Utente:Facquis/Sandbox/13

Descrizione

Schema di una centrale nucleare con reattore ad acqua pressurizzata (PWR)

Le centrali nucleari sono impianti industriali complessi e in generale di grandi dimensioni, caratterizzati dalla presenza di uno o più reattori nucleari. Ogni reattore è inserito all'interno di un'unità costituita da due sezioni principali: l'isola nucleare e l'isola convenzionale; la prima consente di scaldare il fluido termovettore attraverso l'energia liberata dalle reazioni nucleari, mentre la seconda riceve l'energia termica del termovettore e la converte in energia elettrica. L'isola nucleare è specifica per ogni centrale ed è costituita principalmente dall'edificio di contenimento, dall'edificio per la gestione del combustibile e dagli edifici di controllo e sicurezza. L'isola convenzionale invece ha una costruzione analoga a quella di una generica centrale termoelettrica e ospita la sala della turbina, la sottostazione elettrica e il sistema di raffreddamento.

Edificio di contenimento

L'edificio di contenimento è una struttura di fondamentale importanza per la sicurezza nucleare della centrale, in quanto consente di isolare le componenti radioattive dell'impianto dalla biosfera. Al suo interno è installato il reattore nucleare con il suo impianto idraulico, che insieme costituiscono il sistema nucleare di alimentazione del vapore, in inglese nuclear steam supply system (NSSS). Nell'edificio sono contenuti anche numerosi sistemi di sicurezza attiva e passiva oltre a diversi impianti ausiliari necessari all'operatività della centrale come la gru polare per la movimentazione delle componenti e la macchina per il rifornimento del combustibile.

Reattore nucleare

Il reattore nucleare è l'impianto di maggiore rilevanza all'interno della centrale, qui infatti avvengono le reazioni a catena di fissione nucleare necessarie a scaldare il fluido termovettore, che quindi rispetto al reattore assume la funzione di fluido refrigerante. I reattori si suddividono in due categorie principali: i reattori a neutroni veloci e i reattori a neutroni termici. In un reattore a neutroni veloci, neutroni ad alta energia fissionano il combustibile senza che la loro velocità sia moderata, viceversa in un reattore a neutroni termici il combustibile è fissionato da neutroni a bassa energia in equilibrio termico con gli atomi circostanti.

Il nocciolo del reattore, detto anche nucleo, in inglese core, è costituito dal combustibile nucleare, dal moderatore (assente nei reattori a neutroni veloci) e dal fluido refrigerante. Il combustibile, generalmente in forma solida, è composto principalmente da carburi e ossidi di uranio e plutonio, che per ragioni strutturali possono trovarsi in lega con metalli come lo zirconio, l'alluminio e l'acciaio. Indipendentemente dal fatto che si impieghi l'uranio naturale o l'uranio arricchito, il combustibile deve contenere una massa critica di isotopi fissili, quali uranio-235 e plutonio-239, in modo tale che le reazioni a catena di fissione nucleare si autosostengano. La quantità di isotopi fissili costituiscono comunque una piccola percentuale della massa totale del combustibile, che rimane costituita principalmente da materiale fertile, specialmente uranio-238. La fissione del combustibile consente l'emissione di neutroni veloci che per poter essere sfruttati dai reattori a neutroni termici devono essere rallentati dal moderatore, un materiale caratterizzato dal basso peso atomico e costituito generalmente da acqua, acqua pesante o grafite. Il fluido refrigerante infine ha lo scopo di rimuovere il calore generato dalle fissioni e può essere costituito da acqua (fungendo quindi anche da moderatore), gas o metallo liquido nel caso dei reattori a neutroni veloci.

Intorno al nucleo può essere presente il mantello, in inglese blanket, un rivestimento di materiale fertile che riceve i neutroni in uscita dal nocciolo. L'assorbimento neutronico da parte del mantello consente la trasmutazione dei suoi atomi in isotopi utili in altre tecnologie nucleari come il cobalto-60 o il plutonio-239, oppure nel caso dei reattori autofertilizzanti in isotopi fissionabili che partecipano attivamente alle reazioni a catena di fissione; in questo caso anche il mantello deve essere refrigerato. Adiacente al nocciolo, o al mantello se presente, si trova il riflettore neutronico uno strato di materiale moderatore che ha lo scopo di riflettere i neutroni in uscita dal nucleo verso il nucleo stesso. In questo modo molti dei neutroni che altrimenti andrebbero dispersi partecipano alle reazioni di fissione, consentendo quindi di utilizzare una piccola quantità di materiale fissile per raggiungere la massa critica. Per controllare le reazioni, avviarle e arrestarle in sicurezza il reattore deve essere provvisto delle barre di moderazione, dette anche barre di controllo. Le barre sono costituite da una lega specializzata nell'assorbimento neutronico e possono essere interamente estratte o inserite nel nocciolo in modo che a una maggiore profondità di inserimento corrisponda una certa diminuzione delle fissioni. Tutti gli elementi del reattore infine sono inseriti in un recipiente, in inglese reactor vessel, che può anche essere un recipiente in pressione. Il recipiente può essere soggetto a forti stress termici dovuti ai raggi gamma emessi dal nocciolo quindi per proteggersi può essere rivestito all'interno da uno scudo termico. Durante il normale funzionamento della centrale tutte le radiazioni ionizzanti emesse devono essere schermate per garantire la sicurezza degli operatori. A questo scopo il reattore e tutte le componenti del sistema nucleare di alimentazione sono collocate in un'ampia struttura di cemento armato generalmente riempita d'acqua.

I reattori si classificano in base al fluido refrigerante e al moderatore che impiegano, e alle temperature e alle pressioni a cui operano. Al 2022 circa il 94% dei reattori delle centrali nucleari in attività impiegano sia come refrigerante sia come moderatore l'acqua, in particolare 306 sono reattori ad acqua pressurizzata (PWR), 61 ad acqua bollente (BWR) e 48 ad acqua pesante pressurizzata (PHWR). Gli altri reattori invece sono moderati a grafite e in particolare 12 sono raffreddati ad acqua leggera (LWGR), 10 a gas (GCR) e 1 a gas ad alta temperatura (HTGR). I reattori elencati sono tutti a neutroni termici, ma esistono anche 3 reattori a neutroni veloci autofertilizzanti (FBR) privi di moderatore e raffreddati al sodio liquido.

Sistema di alimentazione del vapore

Lo schema del sistema di alimentazione del vapore un reattore nucleare ad acqua pressurizzata (PWR)

Lo schema del sistema di alimentazione del vapore di un reattore nucleare ad acqua bollente (BWR)

Il sistema di alimentazione del vapore, è un impianto idraulico che attraverso uno o più fluidi termovettori trasferisce l'energia termica del reattore alla turbina del generatore elettrico. La struttura e gli elementi che costituiscono il sistema di alimentazione del vapore dipendono dalla tipologia di reattore a cui sono collegati, ma sono caratterizzati da elementi comuni. Il circuito primario è l'impianto idraulico in cui scorre il refrigerante del reattore: se in uscita dal recipiente del reattore si trova in forma di vapore allora può essere inviato direttamente in turbina, altrimenti se ancora in forma liquida o gassosa entra in un generatore di vapore in cui scambia calore con l'acqua contenuta nel circuito secondario trasformandola quindi in vapore. Il vapore in uscita dalla turbina poi torna poi sotto forma di liquido nel sistema di alimentazione del vapore passando per il condensatore del sistema di raffreddamento.

Nei reattori ad acqua pressurizzata (PWR) l'acqua contenuta nel circuito primario viene fatta fluire dalle pompe nel recipiente in pressione del reattore a una temperatura di circa 290 °C. Passando per il nocciolo l'acqua si scalda fino a 320 °C a una pressione controllata di 15 MPa, in modo che non entri in ebollizione. L'acqua calda del primario entra nel generatore di vapore passando prima per l'evaporatore, in cui cede calore all'acqua fredda del secondario trasformandola in vapore saturo umido. Il vapore quindi entra in un separatore di umidità dove viene convertito in vapore saturo secco e viene infine inviato alla turbina a circa 290 °C a una pressione di 5 MPa. Siccome l'acqua è sostanzialmente un fluido incomprimibile, allora una piccola diminuzione del suo volume provocherebbe una forte diminuzione di pressione causando la vaporizzazione del liquido e danneggiando gravemente l'impianto. Nei PWR è quindi necessario usare un pressurizzatore che controbilanci la pressione mantenendola stabile anche in caso di perdita del fluido refrigerante dal circuito primario (in inglese loss-of-coolant accident, LOCA). I reattori ad acqua pesante pressurizzata (PHWR) hanno un sistema di alimentazione del vapore analogo ai PWR, ma impiegano l'acqua pesante nel circuito primario in modo da poter utilizzare come combustibile l'uranio naturale al posto di quello arricchito. Siccome necessitano di un recipiente del reattore di maggiori dimensioni rispetto a quello di un PWR allora il combustibile è contenuto o in dei tubi resistenti all'alta pressione in modo da contenere le spese di costruzione del recipiente del reattore e consentire il rifornimento del combustibile senza spegnere il reattore.

I reattori a gas (GCR), analogamente ai PWR sono dotati di circuito primario, circuito secondario e generatore di vapore. Nei GCR il gas contenuto nel circuito primario viene fatto fluire da un circolatore nel recipiente in pressione del reattore dove passando per il nocciolo si scalda fino a 540 °C consentendo così la generazione di vapore surriscaldato a 16 MPa, migliorando il rendimento dell'impianto. Il gas impiegato è l'anidride carbonica, siccome non assorbe molta radioattività, non reagisce con il combustibile e il moderatore di grafite e risulta stabile alla temperatura di lavoro. Nei reattori a gas ad alta temperatura (HTGR) invece è usato l'elio, che essendo un gas nobile non reagisce, non diventa radioattivo (a meno dei gas radioattivi di fissione), e consente al reattore di lavorare a oltre 800 °C.

I reattori autofertilizzanti (FBR) generalmente sono a neutroni veloci e quindi privi di moderatore, per questa caratteristica il refrigerante impiegato deve essere metallo liquido, tipicamente sodio. Il sodio è un ottimo conduttore termico, non è corrosivo (a differenza dell'acqua) e consente all'impianto di lavorare a pressione atmosferica siccome rimane liquido fino a 882 °C. Il sodio ha però lo svantaggio di dover essere continuamente riscaldato fino a 98 °C per rimanere liquido, è estremamente reattivo con l'acqua e assorbe molta della radioattività del nocciolo. Per limitare questi problemi, tra il circuito primario e il generatore di vapore, è interposto un circuito secondario al sodio liquido che permette di non assorbire le radiazioni del nocciolo. Un FBR quindi genera vapore surriscaldato a una temperatura di 500 °C e a una pressione compresa tra i 16 MPa e i 18 MPa.

Nei reattori ad acqua bollente (BWR) il sistema di alimentazione del vapore è profondamente differente rispetto ai modelli elencati finora. Nei BWR l'acqua del circuito primario entra nel recipiente del reattore raggiungendo la temperatura di circa 290 °C, ma essendoci una pressione dimezzata rispetto ai PWR (circa 7 MPa) l'acqua entra in ebollizione di modo uniforme direttamente nel reattore. Il vapore saturo umido quindi entra in un separatore di umidità trasformandosi in vapore saturo secco per poi essere inviato alla turbina. Nonostante sistema di alimentazione del vapore del BWR sia meno complesso e debba sopportare pressioni inferiori rispetto ai PWR, i costi di costruzione a parità di potenza sono analoghi, infatti operando a una pressione inferiore, il BWR ha una minore densità energetica rispetto a un PWR e quindi il recipiente del reattore di un BWR deve avere una dimensione maggiore rispetto a quello di un PWR. Infine i reattori ad acqua moderati a grafite (LWGR) hanno un funzionamento analogo ai BWR, ma a differenza di questi non hanno un recipiente in pressione, ma solo dei tubi in cui è contenuto il combustibile e il refrigerante, e collocati nella grafite. I tubi in pressione di refrigerazione sono tra loro indipendenti e ognuno di essi ha un separatore di vapore che separa il liquido da reimmettere nel circuito secondario e il vapore da inviare in turbina.

Edificio per la gestione del combustibile

Sostituzione del combustibile

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Sala della turbina

turbina a vapore.

Il vapore in uscita dalla turbina entra quindi nel condensatore del sistema di raffreddamento della centrale dove torna alla stato liquido, passa poi da un demineralizzatoree ritorna quindi nel ciclo.

Sottostazione elettrica

La sottostazione elettrica della centrale nucleare di Balakovo

La sottostazione elettrica è il sistema elettrico di potenza della centrale. La sottostazione è progettata per trasferire l'energia elettrica generata dall'impianto alla rete pubblica e per fornire e distribuire l'energia necessaria al funzionamento della centrale stessa. L'alternatore del generatore elettrico trasferisce l'energia alla cabina primaria della sottostazione attraverso le blindosbarre collegate al trasformatore primario. Le bobine del trasformatore primario hanno la funzione di innalzare la tensione in ingresso alla macchina elettrica, che a causa delle perdite per effetto Joule deve essere continuamente refrigerata. Una volta innalzata la tensione la cabina primaria provvede a trasmettere la corrente elettrica agli elettrodotti per la trasmissione pubblica. L'alimentazione della centrale invece è affidata alcuni trasformatori ausiliari tra loro indipendenti in modo da offrire un'elevata qualità del servizio. La continuità del servizio è garantita anche dalla presenza di numerosi gruppi elettrogeni generalmente alimentati a gasolio che che consentono alla centrale di rimanere operativa e di svolgere le operazioni di spegnimento e messa in sicurezza (SCRAM) anche in caso di guasto di alcuni gruppi.

Sistema di raffreddamento

Le due torri di raffreddamento della centrale nucleare di Belleville viste dalla riva della Loira

Il vapore in uscita dalla turbina deve essere raffreddato per tornare allo stato liquido e quindi essere reimpiegato all'interno del ciclo di produzione dell'energia elettrica. Per svolgere questa funzione è utilizzato un condensatore, uno scambiatore di calore che utilizzando un fluido refrigerante (sempre l'acqua) consente al vapore di tornare allo stato liquido. La maggior parte delle centrali nucleari lavora a temperature inferiori rispetto alle centrali termoelettriche a combustibili fossili, questo abbassa il rendimento dell'impianto, che quindi per il secondo principio della termodinamica deve restituire all'ambiente una considerevole quota di calore.

L'acqua calda in uscita dal condensatore di una centrale nucleare ha generalmente una temperatura maggiore rispetto a quella in uscita delle centrali termoelettriche a combustibili fossili. L'acqua proveniente dal condensatore quindi non può essere sempre reimmessa direttamente nel bacino idrografico da cui viene prelevata, in quanto provocherebbe l'inquinamento termico dell'area danneggiando l'ecosistema acquatico locale. Nella maggior parte dei casi le centrali nucleari sono posizionate sulla riva del mare o nei pressi di un grande lago o fiume, questo consente di far circolare grandi quantità d'acqua all'interno del condensatore, provocando quindi un leggero incremento della temperatura, consentendo di reimmetterla direttamente nell'ambiente. Altri impianti collocati nell'entroterra invece, non avendo a disposizione immense masse d'acqua, devono optare per un ciclo di raffreddamento chiuso in cui l'acqua in uscita dal condensatore, una volta raffreddata venga reimmessa nel bacino di provenienza. I sistemi più impiegati sono le torri di raffreddamento a circolazione naturale o forzata e i bacini di raffreddamento.

Impianti per applicazioni non elettriche

Le centrali nucleari possono ospitare anche impianti per applicazioni non elettriche, in modo da sfruttare il calore del vapore in uscita dalla turbina del generatore elettrico. Questo calore può essere impiegato in impianti di dissalazione dell'acqua marina, in una rete di teleriscaldamento, nei processi industriali e nella sintesi di carburanti come l'idrogeno. Al 2022 la diffusione di impianti di questo tipo è limitata ed è costituita principalmente da reti di teleriscaldamento e processi industriali, oltre ad alcuni impianti di dissalazione, anche se ne è previsto un incremento in ottica di decarbonizzazione.

Impianto di dissalazione

Impianto di dissalazione della centrale nucleare di Ševčenko

La dissalazione dell'acqua marina per la produzione di acqua potabile in una centrale nucleare può essere conseguita principalmente attraverso tre diverse tipologie di impianto che possono essere tra loro combinati: evaporazione a bassa temperatura, osmosi inversa ad alta temperatura, ultrafiltrazione.

Impianto per la produzione di idrogeno

produzione di idrogeno

Elettrolisi ad alta temperatura

Sicurezza

Le centrali nucleari a differenza delle centrali termoelettriche convenzionali contengono grandi quantità di materiale radioattivo potenzialmente pericoloso. Per minimizzare i rischi di incidente nucleare le centrali devono soddisfare standard di sicurezza particolarmente elevati volti a garantire che il materiale radioattivo rimanga costantemente confinato in sicurezza durante tutta la vita dell'impianto. Per prevenire la fuoriuscita di materiale radioattivo le centrali sono progettate in modo interporre tra il materiale radioattivo e l'ambiente esterno una lunga serie di barriere.

Barriere di sicurezza

Rivestimento del combustibile

Il combustibile nucleare è il principale materiale radioattivo presente nell'impianto. Oltre al combustibile si hanno anche dei gas radioattivi costituiti da isotopi di iodio, xeno e kripton che si generano come sottoprodotto della fissione. Alle normali temperature di operatività questi gas rimangono confinati nel combustibile solido, anche se posso essere completamente liberati in caso di fusione del nocciolo. La prima barriera per evitare la fuoriuscita del materiale radioattivo è il rivestimento del combustibile. Nella maggior parte dei reattori i pellet di combustibile sono inseriti in un tubo metallico di Zircaloy o acciaio inossidabile, nel caso dei reattori a gas ad alta temperatura invece i pellet sono direttamente rivestititi di un materiale ceramico costituito da carbonio pirolitico e carburo di silicio.

Circuito primario

Un'altra barriera è costituita dal circuito primario, che nel sistema di alimentazione del vapore è il circuito idraulico in cui scorre il refrigerante che entra in contatto con il nocciolo del reattore.

Edificio di contenimento

L'edificio di contenimento deve essere progettato per resistere a disastri naturali e gravi incidenti , come un'eventuale perdita di refrigerante dal circuito primario del reattore, in inglese loss-of-coolant accident (LOCA). Per garantirne la sicurezza l'edifico è costituito da spesse pareti di cemento armato, rivestite d'acciaio ed è dotato di numerosi sistemi di sicurezza sia attivi sia passivi; mentre i primi necessitano dell'alimentazione elettrica per funzionare, i secondi operano sfruttando unicamente processi fisici spontanei.

Sito di costruzione

Le centrali nucleari sono costruite in modo tale che in caso di disastro naturale la struttura resista e i sistemi di sicurezza intervengano. Per progettare correttamente l'impianto pertanto è necessario eseguire un'approfondita valutazione del rischio sismico e del rischio idrogeologico del sito di costruzione basata sulla serie storica dei dati disponibili e sulla geologia del luogo. Nella progettazione inoltre è adottato un approccio fortemente conservativo in modo da minimizzare il rischio di incidente anche in caso di eventi naturali particolarmente intensi.

accelerazione di picco al suolo durante un terremoto.

Disastro di Fukushima

Sviluppi futuri

Fissione nucleare

GT-MHR

Galleria

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  Due edifici di contenimento della centrale nucleare di Kudankulam in costruzione
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  La sala della turbina della centrale nucleare di Balakovo
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  Impianto di dissalazione della centrale nucleare di Ševčenko
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  Il nocciolo del reattore della centrale nucleare di Krško durante il rifornimento del combustibile. La luce blu è dovuta all'effetto Čerenkov

Bibliografia

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Collegamenti esterni

• (EN) Nuclear Power for Everybody - What is Nuclear Power, su Nuclear Power. URL consultato il 20 marzo 2022.