01 Elementi Di Impianti Nucleari Ord Completo

Ing. RICCARDO IGOR RENZULLICOMMISSIONE NUCLEARE ORDINE

DEGLI INGEGNERI DI ROMA

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Disposizione generale della centrale



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1. Edificio reattore2. Edificio ausiliari normali del reattore3. Edificio combustibile4. Edificio controllo5. Edificio tubazioni vapore

6A Edificio ausiliari di emergenza del reattore A6B Edificio ausiliari di emergenza del reattore B7A Diesel di emergenza A7B Diesel di emergenza B7C Diesel di emergenza C7D Diesel di emergenza D

8 Serbatoio acqua emergenza9. Camino10. Corridoio di accesso



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Nella planimetria generale in figura sono riportati gli edifici che costituiscono la centrale nucleare.

Gli edifici sono raggruppabili in: - edifici di unit; - edifici comuni.



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Sono di unit gli edifici che contengono i sistemi necessari per ilfunzionamento di ciascuna unit e per il suo spegnimento sicuro in qualunque situazione d'impianto.Tali edifici sono :a) Edificio Reattore;b) Edificio Ausiliari Normali del Reattore;c) Edifici Ausiliari di Emergenza del Reattore d) Edificio Tubazioni Vapore ; e) Edificio Combustibile ;f) Edificio Sala Macchine ;g) Edificio Controllo ;h) Edificio Quadri Elettrici Normali ;i) Bacino e Torri per il Raffreddamento .Sono inoltre di unit i trasformatori situati nell'Area Trasformatori.



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Sono comuni alle due unit gli edifici contenenti sistemi o servizi il cui funzionamento non direttamente connesso con la conduzione delle singole unit.

Tali edifici sono:a) Edificio Trattamento Effluenti Radioattivi ;b) Edificio Immagazzinamento Rifiuti Solidi Radioattivi ; c) Edificio Servizi Zona Controllatad) Edificio Ausiliari Comuni , nelle cui adiacenze sono l'Area SerbatoiAcqua Demineralizzata e Industriale e l'Area Trattamento Scarichi non

Radioattivi ;e) Edificio Portineria, Spogliatoi ed Autorimessa ; f) Edificio Mensa e Foresteria ;g) Edificio Servizi Generali , che comprende gli uffici, gli archivi, il

magazzino materiali leggeri, le officine fredde;h) Edificio Magazzino Materiali Pesanti ;i) Edificio Dosimetria e Sorveglianza Ambientale



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Edificio Reattore

posto praticamente al centro della platea principale. costituito da due strutture in calcestruzzo armato: il Contenitore Primario, ha forma cilindrica con calotta superiore semisferica e pareti

interne completamente ricoperte da un rivestimento d'acciaio; il Contenitore Secondario, che racchiude il contenitore primario di cui ha

configurazione analoga. Tra le due strutture esiste un'intercapedine (annulus) messa in depressione nel caso

di incidente di pressurizzazione del contenitore primario. Allinterno del contenitore primario ubicato il reattore nucleare e il circuito primario

di raffreddamento . Il recipiente in pressione sistemato nel centro di una cavit in una struttura schermante ( schermo primario).

Fra lo schermo primario e una seconda struttura schermante ( schermo secondario) sono sistemati i generatori di vapore ognuno in un proprio scompartimento con la relativa pompa di circolazione del refrigerante primario.

Anche il pressurizzatore sistemato in uno scompartimento separato allinterno dello schermo secondario.

Allinterno del contenitore primario trovano anche alloggiamento le attrezzature per la movimentazione del combustibile sia fresco che esaurito dal recipiente in pressione al canale di trasferimento e viceversa. Che immette nelledificio combustibile esaurito.



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Disposizione dellimpianto di produzione

La disposizione dei gruppi turboalternatori nelledificio turbina sono disposti radialmente rispetto alledificio reattore questo al fini di ridurre le conseguenze derivanti da un eventuale rottura del disco di turbina. I gruppi turboalternatori hanno la turbina costituita da un corpo di alta pressione e da pi corpi di bassa pressione.

Per reattori da 1000 1200 MWe si hanno lunghezze di 70 m .

Nel caso di gruppi alternatori questi vengono disposti con assi paralleli con opportuni di stanziamenti tra i gruppi.



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Disposizione radiale delle turbine

Edificio Reattore



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Criteri di progettazione

Classificazione ai fini della sicurezza Classificazione sismica Classificazione secondo codici di progettazione

e di fabbricazione ( gruppi di qualit) Combinazione dei carichi sollecitazioni

massime e ammissibili



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Classificazione ai fini della sicurezza

I componenti e i sistemi sono raggruppati in 4 classi a seconda delle conseguenze derivati da un loro guasto

Classe 1 componenti e sistemi rilevanti ai fini della sicurezza

Classe 2 componenti e sistemi che assolvono funzioni di sicurezza in condizioni normali o di emergenza

Classe 3 componenti e sistemi che assolvono funzioni di sicurezza accessorie

Classe 4 componenti e sistemi non rilevanti ai fini della sicurezza



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Classificazione sismica

Le strutture i componenti e sistemi vengono suddivisi in due categorie secondo i requisiti richiesti perch resistano ad eventi sismici

Categoria I sono strutture i componenti e sistemi progettati per resistere alle sollecitazioni del terremoto base di progetto ( terremoto di arresto in condizioni di sicurezza)

Categoria I I sono tutte le strutture i componenti e sistemi non compreesinella categoria I



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Classificazione secondo codici di progettazione e di fabbricazione ( gruppi di qualit)

Le strutture i componenti e sistemi sono suddivisi in riferimento alle norme prescritte per la loro progettazione e costruzione

Sono previsti 4 gruppi di qualit A,B,C,D con norme pi stringenti che decrescono andando dal gruppo A al gruppo D



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Combinazione dei carichi sollecitazioni massime e ammissibili

Per il progetto delle strutture dei sistemi e dei componenti si hanno:

4 condizioni interne di impianto3 condizioni di eventi esterni 4 Condizioni interne

NormaleAnormale

EmergenzaIndicente

3 condizioni di eventi esterniNormale

Anormale ( terremoto di esercizio )Severa ( tromba daria + terremoto di progetto ecc.)



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Ai fini della produzione di energia elettrica, la funzione del reattore nucleare quella di scaldare un fluido termovettoreper la produzione di vapore, ossia quella della caldaia di un impianto termoelettrico convenzionale. Vi sono anche reattori a gas che utilizzano CO2 o elio come termovettore e cicli con turbine a gas.Tutto il resto (turbina, alternatore, trasformatore, ciclo rigenerativo, ecc.) non differisce inlinea di massima da quello di un normale impianto termoelettrico.

Reattori nucleari di potenza



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I reattori vengono classificati in base: al contenuto di materiale fissile allenergia dei neutroni che danno fissione al tipo di moderatore al grado di produzione di materiale fissile

rispetto a quello consumato

Classificazione dei reattori



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La categoria di reattori aventi caratteristiche omogenee in quanto a combustibile, moderatore e refrigerante viene detta filiera.

REATTORI COMBUSTIBILE MODERATORE REFRIGERANTE D2O in

pressione D2O D2O bollente U naturale grafite gas in pressione

H2O in pressione H2O

H2O bollente gas in

pressione sodio liquido

termici di conversione

U arricchito

grafite

H2O in

pressione

veloci breeder fissile U235 fertile U238

(Pu239) sodio liquido



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Una centrale nucleare al pari di una termica a combustibile fossile, comprende due sistemi di trasferimento del calore.il primo sistema viene denominato Generatore Nucleare di Vapore dove il combustibile bruciato ed il calore derivante viene utilizzato per la produzione di vaporeil secondo sistema denominato ciclo secondario o impianto di produzione, utilizza il vapore prodotto per alimentare la turbina collegata allalternatore che genera potenza elettrica. Limpianto di produzione costituito da quei componenti che servono a trasformare in energia elettrica il vapore fornito dal generatore di vapore al quale giunge lacqua di alimento adeguatamente preriscaldata.Il Generatore Nucleare di Vapore (GNV) comprende:- il reattore- il recipiente in pressione- il circuito primario o sistema di refrigerazione del reattore- pompe - tubazioni e valvole- i sistemi ausiliari atti ad assicurare il corretto funzionamento dellimpianto nel normale

esercizio ( avviamento, funzionamento a potenza, arresto a caldo o a freddo, ricambio del combustibile) e a garantire la sicurezza in condizioni di incidente.



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Reattore PWR- circuito primario



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Reattore ad acqua bollente (BWR, boiling water reactor)

NoccioloAppartiene alla classe dei reattori termici, la produzione di calore e quella di vapore avvengono direttamente nel vesselIl nocciolo del reattore e tutte le strutture ad esso associate sono contenute in un recipiente in pressione. Gli elementi di combustibile sono formati in moduli ognuno dei quali costituito da una barra di controllo cruciforme e da quattro elementi di combustibile. Ogni elemento costituito a sua volta da barrettesecondo un reticolo 7 x 7 o 8 x 8 ( 264 elementi di combustibile)Le barrette sono in Zircaloy-2 e contengono il combustibile. Il combustibile sotto forma di pasticche di ossido di uranio (arricchito a circa il 2,5% in U235)Le barre di controllo di forma cruciforme contenenti tubi riempiti di carburo di boro. Le barre di controllo vengono inserite dal basso e scorrono negli spazi liberi tra quattro elementi di combustibile adiacenti mediante un meccanismo di azionamento idraulico.



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25Sezione del nocciolo a 624 elementi



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Modulo di combustibile Barra di controllo Elemento di combustibile



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numero di fissione al secondo per produrre un watt di potenza 1eV = 1,6 x 10-19J 1 MeV = 1,6 x 10-13J 1 Watt = 1J/sec = sec/MeVx,

MeV/Jx,sec/J 12

13 1025610611 =

ogni fissione produce una energia Ef = 200 MeV/fix n fissioni per produrre un 1Watt sec/fixx,

fix/MeVsec/MeVx, 1012 1013

20010256 =

)fiss/J(x,)fiss/MeV()MeV/J(, 1113 10232001061 =



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Linear Heat Reate (LHR) LHR (kW/m) = '''' qDq pellet24

= Dpellet = diametro della pellet in mm q = densit volumetrica di potenza, kW/m3 =

fissUeNx 111023 , 222105 cmxfiss

UN = densit atomica = 238

106 23 Ux U = densit del combustibile (Uranio) g/cm3

e = arricchimento in U235 = flusso neutroni termici

sec2cmmeutroni

22311

42381061023 pelletfU Dexx,q ' =

J / fissione



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Esempio: = 2x1013 cm-2s-1 Dpellet =1.0 cm UO2: U = 9.3 g/cm3; e = 0.035: q = 20.6 kW/m = 20,6x10-5 MW/cm Idruro: U = 3.7 g/cm3; e = 0.14: q = 20.6 kW/m Burnup (BU, MWd/kgU)

32 10= xDw UpelletU = massa iniziale di Uranio per unit di lunghezza, kgU/cm E = q x td x 10-5 = energia termica per unit di lunghezza di combustibile al giorno, MWd/cm td = tempo di irraggiamento (giorni)

)cm(D)cm/g(x)giorni(t)m/kW(' q

wEBU

pelletU

d

U223

210

==

Esempio: td = 365 giorni; q = 50 kW/m; Dpellet = 0.7 cm U (g/cm3) = 9.6 (UO2); U (g/cm3) = 3.8 (idruro) BU (UO2) = 12 MWd/kgU; BU (idruro) = 30 MWd/kgU



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numero di barre 36 49 63Linear heat rate q 53 39 30



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Circuito primario

Lacqua del circuito primario svolge le funzioni sia di refrigerante che di moderatore e circola nel nocciolo dal basso verso lalto, viene a contatto con gli elementi di combustibile e vaporizza parzialmente. La miscela acqua vapore attraversa i separatori di vapore che abbassano il contenuto di umidit a circa il 5% successivamente passa attraverso gli essiccatori con un ulteriore riduzione dellumidit a circa lo 0,1% da qui esce dal vessel. Lacqua separata dal vapore ricade verso il basso e viene miscelata con lacqua alimento che viene introdotta nel recipiente in pressione tramite un distributore ad anello posto al di sotto dei separatori di vapore. Il 50% dellacqua esce nei circuiti esterni di ricircolazione dotati di pompe centrifughe a velocit variabile che alimentano una serie di eiettori idraulici installati allinterno del recipiente in pressione. Il reattore BWR progettato per funzionare con la parte alta del core refrigerata da una miscela bifase, con una frazione di vuoto compresa tra il 15 ed il 25 %. La frazione di vuoto di una miscela bifase liquido-vapore il rapporto tra il volume occupato dalla fase vapore (vuoto) ed il volume totale occupato dalla miscela (liquido+vapore). Ci implica che nella parte alta del core, la moderazione meno efficiente, e quindi il flusso neutronico e la densit di potenza sono inferiori ai corrispondenti valori della parte bassa del core



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Caratteristica dei reattori BWR la capacit di autoregolazione, cio la possibilit di aumentare o diminuire la produzione di energia senza modificare la posizione delle barre di controllo. In presenza di una richiesta di maggior potenza viene aumentata la portata delle pompe di ricircolo, ottenendo un inizio dellebollizione nel nocciolo ad una quota superiore. Si ha cos una maggiore densit media del moderatore nel nocciolo e quindi un migliore rallentamento neutronico e un aumento delle fissioni, fino a quando non si raggiunge una condizione di equilibrio per una potenza maggiore. Viceversa una riduzione della circolazione dellacqua porter ad una sua pi rapida evaporazione, con conseguente formazione di vapore nel nocciolo a livelli inferiori, minore densit media del moderatore e diminuzione delle fissioni e quindi della potenza.Si riescono cos ad effettuare variazioni di carico tra il 60% e il 100% senza

azionare le barre di controllo.Pertanto se la portata di acqua viene diminuita, la frazione di vuoto

aumenta perch le bolle di vapore tendono a stazionare pi a lungo tra le barre di combustibile, ed un numero inferiore di neutroni sono rallentati e si rendono disponibili per essere catturati dal combustibile, determinando una riduzione della potenza termica generata se la portata di acqua viene diminuita, la frazione di vuoto aumenta perch le bolle di vapore tendono a stazionare pi a lungo tra le barre di combustibile, ed un numero inferiore di neutroni sono rallentati e si rendono disponibili per essere catturati dal combustibile, determinando una riduzione della potenza termica generata.



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Le barre di controllo, utilizzate per larresto del reattore e per mantenere una uniforme distribuzionedi potenza allinterno del reattore stesso, sono inserite dal basso da un sistema ad azionamentoidraulico ad alta pressione.Un anello toroidale di acqua o una piscina di soppressione sono utilizzati per asportare il calore incaso di arresto improvviso del reattore.



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1) Vessel 2) Barre di combustibile 3) Barre di controllo 4) Pompe a getto 5) Regolazione barre controllo 6) Vapore saturo secco 7) Acqua di alimento

8) Turbina alta pressione 9) Turbina bassa pressione 10) Alternatore 11) Eccitatore 12) Condensatore 13) Acqua di raffreddamento 14) Rigeneratori

15) Pompa di estrazione 16) ) Pompa di circolazione 17) Schermo in cemento 18) Separatore di vapore 19) Essiccatori di vapore



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Reattore ad acqua in pressione (PWR Pressurized Water Reactor )

NoccioloIl reattore PWR (Pressurized Water Reactor) appartiene alla classe dei reattori termici, arecipiente in pressione. Gli elementi di combustibile sono a sezione quadrata e a lorovolta sono formati da barrette disposte Secondo un reticolo 17 x 17. nelle barrette sono inserite le pastiglie di combustibile di ossidi di uranio e rivestite in Zircaloy-4 . Le barre di controllo sono del tipo a fascio e sono costituite da barrette in lega Ag-In-Cd e incamiciate di acciaio inossidabile inoltresono tenute insieme da una crociera nellaparte superiore. Si muovono verticalmente entro i tubi guida che fanno parte dellelementodi combustibile e vengono azionate dallalto

mediante meccanismi elettromagnetici.



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Spessore del vesselcirca 25 cm



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Circuito primario Esso refrigerato e moderato

con acqua leggera in pressione ad una pressione superiore a quella di saturazione. Lacqua a pressione superiore a quella di saturazione passa attraverso il nocciolo e attraversa i bocchelli di uscita per andare nel generatore di vapore dove cede calore . Dai generatori di vapore lacqua esce e rientra nel reattore attraverso i bocchelli di ingresso e scende nellintercapedine fra parete del vessel e il mantello del nocciolo. Il pressurizzatore provvede al controllo della pressione



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1) Vessel 2) Barre di combustibile 3) Barre di controllo 4) Regolatori barre controllo 5) Pressurizzatore 6) Generatore di vapore 7) Pompa di circolazione

8) Vapore saturo secco 9) Pompa di alimento 10) Turbina alta pressione 11) Turbina bassa pressione 12) Alternatore 13) Eccitatore 14) Condensatore

15) Acqua di raffreddamento 16) Pompa di estrazione 17) Rigeneratori 18) Schermo biologico 19) Pompa di circolazione 20) Separatore di vapore



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CIRCUITO SECONDARIO In questo tipo di reattore esiste un secondo circuito separato

fisicamente da quello primario tramite i generatore di vapore. Lacqua di alimento entra nel generatore di vapore lato mantellomentre lato tubi fluisce lacqua in pressione proveniente dal reattore dal circuito primario. Il vapore generato espande successivamente nei gruppi turbina. Il vapore scaricato dalle turbine viene raccolto nel condensatore dellimpianto per ritornare in circolo. Il condensatore provvisto di un proprio circuito separato per il raffreddamento dellacqua di alimento al generatore di vapore e per fare questoderiva la quantit necessaria di acqua o da una sorgente estesa ( logo, mare, fiume di adeguata portata). Nel caso non sia possibile disporre di una sorgente estesa si provvede mediante torri di raffreddamento alladeguata asportazione del calore. Ne primo caso si parla di ciclo aperto nel secondo di ciclo chiuso.



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I recipienti in pressione dei reattori nucleari al fine di evitare lossidazione e linfragilimento da idrogeno sono costruiti con acciai basso legati ( ASTM A 533 e ASTM A 508 classe 2); sono rivestiti internamente con acciaio inossidabile di spessore di circa 6 mm. Il recipiente in pressione di forma cilindrica, con un fondo emisferico saldato e un coperchio flangiato anchesso di forma emisferica. Nel recipiente sono alloggiati il nocciolo, le barre di controllo, le strutture di supporto e le altre parti direttamente associate al nocciolo. I bocchelli di ingresso e di uscita sono situati allo stesso livello al di sotto della flangia del recipiente in pressione e al di sopra del nocciolo. Il refrigerante entra dai bocchelli di ingresso, fluisce verso il basso lungo lintercapedine fra recipiente e mantello esterno del nocciolo, quindi giunto sul fondo attraversa il nocciolo dal basso verso lalto raffreddandolo. Lintegrit del recipiente in pressione per la durata della vita dellimpianto assicurata dallaopportuna scelta dei materiali e dei processi di fabbricazione.

Recipiente in pressione



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Le pompe di circolazione del refrigerante primario sono di tipo centrifugo ad uno stadio azionate da motori trifase raffreddati ad aria, il calore asportato dal sistema di raffreddamento ad aria del motore trasferito al sistema di raffreddamento ad acqua in ciclo chiuso dei componenti nucleari (CCWS) (Component Cooling Water System) raffreddamento in ciclo chiuso dei componenti nucleari. Dal basso in alto, nella pompa si distinguono tre sezioni:

la sezione idraulicaquella della tenuteil motore

Pompa primaria



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Lalbero della pompa verticale, con il motore sopra la pompa. Un volano montato sullalbero, sopra il motore, fornisce una inerzia aggiunta che incrementa il tempo di rallentamento della pompa in caso di arresto per mancanza di alimentazione elettrica. Il fluido primario entra dal fondo della pompa ed esce lateralmente. La pompa fornita di un sistema di tenute a perdita controllata costituito da tra tenute operanti in serie. Lacqua di alimento delle tenute, che realizza uno sbarramento nei riguardi del fluido primario, fornita dal sistema di regolazione del volume e della chimica del circuito primario - Chemical & Volume Control System (CVCS) Regolazione della Chimica e del Volume del Refrigerante. Come riserva, lalimentazione alle tenute assicurata da un sistema di emergenza.Sulla pompa montato un dispositivo atirotazione inversa, composto essenzialmente di pale montate sullesterno del volano e di una piastra ad arpioni montata sul telaio del motore.Le pompe dei reattori ad acqua in pressione sono caratterizzate da portate elevate dellordine di 20.000 m3/h



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Il pressurizzatore ( vedi figura di seguito ) costituito da unrecipiente cilindrico, verticale, con fondo e duomo di forma semisferica. Esso collegato a un ramo caldo del circuito primario tramite una linea di collegamento ( surge line). Gruppi di riscaldatori elettrici installati sul fondo del pressurizzatore producendo una adeguata quantit di vapore, consentono di mantenere in pressione il sistema durante i transitori che comportano riduzione del volume del refrigerante primario. Due di questi gruppi sono alimentati da due generatori diesel di emergenza in caso di perdita della alimentazioni elettriche normali, in modo da assicurare, mantenendo la pressione nel circuito primario, la refrigerazione del nocciolo in condizioni di circolazione naturale.

Pressurizzatore



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1. pressurizzatore2. riscaldatori elettrici3. linea pressurizzatore circuito primario ( surge line)4. tubazioni sistema refrigerante primario ( gamba calda)5. acqua agli ugelli di spruzzamento6. valvole di sicurezza7. valvole di sfioro8. serbatoio di sfioro del pressurizzatore9. linea di scarico rilasci del pressurizzatore 10. dal sistema di acqua di reintegro del circuito primario11. al sistema di trattamento effluenti gassosi 12. disco di rottura13. al sistema di raccolta drenaggi isola nucleare

Sistema di controllo della pressione nel circuito primario



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Sul duomo del pressurizzatore montato un bocchello che permette di spruzzare acqua destinata a condensare il vapore in modo da minimizzare gli aumenti di pressione conseguenti a variazioni di volume dellacqua di refrigerazione del reattore, durante i transitori operazionali dellimpianto. Sul duomo del pressurizzatore sono inoltre montate le tubazioni di collegamento con tre valvole di sfioro e tre valvole di sicurezza. Gli aumenti di pressione superiori alle capacit del sistema di spruzzamento, causano lapertura automatica della valvole di sfioro ( anche possibile lattuazione manuale dalla sala manovra). Se la pressione continua a salire, le valvole di sicurezza, aprendosi ai valori di taratura, scaricano a loro volta il vapore riducendo la pressione. Tutti gli scarichi sono canalizzati al serbatoio di sfioro del pressurizzatore. Nelle normali condizioni di esercizio, a piena potenza, il 60% del volume del pressurizzatore occupato da acqua. Tale percentuale varia proporzionalmente al livello di potenza, fino a risultare del 25% a potenza zero. Per tutte le condizioni di impianto in cui il vapore presente nel pressurizzatore, la pressione del circuito primario controllata nel modo sopra illustrato. Nelle condizioni di temperatura particolarmente bassa ( fasi di avviamento o di arresto a freddo), quando il pressurizzatore pieno di acqua, la pressione viene controllata grazie alla portata di estrazione del fluido primario attraverso la linea di aspirazione del sistema di rimozione del calore residuo (RHR) e le pompe CVCS.



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Il serbatoio condensa il fluido scaricato dalle valvole di sicurezza e di sfioro del pressurizzatore. Esso contiene acqua a temperatura ambiente in atmosfera di azoto. Il fluido scaricato dal pressurizzatore sfoga nellacqua attraverso una tubazione di diffusione. Il serbatoio drenato periodicamente al sistema di trattamento effluenti radioattivi.

Serbatoio di sfioro del pressurizzatore



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Ogni elemento costituito da un certo numero di barre di combustibile e tubi guida per linserimento delle barre di controllo, sorgenti neutroniche e veleni bruciabili e da un tubo guida per la strumentazione localizzato al centro dellelemento. Il nocciolo del reattore costituito da tre regioni a diverso arricchimento Gli elementi di combustibile sono a sezione quadrata a loro volta formati da barrette disposte secondo un reticolo 17x17.

Elementi di combustibile



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Controllo della reattivit Il controllo della reattivit eseguito in tre modi:

assorbitore neutronico solubile ( acido borico)barre di controlloveleni bruciabili

Lacido borico disciolto nel refrigerante primario. La variazione della sua concentrazione permette il controllo della reattivit a lungo termine. I veleni bruciabili agiscono in modo da compensare le variazioni di reattivit a lungo temine; sono utilizzati solamente durante il primo ciclo del combustibile.Le barre di controllo operano sia per compensare variazioni di reattivit conseguenti alle operazioni di esercizio, sia nella fase di arresto o avviamento del reattore.Nella figura mostrata una barra di controllo assemblata, ogni singola barra del gruppo costituita da una guaina di acciaio inossidabile contenente il materiale assorbitore, costituito per la parte superiore da pastiglie di carburo di boro e per la parte inferiore da un cilindro estruso in Ag-Cd-In.



52Elemento di combustibile

Barra di controllo



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Le barre sono azionate da un meccanismo di comando control rod drive mechanism (CRDM) che ne permette linserzione e lestrazione. Il sistema di comando illustrato in figura

control rod drive mechanism (CRDM)



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Il control rod drive mechanism (CRDM) costituito da tre elettromagneti che in opportuna sequenza consentono il movimento verticale della barra. In caso di interruzione della alimentazione elettrica agli avvolgimenti, la barra si inserisce rapidamente per gravit nel nocciolo. La distribuzione di flusso neutronico allinterno del reattore rilevata da una serie di microcamere a fissione che penetrano nel reattore dal fondo del recipiente in pressione e sono comandate da un meccanismo che consente loro di percorrere il tubo guida centrale, presente negli elementi di combustibile, non occupato da barre di controllo. La temperatura del refrigerante in uscita dallelemento di combustibile misurata da termocoppie cromo-alumel alloggiate nella struttura superiore di sostegno del nocciolo.



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R P N M L K J H G F E D C B A

1

2

3

4

5

6

7

8

9

10

11

12

13

14

15

Regione 1 2,1

Regione 2 2,6

Regione 3 3,1

arricchimento



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Le barre di combustibile sono libere di dilatarsi assialmente e sono costituite da pastiglie di ossido di uranio sitenrizzato contenute in una guaina di Zircaloy-4 e sono sigillate alle estremit con tappi saldati a tenuta.



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Generatore di vapore Sono di tipo verticale con tubi ad U e separatore di vapore incorporato. Ladozione dei tubi ad U elimina i problemi connessi con le espansioni differenziali fra tubi e mantello del generatore.Lacqua del circuito primario entra nella zona bassa del generatore, fluisce attraverso i tubi ad U e poi torna in ciclo attraverso il bocchello di uscita. Il preriscaldamento e levaporazione dellacqua del circuito secondario avviene nel lato mantello del generatore di vapore ed il vapore prodotto viene deumidificato prima di essere scaricato dal generatore stesso. Lacqua del circuito secondario viene fatta entrare nella parte alta del generatore ove si miscela con lacqua di ricircolazione, per scendere poi attraverso la camera anulare realizzata nella zona pi periferica del generatore per venire infine a contatto con il fascio tubiero. Il vapore prodotto viene deumidificato per mezzo di apparecchiature meccaniche posizionate fra il fascio tubiero ed il bocchello di uscita del vapore.La separazione del vapore avviene in tre stadi 1 stadio- Il vapore umido alluscita del fascio tubiero viene fatto passare attraverso un separatore a

pale dove il vapore assume un moto centrifugo il quale determina la separazione dal vapore delle particelle di acqua pi pesanti che vengono scaricate nellacqua di ricircolo

2 stadioil vapore viene ulteriormente deumidificato in un separatore costituito da una batteria di lamine metalliche di forma a

V entrando dal basso ed esce lateralmente dal separatore assumendo un movimento a zig zag nel separatore stesso e questo determina la separazione della parte umida. 3stadiola deumidificazione continua in un separatore a forma conica costituito da lamelle accostate fra loro in modo da realizzare dei passaggi secondo la generatrice del cono. Il vapore assume un moto vorticoso e le parti di acqua separate vengono raccolte alla periferia della base del cono e vengono drenate messe di nuovo in circolazione. Il vapore passa nella zona centrale ed esce dal bocchello del generatore nella parte superiore.



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Generatore di vapore



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Reattori ad acqua pesanteNocciolo

Il nocciolo e le strutture adesso associate sono contenuti in una calandria a tubi orizzontali nei quali sono inseriti i tubi in pressione contenenti gli elementi di combustibile. In questi viene fatta circolare acqua pesante in pressione che costituisce il refrigerante primario mentre nella calandria contenuto il moderatore costituito da acqua pesante. Ogni canale di combustibile contiene 12 elementi lunghi mezzo metro e del diametro di 10 cm e ogni elemento costituito da un fascio di 28 barrette. La reattivit viene controllata variando il livello del moderatore e con le barre di controllo inserite ortogonalmente ai tubi in pressione.



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Il refrigerante primario fluisce attraverso i tubi in pressione aumentando cos la temperatura, quindi passa attraverso i generatori di vapore. Da questi mediante pompe di ricircolo viene rinviato nel reattore. Il refrigerante primario viene fatto circolare in modo da avere un flusso opposto in tubi adiacenti ed i tubi del refrigerante relativi ai singoli tubi in pressione vengono raggruppati in un opportuno numero di collettori. Il moderatore tenuto in movimento mediante pompe e raffreddato in scambiatori di calore

Circuito primario



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Regolazione della potenzala potenza del reattore pu essere variata mediante il movimento delle barre di controllo in modo da variare il salto termico del refrigerante fra ingresso ed uscita del reattore



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1) Core del reattore 2) Barre di combustibile 3) Barre di controllo 4) Calandria moderata a D2O 5) Pompa di circolazione D2O

6) Macchina ricarica combustibile 7) Refrigerante D2O 8) Generatore di vapore 9) Edificio di contenimento 10) Vapore

11) Acqua alimento H2O 12) Turbine 13) Alternatore 14) Condensatore 15) Pompa alimento H2O



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Reattori a gas-grafite ed uranio naturale (Magnox)

Nocciolo Il nocciolo del reattore costituito da una struttura di grafite, come

moderatore, di forma prismatica nella quel sono ricavati i canali del combustibile delle barre di controllo. La struttura formata damattoni di grafite disposti in colonne verticali e collegati fra loro da chiavette a grafite. Il nocciolo costituito da 3000 canali per il combustibile, distanziati di circa 20 cm in ognuno dei quali vi sono 8 elementi di combustibile sovrapposti. Lelemento di combustibile formato da una barra di uranio metallico rivestito da una guaina in lega di magnesio alluminio o di magnesio zirconio con delle alettature per migliorare lo scambio termico.

Un certo numero di canali riservato per le barre di controllo costituite da acciaio al boro comandate da motori elettrici



65

Circuito primario Nel circuito primario circola anidride carbonica come termovettore,

che esce dai canali del combustibile dal recipiente in pressione e attraversa i generatori di vapore dallalto verso il basso. Alluscita dei generatori di vapore passa nelle soffianti per ritornare nel reattore alla base del nocciolo. I recipienti in pressione sono in acciaio con una pressione del gas fino a 20 atm con 20 m di diametro e con uno spessore di 12 cm. Con lutilizzo del calcestruzzo armato si potuto raggiungere una pressione di circa 40 atm ed inoltre si ottenuto il vantaggio di poter alloggiare i generatori di vapore direttamente nel recipiente in pressione.

La potenza del reattore viene regolata mediante il movimento delle barre di controllo o variando la le portata del refrigerante



66



67

Le temperature raggiungibili in questa filiera sono relativamente modeste, per il basso punto difusione del magnox. Lutilizzo di leghe al magnesio daltro canto imposto dalla necessit di averebassi assorbimenti neutronici.Le unit di questo tipo sono anche caratterizzate da un sistema di ricambio continuo delcombustibile con reattore in servizio, per mezzo di una particolare macchina di carico e scarico.Il vapore prodotto in questo tipo di filiera raggiunge temperature e pressioni massime pari a 400Ce 50 kg/cm2 rispettivamente.Il rendimento dellimpianto ridotto a circa il 28% a causa della potenza assorbita dalle soffiantiper la circolazione del refrigerante.Per ottenere migliori caratteristiche del vapore la filiera si evoluta nei tipi AGR (advanced gasreactor) e HTGR (high temperature gas reactor).Nei tipi AGR la possibilit di ottenere temperature pi elevate viene raggiunta utilizzando biossidodi uranio (UO2) anzich uranio metallico e guaine degli elementi di combustibile in acciaio inoxanzich in magnox.Lossido di uranio, oltre a temperature di fusione superiori a quelle delluranio metallico, caratterizzato da una maggiore stabilit e capacit di ritenzione dei prodotti di fissione.La presenza di guaine in acciaio, e quindi con assorbimenti pi elevati del magnox, cos comelutilizzo dellossido di uranio richiedono per questo tipo di reattori luso di uranio arricchito.



68

Reattori velociCome fluido refrigerante viene utilizzato sodio allo stato liquido, che presenta ottime capacit di trasferimento delcalore e permette di aver basse pressioni nel circuito, pur raggiungendo temperature elevate.



69

Nocciolo Il nocciolo suddiviso in due parti Una interna detta seme Una esterna detta mantello Il seme fortemente arricchito ed qui che avviene la

maggior parte delle fissioni ( 90 95%) Il mantello costituita in buona parte di materiale fertile

ed qui che avviene la maggior parte della conversione Gli elementi di combustibile del seme hanno forma

esagonale e sono ognuno da 300 barrette di combustibile con ossidi misti UO2 PuO2 incamiciate in acciaio inossidabile e con diametro esterno di 6 mm.



70

Gli elementi di combustibile del mantello sono a sezione esagonale e sono costituiti di 80 barrette di ossido di uranio naturale impoverito incamiciate in acciaio inossidabile e del diametro di 12 mm.

Le barre di controllo sono di tantalio o carburo di boro arricchito e sono suddivise in barre di regolazione e barre di sicurezza.



71

I reattori veloci a sodio sono composti di tre circuiti: circuito primario circuito intermedio circuito secondario nel circuito primario il sodio asporta calore dal nocciolo del reattore

e circola lato mantello nello scambiatore intermedio di calore sodio sodio e nella pompa primaria.

Il circuito intermedio accoppiato al secondario mediante scambiatori di calore dove il sodio circola nei tubi dello scambiatore intermedio e lato mantello nel generatore di vapore.

Il circuito secondario acqua - vapore comprende i generatori di vapore

Il circuito intermedio ha il compito di evitare che il sodio proveniente dal nocciolo entri in contatto on lacqua, che produrrebbe una reazione fortemente esoenergetica, e possa quindi compromettere lintegrit del reattore



72



73

1) Combustibile fissile2) Blanket di Uranio 2383) Barre di controllo4) Pompa circuito Na primario5) Refrigerante Na primario6) Vessel7) Protezione vessel8) Duomo del reattore

9) Copertura core10) Scambiatore di calore Na/Na11) Refrigerante Na secondario12) Pompa circuito Na secondario13) Generatore di vapore14) Vapore surriscaldato15) Rigeneratori16) ) Pompa di alimento

17) Condensatore18) Acqua di refrigerazione19) Pompa di circolazione20) Turbine alta pressione21) Turbine bassa pressione22) Alternatore23) Edificio di contenimento



74

Come fluido refrigerante viene utilizzato sodio allo stato liquido, che presenta ottime capacit di trasferimento del calore e permette di aver basse pressioni nel circuito, pur raggiungendo temperature elevate.



75

POMPA

CORE

Calore nucleare

Picina calda

Piscina fredda Piastra forata

Interno Vessel

Scambiatore intermedio

IHX Intermediate Heat

Exchange



76



77



78

Regolazione della reattivit La regolazione della potenza avviene

mediante il movimento delle barre di controllo e/o variando la portata del sodio nel circuito primario e/o in quello secondario.



79

EPR Generazione IIIEuropean Pressurized Reactor



80

Il reattore europeo EPR ha potenza molto elevata (1545 MWe o 1750 MWe) ed statosviluppato da Framatome e Siemens sfruttando lesperienza maturata in 84 reattori PWRcostruiti fino ad oggi dalle due societ (reattori N4 Framatome e reattori Konvoi Siemens)

Il progetto offre soluzioni innovativemiglioramenti nei campi della sicurezza e della competitivit economica:



81

Per i componenti dell NSSS (Nuclear Steam Supply System) i volumi dei componente sono aumentati comparati ai PWR esistenti

Aumento del periodo di tolleranza operativa per molti transitori ed incidenti



82

aumento dellutilizzazione delluranio progettato per poter utilizzare combustibile

MOX ( ossido misto Uranio Plutonio) progettato per un ciclo del combustibile di

24 mesi arricchimento del 5% burn-up > 60 GWd/t



83

T S R P N M L K J H G F E D C B A

1

2

3

4

5

6

7

8

9

10

11

12

13

14

15

16

17

NOCCIOLO EPR 17X17 = 241 elementi



84

In figura si vedono i sistemi ridondanti nelle isole colorate. Questi sistemi sono fisicamente separati ed indipendenti

Le funzioni di sicurezza pi importanti sono ottenute per mezzo di sistemi diversificati e ridondanti: quattro sistemi di sicurezza identici, installati in quattro edifici diversi, provvedono alla stessa funzione



85

Nel caso estremamente improbabile di un incidente al nocciolo del reattore,il corio prodotto (una miscela di combustibile fuso e di strutture metalliche) verrebbe contenuto e raffreddato in un compartimento dedicato dellimpianto, preservando da contaminazioni il suolo, la falda idrica e lambiente circostante.Le funzioni di sicurezza sono espletate da molteplici sistemi, semplici e ridondanti

I 4 sottosistemi di sicurezza identici attuano la stessa funzione in caso di situazioni anomale, in particolare per raffreddare il nocciolo del reattore.

Ogni sottosistema in grado di attuare autonomamente lintera procedura di sicurezza. I sottosistemi sono completamente indipendenti tra loro e sono dislocati in quattro diversi fabbricati.



86

piscina di soppressione vasca di contenimento del nocciolo fuso



87



88

sostituzione del buffle con un riflettore massiccio aumenta leconomia neutronica

riduce la densit di flusso neutronico al vessel



89

nel pressurizzatore sono stati realizzati due sistemi di spruzzamento



90

Sistema di rimozione del calore

In-containment Refueling Water StorageTank



91

SISTEMAPASSIVOPRHR

PRHR =Passive Residual Heat RemovalIRWST ( In-containment Refueling Water Storage Tank )

Scambiatore di calore PRHR



92

Il sistema PRHR provvede a rimuovere il calore dal refrigerante primario mediante un loop a circolazione naturale. Lacqua calda sale attraverso il PRHR estratto da una gamba calda del circuito ed entra ne fascio tubiero in testa allo scambiatore di calore PRHR a piena pressione e temperatura del sistema. L IRWST pieno di acqua fredda borata e rimuove il calore dallo scambiatore PRHR mediante ebollizione che avviene esternamente sulla superficie dei tubi. Il refrigerante primario raffreddato ritorna al circuito primario attraverso la linea di uscita del PRHR connessa alla parte inferiore del generatore di vapore.



93

NSSS

MCP -Main coolant pumpSG -Steam Generator RPV -Reactor pressure vessel PZR -PressurizerMCL -Main coolant line



94

Reattore nucleare di Olkiluoto EPR da 1600 MWe il costo stimato in 0,027/kWh

Il costo dellenergia elettrica prodotta da un reattore nucleareprevede una analisi economica diversa rispetto agli impianti convenzionali al fine della determinazione del costo dellenergia in /kWh,



95

Costo nominale dellimpianto Cn = 3x109 Tempo di costruzione t = 5 anni Tasso di interesse attualizzazione ai = 7% Tasso di interesse esercizio i = 7% Durata di esercizio del reattore 40 anni Fattore di carico fc 0,9 costo dellimpianto allinizio allentrata in sevizio Ca

Lattualizzazione dei costi si ottiene tenendo conto del rapporto tracosto nominale dellimpianto e costo dellimpianto allinizioallentrata in sevizio secondo la relazione:

tiCC a

n

a2

1+= = 520701 ,

CC

n

a += = 1,175



96

evidente che pi lungo il tempo di costruzione maggiore il valore finale del rapporto

n

aCC

conoscendo il costo nominale dellimpianto abbiamo:

costo dellimpianto allinizio allentrata in sevizio

il valore attuale dellannualit A ordinaria semplice come noto :

( ) niMA += 1

na C,C = 1751 = , 9105253



97

dove M il montante o somma futura A il valore attuale dellannualit n numero di pagamenti che nel nostro caso coincide con la durata di

esercizio il montante M dellannualit ordinaria semplice :

( )iiPM

n 11 +=dove P il pagamento periodico dellannualit.

Pertanto possiamo scrivere:

( ) ( ) nn ii

iPA ++= 111 ( )i

iPAn+= 11



98

( )i

i n+ 11 il fattore di attualizzazione di una serie di pagamenti uguali.

Il costo periodico secondo il metodo dellammortamento :

( )i

iAC np += 11 =

( )( ) AiAii

iAin

n++

+11

1=

( ) ( ) ( )( ) 11

111+

+++++n

nnn

iAiiAiAiiAiiAi

=

=( )

( ) 111

+++

n

n

iAiAiiAi

= ( )[ ]( ) 11

11+

++n

n

iAiiAi

= ( )[ ]

( ) ( ) 111111

++++

nn

n

iAi

iiAi

= ( ) 11 ++ niAiAi

( )

++= 11 ni

iiA



99

indichiamo con af = ( )

++ 11 ni

ii

il fattore di annualit che tiene quindi conto delle quote per interessi (i di

esercizio) e dellammortamento nel nostro caso

af = ( )

++ 11 ni

ii = ( ) 075010701070070 40 ,,,, =

++

il costo annuo di impianto :

,,CfC aaaimp91052530750 == = , 810642



100

il costo dellenergia elettrica :

supponendo che il costo nominale sia uguale per le due taglie di reattori

vediamo il valore del costo al kWh

per un impianto di 1000MWe

kWkWfE chkWe66 10908760108760 == , = 910887 , kWh

il kWh prodotto subordinato al costo dellimpianto pertanto

il costo dellenergia elettrica prodotta elC

elC = kWh/,,,

EC

hkW

aimp

e

03401088710642

9

8=

=



101

per un impianto di 1600MWe ( centrale EPR Olkiluoto)

kWkWfE chkWe66 106190876010618760 == ,,, = 1010261 , kWh

il kWh prodotto subordinato al costo dellimpianto pertanto il costo

dellenergia elettrica prodotta elC :

elC = kWh/,,,

EC

hkW

aimp

e

02101026110642

10

8=

=



102

Incidenza del combustibileindichiamo con fC il costo, attualizzato, dellelemento di combustibile

e con RC il costo annuo relativo allimpiego del combustibile e con m il numero di anni necessario affinch si raggiunga il burn up richiesto

( )

++= annokgiiiCC mfR

11

il costo relativo al combustibile :

kgkWhcomb E

RC/

=dove R lonere finanziario per la permanenza nel nocciolo del combustibile per m anni



103

Per una centrale nucleare si deve tenere in conto il costo delle successive operazioni di estrazione del combustibile esaurito oltre al recupero di partedel fissile che viene quindi riutilizzato.Indichiamo con.

Combustibile fresco

Uranio (4% 235U) : 500 kg

Uranio (0,9% 235U) : 475 kg FP : 20 kg riciclabili

Pu : 5kg

kg

Ctr

il costo del trattamento (attualizzato)

kg

Cru

il costo di riutilizzo (attualizzato)

Combustibile esaurito



104

dovendo trovare il valore in /kWh dobbiamo considerare le seguenti relazioni sulla incidenza dei costi:

kgkWh

trtr E

Cc/

=

kgkWh

ruru E

Cc/

=

inoltre lenergia prodotta per kg di combustibile pari a:

)dim(24 entorenkg

kWgiornoBUgiorno

hEpr

=Si considera il rendimento in quanto il Burn- up espresso in KWt giorno/kg



105

dove assumiamo:

kgkWd

kgkWd

tonnMWdBU === 00060

101000060000603

3 ...

Tasso di interesse esercizio i = 7% 330,=

m = 3 anni quindi il costo fC dellelemento di combustibile fresco il costo attualizzato del combustibile arricchito: costo approvvigionamento 522,654 /kg costo conversione UF6 52,162 /kg costo arricchimento 814, 969 /kg costo riconversione in UO2 16,527 /kg costo fabbricazione 213,813 /kg totale costo 1620,125 /kg

fC =1620,125 /kgU



106

pertanto il costo annuo RC relativo allimpiego del combustibile

( ) ( ) ( )kgUiiiCC mmfR /,,

,,, 35161710701

070070125162011

=

++=

++=

lonere finanziario per la permanenza nel nocciolo

( )

==

= kg

,,annokgC)anni(mR R

31085213516173

lenergia prodotta per kg di combustibile

kg/hkW,,.BUE epr5107524330000602424 ===



107

il costo relativo al combustibile

i costi di trattamento e di riutilizzo sono i costi di processi industriali tabulati:

trC = 521,105 /kg ruC = - 9.864 /kg

lincidenza sul costo di trattamento :

kWhECc

kgkWh

trtr

,,

,/

35 100971107524

105521 ===

===

kWh,

,,

ERC

kg/kWhcomb 0038970107524

1085215

3



108

lincidenza sul costo di riutilizzo

il costo dellintero ciclo :

ovvero 0,479 eurocent/kWh

kWh,

,,

ECc

kg/kWh

ruru

45 100762107524

6498 ===

kWh,,,,ccCC rutrcombciclo 00478701007621009710038970

43 =+=++=

kWh/,,,CCC cicloel 026000478600210 +=+=



109

Lenergia elettrica prodotta evidentemente deve essere venduta allutenza ed il costo finale subordinato dal tipo di impianto che la produce. Una centrale nucleare ha la capacit di fornire energia in modo costante nel tempo indipendentemente dalle variazioni di mercato. Ma la loro economicit si pu ulteriormente estendere vista la loro capacit di erogare enormi quantit di energia con pochissimo combustibile tale impianto durante il suo normale funzionamento potrebbe contribuire alla produzione di idrogeno dallacqua, essere utilizzato per il teleriscaldamento, e visto il basso costo dellenergia elettrica per il riscaldamento domestico con eliminazione delle caldaie a gas che sono una delle principali fonti di inquinamento urbano.



110

Ad esempio lutilizzo dellidrogeno al posto della benzina e del gasolio si risolverebbe il problema delle emissioni. Considerando che il costo del combustibile nucleare non influenzato dai rialzi sul mercato, anche la produzione di idrogeno con reattori nucleari non subirebbe significative variazioni del prezzo. Per ottenere idrogeno dallacqua, e non dagli idrocarburi, si sfrutta lelettrolisi che un processo industriale ben conosciuto e maturo, con rendimenti tipici dellordine del 75%; tuttavia utilizzando l'energia elettrica bisognatener conto dellefficienza nella produzione di questultima. I reattori LWR possono produrre idrogeno con un rendimento del 24% (0.75 x 0.32), mentre gli HTR con uno del 36% (0.75 x 0.48) , avendo rendimenti maggiori nella conversione di energia da termica ad elettrica. Si stima che il costo dellidrogeno prodotto per via elettrolitica sia dellordine dei 3,00$ /Kg (ad un prezzo di 0.06 cent/KWh). Se si dovesse optare verso lutilizzo dellidrogeno, prodotto dallacqua con le centrali nucleari, come combustibile per il trasporto privato, quello pubblico urbano e delle merci, non sarebbe pi necessario sostenere gli altissimi costi per importare idrocarburi con una fortissima riduzione dei prezzi al consumo. Se a questo aggiungiamo lenergia elettrica generata per via nucleare, si potrebbero ridurre notevolmente le importazioni di combustibili fossili ( gas e carbone).



111

Confronto del potere calorifico di alcuni combustibili fossili. Un MJ corrisponde a 1000 kJ Una kcal corrisponde a 4,186 kJ, che equivalgono a 0,004186 MJ Potere calorifico Superiore Inferiore Combustibile MJ/kg kcal/kg MJ/kg kcal/kg Carbonio 32,65 7800 - - Legna secca (umidit



112

Potere calorifico di alcuni combustibili gassosi, riferito al metro cubo

Potere calorifico Superiore inferiore Combustibile MJ/Nm3 kcal/Nm3 MJ/Nm3 kcal/Nm3 Idrogeno 118,88 28400 99,6 23800 Metano 35,16 8400 31,65 7560 1 kg di idrogeno sviluppa circa 143.000 kJ pari a 34.161 kcal/kg 1 kg di Benzina sviluppa circa 46.000 kJ pari a 10.986 kcal/kg 3 volte di meno dellidrogeno.



113

Tra il 1950 e il 1984 la produzione di grano aumentata del 250% (due volte e mezza) ma la rivoluzione verde ha preteso in cambio un consumo di energia che mediamente del 5000% (50 volte) pi alto dell'energia consumata nell'agricoltura tradizionale. Si arriva a incrementi anche di 100 volte.Negli Stati Uniti (dati 1994) si sono consumati annualmente per ogni persona 1500 litri di petrolio ai fini di produrre cibo. Ogni giorno significano 4 litri, mensilmente sono 124 litri. Si intende petrolio equivalente consumato per la produzione di cibo escluso il confezionamento, refrigerazione, trasporto nei punti venditaed escluso quello consumato per la loro cottura.Si pu riassumere nella seguente tabella il costo petrolifero per cibare un americano oppure 4 americani a seconda del prezzo del barile di greggio:



114

Costo Petrolio Costo Cibo (una persona) Costo Cibo (4 persone)60 $/barile 47 $/mese 188 $/mese

70 $/barile 54 $/mese 216 $/mese







115

Questi numeri hanno validit in un mercato del cibo stabilizzato da prezzi del petrolio costanti per lungo tempo, se il greggio raddoppiasse e poi ritornasse ai valori precedenti allora non ci sarebbero rilevanti conseguenze sui prezzi del cibo in quanto il mercato in grado di assorbire i picchi del petrolio. Se valido il rapporto di 4-5 tra prezzi di vendita dell'agricoltore e quelli al dettaglio si pu stimare che col barile che costi 135 $ si hanno prezzi del cibo che assorbono migliaia di euro per una famiglia di quattro persone.



116

I 1500 litri di petrolio sono consumati per nutrire ogni americano e la suddivisione in agricoltura cos fatta:

31% per produrre concimi inorganici 19% per le macchine agricole 16% trasporti del cibo 13% irrigazione (pompe e altro) 0,8% for raising livestock (not including livestock feed - non incluso il mangime per allevamento) 0,5% for crop drying 0,5% per la produzione di pesticidi 0,8% altri consumi



117

P r o d u z io n e d i e n e r g ia e le t t r ic a

( 2 0 0 6 )

R e a t to r i in s e r v iz io (a g o s t o 2 0 0 7 )

R e a t t o r i in c o s t r u z io n e ( a g o s t o 2 0 0 7 )

P ia n if ic a t i ( a g o s t o 2 0 0 7 )

M ilia r d i k W h % u n i t P o te n z a (M W e ) u n i t P o t e n z a ( M W e ) u n i t P o te n z a (M W e )

A R G E N T IN A 7 ,2 6 ,9 2 9 3 5 1 6 9 2 1 7 4 0 A R M E N IA 2 ,4 4 2 1 3 7 6 0 0 0 0 B E L G IO 4 4 ,3 5 4 7 5 .7 2 8 0 0 0 0 B R A S IL E 1 3 ,0 3 ,3 2 1 .9 0 1 0 0 1 1 .2 4 5 B U L G A R I A 1 8 ,1 4 4 2 1 .9 0 6 0 0 2 1 .9 0 0 C A N A D A 9 2 ,4 1 6 1 8 1 2 .5 9 5 2 1 .5 4 0 4 4 .0 0 0 C IN A 5 1 ,8 1 ,9 1 1 8 .5 8 7 5 4 .5 4 0 2 6 2 7 .6 4 0 C O R E A D E L N O R D 0 0 0 0 0 0 1 9 5 0 C O R E A D E L S U D 1 4 1 ,2 3 9 2 0 1 7 .5 3 3 3 3 .0 0 0 5 6 .6 0 0 F IN L A N D I A 2 2 ,0 2 8 4 2 .6 9 6 1 1 .6 0 0 0 0 F R A N C I A 4 2 8 ,7 7 8 5 9 6 3 .4 7 3 1 1 .6 3 0 0 0 G E R M A N I A 1 5 8 ,7 3 2 1 7 2 0 .3 3 9 0 0 0 0 G IA P P O N E 2 9 1 ,5 3 0 5 5 4 7 .5 7 7 2 2 .2 8 5 1 1 1 4 .9 4 5 G R A N B R E T A G N A 6 9 ,2 1 8 1 9 1 1 .0 3 5 0 0 0 0 IN D IA 1 5 ,6 2 ,6 1 7 3 .7 7 9 6 2 .9 7 6 4 2 .8 0 0 IR A N 0 0 0 0 1 9 1 5 2 1 .9 0 0 L IT U A N I A 8 ,0 6 9 1 1 .1 8 5 0 0 0 0 M E S S IC O 1 0 ,4 4 ,9 2 1 .3 1 0 0 0 0 0 P A E S I B A S S I 3 ,3 3 ,5 1 4 8 5 0 0 0 0 P A K IS T A N 2 ,6 2 ,7 2 4 0 0 1 3 0 0 2 6 0 0 R E P .C E C A 2 4 ,5 3 1 6 3 .4 7 2 0 0 0 0 R O M A N I A 5 ,2 9 ,0 2 1 .3 1 0 0 0 2 1 .3 1 0 R U S S I A 1 4 4 ,3 1 6 3 1 2 1 .7 4 3 7 4 .9 2 0 7 7 .8 0 0 S L O V A C C H I A 1 6 ,6 5 7 5 2 .0 6 4 2 8 4 0 0 0 S L O V E N IA 5 ,3 4 0 1 6 9 6 0 0 0 0 S U D A F R IC A 1 0 ,1 4 ,4 2 1 .8 4 2 0 0 1 1 6 5 S P A G N A 5 7 ,4 2 0 8 7 .4 4 2 0 0 0 0 S V E Z I A 6 5 ,1 4 8 1 0 9 .0 8 6 0 0 0 0 S V IZ Z E R A 2 6 ,4 3 7 5 3 .2 2 0 0 0 0 0 T U R C H I A 0 0 0 0 0 0 3 4 .5 0 0 U C R A IN A 8 4 ,8 4 8 1 5 1 3 .1 6 8 0 0 2 1 .9 0 0 U N G H E R IA 1 2 ,5 3 8 4 1 .8 2 6 0 0 0 0 U S A 7 8 7 ,2 1 9 1 0 4 9 9 .0 4 9 0 0 7 1 0 .1 8 0 M O N D O 2 .6 5 8 1 6 4 3 9 3 7 2 .0 0 2 3 4 2 7 .8 3 8 8 1 8 9 .1 7 5

Fonte: World Nuclear Association; International Atomic Energy Agency



118

1 kg di Uranio produce circa 2x1010 ( 20.000.000.000 ventimiliardi) di kcal

il volume di 1 kg di uranio circa quello di un cubetto di 3,7cm di lato (densit 19.000 kg/m3 a 293K)

1 kg di olio combustibile ( ottimisticamente) produce 10.000 ( diecimila) kcal

ovvero servirebbero 2.000.000 (duemilioni di chili), ovvero 2.000 tonnellate, di olio combustibile per produrre la stessa quantit di energia di 1 kg di combustibile nucleare.

Duemila tonnellate di olio combustibile, occupano un volume che quello di un cubo di circa 13m di lato (densit olio combustibile 980 kg/m3 288K).



119

Per una centrale termoelettrica di potenza 1000 MWe ( un miliardo di Watt )

Occorrono in un anno: 1.300.000 tonnellate di olio combustibile

llequivalente di 45 PETROLIERE DA 30.000 TONNELLATEequivalente di 45 PETROLIERE DA 30.000 TONNELLATE



120

Invece per un reattore nucleare che sviluppa la stessa elettrica

occorrono in un anno: 150 tonnellate (PWR) 20 tonnellate allanno (ricarica) di Uranio arricchito lequivalente di



121

reattori termici materiale fertile Th232 materiale fissile che si consuma U235 materiale fissile che produce U233 materiale fertile U238 materiale fissile che si consuma U235 materiale fissile che produce Pu239 reattori veloci materiale fertile U238 materiale fissile che si consuma U235 materiale fissile che produce Pu239

Processo di conversione e breeding



122

con conversione si intende il processo in cuisi trasforma un materiale fertile in fissilead es. Th232 U233

U238 Pu239Il rapporto di conversione si definisce come:

reattore nel consumati fissile di nucleieconversion per prodotti fissile di nucleiC =

I nuclei di fissile possono essere di diversa specie o della stessa specie ad es. il Pu239 e lU235 sono fissili e possono essere bruciati contemporaneamente nello stesso reattore



123

indichiamo con

lecombustibi assorbitineutroni fissione da prodotti neutroni di numero=

cf

f

+=

il numero medio di neutroni emessi in ogni atto di fissione.



124

U235 U233 Pu239 E = 0,025 eV = 2,10 = 2,30 = 1,95 E = 0,2 MeV = 2,20 = 2,40 = 2,64



125

Consideriamo il caso del plutonio di un reattore che bruci U235 e che abbia un mantello formato da uranio naturale ( composti da isotopi di U235 e U238)avremo che una parte dellU238 si trasforma in Pu239. quindi rappresenta il numero si neutroni prodotto dalle fissione, ma anche quanto materiale fertile diventa fissile. Durante la fissione abbiamo che degli neutroni prodotti almeno 1 servir per mantenere la fissione e pertanto possiamo scrivere il bilancio:C= -1

Dove il secondo membro rappresenta il numero di neutroni disponibili per la cattura da parte del materiale fertile



126

Combustibile fresco

Combustibile esaurito

Uranio (4% 235U) : 500 kg

Uranio (0,9% 235U ; 94%238U) : 475 kg Pu : 5kg FP : 20 kg riciclabili



127

Si definisce guadagno G di conversione la differenza in pi o in meno rispetto allunit:

1= CG 211 == G il guadagno di conversione rappresenta il numero di nuclei fissili ottenuti per ogni nucleo della stessa specie consumati:

0G si ha conversione 2 0G si autofertilizzazione 2 condizione minima di breeding

Tipo di reattore Combustibile iniziale Ciclo di

conversione Fattore di

conversione BWR 235U (2-4%) 238U 239Pu 0.6 PWR 235U (2-4%) 238U 239Pu 0.6

PHWR (CANDU) Unat 238U 239Pu 0.8 HTGR 235U (5%) 232Th 233U 0.8

LMFBR 239Pu (10-20%) 238U 239Pu da 1.0 a 1.6



128

( ) aMfFF

d RBNE

T

1= ( ) gainbreedingB =1 dati:

= fissione

JE f1110363,

=g

atomiNF2110522,

barna 152,= barnf 81,=

= 239500 tonn PuMW RM

( )anniBTd 144= ,

201211 ,,B == anniTd 22=

601611 ,,B == anni,Td 37=



129

spettro veloce nocciolo autosostentesi (G = 0) riciclo totale degli attinidi limitata quantit iniziale di Pu < 15 t/GWe



130

Ciclo chiuso del combustibile

Il ciclo di combustibile chiuso un ciclo del combustibile con riciclaggio di plutonio ed uranio che sono recuperati e altri nuclei per esempio il curio e/o lamericio. Gli FR hanno la capacit di usare combustibile con il quale gli altri impianti non funzionerebbero e il ciclo del combustibile chiuso in combinazione con tale reattore chiamato ciclo integrale.



131



132

Fertile

Fissile

Fissile

Fertile

97%

3% residui di fissione per ogni ciclo

MOX

Riprocessamentodel Blanket

Riprocessamentocomb. esaurito

DU elementi comb.

Elementi di combustibile

fissile REATTORE

Blanket Fertile

Vetrificazione deposito geologico

Comb.non bruciato-------------------------------

prodotti di fissione

Isotopi del PlutonioUranio238

Uranio-235 ePlutonio-239 da armi nucleari

Isotopi del PlutonioUranio238

Fabbricazione elementi blanket

Fabbricazione elementi combustibile

Uranio depletoRigenerazione DU per inserimento in pila

Uranio naturale (DU o LOE) miscela per nuovi elementi

di combustibile

Miscela DU

25:1 a 16:1

FAST BREEDER - ciclo del combustibile



133

Un impianto nucleare da 1000 MWe produce annualmente scorie ad alto livello vetrificate, pari ad un volume di circa 34 m3 che

12 cilindri di altezza 1.3 e diametro 0.4 metri

con 400 Kg di vetro



134

Waste

PWR2/3Gen PUREX

U, Pu

FP SpentFuel

Uenr

PartitioningP.F.M.A.

Waste

PWR2/3Gen

PWR2/3Gen PUREX

U, Pu

FP SpentFuel

Uenr

PartitioningP.F.M.A.

Unat

I.T. R.*

Actinides

*I.T.R. : Integrated Treatment & Refabrication

FR4 Gen FP

Waste

SpentFuel

Unat

I.T. R.*

Actinides

*I.T.R. : Integrated Treatment & Refabrication

FR4 Gen

FR4 Gen FP

Waste

SpentFuel



135

U

Pu

U, Pu + MA

Pu + AM

Pu

Pu MA

Separazione sotccaggio

MA

PuU

U

Riciclo Pu 2 generazione Separazione/ sotccaggio degli MA

MA

MA

Ricilclo del Pu

Riciclo Pu Riciclo MA

EPR

GFR

PWR

EPR

( legenda: MA = Attinidi Minori, Pu = Plutonio, U = Uranio, PWR= Pressurized Water Reactor, EPR European Pressurized Reactor, GFR = Gas Fast Reactor)



136



137

Prospettive per la gesione degli attinidi2020 2030 2040 205020102000 2060 2070 2080

Gen4FR

U

(U,Pu,MA)

Pu(U)

Gen2LWR

UPu

Gen3LWR

U,Pu,MA

GANEXCombustibile depleto

LWR (MOX e UOX)

Pu Riciclatoin LWR( MOX )

Gesione totale degli attinidi(estrazione e riciclaggio)

in Gen 4 FR

Riciclaggio del Pu e MAdi unLWR

in Gen 4 FR



138

Sorgente Esposizione esterna (mSv/anno) Esposizione

interna (mSv/anno) Totale (mSv/anno)

Raggi cosmici 0,36 0,36

Potassio-40 0,15 0,18 0,33

Uranio-238 e radiosotopi associati 0,10 1,24 1,34

Torio-232 e radioisotopi associati 0,16 0,18 0,34



139

Dosi efficaci annue in mSv Radiazioni Dose media popolazione Raggi cosmici 0.39 Radiazione terrestre 0.46 Radionuclidi naturali nel corpo 0.23 Radon e suoi discendenti 1.3 TOTALE rad.naturali 2.4



140

Effetti biologici. La dose in un deposito nucleare di rifiuti LLW ( Low Livel Waste rifiuti a basso livello) nonsupera 1mrem/h e la dose massima per un operaio nel deposito non supera i 2,0 rem/anno. 1 Sv = 100 rem 1rem = 0,01 Sv per cui 1millirem/ora x 2000 ore lanno =0,001x2000=2,0rem 2rem/anno = 0,020 Sv/anno Dose (Sv): Effetto: < 0.25 nessuno 0.25 1 lievi alterazioni sangue, raddoppio rischio

Nel perimetro di una centrale nucleare si hanno valori misurati inferiori a 0.05 mSv/anno(0,00005Sv/anno), una frazione ( 300 volte di meno) del fondo di radioattivit naturale di 1.6mSv /anno 0,0016 Sv/anno

Disposizione generale della centraleEdificio Reattore Disposizione dellimpianto di produzione Criteri di progettazioneClassificazione ai fini della sicurezzaClassificazione sismicaClassificazione secondo codici di progettazione e di fabbricazione ( gruppi di qualit)Combinazione dei carichi sollecitazioni massime e ammissibiliAi fini della produzione di energia elettrica, la funzione del reattore nucleare quella di scaldare un fluido termovettoreClassificazione dei reattoriLa categoria di reattori aventi caratteristiche omogenee in quanto a combustibile, moderatore e refrigerante viene detta filiUna centrale nucleare al pari di una termica a combustibile fossile, comprende due sistemi di trasferimento del calore.il priReattore ad acqua bollente (BWR, boiling water reactor)Reattore ad acqua in pressione (PWR Pressurized Water Reactor )I recipienti in pressione dei reattori nucleari al fine di evitare lossidazione e linfragilimento da idrogeno sono costruitLe pompe di circolazione del refrigerante primario sono di tipo centrifugo ad uno stadio azionate da motori trifase raffreddaLalbero della pompa verticale, con il motore sopra la pompa. Un volano montato sullalbero, sopra il motore, fornisce una iIl pressurizzatore ( vedi figura di seguito ) costituito da un recipiente cilindrico, verticale, con fondo e duomo di foSul duomo del pressurizzatore montato un bocchello che permette di spruzzare acqua destinata a condensare il vapore in modo Il serbatoio condensa il fluido scaricato dalle valvole di sicurezza e di sfioro del pressurizzatore. Esso contiene acqua a tOgni elemento costituito da un certo numero di barre di combustibile e tubi guida per linserimento delle barre di controlloElemento di combustibileLe barre sono azionate da un meccanismo di comando control rod drive mechanism (CRDM) che ne permette linserzione e lestraziIl control rod drive mechanism (CRDM) costituito da tre elettromagneti che in opportuna sequenza consentono il movimento verLe barre di combustibile sono libere di dilatarsi assialmente e sono costituite da pastiglie di ossido di uranio sitenrizzato Generatore di vapore Generatore di vaporeReattori ad acqua pesante Regolazione della potenza la potenza del reattore pu essere variata mediante il movimento deReattori a gas-grafite ed uranio naturale (Magnox) Reattori velociSistema di rimozione del caloreNSSSIncidenza del combustibilePer una centrale termoelettrica di potenza 1000 MWe ( un miliardo di Watt )Ciclo chiuso del combustibile

01 Elementi Di Impianti Nucleari Ord Completo

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