In questo articolo verranno trattate le tipologie di Reattori Nucleari moderati ad acqua sia LWR che HWR (Light Water Reactors & Heavy Water Reactors). Vedremo il perché sono i più usati. Farò una breve descrizione generale dei rispettivi reattori e poi vedremo in dettaglio (per quanto possibile) i Can-Du e gli RBMK russi, che sono quelli di Chernobyl, tecnologia arcaica, inefficiente e intrinsecamente pericolosa al contrario dei coetanei LWR anglosassoni.
Cosa vedremo :

• LWR (Light Water Reactors):
• Heavy Water Reactor: Can-DU
• RBMK

Trattiamo dapprima i PWR e poi i BWR, per vedere come le due conformazioni sono facce della stessa medaglia.

2012_06_14_11_41_41.jpg

LWR

STRUTTURA PWR

820481.jpg

La struttura dei PWR è molto semplice: vi è un circuito di produzione del vapore, NSSS Nuclear Steam Supply System, ed un circuito di lavoro, Work Cycle, chiamati anche circuito Primario e Secondario.

Il NSSS è composto da tre o quattro (quest'ultimo è l'EPR - European Presurized Reactor -) circuiti paralleli dove scorre fluido Termovettore composto UNICAMENTE da ACQUA LEGGERA (NORMALE), ovviamente trattata chimicamente per avere le proprietà consone all'utilizzo Termodinamico. Questo è il punto discriminante di questi reattori, l'uso di questo fluido come termovettore. A differenza del fratello BWR (Boiling Water Reactor) il fluido termovettore, moderatore e motore, NON è lo stesso, ma i primi due compiti spettano ad un fluido e gli altri due ad un'altro, con interscambio di calore tra i due in uno dei tre o quattro Generatori di vapore, che contenendo vapore radioattivo proveniente dal core DEVONO stare all'interno della struttura. la figura evidenzia il tragitto che fa il fluido termovettore - moderatore chiamato fluido primario.

28841698.JPG

Alcuni dati:

• Altezza Utile media reattore: 3675 [m]
• Raggio Utile medio reattore: 3 [m]
• Peso: 355 [t]
• Numero elementi: 157
• Barre per elemento: 264
• Totale elementi: 41448
• Temperatura ingresso fluido Termovettore: 292 [°C]
• Temperatura uscita fluido Termovettore: 329 [°C]
• Pressione massima di ciclo: 160 [bar]
• Portata acqua: 51000 [cm/h]
• Potenza TERMICA: 2 [GW]
• Potenza ELETTRICA: 950 [MW]

smartkorea2.gif

Pressurizzatore
Il pressurizzatore è un componente fondamentale di sicurezza e funzionalità dei reattori nucleari, specialmente quelli moderati ad acqua leggera, che funge da controllore di pressione del circuito primario, ossia del fluido moderatore. Funziona con il semplice equilibrio vapore-acqua, ad una data ed impostata pressione, che sarà quella di tutto il circuito moderatore, garantendola. Se vi è un aumento di pressione nel circuito, esso fa evaporare leggermente parte dell'acqua, trasformandola in vapore e quindi riducendo la pressione. Può essere quindi usato anche come sentinella d'allarme di eventuali problematiche riguardanti il circuito primario.

ill-p47.gif

CICLO TERMICO PWR

Sorgente FidoCadJ | Ingrandisci | Cos'è Fidocad

Non serve un genio per capire che da un ciclo simile, tanta potenza non se ne possa estrarre con rendimenti elevati, i valori di temperatura e potenza sono assai bassi, rispetto ai cicli Ipercritici di tipo termoelettrico tradizionale. Ma perchè dobbiamo stare sotto questi valori? Per una serie di motivi molto precisi. Abbiamo detto inanzi tutto che il fluido moderatore deve rimanere allo stato liquido, questo è presentato anche nel primo di questi articoli. In virtù di questo dobbiamo quindi trattare con acqua allo stato liquido propriamente, e non allo stato gassoso, in quanto il potere moderante di quest'ultima non garantirebbe la funzionalità del reattore di per sè. Ma se dobbiamo trattare acqua liquida, allora sappiamo che essa potrà essere pressurizzata e riscaldata fino a quando non ci si avvicini al limite di transazione di fase. Siccome la struttura è grande, la pressione non potrà essere alta, in quanto, meccanicamente si scaricherà sulle pareti di vassel una tensione di trazione molto grande; per cui abbiamo grande quantità di liquido a bassa pressione. è chiaro che, non potendo aumentare la pressione, non è possibile aumentare la temperatura, altrimenti vi sarà transazione di fase, con conseguenza perdita di potere moderante. Ecco che questi impianti più di tanto non possono essere spinti termodinamicamente per cui le prestazioni ne risentiranno tantissimo: rendimento termico (di primo principio): 31%

STRUTTURA BWR

bwr-cycle.gif

Ancora più semplice si presenta la struttura dei BWR (BOILING WATER REACTOR), in quanto non vi è distinzione tra fluido motore e termovettore che fa da moderatore. Il fluido è unicamente acqua leggera trattata, ed è inviata direttamente in turbina dal core. Cioè l'acqua va dal reattore in turbina. Chiaramente, per poter andare in turbina, il fluido deve evaporare, contrariamente a quello che avviene nei cugini PWR. Il fluido, prima di andare in turbina deve passare degli steps di essiccazione facendo quindi evitare che in turbina vadano gocce d'acqua. Ovviamente si intuisce che, rispetto ai PWR vi è un elemento di pericolo intrinseco: il fluido che va in turbina, ovviamente situata al di fuori delle zone protette, esce dagli schermi e va in turbina, dove vi è possibile,anzi più facile, fuoriuscita di eventuale vapore radioattivo. La struttura, quindi è decisamente complessa e differente dal PWR.

Alcuni dati:

• Dimensioni vassel e core simili al PWR
• Temperatura ingresso acqua: 245 [°C]
• Temperatura uscita acqua: 296 [°C]
• Potenza Termica: 1,8 [GW]

In un BWR abbiamo però un elemento di sicurezza intrinseca data da una relazione molto stretta tra la potenza prodotta e la moderazione. Essendo unico il fluido che compie questi compiti, si ha che, nel momento in cui vi sia un aumento di potenza del reattore, la produzione che ne darebbe di maggior vapore, porterebbe ad aver più vapore che liquido, il che farebbe diminuire la potenza. In sostanza i picchi incontrollati di potenza si auto livellano da soli intrinsecamente. Non si avrebbe mai avuto una Chernobyl se fossero da sempre adottati questi sistemi. Ahimè, questo è proprio il reattore di Fukushima, disastro che ha a che veder poco con la sicurezza dei reattori, ma con i sistemi ausiliari di sicurezza.

CICLO TERMICO BWR

Sorgente FidoCadJ | Ingrandisci | Cos'è Fidocad

La linea rossa è "il percorso termico" che fa il fluido motore(in questo reattore anche moderatore e termovettore) e quindi del fluido che va in turbina, dopo aver passato gli essiccatori ed i separatori posti sulla parte in alto del vassel. Niente di particolare. Abbiamo le stesse scadenti prestazioni dei cugini PWR, in quanto anche qui non è possibile spingere le prestazioni termodinamiche in quanto l'acqua non può evaporare troppo.

APPARATI DI SICUREZZA E CONTROLLO (PWR E BWR)

ECCS, cioè Emergency Cold Cooling System, sistema di raffreddamento del core di emergenza, un sistema complesso (decisamente complesso) difficilmente schematizzabile se non facendo errori intrinsechi di semplificazione, ma indispensabile per la sicurezza dei reattori. descriviamo il sistema:

Sorgente FidoCadJ | Ingrandisci | Cos'è Fidocad

Questo sistema è un complesso di pompe, ridondanti, per mancato eventuale funzionamento, di diverse portate/pressioni. In campo nucleare, si ragiona in questo modo: quale potrebbe essere il peggior incidente? C'è una risposta. La rottura improvvisa, totale con disallineamento istantaneo della condotta di raffreddamento del Core, chiamata anche in gergo operaio "Gamba Fredda". Si capisce come sia decisamente improbabile che questo avvenga, infatti non è MAI successo, e speriamo non accada mai, e per far fronte a questo ci sono tre tipi di pompe, collegate ad un complesso di tubazioni che a seconda della tipologia di rottura, entrano in funzione.

• H: High Pressure Pumps
• M: Middle Pressure Pumps
• L: Low Pressure Pumps
  

Passando da H a L, la portata delle pompe aumenta. Infatti per tipologie di rotture che vedono la perdita di molto fluido, si necessitano di pompe ad alta portata con bassa pressione, perchè quello che serve è quantità di fluido che rimpiazzi quello eventualmente uscito dal circuito di raffreddamento, viceversa, se la rottura è piccola, ed esce poco fluido, serve alta pressione e poco rimpiazzo di fluido. Vi è un parallelo sistema che è costituito da un serbatoio di acqua borata (il Boro è un ottimo moderatore che spegne velocemente le reazioni nucleari) che viene pompata in caso servisse. Sia nel BWR che nel PWR, ci sono degli spruzzi di ugelli dall'alto della struttura che spara acqua di raffreddamento. In realtà il sistema è molto più complesso dell'illustrato: ne inserisco una parte schematizzata.

1-s2.0-S0029549306000707-gr7.jpg

Ed l'RHR, Residual Heat Removal, sistema parallelo al'ECCS.

sub02_4.gif

Per quanto riguarda il BWR, vi è un sistema composto da una piscina sul fondo dello stesso reattore, in quanto, eventuale vapore di fuoriuscita, sarebbe estremamente dannoso e nocivo in quanto radioattivo, per questo vi è una zona dove questo vapore viene raffreddato e fatto condensare nella stessa piscina; questa zona è a ridosso del vassel si chiama Dry-well, ovvero camera asciutta. Tutti i sistemi di sicurezza, riescono a funzionare per ridondanza, anche in mancanza di energia elettrica, o perchè funzionanti a gravità, o per la presenza di elettro generatori ridondanti e controllati periodicamente. I Goal del sistema sono la RIDONDANZA e la DIVERSIFICAZIONE dei sistemi di sicurezza. (a Fukushima c'erano tutti, bastava non progettare gli elettro generatori a livello del suolo ma elevarli come fecero in alcuni altri reattori vicino a quello di Daichi) Altri elementi di sicurezza dei LWR in generale sono:

• LPCS: Low Pressure Cool System
• HPCI: High Pressure Cool Injection
• ADS: Automatic Depresurization System

HEAVY WATER REACTORS

Tra tutti gli impianti Heavy Water, tratteremo brevemente i Can-DU, ossia Canadian Deuterium Reactor, reattori canadesi a deuterio. Il Deuterio è un isotopo dell'Idrogeno, ossia dall'idrogeno originale, cambia solo il numero di neutroni, che non cambia assolutamente il comportamento elettro-chimica dell'atomo, ma ne cambia ovviamente le caratteristiche nucleari, in particolare lo rende un ottimo moderatore, seppur costoso, in quanto poco concentrato nell'acqua tradizionale.

candu2.jpg

Allo svantaggio della difficoltà nel trovare l'Acqua pesante, si contrappone la facilità di usare l'Uranio Naturale, molto meno costoso e più facile da trovare oltre che garantire un risparmio energetico ed ambientale in quanto evita i dispendiosi processi di arricchimento. E perchè è possibile usare l'Uranio Naturale? Perchè usa un buon moderatore come l'acqua pesante, mentre gli LWR no.

STRUTTURA Can-DU

Diverse sono le tipologie di Reattore Can-Du, nel riguardo dell'uso dell'acqua pesante: può essere solo usata come moderatore, o anche come termovettore. Ci sono due circuiti:

• Circuito Primario, dove l'acqua pesante modera e porta fuori il calore ai (due o tre) generatori di vapore
• Circuito Secondario, dove l'acqua normale vaporizza e funge da fluido di lavoro.

Quindi non abbiamo la problematica del BWR dove un fluido radioattivo esce dall'involucro, ma abbiamo tutta la radioattività dentro. Vediamo una foto.

eee.png

Allora, si vedono bene i due circuiti e si nota subito come il reattore sia orizzontale. Infatti questo reattore ha le barre di combustibile (naturale) in barre orizzontale, mentre le barre SCRUM sono orizzontali. Il tutto è dentro un vasca contenente l'acqua pesante che nelle intercapedini tra barre e tubi, che forma il vero e proprio tradizionale vassel. Ma perchè le barre ed i tubi di fluido sono orizzontali (barre di combustibile e tubi di fluido sono concentrici e formano quelli che si chiamano TUBI DI POTENZA)? Perchè vi è un elemento di intrinseca sicurezza dato dal fatto che lo SCRUM viene eseguito lasciando cadere per gravità il moderatore su una vasca di raccoglimento sottostante. I tubi di potenza si vengono così a trovare completamente privi di moderatore e la reazione si spegne. Ma ovviamente, i macchinari di scarico/carico del combustibile, non possono stare che orizzontali e da lì inseriscono e tolgono le barre di combustibile esaurito e nuove, secondo una logica ben precisa di mantenere sempre le barre di combustibile in esaurimento vicine a zone di intensa attività neutronica in modo da far sì che esse vengano irradiate da flussi neutronici molto forti tali da far esaurire completamente (o quel che si riesce) il combustibile al loro interno; la foto mostra una graduazione dell'intensità neutronica. Barre nuove esterne e via via sostituite e spostate verso l'interno.

1-s2.0-S0149197009000626-gr3.jpg

Il rendimento migliora rispetto agli LWR, si arriva ad un 35%; la presenza di generatori di vapori impedisce la produzione di vapore ad alta pressione, ma rispetto agli LWR la presenza di tubi di potenza non prta alle stesse problematiche di vaporizzazione del fluido moderatore. Alcuni dati:

• Burn-up I: 8000 / 10000 [MWd/ton] (l'equivalente dell'energia prodotta da 2 miliardi di pannelli fotovoltaici funzionanti per un'ora alla potenza costante di 100 [W]]
• Barre combustibile di Zirconio
• Pressione vapore prodotto: 40 [bar]
• Temperatura vapore prodotto: 300 [°C]
• Vasca D2O: 670 [ton]

caltube.jpg

RBMK Reaktor Bolšoj Moščnosti Kanalnyj

(in russo: Реактор Большой Мощности Канальный)

Sono i reattori di Chernobyl, e sono simili ad un LWR, quindi ad acqua leggera, con o senza generatori di vapore, quindi o come i BWR o PWR, ma, con moderatore un blocco di graffite dove sono incavate tutte le perforazioni per far passare gli elementi di combustibile ed i canali d'acqua. In due parole: qual è il loro problema? Sono intrinsecamente instabili. Cioè, un'accidentale aumento di potenza, ossia una maggior produzione di vapore, non è controbilanciata da una variazione di segno opposto del potere moderante. Perchè? Perchè il moderatore è il blocco di graffite che se ne frega di ciò che accade al fluido termovettore ( che era a volte CO2) ed è irregolabile. Questo è il punto della strage di Chernobyl, assieme ad una serie di fattori tutti derivanti dalla stessa scellerata tecnologia che portò a costruire gli stessi impianti.

rbmk-design.gif

Risultato di tecnologie del genere.

Chernobyl Nuclear Power Plant eeis_01_img0189.jpg

Conclusioni

Abbiamo visto i reattori LWR Anglosassoni e HWR (solo il più diffuso Can-DU) ed infine l'RBMK. Leggendo l'articolo si evince come la complessità di questi impianti è tale da richiedere impianti di sicurezza RIDONDANTI e DIFFERENZIATI, e di evitare le intrinseche pericolosità. Tra tutti nella storia si è affermato molto il BWR molto usato. L'EPR, di cui si parla spesso è un PWR con quattro generatori ed è di tecnologia Europea avanzata. Si vede anche come sia intrinseca la pericolosità degli RBMK e come siano difficili da controllare.