Reattore nucleare VVER

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WWER-1000 (o VVER1000)

Il Reattore nucleare VVER (in russo Водо-водяной энергетический реактор, traslitterato come Vodo-Vodyanoi Energetichesky Reactor; Reattore Energetico Acqua-Acqua) è una serie di reattori nucleari ad acqua pressurizzata di filiera sovietica. Le differenze macroscopiche ed esteriori rispetto ai reattori occidentali sono la presenza di un gran numero di generatori di vapore, in genere da 6 a 8, contro i 4 o meno dei modelli occidentali, e che questi sono posizionati in posizione orizzontale e non verticale. Altre differenze poi sono date dalla struttura degli elementi di combustibile, che sono di forma esagonale al posto di quella quadrata utilizzata di solito in occidente, e le pastiglie di combustibile nucleare sono forate al centro per ridurre la probabilità di fusione in transitori incidentali.

Scopi del progetto[modifica | modifica sorgente]

Gli scopi del progetto sono quelli di produrre una filiera di reattori a basso costo ma al tempo stesso sicura, utilizzando dei sistemi di sicurezza che rendano inutile la costruzione di un grande edificio di contenimento, che racchiuda al suo interno tutta la centrale. La costruzione infatti di tale scudo esterno, normalmente adottato in tutte le moderne filiere occidentali, è un costo rilevante per una centrale nucleare.

Le ultime versioni dei reattori hanno mantenuto bassi costi di installazione ma aumentando notevolmente i livelli di sicurezza equiparandoli a quelli occidentali.

Caratteristiche ingegneristiche[modifica | modifica sorgente]

L'abbreviazione VVER è la sigla in russo di Vodo-Vodyanoi Energetichesky Reactor ovvero "Reattore Energetico Acqua-Acqua", un reattore nucleare di potenza refrigerato e moderato ad acqua. Questo descrive un tipo di progetto inquadrabile come reattore nucleare ad acqua pressurizzata. Le barre di combustibile del reattore sono completamente immerse in acqua alla pressione di 15 MPa, in modo che non bolla alle normali temperature operative (da 220 a più di 300 °C). L'acqua nel reattore serve sia come refrigerante che come moderatore, fatto che costituisce una caratteristica decisiva di sicurezza passiva. Se la circolazione del refrigerante dovesse mancare l'effetto di moderazione dei neutroni prodotto dall'acqua verrebbe a mancare, riducendo l'intensità della reazione e compensando per la perdita del refrigerante, una condizione nota come coefficiente di vuoto negativo. L'intero reattore è racchiuso in un massiccio contenitore in acciaio. Le pastiglie sono in uranio a basso arricchimento (ca. 2.4–4.4% 235U) diossido di uranio (UO2) o equivalente compresso.

A differenza di quanto avviene nelle controparti occidentali, nei VVER gli elementi sono disposti in uno schema a triangolo equilatero, e non usano gruppi di barre di controllo in corrispondenza degli elementi di combustibile, ma elementi di controllo a loro adiacenti, ad inserimento dall'alto come nei reattori occidentali. Quando pienamente inseriti alcuni vani per gli elementi di combustibile sono quindi occupati da elementi di controllo.[1]

Circuito di refrigerazione primario[modifica | modifica sorgente]

Schema del circuito primario di un VVER-1000. Le lettere indicano: SG generatore di vapore; CP pompa di ricircolo; P pressurizzatore; NR reattore

Nel circuito primario degli impianti di seconda generazione l'acqua è tenuta ad una pressione di 12,4 MPa[2], sempre superiore a quella di ebollizione corrispondente alle normali temperature operative, ma inferiore a quella nelle controparti occidentali. L'acqua contenuta nel vessel, assolve la duplice funzione di moderare e refrigerare il core. Il calore sottratto dal refrigerante viene a sua volta ceduto nel secondario, tramite i generatori di vapore.

Nel circuito primario distinguiamo 4 componenti essenziali:

  1. Vessel: è il recipiente in pressione al cui interno è contenuto il core, cioè il luogo in cui hanno sede le reazioni nucleari di fissione, responsabili della produzione di potenza termica. Grazie al passaggio del refrigerante il calore viene asportato. Il controllo è effettuato tramite le barre di controllo, inseribili dall'alto.
  2. Pressurizzatore: è un grosso recipiente, al cui interno si trova acqua e vapore. Ha la funzione di mantenere costante la pressione del primario. Al suo interno si trovano i riscaldatori e le docce con le quali si riesce ad operare la compensazione del volume del primario. In alto presenta delle valvole di sicurezza che permettono la fuoriuscita di vapore soltanto nel caso in cui, in scenari anomali, la pressione interna dovesse superare un dato valore di sicurezza.
  3. Generatore di vapore (4): è un grande scambiatore di calore di forma cilindrica, il cui asse di simmetria è orizzontale. All'interno una grande piastra separa i fluidi, permettendone lo scambio termico. L'acqua del primario scorre nella parte bassa, mentre il vapore si produce nella parte alta. Dato che nel secondario regna una pressione inferiore al primario, le temperature sono sufficiente a permettere l'ebollizione dell'acqua con conseguente produzione di vapore.
  4. Pompe di ricircolo (4): sono pompe progettate per smaltire notevoli portate con ridotta prevalenza e hanno il compito di permettere il ricircolo dell'acqua del primario.

Al fine di assicurare la sicurezza dell'impianto tali componenti assolvono la filosofia della ridondanza.

Circuito secondario e potenza elettrica[modifica | modifica sorgente]

Nel circuito secondario troviamo i seguenti sottosistemi:

  1. Generatori di vapore: come sopra, si tratta di grandi scambiatori di calore, che permettono la produzione di vapore sul lato secondario. Prima che il vapore prodotto finisca in turbina, è previsto il passaggio attraverso separatori ed essiccatori al fine di produrre un vapore secco.
  2. Turbina: è l'organo rotante, comune a tutte le centrali termoelettriche convenzionali, mediante il quale si converte la potenza termica del vapore, in potenza meccanica. L'albero rotante è connesso tramite un'apposita frizione al generatore elettrico. La turbina è divisa in due blocchi: alta e bassa pressione. Al fine di limitare la produzione di condensa, le cui goccioline danneggerebbero gravemente le pale della turbina, è previsto l'uso di un riscaldatore tra i due blocchi.
  3. Riscaldatore: si tratta di uno scambiatore di calore il cui fine è quello di essiccare il vapore in uscita dal blocco alta pressione della turbina. Il calore viene fornito tramite una modesta portata di vapore spillata prima dell'ingresso della turbina.
  4. Condensatore: il vapore ormai a bassa pressione condensa in questo grande scambiatore di calore. La sottrazione del calore è permessa da un circuito di raffreddamento che usa acqua a temperatura ambiente.
  5. Degasatore: è un dispositivo che permette la rimozione di eventuali incondensabili presenti nel fluido.
  6. Pompe di alimento: Si tratta di pompe ad alta prevalenza e modesta portata indispensabili per portare l'acqua in uscita dal condensatore a bassa pressione, alla relativamente alta pressione presente sul secondario del generatore di vapore.

L'acqua in questo circuito normalmente non è radiativa.

Circuito di refrigerazione[modifica | modifica sorgente]

Si tratta del circuito che permette la sottrazione del calore dal condensatore. Ciò è reso possibile dall'uso di acqua prelevata dall'ambiente, ad esempio da laghi o fiumi. Nel caso in cui la disponibilità di acqua è modesta si ricorre all'uso delle torri evaporative, cioè di grandi camini in cui l'acqua viene spruzzata in alto e, durante la sua discesa, scambia calore con l'aria. In tale processo si registra una ridotta evaporazione dell'acqua, pertanto è prevista una portata di reintegro. Oltre alla generazione di energia elettrica, molti impianti VVER assolvono hanno anche la capacità di fornire calore alle utenze residenziali e industriali.

Barriere di sicurezza[modifica | modifica sorgente]

The two VVER-440 units in Loviisa have containment buildings that fulfil Western safety standards.

Le centrali nucleari devono scongiurare la fuga di materiali radioattivi nell'ambiente. Per assolvere tale mansione le centrali VVER, analogamente ad altre filiere, presentano 4 livelli di barriere:

  1. Pellet di combustibile: Gli elementi radioattivi, costituiti dagli atomi frammentati, sono trattenuti in grande parte nello stesso materiale che costituisce il combustibile.
  2. Barre di combustibile: Ogni barra è foderata con un rivestimento in lega di Zirconio, resistente al calore e all'alta pressione.
  3. Vessel: Il massiccio recipiente in acciaio rappresenta un imponente scudo contro la fuga di radiazioni e materiali radioattivi.
  4. Edificio del reattore: Si tratta di un vero e proprio edificio di contenimento che racchiude al suo interno tutto il circuito primario ed è capace di resistere alla stessa pressione presente nel primario.

Attualmente i reattori VVER operativi presentano un'attenzione alla sicurezza che non ha nulla a che vedere con i progetti dei reattori di tipo RBMK, ossia della stessa filiera del reattore che causò il disastro di Chernobyl.

Nei reattori RBMK, dell'Unione Sovietica, il moderatore era costituito da grafite (materiale infiammabile). Il reattore non presentava alcun edificio di contenimento, al fine di contenere i costi e permettere la sostituzione del combustibile durante la normale marcia del reattore. Questo fatto ha importanza in campo bellico: la facile sostituzione del combustibile permette l'irraggiamento del combustibile per breve tempo in modo da produrre Plutonio di qualità compatibile con la preparazione di armamenti nucleari.

I reattori VVER, come di è detto, presentano invece un robusto edificio di contenimento. La sostituzione del combustibile è possibile soltanto spegnendo l'impianto.

Le varie versioni del reattore[modifica | modifica sorgente]

I reattori VVER hanno moltissime versioni, denominate ognuna come V-XXX, per semplicità organizzativa si procede quindi ad una schematizzazione secondo le classi di potenza e non secondo le generazioni, visto che una stessa potenza ha visto numerose evoluzioni che hanno fatto avanzare di generazione la classe di potenza, come il VVER1000 che dalla versione V-320 di II gen si è arrivati (al momento) allo sviluppo del V-466B che era proposto per Belene ed ora per Kozloduy 7 che è di III+ gen

VVER400[modifica | modifica sorgente]

VVER440[modifica | modifica sorgente]

VVER1000[modifica | modifica sorgente]

Sezione trasverale dell'elemento di combustibile dei VVER-1000. In blu le barre di combustibile, in magenta le barre di controllo

I reattori VVER hanno molte versioni che si differenziano per taglia elettrica e grado di sviluppo. Vi sono alcuni impianti che assolvono la duplice funzione di produrre energia termica ed elettrica per le utenze civili e industriali. Con la stessa sigla, spesso si confondono impianti di generazioni diverse. Vediamo in breve l'impianto tipico VVER-1000.

Il suffisso 1000 si riferisce alla taglia elettrica dell'impianto: si tratta di una centrale nucleare capace di erogare in rete fino a 1000 Mw di potenza elettrica. Il nocciolo ha una taglia termica di poco più di GW. La produzione del calore avviene dentro un grande scafo in acciaio, sulla cui sommità sono disposti i canali che permettono l'introduzione delle barre di controllo.

Disposizione degli elementi esagonali nel nocciolo dei VVER (a sinistra) e degli elementi quadrati in quello di un PWR occidentale.

Lo scafo, in posizione centrale, è connesso al circuito primario, costituito da 4 circuiti in parallelo. In ogni circuito di refrigerazione figura una pompa di ricircolo e il generatore di vapore. È presente un unico grande pressurizzatore, collegato alle tubazioni del circuito primario, con lo scopo di mantenere sotto controllo la pressione del circuito, dato che nel primario l'acqua refrigerante si mantiene allo stato liquido, nelle normali condizioni di funzionamento. La pressione interna del circuito è dell'ordine di 15,7 MPa[3], con temperature comprese tra i 300 e i 325 °C. L'impianto appartiene alla famiglia dei reattori PWR, e si differenzia dai PWR occidentali sotto due aspetti:

  • Orientazione del generatore di vapore: ad asse orizzontale, mentre nella filiera occidentale ha asse verticale.
  • Sagoma dell'elemento di combustibile: l'elemento di combustibile ha sezione esagonale, mentre in entrambe le tecnologie occidentali PWR e BWR ha sezione quadrata.

I primi modelli[modifica | modifica sorgente]

I modelli AES[modifica | modifica sorgente]

VVER1200[modifica | modifica sorgente]

Caratteristiche generali del progetto base[4]
Potenza termica 3200 MWt
Potenza elettrica (netta) 1150 MWe
Efficienza elettrica (netta) 36%
Fattore di carico (stimato) >92%
Vita operativa (stimata) 60 anni
Burnup (massimo)[5] >70GWd/t
Frequenza danneggiamento grave <10−6
Pressione circuito primario 16,2 MPa
Temperatura acqua in uscita 328,9 °C
Pressione circuito secondario 7,00 MPa

Questa classe di potenza di reattori consta al momento di 2 differenti versioni, il V-392M derivante dai VVER1000 modelli V-392 e V-412 ed il V-491 derivante dal VVER1000 modello V-428.[6]

VVER-TOI[modifica | modifica sorgente]

VVER1300[modifica | modifica sorgente]

VVER1500[modifica | modifica sorgente]

I VVER nel mondo[modifica | modifica sorgente]

Operativi[modifica | modifica sorgente]

Reattori operativi
dati aggiornati alla pagina nazionale corrispondente
Impianto Modello Potenza netta
(MWe)
Inizio costruzione Allacciamento alla rete Produzione commerciale Dismissione
(prevista)
Metsamor (Armenia)
(Reattore 2)
V-230 376 1º luglio 1975 5 gennaio 1980 3 maggio 1980 2016[7]
Kozloduy (Bulgaria)
(Reattori 5 e 6)
V-320 2x953 9 settembre 1980
1º aprile 1982
29 novembre 1987
2 agosto 1991
23 dicembre 1988
30 dicembre 1993
Tianwan (Cina)
(Reattori 1 e 2)
V-428 2x990 20 dicembre 1999
20 ottobre 2000
12 maggio 2006
14 maggio 2007
17 maggio 2007
16 agosto 2007
Loviisa (Finlandia)
(Reattore 1 e 2)
V-213[8] 2x488 1º maggio 1971
1º agosto 1972
8 febbraio 1977
4 novembre 1980
9 maggio 1977
5 gennaio 1981
2027
2030
Bushehr (Iran)
(Reattore 1)
V-446 915 1º maggio 1975 3 settembre 2011 30 luglio 2012
Kudankulam (India)
(Reattore 1)
V-392 917 31 marzo 2002 22 ottobre 2013 fine 2013
Dukovany (Repubblica Ceca)
(Reattore 1)
V-213 427 1º gennaio 1979 24 febbraio 1985 3 maggio 1985
Dukovany (Repubblica Ceca)
(Reattore 2)
V-213 427 1º gennaio 1979 30 gennaio 1986 21 maggio 1986
Dukovany (Repubblica Ceca)
(Reattore 3)
V-213 471 1º marzo 1979 14 novembre 1986 20 dicembre 1986
Dukovany (Repubblica Ceca)
(Reattore 4)
V-213 427 1º marzo 1979 16 giugno 1987 19 luglio 1987
Temelín (Repubblica Ceca)
(Reattori 1 e 2)
V-320 2x963 1º febbraio 1987
1º febbraio 1987
21 dicembre 2000
29 dicembre 2002
10 giugno 2002
18 aprile 2003
2042
2043
Bohunice (Slovacchia)
(Reattore 3)
V-213 442 1º dicembre 1976 20 agosto 1984 14 febbraio 1985 2025
Bohunice (Slovacchia)
(Reattore 4)
V-213 448 1º dicembre 1976 9 agosto 1985 18 dicembre 1985 2025
Mochovce (Slovacchia)
(Reattori 1 e 2)
V-213 2x436 13 ottobre 1983
13 ottobre 1983
4 luglio 1998
20 dicembre 1999
29 ottobre 1998
11 aprile 2000
Khmelnitski (Ucraina)
(Reattori 1 e 2)
V-320 2x950 1º novembre 1981
1º febbraio 1985
31 dicembre 1987
7 agosto 2004
13 agosto 1988
15 dicembre 2005
2032
2050
Rovno (Ucraina)
(Reattore 1)
V-213 381 1º agosto 1973 31 dicembre 1980 21 settembre 1981 2026
Rovno (Ucraina)
(Reattore 2)
V-213 376 1º ottobre 1973 30 dicembre 1981 30 luglio 1982 2027
Rovno (Ucraina)
(Reattori 3 e 4)
V-320 2x950 1º febbraio 1980
1º agosto 1986
21 dicembre 1986
10 ottobre 2004
16 maggio 1987
6 aprile 2006
2032
2050
Ucraina del Sud (Ucraina)
(Reattori 1-3)
V-302
V-338
V-320
3x950 1º marzo 1977
1º ottobre 1979
1º febbraio 1985
31 dicembre 1982
6 gennaio 1985
20 settembre 1989
18 ottobre 1983
6 aprile 1985
29 dicembre 1989
2027
2030
2034
Zaporižžja (Ucraina)
(Reattori 1-6)
V-320 6x950 1º aprile 1980
1º gennaio 1981
1º aprile 1982
1º aprile 1983
1º novembre 1985
1º giugno 1986
10 dicembre 1984
22 luglio 1985
10 dicembre 1986
18 dicembre 1987
14 agosto 1989
19 ottobre 1995
25 dicembre 1985
15 febbraio 1986
5 marzo 1987
14 aprile 1988
27 ottobre 1989
16 settembre 1996
2030
2031
2032
2033
2034
2041
Paks (Ungheria)
(Reattore 1)
V-213 470 1º agosto 1974 28 dicembre 1982 10 agosto 1983 2012
Paks (Ungheria)
(Reattori 2-4)
V-213 3x473 1º agosto 1974
1º ottobre 1979
1º ottobre 1979
6 settembre 1984
28 settembre 1986
16 agosto 1987
14 novembre 1984
1º dicembre 1986
1º novembre 1987
2014
2016
2017

In Costruzione e Programmati[modifica | modifica sorgente]

Reattori in costruzione
dati aggiornati alla pagina nazionale corrispondente
Impianto Modello Potenza netta
(MWe)
Inizio costruzione Allacciamento alla rete
(prevista)
Produzione commerciale
(prevista)
Costo
(stimato)
Astraviec (Bielorussia)
(Reattore 1)
V-491 1109 6 novembre 2013 2017 2017
Tianwan (Cina)
(Reattori 3 e 4)
V-428 2x1050 27 dicembre 2012
27 settembre 2013
2018
2018
2018
2018
Kudankulam (India)
(Reattore 2)
V-392 917 4 luglio 2002 2014 2014
Mochovce (Slovacchia)
(Reattori 3 e 4)
V-213 2x391 27 gennaio 1987
27 gennaio 1987
2012
2013
2013
2013
Khmelnitski[9] (Ucraina)
(Reattori 3 e 4)
V-320 2x950 1º marzo 1986
1º febbraio 1987
2015
2016
2015
2016
Reattori pianificati ed in fase di proposta[10]
Soprattutto nei paesi dell'ex blocco sovietico, in Cina ed in India. In discussione in altre nazioni.
NOTE:

Molte agenzie per la sicurezza nucleare stanno ancora valutando al momento il design del reattore VVER per essere adottato nelle proprie nazioni.
Molti stati o compagnie elettriche sono interessati a questa tipologia di reattori, quasi solamente in nazioni non occidentali.

Note[modifica | modifica sorgente]

  1. ^ Tong, Weisman, Thermal Analysis of Pressurised Water Reactors, American Nuclear Society, La Grange Park, Illinois 1996
  2. ^ Tong, Weisman p.23
  3. ^ Tong, Weisman p.23
  4. ^ (EN) (RU) Presentazione VVER1200 della Gidropress, 2007
  5. ^ alla discarica dell'elemento di combustibile alla fine del terzo ciclo[senza fonte]
  6. ^ (EN) Nuclear Power in Russia
  7. ^ Rimarrà in ogni caso in funzione almeno fino all'accensione del successivo reattore armeno, vista la grande dipendenza della nazione da questo unico reattore
  8. ^ Questi due reattori sono però radicalmente differenti rispetto agli omologhi costruiti altrove
  9. ^ per l'IAEA sono in costruzione, per WNA sono in fase di proposta, visto che è la ripresa di un vecchio progetto
  10. ^ (EN) http://www.world-nuclear.org/

Collegamenti esterni[modifica | modifica sorgente]