produce. Una centrale nucleare
ha la capacità di fornire energia in modo costante nel
tempo indipendentemente dalle variazioni di mercato.
Ma la loro economicità si può ulteriormente estendere
vista la loro capacità di erogare enormi quantità di
energia con pochissimo combustibile tale impianto
durante il suo normale funzionamento potrebbe
contribuire alla produzione di idrogeno dall’acqua,
essere utilizzato per il teleriscaldamento, e visto il basso
costo dell’energia elettrica per il riscaldamento
domestico con eliminazione delle caldaie a gas che sono
una delle principali fonti di inquinamento urbano.
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109
•
Ad esempio l’utilizzo dell’idrogeno al posto della benzina e del
gasolio si risolverebbe il problema delle emissioni. Considerando
che il costo del combustibile nucleare non è influenzato dai rialzi sul
mercato, anche la produzione di idrogeno con reattori nucleari non
subirebbe significative variazioni del prezzo. Per ottenere idrogeno
dall’acqua, e non dagli idrocarburi, si sfrutta l’elettrolisi che è un
processo industriale ben conosciuto e maturo, con rendimenti tipici
dell’ordine del 75%; tuttavia utilizzando l'energia elettrica bisogna
tener conto dell’efficienza nella produzione di quest’ultima. I reattori
LWR possono produrre idrogeno con un rendimento del 24% (0.75 x
0.32), mentre gli HTR con uno del 36% (0.75 x 0.48) , avendo
rendimenti maggiori nella conversione di energia da termica ad
elettrica. Si stima che il costo dell’idrogeno prodotto per via
elettrolitica sia dell’ordine dei 3,00$ /Kg (ad un prezzo di 0.06
cent/KWh). Se si dovesse optare verso l’utilizzo dell’idrogeno,
prodotto dall’acqua con le centrali nucleari, come combustibile per
il trasporto privato, quello pubblico urbano e delle merci, non
sarebbe più necessario sostenere gli altissimi costi per importare
idrocarburi con una fortissima riduzione dei prezzi al consumo. Se a
questo aggiungiamo l’energia elettrica generata per via nucleare, si
potrebbero ridurre notevolmente le importazioni di combustibili
fossili ( gas e carbone).
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110
Confronto del potere calorifico di alcuni combustibili fossili.
Un MJ corrisponde a 1000 kJ
Una kcal corrisponde a 4,186 kJ, che equivalgono a 0,004186 MJ
Potere calorifico
Superiore
Inferiore
Combustibile
MJ/kg kcal/kg
MJ/kg kcal/kg
Carbonio
32,65 7800
Legna secca (umidità <15%) 15,9
3800
Carbone
31,4
7500
Gasolio
44
10499
41
9799
Benzina
46
10986
42
10031
Alcool etilico
30
7184
27,1 6479
Butano
49,4
11800
49,4 11796
Propano
46,15 11025
46,1 10984
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111
Potere calorifico di alcuni combustibili gassosi, riferito al metro cubo
Potere calorifico
Superiore
inferiore
3
3
Combustibile
MJ/Nm kcal/Nm
MJ/Nm3
kcal/Nm3
Idrogeno
118,88
28400
99,6
23800
Metano
35,16
8400
31,65
7560
1 kg di idrogeno sviluppa circa 143.000 kJ pari a 34.161 kcal/kg
1 kg di Benzina sviluppa circa 46.000 kJ pari a 10.986 kcal/kg 3 volte di meno dell’idrogeno.
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112
•
Tra il 1950 e il 1984 la produzione di grano è aumentata del 250%
(due volte e mezza) ma la rivoluzione verde ha preteso in cambio un
consumo di energia che è mediamente del 5000% (50 volte) più alto
dell'energia consumata nell'agricoltura tradizionale. Si arriva a
incrementi anche di 100 volte.
Negli Stati Uniti (dati 1994) si sono consumati annualmente per ogni
persona 1500 litri di petrolio ai fini di produrre cibo. Ogni giorno
significano 4 litri, mensilmente sono 124 litri. Si intende petrolio
equivalente consumato per la produzione di cibo escluso il
confezionamento, refrigerazione, trasporto nei punti vendita
ed escluso quello consumato per la loro cottura.
Si può riassumere nella seguente tabella il costo petrolifero per
cibare un americano oppure 4 americani a seconda del prezzo del
barile di greggio:
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113
Costo Petrolio Costo Cibo (una persona) Costo Cibo (4 persone)
60 $/barile
47 $/mese
188 $/mese
70 $/barile
54 $/mese
216 $/mese
100 $/barile
78 $/mese
314 $/mese
135 $/barile
106 $/mese
424 $/mese
150 $/barile
117 $/mese
468 $/mese
180 $/barile
141 $/mese
564 $/mese
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114
• Questi numeri hanno validità in un mercato del
cibo stabilizzato da prezzi del petrolio costanti per lungo
tempo, se il greggio raddoppiasse e poi ritornasse ai
valori precedenti allora non ci sarebbero rilevanti
conseguenze sui prezzi del cibo in quanto il mercato è in
grado di assorbire i picchi del petrolio. Se è valido il
rapporto di 4-5 tra prezzi di vendita dell'agricoltore e
quelli al dettaglio si può stimare che col barile che costi
135 $ si hanno prezzi del cibo che assorbono migliaia di
euro per una famiglia di quattro persone.
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115
• I 1500 litri di petrolio sono consumati per
nutrire ogni americano e la suddivisione in
agricoltura è così fatta:
· 31% per produrre concimi inorganici
· 19% per le macchine agricole
· 16% trasporti del cibo
· 13% irrigazione (pompe e altro)
· 0,8% for raising livestock (not including livestock feed - non incluso il mangime per
allevamento)
· 0,5% for crop drying
· 0,5% per la produzione di pesticidi
· 0,8% altri consumi
Ing. RICCARDO IGOR RENZULLI
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116
P ro d u z io n e d i
e n e r g ia e le ttr ic a
(2 0 0 6 )
R e a tto r i in s e r v iz io
(a g o s to 2 0 0 7 )
R e a tto r i in c o s tr u z io n e
(a g o s to 2 0 0 7 )
P ia n ific a ti (a g o s to
2007)
M ilia r d i k W h
%
u n ità
P o te n z a (M W e )
u n ità
P o te n z a (M W e )
u n ità
A R G E N T IN A
7 ,2
6 ,9
2
935
1
692
1
740
A R M E N IA
2 ,4
42
1
376
0
0
0
0
B E L G IO
4 4 ,3
54
7
5 .7 2 8
0
0
0
0
B R A S IL E
1 3 ,0
3 ,3
2
1 .9 0 1
0
0
1
1 .2 4 5
B U L G A R IA
1 8 ,1
44
2
1 .9 0 6
0
0
2
1 .9 0 0
CAN AD A
9 2 ,4
16
18
1 2 .5 9 5
2
1 .5 4 0
4
4 .0 0 0
C IN A
5 1 ,8
1 ,9
11
8 .5 8 7
5
4 .5 4 0
26
2 7 .6 4 0
COREA DEL
NORD
0
0
0
0
0
0
1
950
COREA DEL
SUD
1 4 1 ,2
39
20
1 7 .5 3 3
3
3 .0 0 0
5
6 .6 0 0
2 2 ,0
28
4
2 .6 9 6
1
1 .6 0 0
0
0
F R A N C IA
4 2 8 ,7
78
59
6 3 .4 7 3
1
1 .6 3 0
0
0
G E R M A N IA
1 5 8 ,7
32
17
2 0 .3 3 9
0
0
0
0
G IA P P O N E
2 9 1 ,5
30
55
4 7 .5 7 7
2
2 .2 8 5
11
1 4 .9 4 5
G RAN
BRETAG N A
6 9 ,2
18
19
1 1 .0 3 5
0
0
0
0
IN D IA
1 5 ,6
2 ,6
17
3 .7 7 9
6
2 .9 7 6
4
2 .8 0 0
F IN L A N D IA
P o te n z a (M W e )
0
0
0
0
1
915
2
1 .9 0 0
L IT U A N IA
8 ,0
69
1
1 .1 8 5
0
0
0
0
M E S S IC O
0
IR A N
1 0 ,4
4 ,9
2
1 .3 1 0
0
0
0
P AESI B ASSI
3 ,3
3 ,5
1
485
0
0
0
0
P A K IS T A N
2 ,6
2 ,7
2
400
1
300
2
600
R E P .C E C A
2 4 ,5
31
6
3 .4 7 2
0
0
0
0
R O M A N IA
5 ,2
9 ,0
2
1 .3 1 0
0
0
2
1 .3 1 0
1 4 4 ,3
16
31
2 1 .7 4 3
7
4 .9 2 0
7
7 .8 0 0
1 6 ,6
57
5
2 .0 6 4
2
840
0
0
5 ,3
40
1
696
0
0
0
0
S U D A F R IC A
1 0 ,1
4 ,4
2
1 .8 4 2
0
0
1
165
SP AG N A
5 7 ,4
20
8
7 .4 4 2
0
0
0
0
S V E Z IA
6 5 ,1
48
10
9 .0 8 6
0
0
0
0
S V IZ Z E R A
2 6 ,4
37
5
3 .2 2 0
0
0
0
0
T U R C H IA
0
0
0
0
0
0
3
4 .5 0 0
U C R A IN A
8 4 ,8
48
15
1 3 .1 6 8
0
0
2
1 .9 0 0
U N G H E R IA
1 2 ,5
38
4
1 .8 2 6
0
0
0
0
USA
7 8 7 ,2
19
104
9 9 .0 4 9
0
0
7
1 0 .1 8 0
MONDO
2 .6 5 8
16
439
3 7 2 .0 0 2
34
2 7 .8 3 8
81
8 9 .1 7 5
R U S S IA
S L O V A C C H IA
S L O V E N IA
Ing. RICCARDO IGOR RENZULLI
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Fonte: World Nuclear Association; International Atomic Energy Agency
117
• 1 kg di Uranio produce circa 2x1010 ( 20.000.000.000
ventimiliardi) di kcal
• il volume di 1 kg di uranio è circa quello di un cubetto di
3,7cm di lato (densità 19.000 kg/m3 a 293°K)
• 1 kg di olio combustibile ( ottimisticamente) produce
10.000 ( diecimila) kcal
• ovvero servirebbero 2.000.000 (duemilioni di chili),
ovvero 2.000 tonnellate, di olio combustibile per produrre
la stessa quantità di energia di 1 kg di combustibile
nucleare.
• Duemila tonnellate di olio combustibile, occupano un
volume che è quello di un cubo di circa 13m di lato
(densità olio combustibile 980 kg/m3 288°K).
Ing. RICCARDO IGOR RENZULLI
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118
Per una centrale termoelettrica di potenza 1000 MWe ( un
miliardo di Watt )
• Occorrono in un anno:
• 1.300.000 tonnellate di olio combustibile
l’equivalente di 45 PETROLIERE DA 30.000 TONNELLATE
Ing. RICCARDO IGOR RENZULLI
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119
• Invece per un reattore nucleare che
sviluppa la stessa elettrica
• occorrono in un anno:
• 150 tonnellate (PWR)
• 20 tonnellate all’anno (ricarica)
• di Uranio arricchito l’equivalente di
Ing. RICCARDO IGOR RENZULLI
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120
Processo di conversione e breeding
reattori termici
materiale fertile
materiale fissile che si consuma
materiale fissile che produce
Th232
U235
U233
materiale fertile
materiale fissile che si consuma
materiale fissile che produce
U238
U235
Pu239
reattori veloci
materiale fertile
materiale fissile che si consuma
materiale fissile che produce
Ing. RICCARDO IGOR RENZULLI
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U238
U235
Pu239
121
con conversione si intende il processo in cui
si trasforma un materiale fertile in fissile
ad es. Th232 Æ U233
U238 Æ Pu239
Il rapporto di conversione si definisce come:
nuclei di fissile prodotti per conversione
C=
nuclei di fissile consumati nel reattore
I nuclei di fissile possono essere
di diversa specie o della stessa specie ad es. il Pu239 e l’U235 sono fissili e
possono essere bruciati contemporaneamente nello stesso reattore
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122
indichiamo con
numero di neutroni prodotti da fissione
η=
neutroni assorbiti combustibi le
η =ν
σf
σ f +σc
ν è il numero medio di neutroni emessi in ogni atto di fissione.
Ing. RICCARDO IGOR RENZULLI
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123
E = 0,025 eV
E = 0,2 MeV
Ing. RICCARDO IGOR RENZULLI
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U235
η = 2,10
η = 2,20
U233
η = 2,30
η = 2,40
Pu239
η = 1,95
η = 2,64
124
Consideriamo il caso del plutonio di un reattore che bruci U235 e che abbia
un mantello formato da uranio naturale ( composti da isotopi di U235 e U238)
avremo che una parte dell’U238 si trasforma in Pu239.
quindi η rappresenta il numero si neutroni prodotto dalle fissione,
ma anche quanto materiale fertile diventa fissile.
Durante la fissione abbiamo che degli η neutroni prodotti almeno 1 servirà
per mantenere la fissione e pertanto possiamo scrivere il bilancio:
C= η -1
Dove il secondo membro rappresenta il numero di neutroni disponibili
per la cattura da parte del materiale fertile
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125
Combustibile fresco
Uranio (4% 235U) : 500 kg
Uranio (0,9% 235U ; 94%238U) : 475 kg
Pu : 5kg
FP : 20 kg
riciclabili
Combustibile esaurito
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Si definisce guadagno G di conversione la differenza in più o in meno rispetto all’unità:
G = C −1
Æ
G = η −1 −1 = η − 2
il guadagno di conversione rappresenta il numero di nuclei fissili
ottenuti per ogni nucleo della stessa specie consumati:
G ≤ 0 Æ si ha conversione
η≤2
G ≥ 0 Æ si autofertilizzazione η ≥ 2 condizione minima di breeding
BWR
Combustibile
iniziale
235U (2-4%)
Ciclo di
conversione
238U → 239Pu
Fattore di
conversione
0.6
PWR
235U (2-4%)
238U → 239Pu
0.6
PHWR (CANDU)
Unat
238U → 239Pu
0.8
HTGR
235U (5%)
232Th → 233U
0.8
LMFBR
239Pu (10-20%)
238U → 239Pu
da 1.0 – a 1.6
Tipo di reattore
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Td =
EF N F σ f
(B − 1)RM σ a
(B − 1) = breeding
gain
dati:
E f = 3,36 ⋅ 10
−11 ⎡
⎤
J
⎢ fissione ⎥
⎣
⎦
⎡atomi ⎤
N F = 2,52 ⋅ 10 21 ⎢
⎥
g
⎣
⎦
σ a = 2,15 barn
σ f = 1,8 barn
⎡ MW
⎤
R M = 500 ⎢
⎣ tonn Pu 239 ⎥⎦
4 ,4
Td =
anni
(B − 1)
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B − 1 = 1,2 − 1 = 0,2
Td = 22anni
B − 1 = 1,6 − 1 = 0,6
Td = 7 ,3anni
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spettro veloce
nocciolo autosostentesi (G = 0)
riciclo totale degli attinidi
limitata quantità iniziale di
Pu < 15 t/GWe
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Ciclo chiuso del combustibile
• Il ciclo di combustibile chiuso è un ciclo del
combustibile con riciclaggio di plutonio ed
uranio che sono recuperati e altri nuclei
per esempio il curio e/o l’americio. Gli FR
hanno la capacità di usare combustibile
con il quale gli altri impianti non
funzionerebbero e il ciclo del combustibile
chiuso in combinazione con tale reattore è
chiamato ciclo integrale.
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FAST BREEDER - ciclo del combustibile
Uranio depleto
Rigenerazione DU per
inserimento in pila
Fissile
Isotopi del Plutonio
Uranio238
Fertile
Riprocessamento
del Blanket
Uranio naturale
(DU o LOE)
miscela per
nuovi elementi
di
combustibile
Fabbricazione
elementi
blanket
MOX
Fabbricazione
elementi
combustibile
DU elementi comb.
Fertile
Fissile
Elementi di
combustibile
fissile
REATTORE
Blanket Fertile
Riprocessamento
comb. esaurito
Isotopi del Plutonio
Uranio238
Miscela
DU
25:1 a 16:1
Uranio-235 e
97%
Comb.non bruciato
------------------------------prodotti di fissione
3% residui di
fissione per
ogni ciclo
Plutonio-239 da armi
nucleari
Vetrificazione
deposito geologico
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•
•
Un impianto nucleare da 1000 MWe produce
annualmente scorie ad alto livello vetrificate,
pari ad un volume di circa 3÷4 m3 che
12 cilindri di altezza 1.3 e diametro 0.4 metri
con 400 Kg di vetro
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PWR Spent
2°/3°Gen Fuel
PUREX
P.F.
M.A.
Partitioning
FP
Waste
Uenr
U, Pu
FR
4° Gen
Spent
Fuel
I.T. R.*
Unat
FP
Waste
Actinides
*I.T.R. : Integrated Treatment & Refabrication
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Ricilclo del Pu
U
Pu
PWR
Pu
Riciclo Pu 2° generazione
Separazione/ sotccaggio
degli MA
EPR
U
MA
Pu
Separazione
sotccaggio
MA
Riciclo Pu
Riciclo MA
EPR
MA
Pu + AM
MA
( legenda: MA = Attinidi Minori, Pu = Plutonio, U = Uranio, PWR= Pressurized Water
Reactor, EPR European Pressurized Reactor, GFR = Gas Fast Reactor)
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Pu
U
GFR
U, Pu + MA
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Prospettive per la gesione degli attinidi
2010
2000
2020
2040
2030
2050
2060
2070
2080
GANEX
Combustibile depleto
LWR (MOX e UOX)
U
Pu
Gen2
LWR
Pu Riciclato
in LWR
( MOX )
Pu(U)
Gen3
LWR
U
U,Pu,MA
Riciclaggio del Pu e MA
di un
LWR
in Gen 4 FR
Gen4
FR
Gesione totale degli attinidi
(estrazione e riciclaggio)
in Gen 4 FR
(U,Pu,MA)
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Sorgente
Esposizione
esterna (mSv/anno)
Esposizione
interna (mSv/anno)
Totale (mSv/anno)
Raggi cosmici
0,36
Potassio-40
0,15
0,18
0,33
Uranio-238 e radiosotopi
associati
0,10
1,24
1,34
Torio-232 e radioisotopi
associati
0,16
0,18
0,34
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0,36
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Dosi efficaci annue in mSv
Radiazioni
Dose media
popolazione
Raggi cosmici
0.39
Radiazione terrestre
Radionuclidi naturali nel corpo 0.23
Radon e suoi discendenti
1.3
TOTALE rad.naturali
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0.46
2.4
139
Effetti biologici.
La dose in un deposito nucleare di rifiuti LLW ( Low Livel Waste – rifiuti a basso livello) non
supera 1mrem/h e la dose massima per un operaio nel deposito non supera i 2,0 rem/anno.
1 Sv = 100 rem Æ 1rem = 0,01 Sv per cui 1millirem/ora x 2000 ore l’anno =0,001x2000=2,0
rem 2rem/anno = 0,020 Sv/anno Dose (Sv):
Effetto:
< 0.25
nessuno
0.25 – 1
lievi alterazioni sangue, raddoppio rischio
Nel perimetro di una centrale nucleare si hanno valori misurati inferiori a 0.05 mSv/anno
(0,00005Sv/anno), una frazione ( 300 volte di meno) del fondo di radioattività naturale di 1.6
mSv /anno Æ 0,0016 Sv/anno
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