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ⓘ Reattore nucleare di III generazione




                                     

ⓘ Reattore nucleare di III generazione

Viene denominato reattore nucleare di III generazione un reattore nucleare di potenza che incorpori sviluppi delle tecnologie della "seconda generazione", con miglioramenti "evolutivi" nel progetto, ma senza innovazioni sostanziali sui principi di funzionamento.

Tali miglioramenti derivano quindi da sperimentazioni effettuate durante la vita utile dei reattori nucleari di II generazione attuali, senza lintroduzione di modifiche radicali quali potrebbero essere la sostituzione del refrigerante-moderatore acqua con altri refrigeranti.

                                     

1. Il combustibile

Come combustibile nucleare utilizzano lossido di uranio arricchito in percentuali variabili fra il 4 e il 6% oppure miscele di ossidi di uranio e plutonio combustibile MOX.

I processi di combustione sono più efficienti che in precedenza, nel senso che la massa di scorie per ogni kWh prodotto è inferiore, ma i residui risultano maggiormente radiotossici rispetto ai reattori di generazioni precedenti. Inoltre, considerata la taglia della centrale maggiore, una singola centrale produce una massa maggiore di scorie.

Come nei reattori di II generazione, il combustibile si trova sotto forma di piccole pastiglie contenute in barre, composte normalmente in leghe di zirconio. Per controllare la potenza e spegnere il reattore, vengono impiegate barre in lega di argento, cadmio e indio.

                                     

2. La migliorata sicurezza di esercizio

Il target in termini di sicurezza per questi reattori è di 10 8 anni/reattore senza incidenti con danneggiamento grave del nocciolo.

Tra le migliorie progressive si possono elencare alcuni sistemi di sicurezza passiva e di sicurezza attiva nel circuito refrigerante, come ad esempio lintroduzione di tubazioni concentriche interne a giunti saldati per assorbire la dilatazione termica, contenute allinterno di tubi in acciaio più spessi, con una intercapedine di acqua naturale, e con le giunzioni delle tubature esterne serrate da viti.

Nelle centrali di più recente costruzione, come gli N4 francesi, lisola nucleare è protetta da due edifici di contenimento concentrici. Il più interno assicura lisolamento in caso di fughe dal nocciolo, anche grazie al rivestimento interno in acciaio. Lintercapedine intermedia è stata pensata come protezione nel caso che avvengano fughe attraverso fessurazioni nel contenimento più interno: laria verrebbe quindi aspirata ed inviata a filtri assoluti. Infine ledificio di contenimento più esterno ha lobbiettivo di proteggere lisola nucleare da incidenti esterni alledificio reattore.

Fra i vari sistemi di protezione interni, si ricorda il sistema di spruzzamento delledificio del contenimento, atto a condensare e raffreddare linterno del reattore a seguito di incidenti gravi. Ovviamente fa presenza il sistema diniezione di emergenza nel reattore, sistema a sua volta composto da sistemi di alta, media e bassa pressione.

                                     

2.1. La migliorata sicurezza di esercizio Varianti di Progetto

Come per la 1ª 2ª e 4ª generazione, esistono molte tipologie di reattori di 3ª generazione, ciascuna nata da una evoluzione di reattori della precedente generazione. In particolare si possono individuare alcune filiere

  • Evoluzioni della filiera PHWR: sono reattori quali lACR
  • Evoluzioni della filiera BWR: sono reattori come lABWR o lESBWR
  • Evoluzioni della filiera GCR: ad esempio il GT-MHR
  • Evoluzioni della filiera PWR: sono reattori quali lEPR o lAP1000

Il primo reattore nucleare di III generazione entrò in servizio in Giappone nel 1996 ed è di tipo ABWR Advanced Boiling Water Reactor, sviluppato dalla General Electric a partire dai BWR di seconda generazione

In molti progetti ad.es EPR il contenitore esterno è progettato come una doppia parete, la più interna in Cemento armato precompresso e la più esterna in cemento armato. I loro progettisti ritengono che questi edifici di contenimento siano in grado di resistere sia ad impatti di aerei di linea che a terremoti della più elevata intensità.

Questi reattori incorporano sistemi di pompe ridondanti, scambiatori di calore avanzati in lega inconel, ed altri componenti che sono stati migliorati negli anni. Hanno un doppio circuito di raffreddamento ad acqua, uno interno ad alta pressione, a contatto con il reattore ed un altro esterno ad acqua bollente, che diventando vapore dacqua fornisce pressione a delle turbine. Dato che necessitano di grandi quantità dacqua per il raffreddamento dei condensatori, spesso si trovano nei pressi di laghi o in riva al mare.



                                     

3. Generazione III+

Alcuni progetti industriali più avanzati che spesso incorporano miglioramenti sia dal punto di vista della sicurezza che della convenienza economica, ma sono meno rivoluzionari rispetto ai prototipi di reattori nucleari di IV generazione, e che conservano elementi di tipo "evolutivo" vengono denominati di Generazione III+. Un prototipo di questi è il reattore economico semplificato ad acqua bollente Economic Simplified Boiling Water Reactor, sigla ESBWR, che si basa sui principi dei modelli BWR.

  • European Pressurized Reactor EPR - uno sviluppo evolutivo dei reattori Framatome N4 e Siemens Power Generation Division KONVOI reactors.
  • AP1000 - basato sul AP600 riscalato a una taglia maggiore
  • Advanced CANDU Reactor ACR
  • APR-1400 - un progetto PWR avanzato derivato da U.S. System 80+ che rappresenta la base per il Korean Next Generation Reactor KNGR
  • Economic Simplified Boiling Water Reactor ESBWR - basato sul ABWR
                                     

4. Prototipi in costruzione

Alcuni disegni prototipici della III generazione di reattori includono lEPR, basati sulla classe PWR, ed il Reattore nucleare avanzato ad acqua bollente o ABWR, basato sul BWR.

La terza unità della centrale finlandese di Olkiluoto e la terza unità della centrale francese di Flamanville sono i due unici reattori EPR in costruzione al mondo a marzo 2009. Autorizzato nel 2002, il cantiere di Olkiluoto è partito nel 2005 e dovrebbe chiudersi nel 2021 con 12 anni di ritardo.

                                     

5. Svantaggio nei costi di costruzione

Ladozione di numerose nuove misure di sicurezza porta ad un incremento nei costi di costruzione dei reattori di III generazione, il che ha spinto verso lalto la potenza elettrica netta nominale di ciascuna unità, arrivando fino a 1 600 MW.

Ad esempio il costo di costruzione del reattore EPR - Franco-Tedesco di progettazione classica, in costruzione a Olkiluoto in Finlandia, è di oltre 5 miliardi e duecento milioni di euro vedi voce EPR, mentre il costo di un reattore di III generazione Nippo-Americano Westinghouse-Toshiba AP-1000, progettato con ampio uso di prefabbricati, ha un costo preventivato del MW installato pari alla metà di quello del reattore EPR, per un costo dimpianto di un miliardo e quattrocento milioni di euro.

                                     

6. Maggiore rendimento nellutilizzo del combustibile

In generale la III-Generazione, comportando investimenti più elevati, fonda la sua competitività economica più sulla capacità di bruciare maggiori quantità di combustibile producendo meno scorie, ricavando dunque più energia dal singolo kg di uranio impiegato.

Il Reattore EPR infatti, a fronte di un costo capitale molto più elevato più del doppio, garantisce però in fase operativa una maggior produzione elettrica MW per ogni tonnellata di uranio inserito grazie al maggior burnup riducendo al contempo di quasi il venti per cento la quantità di scorie emessa. Questo aumento del burnup, cioè del livello di bruciamento del combustibile, porta però ad una maggiore radioattività delle scorie. Per la multinazionale Areva, che attualmente 2010 ha in costruzione alcuni reattori EPR, laumento della radioattività è del 15%, mentre per Greenpeace è del 100% come minimo.