Tecnica ed esercizio
Centrale nucleare di Gösgen
Il nostro obiettivo è garantire l’esercizio sicuro,
affidabile e durevole dell’impianto.
L’elevata disponibilità e l’economicità sono il
risultato di una tecnica matura, di una gestione
accorta e dell’esperienza dei nostri collaboratori.
Nel corso degli anni, la produzione e l’efficienza
sono state migliorate costantemente, ma la sicurezza ha sempre rivestito la massima priorità.
Vogliamo dimostrare che la produzione di energia elettrica partendo da energia nucleare resta
sicura, rispettosa dell’ambiente ed economica
anche di fronte alla più aspra concorrenza.
iore
er
e sup
l
a
n
Ca
10
Aare
16
12
11
9
13
31
8
30
14
15
16
1
31
7
4
5
6
17
2
18
3
19
20
29
5
23
24
21
28
20
6
22
26
25
27
32
P
26
P
Piano della situazione
P
1
2
3
4
5
6
7
8
9
10
11
12
13
14
15
16
17
18
19
20
21
22
23
24
25
26
27
28
29
30
31
32
Edificio del reattore
Edificio dell’alimentazione di riserva
Edificio degli impianti di comando
Edificio degli impianti ausiliari del reattore
Edificio del gruppo diesel di riserva
Trasformatori di alimentazione esterni 220 kV
Camino di espulsione dell’aria
Deposito per scorie debolmente e mediamente radioattive
Edificio di emergenza
Opera di captazione
Edificio di dosaggio
Deposito dei fanghi
Bacino di decantazione/precipitatore della calce
Ispessitore del fango
Pompe dell’acqua di raffreddamento ausiliarie
Torre di raffreddamento e parete fonoassorbente
Pompe dell’acqua di raffreddamento principali
Sala macchine
Trasformatori monoblocco 380 kV
Magazzino
Vigili del fuoco e garage
Officina e magazzino pezzi di ricambio
Preparazione dell’acqua
Caldaia ausiliaria e centrale termica
Centro visitatori
Edificio di formazione e simulazione
Ristorante per il personale
Ingresso
Edificio amministrativo
Magazzino degli elementi di combustibile
Torri di raffreddamento a secco
Ingresso garage sotterraneo
Risultati d’esercizio della centrale nucleare di Gösgen
Anno
1980
1985
1990
1995
2000
Ore a
pieno carico
6535,7
7376,9
7796,5
8152,1
8105,5
2005
2006
2007
2008
2009
7840,7
8370,5
8434,2
8235,7
8349,1
Fattore di
carico %
74,4
84,2
89,0
93,1
92,3
Produzione elettrica
miliardi di kWh
5,950
6,746
7,131
7,821
7,804
89,5
95,6
96,3
93,8
95,3
Costi annuali
milioni di CHF
377,4
415,0
402,0
407,0
320,0
7,583
8,099
8,159
7,964
8,072
Costi di produzione
ct./kWh
6,3
6,2
5,6
5,2
4,1
329,1
333,6
297,3
316,6
374,8
4,34
4,12
3,64
3,98
4,64
3 aprile 2007: la KKG è il primo impianto di produzione di energia elettrica svizzero a superare la soglia di 200 miliardi
di kWh. Sono state necessarie complessivamente 217 000 ore durante i circa 28 anni di esercizio.
S om m a r io
2
Contributo all’approvvigionamento elettrico
6
Panoramica dell’impianto e caratteristiche tecniche
12
Sistema di raffreddamento del reattore
16
Impianti ausiliari e secondari
22
Misure di sicurezza
30
Impianto a vapore
34
Sistemi dell’acqua di raffreddamento
36
Autoapprovvigionamento
38
Il presente opuscolo descrive sinteticamente
le principali installazioni tecniche della centrale nucleare di Gösgen (KKG). La produzione di calore nucleare è trattata quale
parte integrante del sistema globale. Il testo
si rivolge a un pubblico interessato alla tecnica. Non sono richieste conoscenze specialistiche.
Esercizio e manutenzione
44
Aspetti ambientali
48
2
Circuito del combustibile
52
2
Migliorie, retrofitting e ammodernamento
Kernkraftwerk Gösgen-Däniken AG (KKG)
4658 Däniken, www.kkg.ch
© KKG, 2011
1
Contributo all’approvvigionamento elettrico
L’edificio del reattore della centrale nucleare di Gösgen.
Sì all’energia nucleare
Originariamente, l’approvvigionamento elettrico svizzero si basava esclusivamente sulla
forza idrica, dato che in Svizzera non esistono riserve utilizzabili di fonti energetiche
fossili. Con l’espansione congiunturale dopo
la Seconda guerra mondiale, negli anni 1950
la domanda di elettricità è cresciuta molto
rapidamente. Ben presto, per motivi paesaggistici ed economici il potenziamento
della forza idrica ha però raggiunto i suoi limiti.
All’inizio degli anni 1960, mentre le aziende
elettriche progettavano impianti di produzione di energia elettrica alimentati da combustibili fossili, il Consiglio federale ha puntato sull’introduzione dell’energia nucleare.
Bassi costi di produzione, sicurezza dell’approvvigionamento e protezione dell’ambiente: questi gli argomenti chiave a favore
del nucleare. L’energia nucleare pulita doveva completare la forza idrica pulita.
2
Produzione annua netta
8,5
1030
1020
8
1010
7,5
1000
7
990
980
6,5
970
6
960
5,5
950
940
5
1980
1985
1990
1995
2000
Produzione netta (in miliardi di kWh)
2005
Potenza nominale (in MW)
Dall’avvio dell’esercizio, la produzione di energia elettrica è stata
aumentata di 2 miliardi di kWh.
Contr ibuto a ll ’a pp rovvig iona m e nto e l e ttr ico
La progettazione delle prime centrali nucleari
è stata avviata rapidamente e la prima centrale nucleare di Beznau I, da 350 megawatt,
ha potuto essere messa in funzione già nel
1969. Di molti progetti di centrali nucleari, alla
fine in Svizzera ne sono stati realizzati quattro. I cinque blocchi risultanti sono stati allacciati alla rete tra il 1969 e il 1984. Con una
potenza netta complessiva di 3253 megawatt, queste centrali nucleari coprono il 40
per cento circa del consumo svizzero di elettricità.
Risultati di esercizio
Dalla messa in esercizio commerciale nel
novembre 1979, la centrale nucleare di Gösgen (KKG) ha registrato valori superiori alla
media in materia di disponibilità e sicurezza. Nel 1980, la KKG ha immesso nella
rete 5,9 miliardi di chilowattora. Oggi, la produzione annua è di circa 8 miliardi di chilowattora, pari al 13 per cento circa del con-
La centrale nucleare di Gösgen sul versante
sud del Giura.
Diagramma di carico
1000
1000
2000
500
0
1000
0
1000
2002
500
2001
500
2003
500
0
1000
0
1000
2004
500
0
1000
0
1000
2006
500
0
1000
0
Gen
2007
500
0
1000
2008
500
2005
500
2009
500
Mar
Mag
Feb
Apr
Giu
Lug
Sett
Ago
0
Nov
Ott
Dic
Gen
Feb
Mar
Mag
Apr
Giu
Lug
Sett
Ago
Ott
Nov
Dic
Le interruzioni della produzione per la sostituzione degli elementi di combustibile e la revisione
annuale cadono a metà anno.
3
Contributo all’approvvigiona m e nto e l e ttr ico
sumo svizzero di energia elettrica. Al 31 dicembre 2009 la produzione elettrica netta
era di 222 miliardi di chilowattora e il fattore
di carico medio del 90 per cento. Con il passare degli anni, i costi di produzione dell’energia elettrica sono diminuiti passando
da 6,3 centesimi per chilowattora nel 1980
a 4,64 centesimi per chilowattora nel 2009.
Nell’intento di migliorare costantemente i parametri di esercizio e di sicurezza, gli azionisti hanno approvato modifiche dell’impianto
di varia portata, tra cui figurano ad esempio
miglioramenti della gestione del combustibile, miglioramenti del rendimento delle turbine o il montaggio di un nuovo scarico della
pressione per il sistema di raffreddamento
del reattore. Oltre ad accorciare i tempi di arresto, questi progetti hanno contribuito in
misura determinante ad aumentare la produzione netta di energia elettrica del 15 per
cento dalla messa in esercizio dell’impianto,
circa due miliardi di chilowattora in più all’anno. Durante tutti questi anni, le emissioni
nell’ambiente e le dosi di esposizione del
personale sono stati nettamente inferiori ai
valori limite stabiliti dalle autorità.
Grazie all’elevato standard di sicurezza, all’esercizio affidabile, alle emissioni basse, all’economicità nonché al continuo dialogo
Dalla torre di raffreddamento fuoriesce vapore
acqueo.
Emissioni radioattive (dose annua in millisievert)
1000
100
Dose media di esposizione della popolazione svizzera provocata da eventi naturali, con intervallo di fluttuazione
10
1
Dose massima provocata dalle emissioni ammessa nei pressi della centrale
0,1
Soglia di rilevanza in base all’ordinanza sulla radioprotezione
0,01
0,001
Intervallo di dose determinato dalle emissioni
0,0001
2000
2001
2002
2003
2004
2005
2006
2007
2008
2009
Le emissioni radioattive sono nettamente al di sotto dei valori ammessi.
4
Contr ibuto a ll ’a pp rovvig iona m e nto e l e ttr ico
Il fattore di disponibilità è utilizzato quale indicatore per valutare la capacità produttiva e
l’affidabilità di una centrale – sia dal profilo
tecnico che dal profilo economico. È anche
un indicatore della qualità della gestione e
della manutenzione dell’impianto. Un fattore
di disponibilità elevato equivale a pochi guasti e quindi misura anche la sicurezza del reattore. In combinazione con il fattore di carico, il fattore di disponibilità è il dato più
completo per valutare globalmente gli impianti. Negli ultimi anni, la KKG ha migliorato continuamente la propria disponibilità,
raggiungendo un livello elevato. Il valore del
95,5 per cento per il 2009 è nettamente al di
sopra del valore medio dell’84,2 per cento
dei reattori ad acqua pressurizzata.
con la popolazione, la KKG è ampiamente
accettata nei Comuni circostanti. La popolazione del Cantone e segnatamente dei Comuni circostanti lo ha espresso chiaramente
nelle quattro votazioni popolari sull’energia
nucleare del 1979, del 1984, del 1990 e del
2003. La KKG occupa circa 500 collaboratori.
La maggior parte di essi abita nelle immediate vicinanze della centrale. Personale supplementare è impiegato prevalentemente durante le revisioni annuali.
Fattore di disponibilità e fattore
di carico
La disponibilità caratterizza la capacità di un
impianto di trasformare energia, indipendentemente dalla produzione effettiva. Influssi esterni che limitano la potenza dell’impianto, non controllabili dal gestore, non
riducono la disponibilità. Il fattore di carico
misura invece l’utilizzazione effettiva dell’impianto.
%
100
Fattore di carico e fattore di disponibilità dell’impianto
90
80
70
60
50
40
30
20
10
0
2000
2001
2002
Fattore di carico
2003
2004
2005
2006
2007
2008
2009
Fattore di disponibilità
I valori elevati per il fattore di carico e il fattore di disponibilità sono indicatori di una gestione
capace e del buono stato tecnico dell’impianto.
5
Panoramica dell’impianto
e caratteristiche tecniche
L’edificio del reattore e il contenitore di sicurezza durante la fase di costruzione nel 1976.
Pianificazione, costruzione
e messa in funzione
1973 è stato dedicato all’approvazione del
piano delle zone da parte dei Comuni di Däniken e Gretzenbach nonché alle necessarie
concessioni e autorizzazioni in materia di diritto delle acque da parte del Consiglio di Stato
del Cantone di Soletta. Nel febbraio del 1973
è stata costituita la Betriebsgesellschaft Kernkraftwerk Gösgen-Däniken AG ed è stato dato
il via libera alla costruzione.
La KKG ha ordinato la costruzione chiavi in
mano del blocco nucleare con reattore ad
acqua pressurizzata alla Kraftwerk Union AG,
Mülheim, l’attuale Areva NP. I lavori di sistemazione e gli altri compiti di progettazione e
direzione dei lavori di costruzione sono stati
affidati all’ex Motor-Columbus Ingenieurunternehmungen AG. Il terreno di costruzione è
stato sistemato già nell’estate del 1973. Sono
poi seguiti l’asportazione dell’humus, la pianificazione e l’abbassamento della falda freatica e a metà dicembre dello stesso anno è
stato possibile avviare il betonaggio delle
fondamenta per l’edificio del reattore.
Gli accertamenti di base sull’idoneità del sito
risalgono al 1966. Nel maggio del 1969 è stato
costituito un consorzio di studio, che ha avviato la progettazione preliminare. La decisione sul sito è stata preceduta da ampie indagini geologiche, sismiche, ecologiche e
meteorologiche. Nel 1970, il consorzio ha presentato una domanda per la costruzione di
una centrale nucleare raffreddata con l’acqua
del fiume. Per contenere l’inquinamento termico dell’Aare e del Reno, nel marzo del 1971
il Consiglio federale ha deciso di consentire
unicamente il raffreddamento a circuito chiuso
per le centrali nucleari future. Ciò ha richiesto
la progettazione di una torre di raffreddamento al posto del previsto raffreddamento
con acqua di fiume. Nell’ottobre del 1972, il Dipartimento federale dei trasporti, delle comunicazioni e dell’energia ha rilasciato l’autorizzazione del sito. Il periodo fino all’inizio del
6
Panoramica d e ll ’im p ia nto e ca ra tte r istiche te c niche
ha rilasciato le autorizzazioni corrispondenti.
L’aumento della potenza termica nominale
da 2808 a 3002 megawatt è avvenuto a
tappe. È stato reso possibile in particolare dal
prolungamento della zona del combustibile
nelle barre nonché dal miglioramento del
comportamento alla corrosione delle guaine.
Grazie alle modifiche apportate, a partire dal
luglio del 1992 l’impianto ha potuto girare
con la potenza termica del reattore massima
autorizzata di 3002 megawatt, determinando
una potenza nominale lorda di 990 megawatt.
Nel 1994 e nel 1995 la potenza è stata
aumentata ulteriormente, esclusivamente attraverso miglioramenti del grado di rendimento a livello del turbogeneratore. L’utilizzazione più efficiente dell’energia termica
liberata nel reattore attraverso la trasformazione della turbina a bassa pressione si è
tradotta in un aumento della potenza nominale lorda a 1020 megawatt a partire dal 1°
gennaio 1996. Il maggior progetto di retrofitting dalla messa in funzione dell’impianto
ha determinato una maggior produzione di
circa 300 milioni di chilowattora all’anno, il
che corrisponde alla produzione di una centrale ad acqua fluente svizzera di media grandezza.
La prima reazione a catena autosostenuta è
stata avviata il 19 gennaio 1979.
La prima centrale nucleare svizzera della
classe 1000 megawatt ha immesso per la
prima volta energia nella rete svizzera interconnessa il 6 febbraio 1979. In seguito a un incidente alla centrale americana di Three Mile
Island presso Harrisburg, la messa in funzione sperimentale è stata tuttavia ritardata
da una verifica dei sistemi di sicurezza e delle
prescrizioni di esercizio ordinata dal Consiglio
federale. Al termine della messa in funzione
sperimentale, nel novembre del 1979 la KKG
ha avviato l’esercizio normale con una potenza elettrica lorda di 970 megawatt. Il 20 dicembre è stata introdotta la fornitura di vapore di processo alla fabbrica di cartone di
Niedergösgen. Si trattava della maggior fornitura di calore del genere da parte di una
centrale nucleare su scala europea.
Aumento della potenza
Siccome le esperienze dei primi anni avevano mostrato che l’impianto disponeva ancora di nette riserve di potenza, nel maggio
del 1985 è stata presentata una domanda di
aumento della potenza netta del 7 per cento.
Nel dicembre del 1985, il Consiglio federale
Schema di funzionamento del reattore ad acqua pressurizzata
7
6
4
5
8
2
G
~
1
3
14
9
12
13
11
10
1 Reattore
2 Generatore di vapore
3 Pompa principale del
refrigerante
4 Pressurizzatore
5 Turbina ad alta pressione
6 Separatore dell’acqua
7 Surriscaldatore intermedio
8 Turbina a bassa pressione
9 Condensatore
10 Pompa principale del condensato
11 Preriscaldatore a bassa
pressione
12 Serbatoio dell’acqua
di alimentazione
13 Pompa dell’acqua
di alimentazione
14 Preriscaldatore ad alta pressione
7
Panoramica dell’impianto e ca ra tte r istiche te c niche
L’aumento pianificato della potenza termica
ed elettrica della KKG è conforme alle linee
guida del programma federale «Energia
2000», che prevedeva un innalzamento della
potenza delle centrali nucleari esistenti del 10
per cento.
A partire dal 2000, numerosi interventi di retrofitting e ristrutturazione hanno migliorato
sensibilmente il grado di rendimento dell’impianto, influenzando direttamente la
potenza del generatore. Tra tali interventi
figurano ottimizzazioni della turbina e dei
surriscaldatori intermedi, l’installazione di
separatori dell’acqua supplementari nonché
l’impiego di nuovi refrigeratori nella torre di
raffreddamento. Il 1° gennaio 2010, la potenza nominale lorda è così stata innalzata a
1035 megawatt.
Sezioni dell’edificio del reattore
30
La KKG è situata sul versante sud del Giura,
a metà strada tra le città di Olten e Aarau, nei
pressi dei grandi poli di consumo dell’Altopiano settentrionale. L’area di 14 ettari si
trova in un’ansa dell’Aare sul territorio del
Comune di Däniken, nel Cantone di Soletta. A
est, a 300 metri di distanza, si trova l’impianto di distribuzione da 380 chilovolt, uno
dei principali punti nodali della rete svizzera
ad alta tensione.
Il terreno è stato innalzato mediante riempimento per proteggere l’impianto dalle inondazioni. L’area è situata a 382 metri sopra il
mare e quindi ad almeno un metro sopra il livello massimo dell’Aare. Il terreno edificato è
composto da uno strato di ghiaia spesso da
20 a 30 metri, che poggia su una roccia calcarea compatta, il che offre una base stabile
per la centrale.
8
14
1 Reattore
2 Generatore di vapore
3 Pompe principali del
refrigerante
4 Pressurizzatore
5 Vasca di scarico del
pressurizzatore
6 Accumulatore
7 Serbatoio di allagamento
8 Porta di sicurezza
9 Vasca di stoccaggio degli
elementi di combustibile
10 Dispositivo di trasferimento
degli elementi di combustibile
11 Vasca di carico degli elementi
di combustibile
12 Macchina di carica
13 Sezione di rallentamento
14 Cunicolo di trasferimento
15 Deposito degli elementi
di combustibile
16 Porta di emergenza
17 Fondo del reattore
18 Area di deposito del coperchio
del reattore
19 Sistemi di ricircolazione d’aria
20 Unità del vapore vivo
21 Valvole del vapore vivo e
dell’acqua di alimentazione
22 Silenziatore
23 Carroponte circolare
24 Contenitore di sicurezza
25 Spazio anulare
26 Pozzo piezometrico del
circuito intermedio
di raffreddamento
27 Pompe di
postraffreddamento
28 Pompa di alimentazione
di riserva
29 Apertura di trasporto
30 Cancello di montaggio
Posizione e disposizione
degli edifici
Pianta
+ 18,40 m
A
11
15
29
10
6
6
16
12
2
19
2
17
6
21
6
2
18
21
19
21
6
6
A
Pianta
+ 12,00 m
A
14
11
13
10
6
6
9
3
2
19
2
8
1
4
5
3
6
6
3
2
20
6
19
6
A
Sezione A:A
+ 50,80
26
+ 36,50
23
22
24
25
12
2
17
+ 18,40
20
6
+ 12,00
9
13
1
+ 0,00
7
- 6,00
27
27
28
Panoramica d e ll ’im p ia nto e ca ra tte r istiche te c niche
accede attraverso un passaggio sorvegliato.
Le parti dell’impianto sottoposte alla pressione di esercizio del reattore e a radioattività
sono racchiuse, assieme alla vasca di stoccaggio degli elementi di combustibile situata
nell’edificio del reattore, in un contenitore di
acciaio a forma di sfera. Questo contenitore
di sicurezza (contenimento) garantisce la protezione dell’ambiente circostante dalle ripercussioni radiologiche di gravi incidenti,
impedendo la fuoriuscita incontrollata di sostanze radioattive.
Il contenitore di sicurezza si trova in posizione
eccentrica nell’edificio del reattore, il cui guscio
è composto da calcestruzzo armato. Il contenitore di sicurezza e l’edificio del reattore formano un doppio involucro di sicurezza. L’edificio del reattore protegge le parti dell’impianto
radioattive dagli influssi esterni: è resistente ai
terremoti, alle onde di pressione in caso di
esplosione e agli schianti aerei.
Nella parte inferiore il contenitore di sicurezza, saldato ermeticamente e resistente
alla pressione, è racchiuso in un anello a
forma di guscio e nella parte superiore è costruito a sbalzo. Nel progettare il contenitore
di sicurezza quale contenitore in pressione
sono state ipotizzate la rottura di una conduttura del refrigerante principale e l’evaporazione di tutta l’acqua contenuta nel sistema
di raffreddamento del reattore nonché in un
generatore di vapore supplementare. A tal
fine l’involucro di acciaio è progettato con
una sovrapressione di 4,89 bar a una temperatura di 135 °C. L’accesso al contenitore di
sicurezza avviene attraverso una doppia
porta ermetica e resistente alla pressione.
Nell’edificio degli impianti ausiliari del reattore si trovano tra l’altro gli impianti di trattamento dell’acqua di scarico, dei concentrati
e dei gas di scarico, l’impianto centrale d’im-
La KKG si trova in una zona a bassa attività
sismica. Oltre alla stabilità del suolo, tra i fattori che hanno determinato la scelta dell’ubicazione figurano in particolare le condizioni favorevoli per il trasporto dell’energia, la
vicinanza all’Aare per il prelievo dell’acqua di
raffreddamento nonché il comodo accesso
per i trasporti pesanti. Un collegamento ferroviario diretto agevola il trasporto di carichi
pesanti.
Nel collocare i vari edifici e parti dell’impianto
è stata prestata attenzione a una disposizione mirata, che occupasse il minor spazio
possibile. Una chiara separazione fisica tra le
parti nucleari e convenzionali dell’impianto
confina i sistemi radioattivi in un settore ben
definito, sorvegliato in modo speciale. L’accesso agevolato agli edifici, ai sistemi e alle
componenti è comodo anche per i lavori di
manutenzione.
La disposizione compatta degli edifici sull’area consente tracciati di tubi e cavi brevi tra
le singole parti dell’impianto. I canali dei cavi
e dei tubi dei sistemi multipli importanti per
la sicurezza sono introdotti negli edifici sistematicamente separatamente. La disposizione della sala macchine e dell’edificio del
reattore consente un flusso energetico breve
dall’impianto del reattore ai trasformatori
monoblocco, situati sul lato est della sala
macchine. Dai trasformatori, l’elettricità è derivata verso l’impianto di distribuzione da
380 chilovolt mediante una linea aerea.
Settore controllato
Il settore nucleare comprende l’edificio del
reattore, l’edificio degli impianti ausiliari del
reattore e il magazzino degli elementi di combustibile, ultimato nel 2008, che costituiscono un settore controllato chiuso, a cui si
9
Panoramica dell’impianto e ca ra tte r istiche te c niche
di ferro delle costruzioni convenzionali. Ciò
spiega le circa 700 tonnellate di acciaio necessarie per l’annesso dell’edificio degli impianti ausiliari.
L’8 aprile 2008, l’autorità di vigilanza ha rilasciato l’autorizzazione di esercizio per un
magazzino destinato agli elementi di combustibile irraggiati.
Siccome le condizioni di spazio nell’edificio
del reattore non consentivano un ampliamento del deposito, è stato costruito questo
nuovo magazzino con la stessa destinazione
all’esterno della struttura attuale dell’edificio,
a nord-ovest del camino di espulsione dell’aria, nelle immediate vicinanze dell’edificio
degli impianti ausiliari del reattore.
Del nuovo impianto fanno parte un annesso
con una passerella verso l’edificio degli impianti ausiliari del reattore nonché due torri
di raffreddamento a secco. Le strutture interne dell’edificio sono separate dalle pareti
esterne e la vasca degli elementi di combustibile protetta dalle vibrazioni mediante sospensioni e ammortizzatori.
L’edificio di calcestruzzo armato è lungo 37
metri, largo 17 metri e alto 25 metri. Siccome
le sue strutture esterne sono spesse almeno
1,5 metri, il magazzino degli elementi di combustibile è protetto da eventi straordinari
come terremoti, inondazioni e schianti aerei.
Gli elementi di combustibile sono introdotti
mediante contenitori di trasporto attraverso
il sistema di binari interno. Una volta ultimato, il bacino all’interno del magazzino potrà accogliere fino a 1008 elementi di combustibile. Il bacino amplia l’attuale capacità
della vasca di stoccaggio degli elementi di
combustibile nell’edificio del reattore, che
comprende circa 600 posti.
Il sistema di raffreddamento del bacino è composto da quattro linee indipendenti e simme-
missione ed espulsione dell’aria del settore
controllato, le officine, i laboratori per l’analisi delle sostanze radioattive, le attrezzature
di decontaminazione nonché i depositi per le
scorie debolmente e mediamente radioattive. Nel giugno del 2007, dopo 20 mesi di costruzione, è stato ultimato un annesso a tre
piani, che amplia l’edificio di 8000 metri cubi
destinati a officine e depositi.
L’offerta di spazio supplementare ottimizza
anche lo stoccaggio del materiale e migliora
la protezione antincendio.
L’annesso è stato progettato come opera indipendente e separata dall’edificio degli impianti ausiliari del reattore mediante un
giunto di dilatazione (strato di aria). Il comportamento dinamico dell’edificio degli impianti ausiliari del reattore non subisce così
alcun influsso in caso di terremoto. Per via di
questa separazione, l’annesso snello ha dovuto essere ancorato al suolo con 54 pali di
trazione e compressione in modo da garantire la stabilità al ribaltamento in caso di terremoto. Questi pali sono lunghi 13 metri e
hanno un diametro di 1,3 metri. Per scaricare
le forze sismiche, la platea di fondazione
spessa 2 metri contiene un’armatura massiccia di 280 chilogrammi per metro cubo di
calcestruzzo, pari a circa cinque volte il tenore
Magazzino degli elementi di combustibile.
10
Panoramica d e ll ’im p ia nto e ca ra tte r istiche te c niche
triche, due per ciascuna torre di raffreddamento. Attraverso un circuito di raffreddamento intermedio, a ricircolazione naturale, il
calore di scarico liberato dagli elementi di
combustibile è ceduto all’ambiente. Il fluido refrigerante intermedio passa attraverso scambiatori di calore appesi nel bacino di stoccaggio, dopodiché cede il calore all’aria esterna
mediante scambiatori di calore acqua-aria. In
caso di vasca di stoccaggio degli elementi di
combustibile piena e temperature ambiente
molto alte, la circolazione dell’aria nella torre
di raffreddamento può essere sostenuta mediante ventilatori. A metà maggio 2008 sono
stati immessi i primi elementi di combustibile
nel nuovo bacino di stoccaggio.
Durante la revisione annuale sono sostituiti gli
elementi di combustibile.
Sostituzione degli elementi
di combustibile
combustibile. Il calore di decadimento è smaltito attraverso un sistema di raffreddamento
allacciato alla vasca di stoccaggio degli elementi di combustibile. Il deposito intermedio
degli elementi di combustibile nel deposito
compatto può durare anni.
Nello spazio anulare a forma di falce tra la parete esterna dell’edificio del reattore e il contenitore in acciaio si trovano, ben protetti, il
bacino di carica, il cunicolo di trasferimento,
il sistema di raffreddamento di emergenza e
di postraffreddamento, il magazzino per i
nuovi elementi di combustibile nonché la sezione di rallentamento dei gas di scarico. Nel
bacino di carica, gli elementi di combustibile irraggiati sono caricati sui contenitori di
trasporto. A tal fine sono fatti passare dalla
vasca di stoccaggio degli elementi di combustibile nel bacino di carica mediante un sistema telecomandato. I contenitori di trasporto sono introdotti e fatti uscire dallo
spazio anulare attraverso il cunicolo di trasferimento.
Una volta all’anno, l’impianto è arrestato per
la sostituzione degli elementi di combustibile. Lo scarico degli elementi di combustibile, la ridisposizione degli elementi restanti
nel reattore e il carico dei nuovi elementi richiede da due a tre settimane. Durante l’intera durata di arresto sono effettuati ispezioni e lavori di manutenzione in tutti i settori
della centrale.
Gli elementi di combustibile rimossi dal recipiente in pressione del reattore sono immessi
dapprima nel supporto compatto della vasca
di stoccaggio degli elementi di combustibile.
Sono disponibili oltre 600 posti, in cui oltre
agli elementi di combustibile sono conservati anche lance, elementi di controllo e utensili. Nel deposito compatto le radiazioni e il
calore di decadimento diminuiscono, dopodiché gli elementi di combustibile sono trasferiti mediante speciali contenitori di trasporto nel magazzino degli elementi di
11
Sistema di raffreddamento
del reattore
Pozzo del reattore con reattore aperto, area di deposito per le strutture del nocciolo e vasca di stoccaggio degli elementi di combustibile.
Il reattore ad acqua pressurizzata di Gösgen
è approvato per una potenza termica nominale di 3002 megawatt. La pressione di
esercizio è di 154 bar e la temperatura di
esercizio media di 308 °C. Il sistema di raffreddamento del reattore è composto dal reattore, dal pressurizzatore e da tre circuiti di
circolazione paralleli. Ciascuno di questi tre
loop è formato da un generatore di vapore,
una pompa principale del refrigerante nonché le condutture di collegamento.
trollo e della strumentazione del nocciolo si
trovano sul coperchio. Una struttura formata
da due parti, inferiore e superiore, fissa il nocciolo del reattore nel recipiente in pressione.
La struttura inferiore del nocciolo fissa, mediante la griglia di supporto e il deflettore, la
disposizione del nocciolo del reattore in
modo tale che l’intero nocciolo sia attraversato uniformemente dal fluido refrigerante.
L’involucro della struttura del nocciolo sospesa nel recipiente in pressione del reattore
funge contemporaneamente da scudo di protezione dall’irraggiamento neutronico del recipiente in pressione del reattore.
Il fluido refrigerante entra nel reattore attraverso tre bocchelli d’ingresso a una temperatura di 292 °C e scende nello spazio anulare
tra il recipiente del nocciolo e il recipiente in
pressione. Sul fondo della caldaia del reattore, a forma di semisfera, la corrente è deviata di 180 gradi. Durante la risalita attraverso il nocciolo del reattore, l’acqua di
raffreddamento si riscalda a 325 °C. Attra-
Recipiente in pressione
del reattore
Il recipiente in pressione del reattore, in cui è
inserito il nocciolo del reattore, è fatto di acciaio a grano fino a bassa lega, che unisce
buona qualità di saldatura, elevata tenacità e
scarsa tendenza alla resilienza sotto l’azione
dell’irraggiamento neutronico. Il coperchio
amovibile è fissato con 52 viti pretese. I sostegni dei meccanismi degli elementi di con-
12
Siste m a d i ra ffre dda m e nto d e l rea ttore
bustibile sono composte da diossido di uranio (UO2) sinterizzato con materiale fissile
arricchito uranio-235 o da una miscela di
diossido di uranio (UO2) e diossido di plutonio (PuO2). La lunghezza delle colonne di
combustibile nelle barre è di 3550 millimetri.
Complessivamente, ogni elemento di combustibile ha 225 possibili posizioni delle barre
di combustibile (15 per 15), 205 delle quali
sono occupate. Le barre sono fissate nella
loro posizione mediante distanziatori. La costruzione degli elementi di combustibile
aperta lateralmente favorisce la miscelazione
del fluido refrigerante determinando così un
riscaldamento più uniforme. Nel nocciolo vi
sono oltre 36 000 barre, pari a una colonna
di combustibile lunga circa 130 chilometri.
Recipiente in pressione
del reattore
Comandi delle barre
di controllo
Tubo guida per le barre
di controllo
Griglia superiore
Uscita del refrigerante
Sostegno
Griglia
Elemento di combustibile
Contenitore in pressione
Elementi di controllo
Deflettore del nocciolo
Contenitore del nocciolo
Griglia inferiore
La potenza del reattore è regolata mediante
assorbitori di neutroni. La regolazione a
breve termine è assicurata da barre di comando, che regolano il flusso di neutroni e di
conseguenza la potenza del reattore. Sopra il
nocciolo del reattore sono distribuiti 48 elementi di controllo con 20 barre di comando
ciascuno, che possono entrare in 48 dei 177
elementi di combustibile. Ogni elemento di
combustibile dispone di 20 posizioni senza
barre di controllo, occupate da tubi guida
degli elementi di controllo. Per gli elementi di
combustibile che si trovano nelle posizioni
senza barre di controllo, una parte dei tubi
guida è utilizzata per accogliere le lance della
strumentazione del nocciolo. Queste servono
a sorvegliare la distribuzione della densità di
potenza nel nocciolo.
Gli elementi di controllo sono mossi mediante dispositivi di sollevamento elettromagnetici disposti sul coperchio del reci-
Gonna di flusso
verso i tre bocchelli di uscita trasporta il calore ai tre generatori di vapore. La portata totale del refrigerante attraverso il nocciolo è di
53 000 tonnellate all’ora e si ripartisce uniformemente nei tre circuiti.
Elementi di combustibile
Il nocciolo del reattore è composto da 177 elementi di combustibile identici disposti uno
accanto all’altro. Ogni elemento di combustibile racchiude 205 barre disposte in una
griglia quadrata. In ogni barra di combustibile
è impiegata una colonna di pastiglie di combustibile, racchiusa in una guaina di zircaloy
saldata in modo da risultare impermeabile e
resistente alla pressione. Le pastiglie di com-
13
Sistema di raffreddamento d e l rea ttore
piente in pressione del reattore. Per regolare
la potenza, gli elementi di controllo possono
essere immersi più o meno in profondità nel
nocciolo del reattore. Lo spegnimento rapido
del reattore avviene tuffando tutti gli elementi di controllo nel nocciolo del reattore. A
tal fine, le bobine di sostegno elettromagnetiche sono private di corrente.
Generatore
di vapore
Uscita del vapore
Separatore fine (essiccatore del
vapore)
Foro di accesso
Separatore grosso (acqua)
Bocchelli d’ingresso dell’acqua
Conduttura ad anello dell’acqua
Tubi riscaldanti
Generatori di vapore
Involucro guida
I tre generatori di vapore trasmettono il calore
del refrigerante del reattore al circuito acqua-vapore. Si tratta di scambiatori di calore
a U verticali, che producono vapore vivo per
azionare il turbogeneratore partendo dall’acqua di alimentazione.
La camera di raccolta è collegata alle condotte del refrigerante principale del sistema
di raffreddamento del reattore attraverso
bocchelli d’ingresso e di uscita. Dalla camera
di raccolta, il refrigerante del reattore scorre
attraverso i tubi a U cedendo calore fino alla
camera di uscita, da dove è convogliato nella
pompa principale del refrigerante. Il fascio di
tubi a U, composto da un materiale particolarmente resistente alla corrosione e ancorato saldamente, è integrato e saldato alla
piastra tubiera del generatore di vapore.
L’acqua di alimentazione in entrata scende
nella circolazione naturale tra la parete del
contenitore e un involucro guida che circonda
il fascio di tubi e dopo l’assorbimento del
calore risale verso l’alto formando vapore.
Nella cupola di vapore sulla piastra tubiera è
separata l’umidità residua del vapore, prima
che il vapore secco sia fatto fuoriuscire attraverso i bocchelli di uscita.
14
Contenitore
Griglia di supporto dei tubi
Foro di controllo
Spruzzi di supporto e guida
Piastra tubiera
Entrata del refrigerante
Uscita del refrigerante
Pressurizzatore
Il pressurizzatore ha il compito di mantenere
costante la pressione di esercizio nel sistema
di raffreddamento del reattore. In caso di variazione del carico del reattore si verificano variazioni della temperatura e del volume, che in
assenza del pressurizzatore provocherebbero
fluttuazioni della pressione. Il pressurizzatore
è un contenitore verticale riempito parzialmente di acqua con un volume di circa 42 metri cubi. Attraverso la linea di compensazione
del volume è collegato a uno dei tre circuiti di
raffreddamento del reattore. La pressione è
regolata mediante un riscaldamento elettrico
nel settore dell’acqua e un nebulizzatore di
acqua nel settore del vapore.
Siste m a d i ra ffre dda m e nto d e l rea ttore
Il sistema di nebulizzazione permette di condensare il vapore e di conseguenza di ridurre la pressione; il riscaldamento mediante le barre riscaldanti elettriche permette
di far evaporare acqua e di conseguenza di
aumentare la pressione.
Sistema di raffreddamento del reattore
Pompe e condutture principali
del refrigerante
Dal recipiente in pressione del reattore, il refrigerante principale riscaldato entra nei tre
generatori di vapore attraverso le condutture
del refrigerante. Le pompe principali del refrigerante riportano il fluido refrigerante raffreddato nel recipiente in pressione del reattore.
Le pompe principali del refrigerante sono co-
Recipiente in pressione del reattore
Generatore di vapore
Pompe principali del refrigerante
Pressurizzatore
stituite da pompe centrifughe monofase disposte verticalmente con girante a sbalzo. Le
componenti essenziali sono il corpo della
pompa a forma di sfera, la girante montata
sull’albero della pompa e il diffusore composto da due parti avvitato nel corpo della
pompa. Il corpo della pompa è saldato nella
conduttura del refrigerante principale. Quale
motore è impiegato un motore asincrono ad
alta tensione tradizionale.
Le guarnizioni delle pompe principali del refrigerante sono composte da una tenuta idrodinamica ad anello scorrevole a tre livelli e
una valvola di non ritorno. Quest’ultima entra
in funzione solo se le guarnizioni a monte
non funzionano. Nel sistema di guarnizioni
idrodinamiche, installato nel 2008, la pressione è ridotta attraverso le tre guarnizioni. In
ciascuno dei primi due livelli è ridotto il 40
per cento della pressione e nel terzo il restante 20 per cento. Ogni livello è progettato
per l’intera differenza di pressione.
Pompa principale del refrigerante
Flangia del
motore
Lanterna del
motore
Cuscinetto
radiale assiale
Giunto di accoppiamento
Scatola delle
guarnizioni
Cuscinetto
radiale
Diffusore
Girante
Corpo della
pompa
15
Impianti ausiliari e secondari
Le scorie radioattive sono racchiuse in fusti.
stanze radioattive, sono installati nell’edificio
del reattore e nell’edificio degli impianti ausiliari, che a sua volta fa parte del settore
controllato.
Durante l’esercizio della centrale nucleare si
formano sostanze radioattive allo stato solido, liquido o gassoso. Gli impianti ausiliari
hanno tra l’altro il compito di separare queste sostanze dal fluido refrigerante, dalle acque di scarico ed eventualmente dall’aria
ambiente. Un’emissione minima di radioattività all’ambiente circostante è inevitabile,
malgrado i molteplici dispositivi di contenimento.
Per garantire che fuoriescano sostanze radioattive solo in piccolissime quantità e in
modo controllato sono previsti i seguenti impianti ausiliari:
impianti di ventilazione,
sistema di scarico dei gas,
impianto di preparazione dell’acqua
di scarico,
trattamento e stoccaggio delle scorie.
Il sistema di raffreddamento del reattore
comprende impianti ausiliari e secondari,
che svolgono funzioni importanti sia durante
l’esercizio operativo sia in caso di incidente.
Tra gli impianti ausiliari e secondari figurano
essenzialmente sistemi di:
immissione e prelievo del fluido refrigerante,
regolazione della concentrazione di acido
borico,
stoccaggio, pulizia, degassificazione e trattamento chimico del fluido refrigerante,
scarico del calore residuo,
separazione e trattamento delle sostanze
radioattive.
Gli impianti ausiliari del reattore sono direttamente adiacenti al sistema di raffreddamento del reattore e di conseguenza sono in
contatto con il refrigerante principale, mentre
gli impianti secondari svolgono compiti non
direttamente legati al funzionamento del reattore. Questi sistemi, che contengono so-
16
I m p ia nti a usil ia r i e s e conda r i
reattore sono sottratte 30 tonnellate di fluido
refrigerante all’ora. Per ridurre al minimo la
quota di sostanze radioattive nel sistema di
raffreddamento del reattore, sono rimossi i
prodotti di corrosione e fissione. La depurazione del refrigerante è assicurata mediante
filtri a letto misto, riempiti con due resine
scambiatrici di ioni differenti. Al termine della
depurazione del refrigerante, il fluido refrigerante può essere degassificato.
Nell’ambito del trattamento del refrigerante,
il fluido refrigerante è nuovamente separato
in acido borico e acqua demineralizzata (acqua interamente dissalata e degassificata)
mediante evaporatori. L’acido borico e l’acqua demineralizzata sono utilizzati per modificare la reattività.
Sistemi di trattamento del
refrigerante principale
Il sistema di regolazione del volume collega il
sistema di raffreddamento del reattore sotto
pressione con i sistemi a bassa pressione degli impianti ausiliari e secondari. Il sistema di
raffreddamento del reattore è riempito e svuotato attraverso il sistema di regolazione del
volume, che compensa le variazioni del volume del refrigerante del reattore dovute alla
temperatura durante le fasi di avvio e di spegnimento nonché le variazioni del carico. Alimenta inoltre di acqua di tenuta le guarnizioni
dell’albero ad alta pressione delle pompe
principali del refrigerante. Per depurare il refrigerante, al sistema di raffreddamento del
Sistemi di prodotti chimici, regolazione del volume e trattamento delle scorie
Sistema di depurazione
della vasca degli elementi
di combustibile
Camino
Sistema di depurazione
del refrigerante
Sistema di degassificazione del refrigerante
Sistema di regolazione
del volume
Alimentazione di acqua
di tenuta
Sistema di scarico
dei gas
Trattamento del
refrigerante
Stoccaggio del
refrigerante
Sistema di apporto di
acido borico e acqua
demineralizzata
Acqua demineralizzata
Prodotti chimici
Drenaggio dell’edificio
Acqua di lavaggio radioattiva
Trattamento di
concentrati radioattivi
Deposito dei fusti
Aare
Trattamento delle
acque di scarico
radioattive
Sistema di dosaggio dei
prodotti chimici
17
I mpianti ausiliari e seconda r i
postraffreddamento per ogni linea, il calore
assorbito dal sistema di postraffreddamento
è immesso nel canale superiore dell’Aare attraverso un circuito di riscaldamento intermedio. Il circuito di riscaldamento intermedio
costituisce la barriera tra il refrigerante principale e l’acqua del fiume.
Per il raffreddamento della vasca di stoccaggio
degli elementi di combustibile sono a disposizione due linee di raffreddamento collegate al
sistema di postraffreddamento nonché un’ulteriore linea di raffreddamento indipendente
dal sistema di postraffreddamento. Il sistema
di postraffreddamento è in grado di raffreddare
l’impianto del reattore nel giro di qualche ora.
Le pompe di postraffreddamento aspirano refrigerante dalle condotte del refrigerante principale che fuoriescono dal reattore e attraverso
i raffreddatori secondari lo immettono nelle
condotte del sistema di raffreddamento del
reattore che entrano nel reattore.
In caso di incidente con perdita di refrigerante, il sistema di postraffreddamento deve
Nel sistema di dosaggio dei prodotti chimici
sono preparati e aggiunti al fluido refrigerante i prodotti chimici necessari per il trattamento del refrigerante del reattore. Anche
le quantità di acido borico e di acqua demineralizzata necessarie per regolare la reattività sono immesse nel sistema di raffreddamento del reattore attraverso il sistema di
dosaggio dei prodotti chimici; quantità di refrigerante corrispondenti sono prelevate e
convogliate nei serbatoi del refrigerante per
il deposito intermedio. Se il tenore di boro del
fluido refrigerante deve essere aumentato, è
immesso acido borico. Viceversa, il tenore di
acido borico è ridotto mediante diluizione
con acqua completamente dissalata. Per lo
stoccaggio del refrigerante sono disponibili
complessivamente sei serbatoi del refrigerante di 100 metri cubi l’uno.
Sistemi di smaltimento del
calore residuo
I sistemi di smaltimento del calore residuo
svolgono sia funzioni di esercizio che funzioni di sicurezza: in caso di spegnimento
dell’impianto del reattore pianificato, assicurano il raffreddamento del nocciolo del reattore. In caso di incidente con perdita di refrigerante, assicurano il raffreddamento di
emergenza del nocciolo. Al di fuori delle fasi
di postraffreddamento e raffreddamento di
emergenza, le stesse attrezzature sono utilizzate per il raffreddamento della vasca degli elementi di combustibile.
In caso di spegnimento dell’impianto, durante la fase iniziale il calore di decadimento
prodotto è evacuato attraverso i generatori di
vapore. Successivamente, il sistema di postraffreddamento assicura l’ulteriore abbassamento della temperatura. In una catena di
18
Accumulatore di pressione con acqua di raffreddamento di riserva.
I m p ia nti a usil ia r i e s e conda r i
intere scorte di acqua borata dei serbatoi di
allagamento e degli accumulatori, l’acqua è
aspirata dal fondo dell’edificio con le pompe
di postraffreddamento e ripompata nel recipiente in pressione del reattore attraverso i
refrigeratori del calore residuo.
Sia nel sistema di alimentazione di sicurezza
a bassa pressione che nel sistema di alimentazione di sicurezza ad alta pressione
sono disponibili tre linee di alimentazione
completamente indipendenti, ciascuna con
un proprio circuito di circolazione. Vi è poi
una linea di riserva, innestata sulle altre tre linee. Per controllare un incidente con perdita
di refrigerante è sufficiente una linea di alimentazione. Siccome tutte le valvole sono
alimentate attraverso la rete elettrica di emergenza, la disponibilità dei sistemi di emergenza e postraffreddamento resta intatta anche in condizioni estreme.
assicurare l’allagamento del nocciolo del reattore e lo smaltimento del calore residuo dal
recipiente in pressione del reattore a lungo
termine, indipendentemente dall’entità della
fuga. Il sistema è progettato in modo da coprire il nocciolo del reattore di acqua borata
e assicurare un raffreddamento sufficiente
anche in caso di rottura completa di una condotta del refrigerante principale.
In sei accumulatori, allacciati ai tre circuiti di
circolazione del reattore attraverso condotte
e valvole di non ritorno, è tenuta in riserva acqua borata di raffreddamento di emergenza.
Se in caso di grossa fuga la pressione nel sistema di raffreddamento del reattore scende
al di sotto della pressione dell’accumulatore,
attraverso le condotte del refrigerante principale questi accumulatori si svuotano nel
recipiente in pressione del reattore.
Non appena la pressione nel sistema di raffreddamento del reattore scende al di sotto
di 10 bar, il sistema di alimentazione a bassa
pressione si disinserisce e, attraverso linee di
alimentazione separate, le pompe di postraffreddamento pompano acqua borata
dalle quattro unità del serbatoio di allagamento nei circuiti di raffreddamento.
Se la pressione diminuisce più lentamente, in
caso di fuga piccola o media, partono prima
le pompe di alimentazione del sistema di alimentazione di sicurezza ad alta pressione,
che pompano acqua contenente boro dai
serbatoi di allagamento nel sistema di raffreddamento del reattore fino a che la pressione è così bassa da far scattare automaticamente l’alimentazione a bassa pressione.
Una volta riempito il recipiente in pressione
del reattore, l’acqua immessa nel nocciolo
del reattore scorre attraverso il punto di rottura nella parte più bassa del contenitore di
sicurezza. Non appena sono state riversate le
Impianti di ventilazione
Nel settore controllato, sistemi di immissione,
espulsione e ricircolazione dell’aria assicurano la ventilazione, il riscaldamento, il raffreddamento, il mantenimento della sottopressione e la climatizzazione. La ventilazione
nei locali degli impianti e di esercizio avviene
principalmente mediante ricircolazione. In
caso di esercizio normale, nel contenitore di
sicurezza sono immessi e sottratti solo circa
1000 metri cubi di aria all’ora. Date le piccole
quantità immesse e sottratte, sono piccole
anche le sezioni del canale di passaggio dell’aria attraverso il contenitore di sicurezza.
Nei locali degli impianti che ospitano il sistema di raffreddamento del reattore, eventuali contaminazioni nell’aria ambiente possono essere trattenute dal filtro parziale del
sistema di ricircolazione dell’aria.
19
I mpianti ausiliari e seconda r i
scarico dei gas assicura la circolazione costante di gas di spurgo. Una parte del gas di
spurgo è convogliata da carbone attivo attraverso una sezione di rallentamento. Tutti i
gas nobili sono trattenuti nella sezione di
rallentamento fintanto che buona parte della
radioattività è diminuita.
Gli impianti di ventilazione assicurano una
sottopressione costante rispetto ai locali di
esercizio e all’atmosfera esterna, di modo che
vi è sempre una corrente di aria dai locali a
bassa radioattività verso i locali con una radioattività potenzialmente più elevata. Le sottopressioni graduate impediscono il passaggio di aria contaminata dai locali degli
impianti ai locali d’esercizio.
L’aria aspirata dal contenitore di sicurezza
per mantenere la sottopressione è depurata
nell’impianto dell’aria di scarico, prima di essere liberata attraverso il camino per l’espulsione dell’aria. I filtri aerosol e iodio impiegati
hanno un grado di rendimento di separazione
superiore al 99 per cento. L’attività specifica
dell’aria di scarico è sorvegliata nel camino.
Dispositivi di misurazione registrano l’attività
degli aerosol, dello iodio e dei gas nobili nonché il radiocarbonio. In combinazione con la
misurazione della quantità di aria sono così
controllate le emissioni complessive di radioattività.
Impianto di preparazione
dell’acqua di scarico
L’impianto di trattamento dell’acqua di scarico
radioattiva ha il compito di raccogliere e depurare le acque di scarico prodotte nel settore
controllato della centrale.
Le acque di scarico del sistema di raffreddamento del reattore e degli impianti ausiliari e
secondari possono presentare una radioattività specifica elevata sotto forma di sostanze
disciolte e sospese. L’attività delle acque di
scarico provenienti dal laboratorio, dalla lavanderia, dalle docce, ecc. è invece nettamente più bassa. A seconda della provenienza, le acque di scarico sono raccolte in
gruppi di contenitori separati. La depurazione
delle acque di scarico avviene negli impianti
dell’evaporatore. Il distillato è stoccato in serbatoi di controllo e controllato mediante il
prelievo di campioni. In caso di purezza sufficiente, può essere riversato nel canale superiore dell’Aare, registrandone l’attività e la
quantità. I concentrati provenienti dall’evaporatore, in cui è trattenuta la radioattività
delle acque di scarico, sono raccolti nei serbatoi del concentrato e stoccati fino alla solidificazione. Il fattore di ritenzione della radioattività raggiunge valori fino al 99,9999
per cento. Dei 7000 metri cubi di acque di
scarico prodotte annualmente restano solo 15
metri cubi di concentrati che devono essere
trattati ulteriormente.
Sistema di scarico dei gas
Le emissioni del camino sono dovute anche
all’esercizio del sistema di scarico dei gas.
Non tutti i prodotti di fissione che rientrano
tra i gas nobili e si diffondono partendo dal
refrigerante principale possono essere trattenuti dai filtri a letto misto della depurazione del refrigerante.
Si tratta essenzialmente dei gas nobili xeno
e cripto. Un’eliminazione efficace di questi
gas può essere raggiunta con il sistema di degassificazione del refrigerante. Mediante evaporazione e successiva condensazione del
fluido refrigerante, i gas sono espulsi e convogliati nel sistema di scarico dei gas. Il compressore dei gas di scarico del sistema di
20
I m p ia nti a usil ia r i e s e conda r i
Trattamento dell’acqua di scarico radioattiva
Stazione di dosaggio dei prodotti chimici
Acqua di
scarico
Contenitore di raccolta dell’acqua di scarico
Acido solforico
1
Antischiumogeni
Complessanti
Soluzione di
soda caustica
7
7
7
7
1
2
2
Evaporatore
1 Pompe di ricircolazione
2 Pompe di alimentazione
del l’evaporatore
3 Pompe di ricircolazione
e alimentazione del filtro
4 Pompa di scarico
5 Pompa dei fanghi
6 Pompe di ricircolazione
del concentrato
7 Pompe di dosaggio
dei prodotti chimici
5
Evaporatore
Fango
Distillato
Serbatoio
di controllo
3
Filtro a letto misto
Condotta di scarico nel
canale superiore
4
6
6
Contenitore di raccolta del
concentrato
Bitumazione
Trattamento e stoccaggio
delle scorie
mente radioattivi sono mischiati a cemento e
possono anche essere racchiusi in massicci
recipienti schermati. Per il successivo deposito finale non è necessario nessun altro trattamento. In media, la KKG produce circa 50 litri di scorie di esercizio conformi al deposito
finale al giorno. Le scorie mediamente radioattive riempiono circa 20 fusti all’anno, le
scorie debolmente radioattive circa 60 fusti.
Le parti dell’impianto contaminate riutilizzabili e gli utensili sono decontaminati.
La KKG dispone di due depositi per le scorie
sotterranei, separati fisicamente. Il deposito
per le scorie debolmente radioattive può contenere 4300 fusti; nel deposito per le scorie
mediamente radioattive possono essere
stoccati 600 fusti. In caso di bisogno, i fusti
con le scorie possono anche essere stoccati
presso lo ZZL. Alla fine del 2008 erano già
stati trasferiti nello ZZL circa 1000 fusti di
scorie debolmente e mediamente radioattive condizionate per il deposito finale.
Le scorie radioattive prodotte dalla centrale
sono trattate in modo da consentirne la manipolazione e lo stoccaggio. Tra le scorie figurano tra l’altro resine scambiatrici di ioni,
filtri e residui dei filtri, concentrati dell’evaporatore, materiale di pulizia e indumenti.
Ad eccezione delle resine scambiatrici di ioni
dell’impianto di depurazione del refrigerante
del reattore, queste scorie radioattive sono di
norma solo debolmente radioattive.
Le resine scambiatrici di ioni e i concentrati
dell’evaporatore sono essiccati e racchiusi
in fusti unitari da 200 litri mischiati a bitumi,
prima di essere stoccati nel deposito intermedio della centrale. Le scorie infiammabili
nonché piccole parti metalliche possono essere trattate in forni al plasma del deposito
intermedio centrale di scorie radioattive (ZZL)
di Würenlingen e le scorie prodotte sono vetrificate. Candele filtranti e metalli media-
21
Misure di sicurezza
L’edificio di emergenza.
Sicurezza inerente
L’obiettivo principale della tecnica di sicurezza del reattore è il confinamento sicuro
dei prodotti di fissione radioattivi risultanti
dalla fissione nucleare. Le misure di sicurezza devono garantire che sia durante
l’esercizio normale che in caso di incidenti
dall’impianto non fuoriesca radioattività incontrollata mettendo in pericolo l’ambiente
e le persone.
La priorità va alla prevenzione degli incidenti. Mediante misure amministrative e costruttive i malfunzionamenti devono essere
riconosciuti tempestivamente, eliminati o limitati nei loro effetti in modo tale da escludere incidenti con ripercussioni sull’ambiente. La prevenzione efficace dei danni
comprende volutamente il riconoscimento
di errori e disturbi per le persone e il materiale. Il risultato della prevenzione sistematica è una progettazione tecnica dell’impianto con un margine di tolleranza tale da
garantire riserve di sicurezza sufficienti anche in caso d’incidente.
22
Nel reattore ad acqua leggera del tipo KKG,
quale moderatore e refrigerante al tempo
stesso è impiegata cosiddetta acqua leggera,
e cioè normale acqua depurata e completamente dissalata.
L’acqua di raffreddamento modera i neutroni
prodotti mediante fissione nucleare: frena i
neutroni liberati dal combustibile ad alta velocità alla velocità «termica», a cui possono
provocare una nuova fissione nucleare.
La cosiddetta sicurezza inerente si basa sulle
caratteristiche del moderatore e del combustibile: in caso di temperatura crescente del
refrigerante e formazione di bolle di vapore,
la densità dell’acqua diminuisce, motivo per
cui sono frenati meno neutroni. Inoltre in
caso di temperatura crescente del combustibile, l’uranio-238 (materiale di supporto
del combustibile) assorbe più neutroni. Sono
così disponibili meno neutroni per provocare
nuove fissioni nucleari. In caso di incidente
Misure d i sicurezza
livello di sicurezza 4 (misure di contenimento delle conseguenze degli incidenti
classificati come molto improbabili).
con grande perdita di refrigerante, la reazione a catena s’interromperebbe improvvisamente sia per via del maggiore assorbimento di neutroni a causa dell’aumento della
temperatura del combustibile che per via dell’assenza dell’effetto di moderazione a causa
della formazione di vapore nel nocciolo del
reattore.
Alla progettazione e all’esercizio dell’impianto (livello di sicurezza 1) si applicano requisiti particolari, come ad esempio:
sufficienti complementi di sicurezza nell’ambito della progettazione dei sistemi e
delle parti dell’impianto,
scelta accurata dei materiali ed esami approfonditi dei materiali,
ampia assicurazione della qualità nell’ambito della fabbricazione, dell’installazione
e della messa in funzione,
costruzione di sistemi e parti dell’impianto
di facile manutenzione,
elevato grado di ridondanza delle installazioni di sicurezza,
elevato grado di automatizzazione volto a
prevenire gli errori umani,
modalità di esercizio rispettose dell’impianto,
esami ripetuti e ispezioni regolari,
sorveglianza permanente di importanti
grandezze di processo,
adozione automatica di contromisure al
raggiungimento di determinati valori limite,
registrazione sistematica, analisi e utilizzazione di esperienze di esercizio proprie
e altrui ai fini della sicurezza,
addestramento completo e formazione
continua degli operatori.
Principi di sicurezza
La garanzia della sicurezza nucleare nei moderni reattori ad acqua leggera come quello
della KKG si basa sul concetto di prevenzione
graduale. È operata una distinzione tra:
livello di sicurezza 1 (misure di prevenzione
dei disturbi di esercizio dell’impianto),
livello di sicurezza 2 (misure di contenimento delle ripercussioni degli incidenti e
di prevenzione degli incidenti),
livello di sicurezza 3 (misure di controllo
degli incidenti),
Barriere di sicurezza
Per controllare gli stati operativi anomali (livello di sicurezza 2) i sistemi sono stati progettati secondo speciali principi di sicurezza.
Speciali dispositivi di contenimento e la protezione dei gruppi assicurano che i disturbi di
esercizio e le loro conseguenze siano limitati,
riducendo la potenza del reattore in caso di
Combustibile
Guaina
Confinamento
Circuito di raffreddamento
del reattore
Schermo in calcestruzzo
Contenitore di sicurezza
Involucro in calcestruzzo armato
23
Misure di sicurezza
La progettazione dell’impianto tiene conto
anche degli incidenti dovuti a fattori esterni.
La centrale è protetta sia contro gli influssi naturali, come terremoto, tempesta, fulmine e allagamento, che contro influssi civili, come sabotaggio e schianto aereo. Sono inoltre
considerati gli incidenti che possono verificarsi durante la manipolazione di sostanze
pericolose, come sostanze facilmente infiammabili o esplosive, o gli incendi nell’impianto.
Contro gli incidenti sono previsti dispositivi di
sicurezza passivi e attivi. I primi agiscono solo
con la loro presenza, come ad esempio le numerose barriere di protezione di calcestruzzo
o acciaio, che garantiscono il confinamento
sicuro della radioattività e la schermatura dall’irraggiamento diretto che fuoriesce dal nocciolo del reattore. Tra questi dispositivi di
sicurezza figurano anche gli accumulatori del
sistema di raffreddamento di emergenza, che
in caso di bisogno non devono prima essere
messi in funzione. I dispositivi di sicurezza at-
disturbi o attivando componenti di riserva in
caso di guasto a una componente. L’intervento dei dispositivi di contenimento permette di evitare interruzioni repentine dell’impianto del reattore. Ogni interruzione
repentina evitata protegge l’impianto.
Controllo degli incidenti
Vapore
Vapore
Vapore
Il controllo degli incidenti è assicurato da speciali sistemi di sicurezza (livello di sicurezza
3), che garantiscono che in caso di bisogno il
reattore possa essere bloccato in qualsiasi
momento e il calore di decadimento ancora
prodotto dopo lo spegnimento possa essere
evacuato. Gli incidenti che l’impianto deve
controllare sono i cosiddetti incidenti di progettazione, tra cui figurano ad esempio la rottura di una condotta del refrigerante principale, la rottura di una condotta del vapore
vivo o dell’acqua di alimentazione o ancora
la rottura di un tubo riscaldante dell’evaporatore.
Sistemi di raffreddamento di emergenza
e di postraffreddamento
5
4
1
2
2
3
1
2
3
4
5
6
7
8
9
10
11
3
6
2
6
6
3
Reattore
Generatore di vapore
Pompe principali del refrigerante
Contenitore di sicurezza
Edificio del reattore
Accumulatore di pressione
Serbatoio di allagamento
Pompe di alimentazione di sicurezza (alta pressione)
Pompe di postraffreddamento (bassa pressione)
Refrigeratore del calore residuo
Fondo del contenitore
11
7
7
10
8
9
8
Ridondanza 1
24
7
10
9
8
Ridondanza 2
7
10
9
8
Ridondanza 3
9
Ridondanza 4
Misure d i sicurezza
tivi eseguono le azioni ordinate dal sistema di
sicurezza del reattore mediante azionatori e
aggregati. Hanno bisogno di un segnale di
avvio e di un apporto di energia. Tra i dispositivi di sicurezza attivi figurano il sistema di
raffreddamento di emergenza e di postraffreddamento, il sistema di alimentazione di riserva, il sistema elettrico di riserva e il sistema
di emergenza.
Per qualsiasi incidente, per i sistemi di sicurezza si applica il criterio dell’errore singolo,
secondo cui il guasto di una componente, di
un sottosistema o di un sistema non deve
impedire il funzionamento sufficiente dell’intero sistema.
Per raggiungere una sicurezza tecnica di base
i sistemi o gli apparecchi particolarmente importanti sono installati almeno in doppio.
Questo principio di ridondanza è realizzato
per tutti i dispositivi tecnici di sicurezza.
Tra questi figurano tra l’altro il sistema di raffreddamento di emergenza e di postraffreddamento, il circuito intermedio di raffreddamento, il sistema di alimentazione di riserva,
il sistema di raffreddamento secondario, il sistema dell’acqua fredda e l’isolamento del
contenitore di sicurezza. I sistemi di raffreddamento di emergenza e di postraffreddamento sono ad esempio costituiti essenzialmente da tre linee di alimentazione identiche,
ciascuna dotata di due accumulatori di pressione, una pompa di alimentazione di sicurezza, una pompa di postraffreddamento, un
refrigeratore del calore residuo e un’unità del
serbatoio di allagamento con acqua borica.
Ciascuna delle tre linee garantisce la sicurezza necessaria. Vi è poi ancora una linea di
riserva, collegata alle altre tre linee. Queste installazioni multiple assicurano una disponibilità sufficiente dell’intero sistema sia durante i lavori di riparazione e manutenzione
Acqua di alimentazione
di emergenza
4
3
Turbine
1
1
1
2
2
2
1 Prelievo dell’acqua di
alimentazione
2 Generatore di vapore
3 Contenitore di sicurezza
4 Edificio del reattore
5 Spazio anulare
6 Impianto di alimentazione
di riserva
7 Pompe di alimentazione
di riserva
8 Serbatoio dell’acqua
demineralizzata
5
6
7
7
7
7
210 m3
210 m3
210 m3
210 m3
8
8
8
8
che in caso di guasto a un sottosistema. La
KKG dispone inoltre di uno speciale sistema
di emergenza secondario, che garantisce che
l’impianto possa passare a uno stato sicuro
anche in caso di eventi estremi e atti terroristici, come lo schianto di un aeroplano. Per
evacuare il calore residuo assume grande rilievo un’alimentazione affidabile dei generatori di vapore, un compito svolto dal sistema
dell’acqua di alimentazione. Oltre alle tre
pompe dell’acqua di alimentazione, il sistema
dispone di due pompe di avviamento e spegnimento con un’alimentazione elettrica di
riserva, che sono avviate automaticamente
in caso di guasto a tutte le pompe dell’acqua
di alimentazione.
Il sistema di alimentazione di emergenza è separato dal circuito acqua-vapore. La sua funzione è quella di raffreddare l’impianto del reattore immettendo acqua demineralizzata nei
generatori di vapore quando non è più possibile un’alimentazione attraverso il sistema
dell’acqua di alimentazione o il sistema di
25
Misure di sicurezza
gruppo diesel di emergenza. Da ogni pompa
di alimentazione di emergenza, una condotta
di alimentazione di emergenza porta a un generatore di vapore. Per smaltire il calore di decadimento è immessa acqua demineralizzata
in almeno un generatore di vapore. L’acqua
evapora e il vapore è scaricato nell’atmosfera
attraverso le valvole di sicurezza del vapore
vivo. Lo smaltimento del calore di decadimento può proseguire per 10 ore senza l’intervento degli operatori. Il confinamento edilizio e la disposizione separata di sottosistemi
ridondanti determinano una protezione dagli
influssi che tendono a propagarsi come il
fuoco, le inondazioni o addirittura gli schianti
aerei. I cavi e le condotte dell’acqua di raffreddamento sono ad esempio posati separatamente e le linee della strumentazione di
sicurezza nell’edificio degli impianti di comando in settori dell’edificio differenti.
In determinati casi, l’applicazione del cosiddetto principio «fail safe» offre una protezione supplementare. Dove possibile, i sistemi di sicurezza sono installati in modo tale
che i disturbi o un’interruzione dell’apporto
energetico facciano scattare azioni di sicurezza. La tecnica «fail safe» è realizzata tra l’altro per il sistema di spegnimento rapido del
reattore, che resta efficace anche in caso di interruzione dell’approvvigionamento elettrico:
gli elementi di controllo sono tenuti fermi dal
comando delle barre di controllo mediante
elettromagneti. In caso di interruzione di corrente, la funzione di tenuta dei magneti viene
meno. Sotto l’azione della forza di gravità,
quindi, gli elementi di controllo cadono nel reattore spegnendolo.
Dopo l’analisi di incidenti avvenuti all’estero
(Three Mile Island 2 e Chernobyl) sono state
introdotte speciali misure di emergenza (livello di sicurezza 4), che garantiscono che
avvio e spegnimento. Il sistema di alimentazione di emergenza è attivato dalla protezione del reattore, a seconda del livello dell’acqua nel generatore di vapore. A ogni
generatore di vapore sono attribuite una
pompa e un serbatoio dell’acqua demineralizzata di riserva con una capacità di 210 metri cubi. Un’ulteriore pompa con serbatoio
dell’acqua demineralizzata può essere collegata a ciascuno dei tre generatori di vapore.
Complessivamente sono disponibili 840 metri cubi di acqua demineralizzata di riserva.
Se non è più possibile evacuare il calore attraverso il circuito acqua-vapore e il sistema
di alimentazione di riserva – ad esempio in
seguito a influssi esterni estremi con danni all’edificio degli impianti di comando, alla sala
macchine, all’edificio degli impianti ausiliari,
alla captazione di acqua o all’alimentazione
esterna – il sistema di emergenza assicura lo
smaltimento del calore di decadimento. Il sistema dell’acqua di alimentazione, il sistema
di avvio e spegnimento, il sistema di alimentazione di riserva e il sistema di emergenza dispongono complessivamente di 11 pompe
per alimentare il generatore di vapore.
Un’unica pompa è in grado di assicurare lo
smaltimento del calore residuo.
L’edificio di emergenza è suddiviso in due
settori separati. In ogni settore vi è un sistema
di emergenza. L’edificio è progettato in modo
tale che i sistemi di emergenza proteggano
dagli influssi esterni, compresi schianto aereo,
sabotaggio, incendio e terremoto. Ogni sistema di emergenza è formato da sistema di
alimentazione, postraffreddamento, pompe
di dosaggio del boro e pompe del pozzo,
gruppi elettrogeni di riserva, impianto di comando, pile da 48 volt, raddrizzatori, sistema
di protezione del reattore, scorte di acqua
demineralizzata di 500 metri cubi nonché
26
Misure d i sicurezza
Scarico filtrato della pressione
Valvola di arresto
Disco di rottura
Lavatore di Venturi
Venturi
Liquido di lavaggio
Filtro di fibre metalliche
Valvola a farfalla
Isolatore passante del
contenitore di sicurezza
7
2
3
6
5
4
8
1
Spazio interno
M
8
2
1
M
Edificio degli impianti
ausiliari
1
2
3
4
5
6
7
8
del reattore in base a grandezze di processo
essenziali come la pressione, la temperatura,
il flusso di neutroni e la radioattività. Se non
sono raggiunti o sono superati i valori limite
rilevanti per la sicurezza, il sistema spegne il
reattore prima che siano raggiunti i limiti di
progettazione. Inoltre registra i disturbi e, se
necessario, dà segnali che fanno scattare
l’intervento attivo dei sistemi di sicurezza,
ad esempio la chiusura delle valvole di chiusura dell’edificio o l’avvio dei sistemi di raffreddamento di emergenza.
Il sistema di protezione del reattore comprende tutti gli apparecchi e i dispositivi,
dalla strumentazione al livello di comando
passando per l’unità logica, necessari per far
scattare le azioni di protezione.
Di norma, le funzioni di protezione si basano
su almeno due grandezze di processo fisiche
differenti. Attraverso circuiti di misura, queste
sono trasmesse dai punti di misurazione ai
trasmettitori e qui convertite in segnali elettrici analogici, inviati poi alle unità dei valori
limite. In queste unità i valori misurati sono
confrontati con i valori limite impostati, trasformati nei segnali binari «ammissibile» o
«inammissibile» e trasmessi all’unità logica.
Qui sono combinati in modo tale che per
ogni funzione di protezione siano generati i
comandi necessari in base ai segnali previsti.
Camino
1
M
Spazio anulare
Contenitore di
sicurezza
anche in caso di incidenti molto rari (guasto
multiplo simultaneo di componenti e dispositivi) le conseguenze per l’ambiente attorno
alla centrale nucleare restano limitate. Per
proteggere il contenitore di sicurezza in caso
di incidente molto improbabile non considerato nell’ambito della progettazione, nel 1993
è stato installato un sistema di scarico della
pressione (DES). Mediante uno scarico controllato e filtrato della pressione, il DES impedisce un cedimento alla sovrapressione del
contenitore di sicurezza. Il DES può essere
attivato aprendo le valvole d’isolamento. Nel
DES è raggiunta una separazione efficace tra
aerosol e iodio nel liquido di lavaggio. I gradi
di separazione degli aerosol grossolani e fini
superano il 99,9 per cento e quelli dello iodio
elementare il 99,5 per cento.
Verifica della sicurezza
Per verificare la sicurezza delle centrali nucleari svizzere vengono effettuati periodicamente ampi controlli. Queste verifiche periodiche stilano una valutazione globale
completa dello stato attuale della sicurezza
dell’impianto tenendo conto di tutti i risultati
e le esperienze disponibili grazie alle ispezioni regolari, ai test, agli esami ricorrenti,
Sistema di protezione del reattore
Il sistema di protezione del reattore (livello di
sicurezza 3) sorveglia lo stato dell’impianto
27
Misure di sicurezza
e del rischio (PSA) supplementari, nel frattempo consolidate nella prassi della valutazione delle centrali nucleari. Le PSA consentono di valutare l’affidabilità dei sistemi di
sicurezza in base alle probabilità di guasto
calcolate; mediante considerazioni probabilistiche è inoltre possibile analizzare incidenti
complessi con guasti ai sistemi di sicurezza.
Le analisi del rischio comprendono possibili
danni all’esterno dell’impianto. Nel 1993 è
stata realizzata un’analisi PSA completa per la
KKG. Lo studio identifica, descrive e quantifica
gli incidenti e le loro cause, che possono portare a un grave danno nucleare. La frequenza
di danni nucleari calcolata per la KKG mediante l’analisi PSA rientra nei valori perseguiti
per i futuri impianti all’avanguardia.
Nel 1999 è stato completato il retrofitting di
un terzo circuito di raffreddamento della
vasca degli elementi di combustibile indipendente. Il sistema di raffreddamento della
vasca degli elementi di combustibile
supplementare completa i due sistemi di raffreddamento esistenti, che in qualità di componenti della catena generale di raffreddamento di emergenza e di postraffreddamento
assicurano lo smaltimento del calore residuo liberato dagli elementi di combustibile.
Il progetto tiene conto dei risultati dell’analisi
PSA. Questo è un esempio del fatto che i
nuovi risultati della ricerca in materia di sicurezza trovano applicazione nell’impianto.
Tra il 2000 e il 2008, la KKG ha investito più
di 100 milioni di franchi nell’ulteriore aumento della sicurezza della centrale. Tra i
principali miglioramenti figurano l’adattamento delle valvole di sicurezza del pressurizzatore nonché ampie misure di protezione
antisismica.
Tra queste ultime rientrano i rafforzamenti
edilizi dell’impianto di alimentazione di ri-
Le valvole di sicurezza del circuito di raffreddamento del reattore sono riconfigurate.
alle analisi della sicurezza e alle esperienze
di esercizio.
Il concetto di sicurezza sviluppato nella tecnica nucleare si basa su ipotesi relative ai
possibili incidenti e sulle esperienze tecniche
degli ingegneri ed è ancorato in leggi, ordinanze, regole, direttive e raccomandazioni,
ad esempio per la progettazione delle componenti o per la protezione antincendio.
Per verificare la progettazione sono state sviluppate analisi probabilistiche della sicurezza
28
Misure d i sicurezza
denti. Il maggior progetto di retrofitting dalla
messa in funzione dell’impianto ha riguardato settori della massima classe di sicurezza. Il vantaggio in termini di sicurezza sta
nella creazione di una possibilità supplementare di smaltimento controllato del calore in caso di incidente, indipendente dai dispositivi di sicurezza esistenti.
L’efficacia di queste innovazioni è stata dimostrata nell’ambito della seconda verifica
periodica della sicurezza, completata nel
2008. Nel raffronto internazionale, la KKG
vanta una performance in materia di sicurezza superiore alla media. In base ai risultati
dell’analisi PSA (stato 2008), il profilo di rischio della KKG è paragonabile a quello di
una nuova centrale della terza generazione,
anche se i dettagli dei mezzi tecnici destinati
ad assicurare la sicurezza sono differenti. La
KKG ha adottato un ampio programma di
monitoraggio dell’invecchiamento, che consente di identificare tempestivamente il bisogno di investimenti sostitutivi.
serva. L’edificio con le alimentazioni di riserva, gli impianti del freddo e il serbatoio
dell’acqua demineralizzata si trova nello spazio intermedio, racchiuso tra l’edificio del reattore a nord, l’edificio degli impianti di comando a sud e l’edificio degli impianti
ausiliari a ovest. In queste tre direzioni principali, all’impianto di alimentazione di riserva
mancavano pareti continue di confinamento
dell’edificio in grado di scaricare i carichi di
un terremoto nelle fondamenta. A causa della
struttura irregolare dell’edificio, non aveva
potuto essere fornita la prova della sicurezza
antisismica richiesta nell’ambito della verifica
periodica della sicurezza. Di conseguenza,
l’edificio ha dovuto essere rinforzato mediante elementi di sostegno supplementari.
La complessa trasformazione della stazione
valvole del pressurizzatore è stata realizzata
nel 2005 dopo tre anni di lavori di preparazione. Oltre a due valvole di sicurezza sono
state sostituite oltre 60 valvole con le condutture di mandata e di ritorno corrispon-
Sistema di emergenza (schema di ridondanza)
Edificio di emergenza
Condutture
Spazio anulare
Spazio interno del
recipiente di sicurezza
7
1
2
3
4
5
6
7
Serbatoio dell’acqua demineralizzata
Gruppo diesel di emergenza
Pompa di alimentazione di emergenza
Valvola di regolazione
Generatore di vapore
Pompa del pozzo
Refrigeratore del calore residuo
6
M
M
M
1
4
M
G
~
3
2
5
29
Impianto a vapore
Turbine a bassa pressione e generatore.
Sistema del vapore vivo
Sostanzialmente, l’impianto a vapore convenzionale non si distingue dagli impianti a
vapore delle centrali termofossili. È composto
essenzialmente dai seguenti elementi, disposti nella sala macchine: turbina, generatore, condensatore, pompe del condensato e
dell’acqua di alimentazione nonché impianti
di preriscaldamento e serbatoio dell’acqua di
alimentazione.
L’impianto a vapore ha il compito alimentare la turbina e il corrispondente generatore con il vapore vivo prodotto nei generatori
di vapore, cedendo energia. Nel condensatore, il vapore espulso dalle turbine a bassa
pressione è condensato.
Il condensato è preriscaldato gradualmente
e reimmesso nei generatori di vapore dalle
pompe dell’acqua di alimentazione attraverso il serbatoio dell’acqua di alimentazione. Come in tutte le centrali termiche, nel
circuito acqua-vapore è utilizzata acqua demineralizzata, prodotta in un impianto a sé.
30
Dai tre generatori di vapore nell’edificio del
reattore, il vapore vivo arriva al gruppo delle
valvole attraverso tre condotte parallele a
una pressione di circa 62 bar e una temperatura di 280 °C. In questa stazione si trovano, separate, le valvole di sicurezza, le valvole di sfogo e le valvole d’isolamento.
Attraverso un percorso di tubi, le tre condotte del vapore vivo sono convogliate nella
sala macchine, dove il flusso di vapore è suddiviso in quattro condotte.
Attraverso quattro valvole a chiusura rapida
e di regolazione in successione, il vapore
giunge poi nella parte del turbogeneratore ad
alta pressione a doppio flusso. In caso di bisogno, le valvole a chiusura rapida interrompono l’apporto di vapore alla turbina fungendo da valvole di protezione.
All’uscita della turbina ad alta pressione, la
pressione del vapore è ancora di 11 bar con
una quota di acqua del 13 per cento e una
I m p ia nto a va p ore
Quando il turbogeneratore è spento, deviatori del vapore convogliano il vapore prodotto dal generatore di vapore e non assorbito dalla turbina direttamente verso i
condensatori. Il vapore è evacuato attraverso
tre valvole di deviazione elettroidrauliche ad
apertura rapida. Il deviatore del vapore è progettato per il caso di chiusura rapida della
turbina con riduzione automatica al 40 per
cento della potenza del reattore.
temperatura di 187 °C. Per evitare danni dell’erosione alla turbina a bassa pressione, il vapore è fatto passare in un separatore dell’acqua-surriscaldatore intermedio combinato,
che lo asciuga e lo riscalda a circa 250 °C,
prima che attraverso i bocchelli d’ingresso
giunga nelle tre turbine a bassa pressione a
doppio flusso e ceda l’energia utile restante.
Il surriscaldamento intermedio del vapore tra
la turbina ad alta pressione e quella a bassa
pressione avviene mediante vapore vivo.
Sistema di raffreddamento del reattore e circuito acqua-vapore
Vapore vivo
62 bar
6
2
7
2
3
4
3
G
5
~
8
1
2
22
22 bar
3
21
20
19
1
2
3
4
5
6
7
8
9
10
11
12
13
14
15
16
17
18
19
20
21
22
Reattore
Generatore di vapore
Pompe principali del refrigerante
Turbina ad alta pressione
Turbina a bassa pressione
17
Separatore dell’acqua
Surriscaldatore intermedio
Pompa del condensato del separatore dell’acqua
Condensatore
Deviatore del vapore
Pompa principale del condensato
Refrigeratore del condensato a bassa pressione
Refrigeratore del condensato a bassa pressione
Preriscaldatore a bassa pressione
Preriscaldatore a bassa pressione
Preriscaldatore a bassa pressione
Pompa del condensato a bassa pressione
Serbatoio dell’acqua di alimentazione
Pompa dell’acqua di alimentazione
Refrigeratore del condensato ad alta pressione
Preriscaldatore ad alta pressione
Refrigeratore del condensato del surriscaldatore
intermedio
10 bar
18
16
4,7 bar
15
1,5 bar
14
0,3 bar
9
13
Sistema principale dell’acqua di raffreddamento
10
12
11
0,085 bar
31
I mpianto a vapore
In caso di guasto al deviatore del vapore, il
vapore è scaricato mediante le valvole di sicurezza del vapore in modo da limitare la
pressione ed evacuare la potenza del reattore. In questo caso, una riduzione regolata e
mirata della pressione può essere avviata
mediante le valvole di sfogo.
Turbogeneratore
Il turbogeneratore monoalbero è composto
da due parti ad alta e a bassa pressione nonché un generatore, un’eccitatrice e un’eccitatrice ausiliaria. È lungo 55 metri e gira a
3000 giri al minuto. Sotto ciascuno dei tre
corpi a bassa pressione si trova un box condensatore, saldato rigidamente al corpo
esterno a bassa pressione. Le fondamenta
della turbina sono composte da un piano
unito alla costruzione dell’edificio mediante
sospensioni e ammortizzatori.
Il vapore di scarico proveniente dalla turbina
a bassa pressione si condensa nei condensatori a valle cedendo calore al circuito dell’acqua di raffreddamento principale, che
libera il calore nell’atmosfera attraverso la
torre di raffreddamento. Il condensato prodotto, a una temperatura di circa 45 °C, è
pompato dalle pompe principali del condensato attraverso tre vie parallele verso l’impianto di preriscaldamento a bassa pressione
nel serbatoio dell’acqua di alimentazione cilindrico orizzontale. Il vapore per il preriscaldatore a bassa pressione è captato dalla turbina a bassa pressione.
Il generatore sincrono trifase bipolare è progettato per una potenza nominale di 1190
megavoltampere. È formato dal corpo con i
cuscinetti, il pacco laminato sospeso con
l’avvolgimento dello statore, la guarnizione
dell’albero e la derivazione dell’energia elet-
32
Condotte del vapore vivo verso la sala macchine.
trica nonché il rotore con l’eccitatrice a corrente continua senza spazzole.
In questo grande generatore, l’avvolgimento
statorico, comprese le linee di comando e i
passaggi di corrente, è raffreddato direttamente con acqua e l’avvolgimento rotorico
direttamente con idrogeno. I refrigeratori a
idrogeno sono collocati verticalmente nell’estremità dal lato della turbina. Il generatore
nonché il necessario apporto di olio, gas e acqua primaria e il dispositivo di eccitazione
sono monitorati mediante ampi dispositivi di
protezione in modo da identificare eventuali
stati operativi inammissibili, fughe, ecc.
L’energia generata con una tensione di 27
chilovolt è immessa nella rete interconnessa
attraverso l’interruttore del generatore, i tre
trasformatori monoblocco e l’impianto di comando da 380 chilovolt.
Sistema dell’acqua
di alimentazione
Il serbatoio dell’acqua di alimentazione con
un volume di 500 metri cubi può compensare
I m p ia nto a va p ore
brevi fluttuazioni nel circuito acqua-vapore.
Nel serbatoio dell’acqua di alimentazione ha
luogo la degassificazione termica dell’acqua
di alimentazione: in altre parole, i gas non
condensabili presenti nell’acqua sono espulsi.
Dal serbatoio dell’acqua di alimentazione,
pompe ripompano l’acqua di alimentazione,
che ha raggiunto circa 180 °C, nei generatori
di vapore attraverso il refrigeratore del condensato ad alta pressione, il preriscaldatore
ad alta pressione e il refrigeratore del condensato del surriscaldatore intermedio. Prima
dell’entrata nei generatori di vapore, l’acqua
di alimentazione preriscaldata raggiunge una
temperatura di circa 218 °C.
I gruppi di pompe del condensato e dell’acqua di alimentazione sono composti da tre
pompe ciascuno. Per l’esercizio a pieno carico ne occorrono due, la terza è pronta per
l’uso ed entra in funzione automaticamente
in caso di guasto di una delle altre pompe.
Il vapore riscaldante per il serbatoio dell’acqua di alimentazione è prelevato all’uscita
della turbina ad alta pressione. I preriscaldatori ad alta pressione prelevano il loro vapore riscaldante da una captazione della turbina ad alta pressione.
scaldare un circuito acqua-vapore fino alla
fabbrica di cartone. Attraverso una condotta
di vapore a distanza lunga 1,8 chilometri, il
vapore generato nello scambiatore di calore
arriva fino alla fabbrica di cartone, dove il
calore è distribuito a vari consumatori, dopodiché il condensato è riportato all’evaporatore nella KKG mediante pompe di alimentazione. La condotta del vapore fino alla
fabbrica di cartone raggiunge una capacità
massima di circa 70 tonnellate di vapore all’ora. La pressione è di 12 bar. La temperatura
supera i 200 °C. La quantità di calore trasmessa corrisponde a circa 45 megawatt di
potenza termica. Questa fornitura di vapore
di processo è iniziata nel dicembre del 1979.
Il primo anno, la fabbrica di cartone ha così
già potuto risparmiare 11 500 tonnellate di
olio pesante. Nel 1996, l’impianto è stato ampliato con una piccola rete di teleriscaldamento nei Comuni di Niedergösgen e Schönenwerd.
Nel 2009 è stato creato un circuito acqua-vapore separato anche per la cartiera Cartaseta Friedrich & Co. situata sul territorio di Däniken. L’impianto è progettato per una
potenza massima di circa 10 tonnellate di
vapore all’ora con una pressione di 15 bar.
Separazione del vapore
di processo
Nella KKG, uno speciale evaporatore genera
vapore di processo per consumatori di calore
situati nelle vicinanze. Tra gli utenti della separazione del vapore di processo figura la
fabbrica di cartone Aarepapier AG di Niedergösgen, che fabbrica cartoni ondulati e materiale d’imballaggio.
Uno scambiatore di calore nella sala macchine sottrae alla condotta del vapore vivo
circa l’1 per cento del vapore prodotto per ri-
Vapore di processo per la cartiera Cartaseta.
33
Sistemi dell’acqua
di raffreddamento
Nel circolatore viene fatto precipitare il calcare.
Sistema principale dell’acqua
di raffreddamento
un’altezza di circa 14 metri e spruzzata mediante bocchette. L’acqua scorre in uno strato
sottile sugli elementi di materiale sintetico
sottostanti.
Su quest’ampia superficie bagnata avviene lo
scambio di calore con l’aria ascendente per
tiraggio naturale. A seconda delle condizioni
meteorologiche evaporano tra 400 e 700 litri al secondo.
L’acqua evaporata è sostituita con nuova acqua attinta al canale superiore e preparata. Il
sistema principale dell’acqua di raffreddamento evacua esclusivamente il calore proveniente dai condensatori.
Il sistema principale dell’acqua di raffreddamento libera nell’atmosfera il calore di condensazione prodotto nei condensatori della
turbina, ormai inutilizzabile, attraverso il circuito della torre di raffreddamento. La torre di
raffreddamento, alta 150 metri, è formata da
un guscio iperbolico di calcestruzzo armato,
che poggia su 50 sostegni con fondamenta
individuali. Funziona in base al principio dell’evaporazione per tiraggio naturale.
Dal bacino della torre di raffreddamento, situato sotto la torre di raffreddamento, l’acqua
è convogliata attraverso due canali sotterranei
paralleli separati alle due pompe dell’acqua di
raffreddamento principali, che la pompano
attraverso i condensatori della turbina e da qui
nuovamente alla torre di raffreddamento.
L’acqua riscaldata di 14 °C dai condensatori
è distribuita, mediante trogoli e tubi, sull’intera sezione della torre di raffreddamento a
34
Sistemi di raffreddamento
secondario
Durante l’esercizio normale, al canale superiore della KKG sono sottratti circa 2,2 metri
cubi di acqua al secondo. Attraverso una
conduttura sotto l’Aare, quest’acqua è convogliata verso l’edificio delle pompe dell’ac-
Siste m i d e ll ’a cqua d i ra ffre dda m e nto
Il sistema di raffreddamento nucleare secondario garantisce, salvo che in caso di
schianto aereo o influssi esterni estremi, lo
smaltimento del calore degli impianti diesel
di riserva, dei gruppi frigoriferi con un’alimentazione elettrica di emergenza e del circuito di riscaldamento intermedio nucleare in
tutte le condizioni immaginabili. Un sistema
di scarico nell’Aare consente il drenaggio sicuro dell’acqua di raffreddamento secondaria, anche se il sistema di scarico nel canale
superiore non è disponibile.
Nel canale inferiore della centrale idroelettrica
di Gösgen si trova una seconda captazione di
acqua. Mediante due pompe diesel, l’acqua
depurata meccanicamente è trasportata nell’edificio delle pompe dell’acqua di raffreddamento ausiliarie attraverso una conduttura
sotterranea. Questo apporto di acqua di raffreddamento ridondante è utilizzato esclusivamente in caso di emergenza, nel caso in
cui l’apporto di acqua di raffreddamento dal
canale superiore dovesse interrompersi.
qua di raffreddamento ausiliarie, dove è ripartita tra il sistema di raffreddamento secondario nucleare e quello convenzionale.
Il sistema di raffreddamento secondario per
l’impianto convenzionale ha il compito di raffreddare tutti i punti di raffreddamento nella
sala macchine, le pompe dell’acqua di raffreddamento principali e due gruppi frigoriferi. Anche l’acqua supplementare necessaria
per l’esercizio della torre di raffreddamento è
sottratta a questo sistema e decarbonizzata.
Questo processo rappresenta un addolcimento dell’acqua. L’idrogenocarbonato di
calcio è trasformato in carbonato di calcio insolubile e separato. Il carbonato di calcio separato è riutilizzato quale materia prima per
l’industria del cemento e quale concime calcareo nell’agricoltura. L’acqua in eccesso, riscaldata al massimo di 6,5 °C, è reimmessa
nel canale superiore. In media si tratta di
circa 1,5 metri cubi di acqua al secondo. La
condotta di ritorno passa sotto l’Aare parallelamente alla condotta di mandata.
Centrale elettrica di Gösgen
Apporto di acqua di
raffreddamento
1
8
1 Opera di presa
2 Pompe dell’acqua di raffreddamento ausiliarie nucleari
3 Pompe dell’acqua di raffreddamento ausiliarie convenzionali
4 Refrigeratori intermedi nucleari
5 Refrigeratore diesel di riserva
6 Refrigeratore dei gruppi frigoriferi
(con alimentazione elettrica
di riserva)
7 Refrigeratore dei gruppi frigoriferi
(convenzionale)
8 Seconda captazione
9 Sfioratore
10 Bacino di decantazione/precipitatore del calcare
11 Torre di raffreddamento
12 Pompe dell’acqua di
raffreddamento principali
13 Condensatori
14 Refrigeratori intermedi
convenzionali
15 Refrigeratori intermedi
dei trasformatori
Canale inferiore
Canale superiore
Aare
9
11
10
12
3
2
4
13
14
5
15
7
6
5
35
Autoapprovvigionamento
Consegna di un polo del trasformatore monoblocco.
gole linee di distribuzione nel giro di qualche
secondo. La suddivisione dei blocchi di distribuzione in quattro linee corrisponde alle
ridondanze e al principio delle quattro linee
negli impianti di alimentazione di riserva e di
postraffreddamento. Due di queste quattro linee sono sufficienti per spegnere e raffreddare in modo sicuro il reattore anche in caso
di eventuali guasti supplementari.
In caso d’interruzione dell’approvvigionamento elettrico di una linea è dapprima attivata automaticamente l’alimentazione di riserva. Se l’approvvigionamento elettrico non
è ripristinato nel giro di qualche secondo, la
potenza del reattore diminuisce. Se contemporaneamente si guasta una seconda linea,
si verifica uno spegnimento rapido del reattore automatico. Le quattro linee sono a loro
volta suddivise in reti normali, reti di riserva
e reti a corrente continua. Le reti normali con
distribuzioni da 10 chilovolt e da 380 volt alimentano grandi motori a partire da 500 chilowatt e consumatori per l’esercizio normale.
La centrale consuma il 5 per cento circa dell’energia prodotta per il fabbisogno proprio,
soprattutto per azionare le grandi pompe di
raffreddamento. Durante l’esercizio normale,
questa energia elettrica è derivata tra l’interruttore del generatore e il trasformatore monoblocco e fornita ai quattro blocchi di distribuzione da 10 chilovolt separati mediante
due trasformatori a tre avvolgimenti. Questo
circuito consente di alimentare la centrale
attraverso la rete, mediante il trasformatore
monoblocco, anche in caso di generatore
spento, ad esempio durante le revisioni. Resta inoltre assicurato il fabbisogno proprio
del generatore in caso di disturbi della rete –
se deve essere aperto l’interruttore di blocco
da 380 chilovolt durante l’esercizio normale.
La KKG funziona allora nel cosiddetto regime
isolato e può essere utilizzata per ripristinare la rete da 380 chilovolt. È inoltre pronta
un’alimentazione di riserva dalla rete da 220
chilovolt in grado di assumere l’approvvigionamento totale di tutte o anche solo di sin-
36
Autoa pp rovvig iona m e nto
saggi cavo delle varie linee sono rigorosamente separati fisicamente e isolati gli uni
dagli altri – dai gruppi diesel di emergenza ai
consumatori passando per l’impianto di comando. Il principio di ridondanza – sei linee,
di cui quattro reti di riserva e due reti di emergenza con un totale di sei diesel – è attuato
anche nella progettazione della costruzione
con la suddivisione dell’edificio degli impianti
di comando in quattro parti. Per gli edifici del
gruppo diesel di riserva nell’edificio di emergenza, la separazione fisica rigorosa è visibile
chiaramente: sono separati dall’edificio degli
impianti di comando e disposti a una distanza di più di 60 metri. Si tiene così conto
tra l’altro anche delle conseguenze di un ipotetico schianto aereo.
La rete di autoapprovvigionamento descritta
con 35 trasformatori rifornisce di energia circa
1400 motori e 950 valvole elettriche.
Le reti di riserva separate alimentano i gruppi
importanti per la sicurezza tecnica, come il sistema di raffreddamento di emergenza e il sistema di postraffreddamento, a partire da 6
chilovolt e 380 volt. A ogni linea è associato
un gruppo diesel della potenza di 2940 chilowatt, che entra in funzione automaticamente non appena la tensione nelle sbarre
della linea corrispondente scende al di sotto
dell’80 per cento per due secondi. Dopo il periodo di accelerazione del diesel, di non oltre
15 secondi, il sistema di protezione del reattore consente progressivamente la riattivazione dei gruppi consumatori importanti per
la sicurezza tecnica. Ciascuno dei quattro
gruppi diesel soddisfa il fabbisogno di energia elettrica della linea del sistema di sicurezza corrispondente in modo autarchico per
alcune ore.
I dispositivi di comando e strumentazione
che devono funzionare ininterrottamente anche durante la fase di avvio del diesel, come
ad esempio il sistema di protezione del reattore, sono alimentati in doppio mediante distribuzione a corrente continua da 48 volt o
220 volt a diodi separati e a pile. Per componenti molto importanti, che devono svolgere funzioni di blocco rapidamente e in ogni
momento, sono disponibili quattro reti da
380 volt a prova di interruzioni di corrente,
alimentate da convertitori rotanti a pile. Per
il caso estremamente improbabile che si guastino più di due linee di sicurezza, sono previsti altri due sistemi di emergenza. Anch’essi
partono automaticamente e si autoapprovvigionano di energia elettrica e acqua di raffreddamento durante 10 ore.
La separazione elettrica e fisica delle quattro
linee assume grande rilievo. Bisogna assolutamente evitare un’influenza reciproca in
caso di guasti elettrici o incendi. Anche i pas-
Immissione di energia elettrica nell’impianto di comando.
37
Esercizio e manutenzione
La squadra di turno sorveglia il funzionamento dell’impianto nella sala comando.
Esercizio dell’impianto
come all’inizio di un ciclo degli elementi di
combustibile la reattività eccedentaria è al
massimo per via degli elementi di combustibile freschi, anche la necessaria concentrazione di acido borico è al massimo all’inizio
e con il burnup del combustibile diminuisce.
Per avvicinarsi alla criticità del reattore, nel sistema di raffreddamento è immessa acqua
demineralizzata e prelevata la stessa quantità di fluido refrigerante borato. È così ridotta la concentrazione di boro. Per assicurare una sufficiente reattività all’arresto
durante l’eliminazione del boro, sono dapprima estratte le barre di comando.
Nell’esercizio stazionario, le barre di comando sono immerse solo poco nel nocciolo. Sono tuffate nel nocciolo unicamente
per la regolazione a breve termine della potenza del reattore e per lo spegnimento rapido del reattore. È così pronta la massima
reattività all’arresto e la distribuzione della
potenza nel nocciolo del reattore è disturbata al minimo.
La progettazione della centrale consente un
regime a carico costante, un regime a carico
di base e potenza ridotta nonché variazioni
del carico. Ragioni economiche e tecniche
fanno propendere l’ago della bilancia per un
regime costante a piena potenza: frequenti
variazioni di carico sollecitano i sistemi e le
componenti, con possibili ripercussioni sulla
durata di vita dell’impianto.
Nei reattori ad acqua leggera non è possibile
sostituire gli elementi di combustibile durante l’esercizio. Per questo motivo, all’inizio
di ogni ciclo di esercizio è costituita una riserva di combustibile o una reattività eccedentaria, che va persa nel corso del periodo
di esercizio per via del burnup del combustibile e della crescente concentrazione di prodotti di fissione.
La reattività eccedentaria è compensata prevalentemente mediante acido borico, che assorbe neutroni nel fluido refrigerante. Sic-
38
Es e rcizio e m a nute nzione
Per l’apparecchiatura di controllo e strumentazione, la KKG impiega prevalentemente i sistemi Iskamatic B, Teleperm C/XS e Simatic.
I segnali misurati sono rilevati mediante trasduttori, trasmessi senza ripercussioni, deparassitati al riparo delle tensioni esterne e in
casi importanti verificati mediante confronti
in locali accessibili, separati fisicamente. Anche l’elaborazione dei segnali ha luogo in
appositi locali separati fisicamente nell’edificio degli impianti di comando o nell’edificio
di emergenza. Assieme al sistema di protezione del reattore, i sistemi di controllo e
strumentazione sono i principali consumatori
della distribuzione a corrente continua da
48 volt. Nella sala comando è registrata e visualizzata la maggior parte delle grandezze
di processo rilevate.
In caso di perturbazione dello smaltimento
del calore prodotto dal reattore a causa di un
guasto di componenti del circuito di raffreddamento del reattore o del circuito acqua-vapore, la potenza del reattore è ridotta automaticamente mediante immersione delle
barre di comando in modo da ripristinare
l’equilibrio tra la produzione e lo smaltimento
del calore. L’impianto può essere mantenuto
in funzione a potenza ridotta.
Apparecchiatura di controllo
e strumentazione
Fanno parte dell’apparecchiatura di controllo
e strumentazione tutti i dispositivi elettrici
ed elettronici volti a monitorare, comandare
e regolare grandezze di processo. Tra queste
operazioni rientrano anche la misurazione, il
trasferimento, l’elaborazione e la visualizzazione di grandezze di esercizio come flusso
di neutroni, pressione, temperatura e flusso
in massa.
Informatica
Le parti essenziali dei sistemi informatici
sono il sistema d’informazione dei dati di
processo, il simulatore per la formazione e il
calcolatore di sicurezza. Il sistema d’informazione dei dati di processo, che completa
la strumentazione di esercizio convenzionale, è un sussidio per gestire l’esercizio e
serve a monitorare lo stato operativo dell’impianto della centrale. Il personale di turno
nonché gli ingegneri di sistema ricevono informazioni attuali e storiche sotto forma di
7000 messaggi di allarme e 1700 variabili di
processo riguardanti l’intero processo della
centrale. Il personale di turno è formato
mediante un simulatore «full scope», che riproduce la sala comando in scala 1:1. L’addestramento al simulatore comprende l’esercizio normale nonché la gestione dei guasti.
La formazione sui sottosistemi della centrale
avviene con il simulatore «soft panel», con i
Analisi dell’acqua del circuito di raffreddamento del reattore.
39
Esercizio e manutenzione
periodici durante l’esercizio e in occasione
delle revisioni. Anche l’acquisto e il montaggio di pezzi di ricambio sono controllati dall’assicurazione della qualità della KKG. Altri
compiti sono il monitoraggio e la documentazione delle modifiche all’impianto.
Per manutenzione s’intende la cura permanente dell’impianto della centrale. Siccome la
manutenzione e la sua qualità influenzano
notevolmente la sicurezza, la disponibilità e
la durata di vita dell’impianto, l’intero impianto della centrale con le attrezzature, le
componenti, gli apparecchi, i dispositivi e le
componenti sostitutive è sottoposto a una
manutenzione sistematica regolare. Controlli
periodici sotto forma di ispezioni e verifiche
delle funzioni sono parte integrante della
manutenzione e servono a dimostrare la sicurezza della centrale con i suoi sistemi e le
parti dell’impianto.
Con l’introduzione e l’ulteriore sviluppo di
adeguate procedure diagnostiche di monitoraggio dello stato, la manutenzione preventiva, che si basa su intervalli di controllo fissi,
è progressivamente sostituita da una manutenzione orientata allo stato. Quest’ultima
presuppone dati esatti sulle componenti
e sulle possibili lacune; tiene conto in particolare della progettazione, del materiale, della
fabbricazione, del montaggio, delle basi di
calcolo, dell’usura, dei risultati dei controlli
precedente nonché del comportamento delle
componenti durante l’esercizio.
Le componenti del sistema di raffreddamento
del reattore che trasmettono pressione e radioattività sono ispezionate, controllate e
sottoposte a manutenzione durante l’intera
durata di vita della centrale. Particolare attenzione è riservata al recipiente in pressione
del reattore, i cui cordoni di saldatura sono
controllati dall’interno mediante dispositivi di
Parametri di esercizio al simulatore.
posti di comando della sala comando riprodotti allo schermo.
Il sistema di calcolo di sicurezza sostiene il lavoro del corpo di guardia nell’ambito del controllo degli accessi, della videosorveglianza e
della gestione degli allarmi. In combinazione
con sistemi biometrici di riconoscimento
senza contatto, contribuisce all’elaborazione
e alla sorveglianza dei fino a 1000 accessi di
collaboratori al giorno e oltre 20 000 accessi
di visitatori all’anno.
Manutenzione e sorveglianza
della qualità
Per ridurre al minimo la probabilità di incidenti a componenti, sono controllate regolarmente tutte le costruzioni e parti dell’impianto che influenzano la sicurezza della
centrale. A tal fine sono coinvolti anche autorità e periti indipendenti. Queste attività
avvengono nell’ambito della sorveglianza
della qualità, che si estende anche ai controlli
40
Es e rcizio e m a nute nzione
di crepe sono inoltre sottoposti a controlli
con ultrasuoni. Con le pompe principali del
refrigerante si procede in modo analogo: anch’esse sono sottoposte a regolari controlli
visivi. Con la maggior accessibilità, lo stato
ineccepibile della maggior parte dei settori
particolarmente sollecitati può tuttavia essere dimostrato con controlli delle crepe superficiali supplementari.
I tubi riscaldanti dei generatori di vapore
sono esplorati con una sonda a induzione telecomandata partendo dalle camere del refrigerante dei generatori di vapore. La sonda
reagisce sia alla separazione del materiale
che a spessori delle pareti differenti, ad
esempio in seguito alla corrosione o a danni
meccanici.
controllo con ultrasuoni. Il controllo con ultrasuoni permette di identificare sia difetti
superficiali che difetti nella parete. Si tratta di
un metodo adatto per rilevare i difetti risalenti alla fabbricazione o provocati dall’esercizio. Questi ripetuti controlli con ultrasuoni
telecomandati sono effettuati in vari punti
del recipiente in pressione del reattore e sul
coperchio del recipiente in pressione.
Anche gli elementi di combustibile, la struttura del nocciolo, le pompe principali del refrigerante e i generatori di vapore sono sottoposti a speciali controlli. Gli elementi di
combustibile possono essere controllati e se
del caso riparati quando la centrale è disattivata. Il controllo esterno degli elementi di
combustibile può essere effettuato con telecamere subacquee. Con il cosiddetto «sipping test» è inoltre controllata la tenuta degli
elementi di combustibile. Anche la struttura
del nocciolo è sottoposta a un controllo visivo
mediante telecamere subacquee. I settori
particolarmente minacciati dalla formazione
Monitoraggio
dell’invecchiamento
Il monitoraggio dell’invecchiamento mira a
mantenere il livello di sicurezza necessario
Coordinamento dei lavori per la revisione annuale.
41
Esercizio e manutenzione
per un esercizio conforme alle prescrizioni e
senza intoppi e a creare solide basi per pianificare la durata di vita dell’impianto. Il monitoraggio sistematico dei fenomeni d’invecchiamento e delle ripercussioni del degrado
comprende anche gli impianti edilizi, oltre
alle attrezzature meccaniche ed elettriche.
Sono analizzati e valutati tutti i meccanismi e
gli effetti d’invecchiamento rilevabili e sono
definiti eventuali correttivi in base allo stato
delle conoscenze, della tecnica di controllo e
dell’esperienza di esercizio in Svizzera e all’estero. La limitazione della durata di vita del
trasformatore monoblocco a causa del carico
di esercizio e dell’invecchiamento del sistema
d’isolamento ha portato ad esempio alla sostituzione dei tre poli del trasformatore monoblocco e del polo di riserva; a causa dell’invecchiamento dell’isolamento in materiale
sintetico sono stati sostituiti i cavi a media
tensione da 10 chilovolt; l’usura meccanica
dei tubi di guaina degli assorbitori degli elementi di controllo dovuta all’esercizio pluriennale ha portato alla loro sostituzione. Un
esempio di processi d’invecchiamento di
componenti meccaniche è l’assottigliamento
delle pareti dei tubi dello scambiatore di calore dei preriscaldatori a bassa pressione a
causa dell’erosione da goccia. In seguito a
Controllo con ultrasuoni nel recipiente in pressione del reattore.
tali risultati, in occasione delle revisioni annuali del 2008 e del 2009 tutti e tre i preriscaldatori a bassa pressione sono stati sostituiti da preriscaldatori nuovi e i tubi dello
scambiatore di calore, le guaine e i sostegni
dei tubi sono stati fabbricati con materiale
resistente all’erosione. Lavori di manutenzione dovuti a fenomeni d’invecchiamento
della costruzione sono stati realizzati ad
esempio nella cupola del reattore e nel
camino di espulsione dell’aria. Nel 1997, la
cupola del reattore è stata ripulita integralmente e sigillata a titolo preventivo per proteggere la sostanza edilizia dagli influssi ambientali. Nel 2009 sono stati realizzati lavori
analoghi sul lato esterno del camino di espulsione dell’aria.
Sostituzione di un preriscaldatore a bassa
pressione.
42
Es e rcizio e m a nute nzione
Tra i fenomeni d’invecchiamento noti figurano fatica meccanico-termica, danni dovuti a
vibrazioni, fragilizzazione dovuta alle radiazioni, fragilizzazione termica e corrosione.
L’analisi e l’attenzione riservata all’invecchiamento in tutte le sue forme sono un presupposto per poter stimare il più esattamente
possibile la durata di vita residua dell’impianto e decidere eventuali investimenti in
misure volte a prolungarla.
Per principio, tutte le componenti dell’impianto che potenzialmente limitano la durata
di vita possono essere riparate o sostituite. La
durata di vita residua tecnica dell’impianto dipende essenzialmente dal modo in cui sono
influenzati le componenti e i sistemi. Rispettando in permanenza il livello di sicurezza, la
durata di vita residua è dettata da criteri economici più che da criteri puramente tecnici.
Oggi si parte dal presupposto che la KKG
possa restare in funzione 20 anni oltre i 40
anni su cui si basa l’attuale progettazione.
Camino di espulsione dell’aria dopo il risanamento.
Sostituzione della turbina ad alta pressione.
43
Aspetti ambientali
La KKG nel suo ambiente.
Ripercussioni dell’esercizio
della torre di raffreddamento
cole variazioni rientrano nell’intervallo di tolleranza di tali misurazioni.
Per monitorare i movimenti delle ombre dovuti al pennacchio di vapore, negli anni dal
1980 al 1984 è stato realizzato un ampio programma d’indagine supplementare. L’ISM ha
valutato tra l’altro oltre 2,5 milioni di fotografie dei movimenti delle ombre. Tra il 1976
e il 1983 sono inoltre stati piazzati apparecchi per misurare il soleggiamento in 8 punti
nell’ambiente circostante. Dalle indagini è
emerso che la diminuzione della durata del
soleggiamento varia in funzione del tempo e
si limita essenzialmente a una piccola zona a
nord della torre di raffreddamento, dove risulta comunque nettamente più breve di
un’ora al giorno. In estate il pennacchio di vapore, composto da vapore acqueo puro, in
genere non supera i 200 metri; può tuttavia
raggiungere oltre 800 metri, a seconda dell’umidità dell’aria. Nel raggio attorno alla KKG
non è stata rilevata alcuna durata dell’ombreggiamento inammissibile, che dia per-
L’imponente struttura della torre di raffreddamento alta 150 metri è visibile da lontano
nel paesaggio tra Olten e Aarau. Già prima del
rilascio del permesso di costruzione, l’Istituto
svizzero di meteorologia (ISM) ha analizzato
il potenziale impatto dell’esercizio della torre
di raffreddamento sull’ambiente circostante.
Le ampie indagini sono state completate nel
1984 e non hanno evidenziato danni degni di
nota all’ambiente attribuibili all’esercizio della
torre di raffreddamento.
In base ai risultati delle prove meteorologiche, le variazioni delle precipitazioni attorno
alla torre di raffreddamento non sono significative e non è stata dimostrata la formazione di nebbia o ghiaccio supplementare.
Sono stati rilevati una variazione della temperatura annua media al suolo di meno di
0,2 °C e un aumento dell’umidità annua dell’aria al massimo del 3 per cento; queste pic-
44
As p e tti a m bienta l i
sioni portano all’isolamento automatico
delle potenziali vie di emissione.
Le emissioni di sostanze radioattive liquide
sono costituite principalmente da trizio, risultante essenzialmente dal burnup del
boro. Nelle emissioni liquide figurano inoltre tracce di prodotti di attivazione, soprattutto di cobalto-60. Sporadicamente sono
misurati anche antimonio-124 e iodio-131. Le
acque di scarico sono liberate solo se rispettano i valori limite approvati. I valori limite per le emissioni di sostanze radioattive
e i programmi di monitoraggio di tali emissioni sono stabiliti nell’autorizzazione di
esercizio e nel regolamento concernente le
emissioni dell’autorità di vigilanza. La centrale misura le emissioni nell’ambiente e le
comunica mensilmente alle autorità. I risultati delle misurazioni sono verificati mediante misurazioni di controllo indipendenti
da parte delle autorità. L’emissione nell’ambiente di sostanze radioattive è documentata, in modo tale poter sempre fornire
una prova del genere e della quantità di
emissioni.
Nell’ambito del monitoraggio delle immissioni, settimanalmente sono prelevati campioni nell’Aare.
Sono analizzati anche sedimenti estratti dall’Aare. Il monitoraggio stazionario delle immissioni atmosferiche comprende la misurazione delle dosi locali in 24 punti nel
raggio di 5-7 chilometri attorno alla KKG. I
dosimetri impiegati sono letti trimestralmente. In 32 punti sull’area della centrale,
presso la torre di raffreddamento e la recinzione dell’area sono effettuate ulteriori misurazioni mediante dosimetri, anch’essi letti
trimestralmente.
Per rilevare la radioattività ambientale sono
analizzati settimanalmente filtri dell’aria e le
tanto diritto a un’indennità. La torre di raffreddamento produce l’effetto collaterale positivo di ripulire parzialmente l’aria.
Emissione di sostanze radioattive
Durante l’esercizio normale, attraverso l’acqua e l’aria di scarico la centrale libera
nell’ambiente piccole quantità di sostanze
radioattive. Tra le emissioni trasportate dall’aria figurano gas nobili e iodio radioattivi
prodotti dalla fissione nucleare, radiocarbonio prodotto dall’attivazione di ossigeno
nonché aerosol radioattivi liberati prevalentemente dall’attivazione di materiali di
costruzione. Maggiori concentrazioni di gas
nobili rilevate dalle misurazioni delle emis-
Campionatore di aerosol.
45
Aspetti am bientali
determinate le concentrazioni di radioattività di singoli radionuclidi. Nelle foglie delle
piante è misurato il tenore di carbonio-14.
Per identificare eventuali depositi nel suolo,
negli alimenti e nei foraggi, annualmente
sono analizzati campioni di suolo, erba,
latte e cereali e analizzati pesci catturati
nell’Aare.
Dal 1993 è in funzione una rete di misurazione installata dall’Ispettorato federale
della sicurezza nucleare (IFSN) volta a monitorare automaticamente l’intensità di dose
nei pressi delle centrali nucleari (Maduk). In
16 punti nella immediate vicinanze della
KKG sono state piazzate sonde munite di
contatori Geiger-Müller, che trasmettono valori misurati ogni dieci secondi al calcolatore
centrale dell’IFSN, dove sono confrontati
automaticamente con il sottosuolo naturale. I valori di misurazione attuali possono
essere consultati all’indirizzo www.ensi.ch.
La rete di misurazione Maduk completa la
rete esistente di monitoraggio automatico
della radioattività della Centrale nazionale
d’allarme (CENAL). La rete di misurazione
della CENAL dispone di 60 stazioni distribuite in tutto il Paese, che a loro volta misura l’intensità di dose locale. Questi valori
di misurazione sono riportati all’indirizzo
www.naz.ch. Per rilevare le fonti di radiazioni artificiali e naturali sull’intero territorio,
ogni uno-due anni la CENAL effettua misurazioni aeroradiometriche in elicottero in
un’area di circa 70 chilometri quadrati attorno alla KKG. Oltre all’IFSN, anche la Sezione radioattività ambientale della Divisione radioprotezione dell’Ufficio federale
della sanità pubblica (UFSP) è competente
per il monitoraggio delle immissioni provocate dalle centrali nucleari. I risultati del monitoraggio delle emissioni e delle immis-
precipitazioni. Mensilmente sono analizzate
le particelle di polvere di quattro placche di
vaselina piazzate nei dintorni della KKG. Annualmente sono inoltre realizzate misurazioni gammaspettroscopiche, con cui sono
Sonda per la misurazione automatica delle
dosi.
46
As p e tti a m bienta l i
sioni sono pubblicati annualmente nel rapporto «Umweltradioaktivität und Strahlendosen in der Schweiz» dell’UFSP.
Le dosi di radiazione della popolazione risultanti dalle immissioni sono calcolate in
base ai valori delle emissioni. L’IFSN stabilisce i valori massimi per le emissioni di radioattività nell’ambiente in modo tale che
per nessuna persona residente nella regione
sia superato il valore operativo di dose riferito alla sorgente di 0,3 millisievert. Le dosi
di radiazione della popolazione risultanti
dalle emissioni di radioattività nelle immediate vicinanze sono nettamente inferiori a
quelle delle fonti naturali. A titolo di paragone: la dose da fonti naturali per la Svizzera è mediamente di 3 millisievert all’anno
con valori estremi da 1 a 25 millisievert all’anno.
Per il punto nelle vicinanze della KKG con le
ripercussioni ipoteticamente massime, dalla
messa in funzione dell’impianto è stata calcolata un’esposizione su tutto il corpo annua massima attraverso tutte le vie di esposizione inferiore a 0,01 millisievert. Dalla
messa in funzione dell’impianto, in nessun
punto nelle vicinanze della KKG sono stati rilevati effetti dannosi dovuti alla radioattività
liberata dalla KKG.
Prelievo di un campione di acqua dall’Aare.
sulla protezione civile, la competenza per la
rilevazione di dati meteorologici destinati al
piano di protezione in caso di emergenza è
stata attribuita a MeteoSvizzera. Le stazioni di
MeteoSvizzera, tecnicamente ottimizzate, immettono i dati specifici nella rete di misurazione capillare di MeteoSvizzera.
Rilevazione dei dati meteorologici
Dal 2007, i dati meteorologici necessari per il
monitoraggio degli incidenti sono rilevati
presso tutte le centrali mediante nuove stazioni meteo standard di MeteoSvizzera. Nel
2009 è quindi stata smantellata la stazione
meteo messa in funzione dalla KKG nel 1982
sul terreno della Aarepapier AG, non più necessaria. Con la legge federale del 4 ottobre
2002 sulla protezione della popolazione e
47
Circuito del combustibile
Gli elementi di combustibile esauriti e le scorie radioattive provenienti dal ritrattamento sono stoccati nello ZZL.
Estrazione dell’uranio
Per circuito del combustibile s’intendono tutti
i servizi e le attività legati alla fabbricazione,
all’utilizzazione e allo smaltimento del combustibile nucleare. Vi rientrano l’estrazione, la
conversione e l’arricchimento dell’uranio, la
preparazione degli elementi di combustibile,
il deposito intermedio nonché il ritrattamento
e lo smaltimento delle scorie provenienti dal
ritrattamento nonché degli elementi di combustibile irraggiati. Il circuito del combustibile
include anche la riutilizzazione dell’uranio e
del plutonio risultanti dal ritrattamento degli
elementi di combustibile irraggiati. Siccome
tali servizi sono forniti in vari punti, sono necessari contenitori di trasporto adatti.
Il vettore energetico primario delle centrali
nucleari esistenti è l’uranio. L’uranio è impiegato nei reattori delle centrali nucleari
sotto forma di elementi di combustibile. Per
approvvigionamento di elementi di combustibile s’intende la catena di servizi dall’estrazione dell’uranio all’impiego degli elementi di combustibile nel reattore.
48
L’uranio è un metallo pesante debolmente radioattivo presente in numerosi minerali a una
frequenza circa 500 volte superiore a quella
dell’oro. I minerali di uranio utilizzati quali materie prime per fabbricare gli elementi di combustibile sono estratti tra l’altro in miniere. Le
miniere di uranio più produttive sono situate
in Canada, Australia, Kazakhstan, Niger, Namibia e Uzbekistan. I maggiori giacimenti di
uranio sono stati riscontrati in Australia, Kazakhstan, Canada, Russia e Sudafrica.
Il minerale di uranio è frantumato e macinato in un impianto di trasformazione dei
minerali. Attraverso un processo di lisciviazione chimica a tappe, dal minerale è ricavato
un concentrato di uranio (U3O8, detto anche
«Yellow Cake»). In un’ulteriore tappa, mediante conversione, questo è trasformato in
esafluoruro di uranio (UF6), che vanta proprietà adatte al successivo processo di arricchimento.
Circuito d e l com bustibil e
tore Areva NP. L’utilizzazione di questi elementi di combustibile contribuisce alla gestione parsimoniosa delle risorse e allo
smantellamento di riserve militari di materiale. Mediante l’utilizzazione di uranio ritrattato, la KKG risparmia circa 180 tonnellate
di uranio naturale all’anno.
Tra gli anni 1970 e 1990, la KKG si è procurata
uranio naturale acquistandolo sul mercato internazionale e attraverso partnership con una
società mineraria negli Stati Uniti. Al posto
dell’uranio naturale, quali vettori energetici
degli elementi di combustibile si prestano anche l’uranio e il plutonio risultanti dal ritrattamento di elementi di combustibile irraggiati.
Arricchimento
Fabbricazione degli elementi
di combustibile
L’uranio naturale è un miscela di uranio-238
(99,27 per cento), uranio-235 (0,72 per cento),
termicamente fissile, e una piccolissima percentuale di uranio-234. Oggi i reattori ad acqua leggera utilizzano uranio con una quota
del 4- 5 per cento di uranio-235. Il processo di
aumento della concentrazione di uranio-235
dell’uranio naturale al valore specifico del reattore è detto arricchimento. Per trasformare
uranio naturale in uranio arricchito sono stati
sviluppati vari metodi di separazione degli
isotopi. Ad avere raggiunto importanza industriale sono quello della diffusione gassosa e
quello mediante centrifuga, che richiedono
entrambi un fluido gassoso (UF6).
L’arricchimento dell’uranio è raggiunto anche mediante la miscelazione con uranio
maggiormente arricchito. Questo cosiddetto
metodo di «blend», che porta agli arricchimenti tipici dei reattori ad acqua leggera, è
impiegato in impianti di fabbricazione russi a
Elektrostal. Per fabbricare pastiglie di combustibile, l’uranio ricavato dal ritrattamento
con un arricchimento residuo inferiore all’uno per cento di uranio-235 è mischiato con
uranio proveniente da riserve russe, che presenta un arricchimento compreso tra il 20 e
il 30 per cento. Dal 2000, la KKG utilizza elementi di combustibile fatti di uranio ritrattato
fabbricati in Russia sotto la licenza del forni-
L’esafluoruro di uranio (UF6), che ha attraversato il processo di arricchimento, è trasformato in diossido di uranio (UO2), il materiale di partenza dei pellet di combustibile.
Queste pastiglie di ceramica sono racchiuse
in guaine di zircaloy e saldate ermeticamente. 205 di queste barre sono riunite in un
elemento di combustibile. L’arricchimento
degli elementi di combustibile della KKG è
del 4,5-5 per cento di uranio-235. Con elementi di combustibile di questo genere sono
raggiunti burnup medi di 55-65 megawattgiorno al chilogrammo.
L’uranio può essere sostituito da plutonio
quale vettore energetico. Gli elementi di combustibile ad ossido misto (Mox) sono formati
da una miscela di diossido di uranio (UO2) e
diossido di plutonio (PuO2). Il substrato dell’uranio è impoverito, e cioè praticamente
non contiene più uranio-235 fissile. Il plutonio
addizionato proviene dal ritrattamento di elementi di combustibile irraggiati ed è a sua
volta una miscela di più isotopi di plutonio.
Esternamente, questi elementi di combustibile Mox non si distinguono dagli elementi di
combustibile di uranio.
Nei reattori ad acqua leggera, il plutonio è incubato attraverso la trasformazione di uranio238; in un elemento di combustibile uranio
tradizionale, il plutonio fornisce così il 40 per
49
Circuito del combustibile
cento circa della potenza. In un nocciolo del
reattore con un terzo di elementi di combustibile Mox, il plutonio fornisce addirittura il 60
per cento circa della potenza del reattore. Dal
ritrattamento di circa 400 tonnellate di elementi di combustibile irraggiati alla KKG sono
risultate circa 4 tonnellate di plutonio, impiegato sotto forma di elementi di combustibile
Mox nel reattore della KKG tra il 1997 e il 2007.
Trasporto degli elementi
di combustibile irraggiati
Il trasporto degli elementi di combustibile irraggiati e di altre sostanze radioattive è soggetto a prescrizioni di legge, che si basano
sulle raccomandazioni dell’Agenzia internazionale dell’energia atomica (IAEA). Gli obiettivi di tali prescrizioni sono la protezione dell’uomo e dell’ambiente dalle radiazioni
dannose nonché la protezione della merce
trasportata dagli influssi esterni.
Per gli elementi di combustibile irraggiati
trasportati in un impianto di ritrattamento o
in un deposito intermedio, la protezione è garantita mediante contenitori di trasporto che
schermano le radiazioni. Per essere ammessi,
i contenitori devono fornire la prova di resistere e restare impermeabili nelle situazioni
d’incidente più gravi.
Ritrattamento
Gli elementi di combustibile irraggiati contengono il 95 per cento circa di uranio, l’1 per
cento di plutonio e il 4 per cento di prodotti di
fissione. La composizione esatta dipende dal
burnup degli elementi di combustibile. Durante il processo di ritrattamento sono separati i materiali strutturali e il combustibile. Il
combustibile è separato chimicamente in uranio, plutonio e prodotti di fissione. I vettori
energetici uranio e plutonio sono utilizzati
nella fabbricazione di elementi di combustibile e riciclati nel reattore. I prodotti di fissione
sono colati in una matrice di vetro e saldati in
un contenitore di acciaio. I prodotti di fissione
formano le scorie altamente radioattive. Le
parti strutturali degli elementi di combustibile
irraggiati sono trasformate in scorie mediamente radioattive. Annualmente, l’esercizio
della KKG produce 3,7 metri cubi di scorie altamente radioattive e 3 metri cubi di scorie
mediamente radioattive. Lo smaltimento degli elementi di combustibile irraggiati può
avvenire con o senza ritrattamento.
L’utilizzazione o la rinuncia al riciclaggio dell’uranio e del plutonio è una decisione anche
politica. In Svizzera, ad esempio, nel 2006 è
entrata in vigore una moratoria di 10 anni
per il trasporto di elementi di combustibile irraggiati destinati al ritrattamento.
50
Deposito intermedio
Il deposito intermedio centrale di Würenlingen
(ZZL) può accogliere scorie altamente,
mediamente e debolmente radioattive. Tra
queste figurano anche le scorie altamente e
mediamente radioattive provenienti dal ritrattamento nonché elementi di combustibile irraggiati provenienti dalle centrali nucleari. Per
motivi puramente fisici, prima di poter essere
immesse in un deposito finale, le scorie altamente radioattive devono essere «raffreddate» in un deposito intermedio per almeno
30-40 anni. La capacità dello ZZL consentirebbe anche uno stoccaggio più lungo.
Deposito geologico
Per realizzare i necessari depositi in strati
geologici profondi per scorie radioattive sono
Circuito d e l com bustibil e
disponibili conoscenze e basi decisionali
frutto di oltre 30 anni di indagini e ricerche.
Alla fine di giugno del 2006, il Consiglio federale ha approvato la prova dello smaltimento delle scorie altamente radioattive
della Società cooperativa nazionale per l’immagazzinamento delle scorie radioattive (Nagra). È così stata dimostrata definitivamente
la fattibilità di uno smaltimento durevole e sicuro di tutte le scorie nucleari in Svizzera.
Nell’aprile del 2008, il Consiglio federale ha
adottato il Piano settoriale dei depositi in
strati geologici profondi, uno strumento di
pianificazione del territorio della Confederazione, che definisce la procedura di scelta
dell’ubicazione dei depositi in strati geologici
profondi. La ricerca del sito si è concretizzata
con la presentazione di possibili ubicazioni.
La scelta del sito sarà decisa al termine di un
processo trasparente e democratico.
Circuito del combustibile
Fabbricazione degli elementi di combustibile
ad ossido misto (Mox)
Ritrattamento
degli elementi di
combustibile
Deposito intermedio per
elementi di combustibile
e scorie radioattive
Arricchimento
ZZL.
Elementi di
combustibile
mento La Hague.
Scorie radioattive
Uranio impoverito
Fabbricazione degli
elementi di
combustibile uranio
Impianto di ritratta-
Elementi di
combustibile
Elementi di
combustibile
Elementi di combustibile
Centrale nucleare
Gösgen
Scorie radioattive
Plutonio
Uranio
Conversione
Condizionamento
Preparazione del
minerale di uranio
Montaggio degli
Laboratorio
elementi di combu-
sotterraneo del
stibile Lingen.
Mont Terri.
(Fonte: Areva)
(Fonte: BGR)
Minerale di uranio
Stoccaggio in profondità
51
Migliorie, retrofitting
e ammodernamento
Ulteriori migliorie: sostituzione del serbatoio dell’acqua di alimentazione, modifiche
ai generatori di vapore, lavori di revisione
su due turbine a bassa pressione
Per aumentare la sicurezza e l’affidabilità
dell’impianto, dalla messa in funzione sono
stati investiti circa 700 milioni di franchi in
grandi progetti, oltre ai lavori di manutenzione ricorrente. Ecco una sintesi delle principali tappe e innovazioni tecniche:
1982
1979
Contenitore di trasporto degli elementi di combustibile.
Condotta del vapore verso la fabbrica di cartoni.
Innovazioni volte a migliorare il grado di
rendimento del turbogeneratore
Ampliamento dell’edificio amministrativo
con un’ala supplementare
Prima spedizione di elementi di combustibile irraggiato all’impianto di ritrattamento
di La Hague, in Francia
19 gennaio: avvio della prima reazione a
catena autosostenuta
6 febbraio: prima immissione di energia
nella rete svizzera interconnessa
30 ottobre: avvio dell’esercizio a pieno carico
20 dicembre: avvio della fornitura di vapore di processo alla fabbrica di cartone di
Niedergösgen
1983
Rinnovo completo dell’isolamento dei tre
generatori di vapore
1980
Ampie migliorie soprattutto nella parte
convenzionale dell’impianto
Ampliamento della capacità di stoccaggio
di elementi di combustibile
1984
Completamento della posa dei nuovi tubi
dei tre condensatori
Conversione della chimica del circuito acqua-vapore in un condizionamento esclusivamente con idrazina
1981
15 maggio: inaugurazione ufficiale della
centrale nucleare. Scadenza dei due anni
di garanzia: passaggio di consegne dall’impresa generale Kraftwerk Union AG
52
1985
Autorizzazione del Consiglio federale di
aumentare la potenza termica nominale
Mig l ior ie , re trofitting e a m m od e rna m e nto
1986
1990
Trasformazione delle attrezzature di controllo della pressione del circuito di raffreddamento del reattore
Completamento delle migliorie avviate nel
1981 sulle turbine a bassa pressione
Prolungamento della zona degli elementi
di combustibile
1991
Costruzione e trasformazione dell’edificio
degli impianti di comando
Ampliamento su più piani del deposito e
delle officine nonché trasformazione del
magazzino delle grandi componenti
Completamento di un programma pluriennale di miglioramento delle strutture del
nocciolo
Primo impiego di elementi di combustibile
con tubi di guaina duplex, particolarmente
resistenti alla corrosione
Rinnovo della distribuzione energetica agli
impianti periferici
1988
1992
1987
Da luglio: esercizio dell’impianto con la
massima potenza termica del reattore approvata, pari a 3002 megawatt
1993
Operazione di sostituzione delle viti.
Completamento dell’operazione di sostituzione delle viti del deflettore del nocciolo
del recipiente in pressione del reattore
Acquisto di un rotore di riserva per il generatore
Installazione dell’impianto di lavaggio del gas
nel sistema di scarico della pressione.
Retrofitting di un sistema di scarico della
pressione per il contenitore di sicurezza
Introduzione di un sistema federativo d’informazione e di documentazione
1989
Trasformazione delle valvole pilota per le
valvole d’isolamento del vapore vivo
Rinnovo delle superfici di appoggio delle
strutture del nocciolo nel recipiente in pressione del reattore
53
Migliorie, retrofitting e amm od e rna m e nto
1994
1997
17 gennaio: immissione del centomiliardesimo chilowattora nella rete elettrica svizzera
Sostituzione dei tre rotori della pompa del
refrigerante principale
Prima carica totale del nocciolo con elementi di combustibile freschi
1995
Il centro visitatori ampliato.
Primo impiego di elementi di combustibile
ad ossido misto (Mox) contenenti plutonio
Conversione a boro arricchito del circuito di
raffreddamento del reattore e dei sistemi di
raffreddamento di emergenza e di postraffreddamento
Risistemazione dell’area sudoccidentale
Completamento dei lavori nel nuovo edificio di formazione degli operatori e nel centro visitatori
Montaggio del posto d’ispezione nella vasca di
stoccaggio degli elementi di combustibile.
Messa in funzione di un posto d’ispezione
degli elementi di combustibile e degli elementi di controllo
Sostituzione dei rotori delle turbine a bassa
pressione
Revisione totale della seconda captazione
di acqua nel canale inferiore
Introduzione di un nuovo sistema di dosimetria di controllo
1998
Equipaggiamento di tutti gli elementi di
combustibile con il tubo di guaina duplex,
resistente alla corrosione
Realizzazione del nocciolo a quattro zone:
tutti gli elementi di combustibile sono ora
impiegati durante quattro cicli di esercizio
1999
Completamento del retrofitting di un terzo
circuito di raffreddamento della vasca degli elementi di combustibile indipendente,
avviato nel 1997
Costruzione di un nuovo magazzino per i
pezzi di ricambio e le grandi componenti
Consegna dei primi contenitori speciali per
il trasporto e lo stoccaggio degli elementi
1996
Adeguamento della potenza nominale
lorda a 1020 megawatt grazie all’aumento
della potenza risultante dalle misure volte
a migliorare il grado di rendimento nell’ambito della trasformazione delle turbine
54
Mig l ior ie , re trofitting e a m m od e rna m e nto
il sistema di raffreddamento del reattore,
l’ampliamento delle capacità di stoccaggio
sott’acqua per gli elementi di combustibile
esauriti in un nuovo magazzino degli elementi di combustibile, l’ampliamento dell’edificio degli impianti ausiliari mediante
un annesso, l’acquisto di un sistema di eccitazione di riserva, la sostituzione di strutture interne per la torre di raffreddamento,
miglioramenti del grado di rendimento
delle turbine e dei surriscaldatori intermedi
del separatore dell’acqua nonché l’acquisto
di un nuovo interruttore del generatore.
di combustibile irraggiati destinati al deposito intermedio centrale di scorie radioattive (ZZL) di Würenlingen
2000
2003
Trasporto dello statore del generatore alla KKG.
Sostituzione dello statore del generatore
Primo impiego di elementi di combustibile
ottenuti da uranio ritrattato
Ritiro del simulatore di formazione degli
operatori da STN Atlas, Brema, oggi Rheinmetall Defense Electronics
2001
Sostituzione del calcolatore di processo
con un sistema d’informazione dei dati di
processo
Messa in funzione dello ZZL di Würenlingen
Prima riconsegna di scorie altamente radioattive vetrificate da La Hague allo ZZL
Avvio di lavori di miglioramento pluriennali
su varie opere volti a migliorare la sicurezza in caso di terremoto nonché a rafforzare l’isolamento
Installazione di un nuovo interruttore del ge-
2002
2004
neratore.
Avvio dei lavori di risanamento delle strutture interne della torre di raffreddamento
Sostituzione del dispositivo idraulico-meccanico di controllo del numero di giri del
turbogeneratore
Sostituzione dell’interruttore del generatore
Sono in preparazione progetti di ammodernamento con investimenti per oltre 200
milioni di franchi. Tra questi figurano il retrofitting di uno scarico della pressione per
Certificazione del sistema di gestione della
KKG orientato ai processi, introdotto nel
2003, da parte della Associazione svizzera
per sistemi di qualità e di management
55
Migliorie, retrofitting e amm od e rna m e nto
Attuazione della gestione integrata delle
emergenze: introduzione del manuale di
esercizio e di emergenza riveduto
2007
Risanamento delle strutture interne della torre
di raffreddamento.
(ISO 9001:2000 per il management della
qualità, ISO 14001:1996 per il management
ambientale nonché OHSAS 18001:1999 per
la gestione della protezione sul lavoro)
Rilascio del permesso di costruzione e di
esercizio in materia di diritto nucleare per
il magazzino degli elementi di combustibile
Ammodernamento dei sistemi di calcolo di
sicurezza
Lavori di costruzione nel magazzino degli elementi di combustibile.
Sostituzione parziale del comando analogico delle turbine con un comando digitale
Sostituzione di un trasformatore di rete
esterna da 220 chilovolt
Messa in funzione degli ampliamenti dell’edificio degli impianti ausiliari del reattore
e di una nuova ala dell’edificio amministrativo
Condizionamento delle scorie prodotte nel
nocciolo del reattore in 28 anni di esercizio
2005
Retrofitting di uno scarico della pressione
comandato per il sistema di raffreddamento del reattore
Modifica costruttiva nel settore delle turbine volta a migliorare il grado di rendimento dell’impianto
Sostituzione dei surriscaldatori intermedi
Introduzione dell’aggiunta di zinco al refrigerante del reattore
2008
Messa in funzione del nuovo magazzino
degli elementi di combustibile
Sostituzione dei sistemi di valvole delle
pompe principali del refrigerante
Sostituzione dei tre poli del trasformatore
monoblocco da 380 chilovolt nonché del
polo di riserva
Sostituzione di due preriscaldatori a bassa
pressione
Completamento della verifica periodica
della sicurezza, ripetuta ogni dieci anni
2006
Sostituzione dell’eccitatrice del generatore
Rielaborazione dell’analisi probabilistica
della sicurezza
56
Ca ra tte r istiche d e ll ’im p ia nto
Caratteristiche dell’impianto
1 (3 volte)
2 (2 volte)
8 (3 volte)
3 (4 volte)
4 (2 volte)
5 (3 volte)
7 (4 volte) 6 (6 volte)
1
2
3
4
5
6
7
8
Pompe dell’acqua di alimentazione principali
Pompe di avviamento e spegnimento
Pompe dell’acqua di alimentazione di riserva
Pompe dell’acqua di alimentazione di emergenza
Pompe del refrigerante principali
Pompe di postraffreddamento
Pompe di alimentazione di sicurezza ad alta pressione
Accumulatori
380 kV
220 kV
G
~
G
~
HP
6 kV
LP
DG
DG
DG
DG
DG
DG
380 V
HP = turbina ad alta pressione
LP = turbina a bassa pressione
G = generatore
DG = generatore diesel
57
Impianto di comando da 380 kV
Impianto di comando da 220-kV
Impianti elettrici
Interruttore
di blocco
Trasformatore monoblocco
380/27 kV
Derivazione del generatore
27 kV
Trasformatore
di rete esterna
60/32/32 MVA
Trasformatore di auto
approvvigionamento
60/32/32 MVA
Generatore
1190 MVA
Distribuzione monoblocco
10 kV linea 4
Trasformatore
di rete esterna
60/32/32 MVA
Distribuzione monoblocco 10 kV
linea 3
Distribuzione monoblocco
10 kV linea 2
Derivazioni del motore
Distribuzione principale 380 V
Impianto monoblocco linea 3
Derivazioni del motore
Distribuzione principale 380 V
Impianto monoblocco linea 4
Distribuzione monoblocco
10 kV linea 1
Derivazioni del motore
Distribuzione principale 380 V
Impianto monoblocco linea 2
Distribuzione
principale 380 V impianto accessorio
Distribuzione principale
380 V impianto accessorio
Trasformatore di auto
approvvigionamento
60/32/32 MVA
Derivazioni del motore
Distribuzione principale 380 V
Impianto monoblocco linea 1
Distribuzione
principale 380 V impianto accessorio
Distribuzione
principale 380 V impianto accessorio
Distribuzione principale
380 V riscaldamento
del pressurizzatore
Distribuzione principale
380 V riscaldamento
del pressurizzatore
Distribuzione barre di
comando 220 V
Gruppo diesel di emergenza 3550 kVA
Distribuzione barre
di comando 220 V
Gruppo diesel di emergenza 3550 kVA
Distribuzione elettrica di
riserva 6 kV linea 4
Gruppo diesel di emergenza 3550 kVA
Distribuzione elettrica Distribuzione elettrica
di riserva 6 kV linea 3 di riserva 6 kV linea 2
Derivazioni motore
Derivazioni motore
58
Sbarra protetta
380 V linea 1
Diesel di emergenza 750 kVA
Diesel di emergenza 750 kVA
Distribuzione di
emergenza 380 V linea 5
Distribuzione di
emergenza 380 V linea 6
Distribuzione di emergenza
380 V linea 7
Sbarra protetta 380 V
Convertitore
di riserva
Convertitore
rotante
175 kVA
Sbarra protetta
380 V linea 2
Sbarra protetta 380 V
Elaboratore di processo
Convertitore
rotante 175 KVA
Unità di reserva
Distribuzione
corrente continua
220 V linea 1
Convertitore
rotante
175 kVA
Sbarra protetta
380 V linea 3
Distribuzione corrente
continua 220 V
Convertitore di riserva
Distribuzione corrente continua
24/48 V linea 1
Distribuzione
corrente continua
220 V linea 2
Convertitore
rotante
175 kVA
Sbarra protetta
380 V linea 4
Distribuzione elettrica
di riserva 380 V linea 1
Distribuzione corrente continua
24/48 V linea 2
Distribuzione
corrente continua
220 V linea 3
Convertitore
rotante
175 kVA
Distribuzione elettrica di riserva
380 V linea 1
Distribuzione elettrica
di riserva 380 V linea 2
Distribuzione corrente continua
24/48 V linea 3
Distribuzione
corrente continua
220 V linea 4
Derivazioni motore
Distribuzione elettrica di riserva
380 V linea 2
Distribuzione elettrica di
riserva 380 V linea 3
Distribuzione elettrica di
riserva 380 V linea 4
Distribuzione elettrica
di riserva 6 kV linea 1
Derivazioni motore
Distribuzione elettrica di riserva
380 V linea 3
Distribuzione elettrica di riserva
380 V linea 4
Distribuzione corrente continua
24/48 V linea 4
Gruppo diesel di emergenza 3550 kVA
Distribuzione di emergenza
24/48 V linea 6
Distribuzione di emergenza
24/48 V linea 5
Distribuzione di emergenza
24/48 V linea 7
I nd ir izzi I nte rne t
Indirizzi Internet
Società cooperativa nazionale per l’immagazzinamento delle scorie radioattive
(Nagra), organizzazione tecnico-scientifica degli organismo soggetti all’obbligo
di smaltimento (Confederazione e gestori
di centrali nucleari)
www.nagra.ch
Ufficio federale dell’energia (UFE)
www.bfe.admin.ch
Ufficio federale della sanità pubblica
(UFSP)
www.bag.admin.ch
Ispettorato federale della sicurezza nucleare (IFSN), Autorità di vigilanza della
Confederazione in materia di sicurezza
nucleare e protezione degli impianti
nucleari svizzeri
www.ensi.ch
Nuklearforum, organizzazione tecnicoscientifica
www.nuklearforum.ch
Fondo di smaltimento
www.entsorgungsfonds.ch
Istituto Paul Scherrer (PSI), istituto di
ricerca multidisciplinare sulle scienze
naturali e ingegneristiche
www.psi.ch
Prova dello smaltimento
www.entsorgungsnachweis.ch
Scorie radioattive
www.radioaktiveabfaelle.ch
Felslabor Grimsel (FLG), laboratorio sotterraneo della Nagra nella roccia cristallina del passo del Grimsel, Haslital, Cantone di Berna
www.grimsel.com
Fondo di disattivazione
www.stilllegungsfonds.ch
Swissnuclear, gruppo di lavoro energia
nucleare di Swisselectric (associazione
delle aziende elettriche svizzere interconnesse)
www.swissnuclear.ch
Felslabor Mont Terri (FMT); laboratorio
sotterraneo nell’argilla opalina presso StUrsanne, Cantone del Giura
www.mont-terri.ch
Associazione delle aziende elettriche
svizzere (AES)
www.strom.ch
Portale Internet dell’energia nucleare
www.kernenergie.ch
ZWILAG Zwischenlager Würenlingen AG,
deposito intermedio centrale delle centrali nucleari svizzere per tutte le categorie di scorie
www.zwilag.ch
Centrale nazionale d’allarme, organismo
della Confederazione per eventi straordinari
www.naz.ch
59
Bibliografia
Periodici
Rapporto di esercizio della Kernkraftwerk Gösgen-Däniken AG (www.kkg.ch)
Bulletin Nuklearforum Schweiz, Berna (www.nuklearforum.ch, brevi sintesi e cifre chiave delle
centrali nucleari svizzere concernenti tematiche nucleari generali, mensile)
Rapporto di esercizio della Nagra, Società cooperativa nazionale per l’immagazzinamento
delle scorie radioattive (Nagra), Wettingen (www.nagra.ch)
Rapporti sulla vigilanza e sulla radioprotezione, Ispettorato federale della sicurezza nucleare,
Brugg (www.ensi.ch, descrizioni dell’esercizio delle centrali nucleari svizzere, dell’attività di vigilanza della Confederazione e della radioprotezione)
Umweltradioaktivität und Strahlendosen in der Schweiz, Ufficio federale della sanità pubblica
(UFSP), Divisione radioprotezione, Berna (www.bag.admin.ch, sintesi dei risultati del monitoraggio della radioattività, annuale)
60
Principali dati tecnici
Potenza
Potenza elettrica nominale lorda
Potenza elettrica nominale netta
Potenza termica del reattore
1035 MW
985 MW
3002 MW
Edificio del reattore
Diametro esterno
Altezza sopra la platea
Spessore della parete nella parte cilindrica
Spessore della parete della cupola
Spessore della platea
63,6 m
56,8 m
1,6 m
1,2 m
2,8 m
Involucro di acciaio
Diametro interno
Spessore della parete
Sovrapressione/temperatura di progetto
52 m
32 mm
4,89 bar/135 °C
Recipiente in pressione del reattore
Diametro interno
4360 mm
Spessore dell’involucro cilindrico (senza rivestimento) 221 mm
Materiale
22NiMoCr3-7
Spessore del rivestimento
6 mm
Altezza totale, compreso il coperchio
10 827 mm
Sovrapressione/temperatura di progetto
175 bar/350 °C
Peso senza le strutture interne
360 t
Peso delle strutture interne del nocciolo
135 t
Reattore
Fluido refrigerante e moderatore
Combustibile
Numero di elementi di combustibile
Peso totale di un elemento
Numero di barre per elemento
Disposizione
Lunghezza totale delle barre
Lunghezza attiva delle barre
Diametro esterno delle barre
Materiale della guaina
Spessore della guaina
Massa totale di uranio nel nocciolo
Arricchimento degli elementi nuovi
Irraggiamento degli elementi esausti
Densità media del flusso termico
Potenza lineare media delle barre
Numero di elementi di controllo
Numero di barre di assorbimento per elemento
di controllo
Materiale assorbente
Meccanismo di azionamento
H2O
Uranio (UO2) e Mox (UO2 e PuO2)
177
666 kg
205 (Mox: 204)
A griglia quadrata
3860 mm
3520 mm
10,75 mm
Zry-4/DX ELS 0,8
0,725 mm
76 t
4,6–4,95 % U-235 equivalente
55–65 MWd/kg MP
67,5 W/cm2
228 W/cm
48
20
AgInCd
A sgancio magnetico
Panoramica dell’impianto
47
26
30
47
25
24
48
49
48
49
48
49
27
2
3
23
47
4
22
2
2
29
Canale
superiore
32
Fondo del
contenitore
1
3
3
28
69
31
36
68
5
33
14
70
6
14
7
34
66
12
35
76
13
16
19
17
67
77
78
64
15
8
9
18
20
10
64
65
57
37
21
58
38
11
46
Sistema di regolazione del volume
5 Scambiatore di calore a recupero
6 Refrigeratore ad alta pressione
7 Stazione di riduzione della pressione
8 Serbatoio di compenso del volume
9 Pompa di trasferimento ad alta pressione
Sistema di immissione dei prodotti chimici
10 Serbatoio dell’acido borico
11 Pompa dosatrice dell’acido borico
41
42
Deposito e preparazione del refrigerante
14 Serbatoio del refrigerante
15 Pompa di ritorno dell’acqua demineralizzata
16 Pompa di alimentazione dell’evaporatore
17 Preriscaldatore
18 Evaporatore
19 Pompa della condensa
20 Degasatore
21 Pompa di estrazione dal degasatore
26 Pompa di depurazione della vasca
27 Filtro a letto misto
Sistema di raffreddamento nucleare secondario
22 Pompa dell’acqua di raffreddamento
secondaria
Sistema di scarico del gas
33 Ricombinatore
34 Compressore dei gas di scarico
35 Sezione di rallentamento
36 Camino di espulsione dell’aria
Sistema di postraffreddamento nucleare
28 Pompa di postraffreddamento
29 Refrigeratore del calore residuo
30 Accumulatore
31 Serbatoio di allagamento
32 Pompa di alimentazione di sicurezza
Circuito intermedio di raffreddamento nucleare
23 Pompa di raffreddamento intermedia
24 Refrigeratore intermedio
Depurazione del refrigerante
12 Filtro a letto misto
13 Degasatore del refrigerante
45
43
44
Sistema di raffreddamento del reattore
1 Reattore
2 Generatore di vapore
3 Pompa principale del refrigerante
4 Pressurizzatore
40
39
Drenaggio dell’impianto
37 Serbatoio e pompa di drenaggio
Sistema di raffreddamento e depurazione della
vasca degli elementi di combustibile
25 Vasca degli elementi di combustibile
Trattamento dell’acqua di scarico radioattiva
38 Contenitore di raccolta dell’acqua di scarico
39 Pompa di alimentazione dell’evaporatore
60
61
59
50
51
53
54
54
G
~
54
Generatore
Demineralizzatore
73
52
52
52
62
62
62
74
55
75
71
56
72
63
40
41
42
43
44
45
46
Evaporatore dell’acqua di scarico
Serbatoio di controllo
Pompa di scarico
Serbatoio del concentrato
Pompa del concentrato
Condensatore
Impianto di solidificazione dei rifiuti
Sistema del vapore vivo
47 Valvola di sicurezza del vapore
48 Valvola di scarico del vapore
49 Valvola d’isolamento del vapore
50 Separatore dell’acqua
51 Surriscaldatore
52 Deviatore del vapore
53 Turbina ad alta pressione
54 Turbina a bassa pressione
69 Refrigeratore del condensato
del surriscaldatore intermedio
70 Pompe di avviamento e spegnimento
Sistema del vapore di processo
59 Generatore di vapore
60 Surriscaldatore del vapore
61 Vapore per la cartiera e la fabbrica
di cartone
Sistema principale dell’acqua
di raffreddamento
71 Torre di raffreddamento
72 Pompa principale dell’acqua di
raffreddamento
Sistema principale del condensato
62 Condensatori
63 Pompa principale del condensato
64 Preriscaldatore a bassa pressione
65 Pompa ausiliaria del condensato
Sistema dell’acqua di alimentazione
di riserva
73 Vasca dell’acqua demineralizzata
di riserva
74 Pompa di rabbocco dell’acqua
demineralizzata
75 Pompa di alimentazione di riserva
76 Vasca dell’acqua di riserva
77 Pompa di acqua di riserva
78 Pompa per pozzi
Sistema principale dell’acqua
di alimentazione
66 Serbatoio dell’acqua di alimentazione
67 Pompa principale dell’acqua
di alimentazione
68 Preriscaldatore ad alta pressione
Sistema del condensato del separatore
dell’acqua
55 Serbatoio del condensato
56 Pompa del condensato
Sistema del vapore ausiliario
57 Collettore del vapore ausiliario
58 Caldaia ausiliaria
Pr incipa l i da ti te c nici
Numero di circuiti di raffreddamento del reattore
Sovrapressione di esercizio impianto del reattore
Temperatura del refrigerante in entrata
Temperatura del refrigerante in uscita
Portata nominale di refrigerante
3
154 bar
292 °C
325 °C
15 984 kg/s
Generatore di vapore
Numero
Altezza
Diametro
Materiale rivestimento
Materiale piastra tubiera
Materiale tubi
Dimensioni tubi
Sovrapressione/temperatura di progetto
Peso totale
3
21 200 mm
3570/4860 mm
Acciaio a grano fino
Acciaio a grano fino
Incoloy 800
Ø 22 x 1,2 mm
175/87,3 bar/350 °C
380 t
Pompe principali del refrigerante
Numero/tipo
Prevalenza
Portata nominale per pompa
Numero di giri
Potenza del motore (progetto)
3 pompe centrifughe semiassiali
monostadio
84,4 m
5328 kg/s
1490 giri/min
9200 kW
Pressurizzatore
Altezza
Diametro
Volume
Sovrapressione/temperatura di esercizio
Capacità di riscaldamento delle barre calde
13 400 mm
2400 mm
42 m3
154 bar/344 °C
1400 kW
Impianto elettrico a vapore
Portata di vapore vivo
5890 t/h
Stato del vapore all’uscita dal generatore
64,5 bar/280,3 °C
Umidità del vapore all’uscita dal generatore
max. 0,25 %
Umidità finale
10 %
Pressione nel condensatore
80 mbar
Temperatura dell’acqua di raffreddamento
22 °C
Portata di acqua di raffreddamento nel condensatore 120 500 m3/h
Temperatura di preriscaldamento dell’acqua
di alimentazione
218 °C
Numero di stadi di preriscaldamento
5
Turbina
Turbina a condensazione sinusoidale a quattro sezioni, una a doppio flusso ad alta pressione
(HP) e tre a doppio flusso a bassa pressione (LP). Essiccazione e surriscaldamento intermedio
tra le sezioni HP e LP. Numero di giri 3000 giri/min.
Pr incipa l i da ti te c nici
Potenza attiva lorda della turbina
Lunghezza del turbogeneratore
1035 MW
55 m
Generatore
Potenza apparente
Fattore di potenza (cos␸)
Tensione ai morsetti
Frequenza
Raffreddamento dell’avvolgimento rotorico
Raffreddamento dell’avvolgimento statorico
1190 MVA
0,9
27 kV
50 Hz
Idrogeno (6 bar), 7 bar ass.
Acqua (27 kg/s)
Trasformatore principale
Numero/tipo
Tensione massima
Tensione minima
Potenza
3 unità monofase e 1 unità di riserva
409 kV
27 kV
1200 MVA
Pompe principali dell’acqua di alimentazione
Numero/tipo
3 pompe centrifughe radiali a due stadi
a doppio flusso
812 m
844 kg/s
8600 kW
Prevalenza prepompa e pompa principale
Portata nominale per pompa
Potenza del motore
Torre di raffreddamento
Numero/tipo
1 torre di raffreddamento a tiraggio
naturale
150 m
117 m
74 m
70 m
750 mm
160 mm
33,8 m3/s
36 °C
22 °C
7,8 °C
6,2 °C
25 400 m3/s
0,4–0,7 m3/s
Altezza
Diametro alla base
Diametro apertura
Diametro minimo
Spessore del guscio in basso
Spessore del guscio minimo
Portata di acqua
Temperatura dell’acqua calda
Temperatura dell’acqua fredda
Temperatura dell’aria secca
Temperatura dell’aria umida
Portata di aria
Evaporazione dell’acqua
Pompe principali dell’acqua di raffreddamento
Numero/tipo
2 pompe centrifughe semiassiali
monostadio
20,5 m
16,9 m3/s
248 giri/min
4100 kW
Prevalenza
Portata nominale per pompa
Numero di giri
Potenza del motore