Domenica, Marzo 13 2011 19: 12

Generazione di energia nucleare

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In tutti i reattori nucleari, l'energia viene prodotta all'interno del combustibile mediante una reazione a catena di fissioni dei nuclei dei suoi atomi. Il combustibile nucleare più comune è l'uranio-235. Ogni fissione divide un atomo di combustibile in due nuovi atomi del prodotto di fissione ed espelle anche dal suo nucleo i neutroni che causano ulteriori fissioni degli atomi. La maggior parte dell'energia rilasciata dalla fissione viene portata via dai prodotti di fissione e, a sua volta, viene convertita in energia termica negli atomi di combustibile adiacenti quando arrestano questi prodotti di fissione in rapido movimento e assorbono la loro radiazione. I neutroni portano via circa il 3% dell'energia di fissione.

Al nocciolo del reattore viene impedito di riscaldarsi troppo da un refrigerante liquido o gassoso, che produce anche il vapore (direttamente o indirettamente) per azionare la turbina. I materiali che assorbono i neutroni sono incorporati nelle barre di controllo, che possono essere spostate dentro e fuori dalle cavità nel nocciolo del reattore per controllare la velocità di reazione di fissione a quella desiderata dall'operatore della centrale elettrica. Nei reattori ad acqua pressurizzata, i materiali assorbenti possono essere immessi nel sistema di raffreddamento del reattore tramite assorbitori solubili.

La maggior parte dei prodotti di fissione sono instabili e quindi radioattivi. Decadono, rilasciando radiazioni di un tipo e a una velocità caratteristica di ciascun elemento prodotto di fissione, e un nuovo prodotto figlio che può anche essere radioattivo. Questa sequenza di decadimento continua fino a quando non risulta finalmente in prodotti figli che sono stabili (non radioattivi). Altri prodotti radioattivi si formano nel reattore per assorbimento di neutroni nel nucleo degli atomi di materiali non fissili, come l'uranio-238, e materiali strutturali, come guide, supporti e rivestimento del combustibile.

Nei reattori in funzione da tempo, il decadimento dei prodotti di fissione e la creazione di nuovi prodotti di fissione raggiungono un equilibrio prossimo. A questo punto, la radiazione e la conseguente produzione di energia dal decadimento dei prodotti radioattivi è quasi un decimo di tutta quella prodotta nel reattore.

È questa grande quantità di materiale radioattivo che crea i rischi specifici delle centrali nucleari. In condizioni operative, la maggior parte di questi materiali radioattivi si comporta come solidi, ma alcuni si comportano come gas o diventano volatili all'alta temperatura nel reattore. Alcuni di questi materiali radioattivi potrebbero essere prontamente assorbiti negli organismi viventi e avere effetti significativi sui processi biologici. Pertanto, sono pericolosi se rilasciati o dispersi nell'ambiente.

Tipi e caratteristiche delle stazioni nucleari

I reattori termici utilizzano materiali chiamati moderatori per rallentare i neutroni veloci prodotti dalla fissione in modo che possano essere catturati più facilmente dagli atomi fissili di uranio-235. L'acqua ordinaria è spesso usata come moderatore. Altri moderatori utilizzati sono la grafite e il deuterio, un isotopo dell'idrogeno, che viene utilizzato sotto forma di ossido di deuterio, acqua pesante. L'acqua ordinaria è principalmente ossido di idrogeno e contiene una piccola percentuale (0.015%) di acqua pesante.

Il calore viene sottratto al combustibile da un refrigerante, che produce direttamente o indirettamente vapore per azionare la turbina, e che controlla anche la temperatura del nocciolo del reattore, evitando che si surriscaldi e danneggi il combustibile oi materiali strutturali. I refrigeranti di uso comune nei reattori termici includono acqua ordinaria, acqua pesante e anidride carbonica. L'acqua ha buone caratteristiche di trasferimento del calore (alto calore specifico, bassa viscosità, facilità di pompaggio) ed è il refrigerante più comunemente utilizzato nelle centrali nucleari. Il raffreddamento del nocciolo di un reattore con acqua pressurizzata o bollente consente densità di potenza del nocciolo elevate in modo che grandi unità di potenza possano essere costruite in recipienti di reattore relativamente piccoli. Tuttavia, il sistema di raffreddamento del reattore che utilizza acqua deve funzionare ad alta pressione per raggiungere pressioni e temperature di vapore utili per un funzionamento efficiente del generatore a turbina a vapore. L'integrità del confine del sistema di raffreddamento del reattore è quindi molto importante per tutte le centrali nucleari raffreddate ad acqua, in quanto è una barriera che protegge la sicurezza dei lavoratori, del pubblico e dell'ambiente.

Il combustibile in tutti i reattori di potenza raffreddati ad acqua, e nella maggior parte degli altri reattori, è biossido di uranio ceramico, rivestito di metallo: acciaio inossidabile o lega di zirconio. Il biossido di uranio sinterizzato fornisce un combustibile non combustibile che può funzionare per periodi prolungati e trattenere i suoi prodotti di fissione a temperature elevate senza distorsioni o guasti significativi. Gli unici reattori termici operativi che utilizzano combustibile diverso dal biossido di uranio sono le stazioni Magnox (che sono raffreddate con anidride carbonica), e queste vengono gradualmente messe fuori servizio man mano che raggiungono la fine della loro vita utile.

I materiali che assorbono i neutroni (come boro, cadmio, afnio e gadolinio) utilizzati in varie forme, come nelle barre di controllo rivestite di acciaio o in soluzione in refrigeranti o moderatori, possono essere spostati dentro e fuori dal nocciolo del reattore per controllare la velocità di reazione di fissione a qualsiasi livello designato. Contrariamente alla generazione di energia da combustibili fossili, non è necessario aumentare la quantità di combustibile per aumentare il livello di energia prodotto in una reazione a catena di fissione.

Una volta avviato un aumento del tasso di produzione di energia di fissione, continuerà fino a quando non verrà interrotto dall'inserimento nel nucleo della quantità appropriata di materiali e moderatore che assorbono i neutroni. Un tale aumento di potenza è causato da un surplus di neutroni nella reazione a catena di fissione rispetto a quello richiesto solo per una reazione a catena di pareggio. Pertanto, la velocità di fissione e la conseguente produzione di energia possono essere controllate in modo molto sensibile aggiungendo o rimuovendo quantità molto piccole di materiali che assorbono i neutroni. Se è necessaria un'improvvisa riduzione del livello di potenza, nel nucleo viene iniettata una quantità relativamente grande di materiale che assorbe i neutroni. Ogni concetto di reattore ha le proprie caratteristiche di reattività che determinano i progetti dei dispositivi di assorbimento dei neutroni di controllo e arresto per garantire un controllo efficiente della potenza e un arresto sicuro e rapido quando richiesto. Tuttavia, gli stessi principi di controllo e sicurezza di base si applicano a tutti.

I principali tipi di reattori termici di potenza oggi in servizio sono illustrati nella figura 1, e le caratteristiche principali sono riportate nella tabella 1. Nelle illustrazioni semplificate della figura 1, sono mostrati gli scudi in calcestruzzo che circondano i reattori e i sistemi di raffreddamento primari. Gli schermi, che comprendono una varietà di modelli, generalmente forniscono sia schermatura contro la radiazione diretta dal reattore sia forniscono anche il contenimento di eventuali perdite dai sistemi di raffreddamento o moderatore del reattore, e generalmente sono progettati per resistere alle pressioni significative che potrebbero derivare in caso di un grave guasto dei sistemi di raffreddamento.

Figura 1. Tipi di centrali nucleari

POW040F2

 

Tabella 1. Caratteristiche della centrale nucleare (1997)

Tipo di reattore

Carburante

Presentatore

Liquido di raffreddamento e i suoi ca. pressione
(in barre)

Generazione di vapore

No. di
operativo
unità

Uscita netta
(MWe)

PWR

Biossido di uranio arricchito
(dal 2% al 5% di U-235)

Acqua leggera

Acqua leggera
(160 barre)

indiretto

251

223,717

PHWR (tipo CANDU)

Biossido di uranio non arricchito
(0.71% U-235)

Acqua pesante

Acqua pesante
(90 barre)

indiretto

34

18,927

bwr

Biossido di uranio arricchito
(dal 2% al 3% di U-235)

Acqua leggera

Acqua leggera
bolle nel nucleo
(70 barre)

Direct

93

78,549

GCR (tipo MAGNOX)

Uranio metallico non arricchito
(0.71% U-235)

Grafite

Diossido di carbonio
(20 barre)

indiretto

21

3,519

EGR

Biossido di uranio arricchito
(2.3% U-235)

Grafite

Diossido di carbonio
(40 barre)

indiretto

14

8,448

LWGR (tipo RBMK)

Biossido di uranio arricchito
(dal 2% al 2.5% di U-235)

Grafite

Acqua leggera
bolle nel nucleo
(70 barre)

Direct

18

13,644

FBR

Plutonio di ossido misto

Nessuna

Sodio
(10 barre)

indiretto

3

928

 

In un reattore ad acqua pressurizzata (PWR) centrale elettrica, il refrigerante primario e il moderatore del reattore sono gli stessi: acqua ordinaria purificata, che è separata dal circuito secondario di acqua di alimentazione/vapore da un confine metallico nei generatori di vapore (a volte chiamati caldaie), attraverso il quale il calore viene trasferito per conduzione. Il vapore alimentato al turbogeneratore non è quindi radioattivo e l'impianto turbogeneratore a vapore può funzionare come una centrale elettrica convenzionale. Poiché l'idrogeno nel refrigerante primario/acqua del moderatore assorbe una frazione significativa dei neutroni, è necessario arricchire il contenuto di isotopo di uranio-235 fissile del combustibile tra il 2% e il 5% per sostenere una reazione a catena pratica per la produzione di energia a lungo termine.

In tutte le centrali nucleari operative con reattori ad acqua pesante pressurizzata (PHWR), il moderatore del reattore e il refrigerante primario è acqua pesante con un contenuto di deuterio isotopico molto elevato (>99%). Nel CANDUPHWR, che costituisce quasi tutti i PHWR operativi, il moderatore è separato dal refrigerante primario e mantenuto a temperatura e pressione relativamente basse, il che fornisce un ambiente conveniente per posizionare la strumentazione di monitoraggio e controllo e una capacità di raffreddamento di riserva incorporata nel caso di guasto delle tubazioni del refrigerante primario. Il combustibile e il refrigerante primario nel CANDU si trovano in tubi di pressione orizzontali nel nocciolo del reattore. Come nei PWR, nei generatori di vapore il circuito primario del refrigerante e quello secondario dell'acqua di alimentazione/vapore sono separati da un confine metallico, attraverso il quale il calore viene trasferito dall'acqua pesante primaria al normale sistema acqua-vapore-acqua di alimentazione. Il vapore alimentato all'impianto turbogeneratore è quindi del normale vapore acqueo, non radioattivo (salvo piccole quantità dovute a perdite), e l'impianto turbogeneratore può funzionare come una centrale termica convenzionale. Il moderatore dell'acqua pesante e il refrigerante assorbono solo una piccolissima frazione dei neutroni generati durante la fissione, consentendo una pratica reazione a catena per la produzione di energia a lungo termine utilizzando l'uranio naturale (0.071% di uranio-235). I PHWR esistenti possono funzionare con combustibile di uranio-235 leggermente arricchito, il che si traduce in un'estrazione di energia totale proporzionalmente maggiore dal combustibile.

In un reattore ad acqua bollente (BWR) centrale nucleare, l'acqua di raffreddamento primaria viene parzialmente evaporata nel nocciolo stesso del reattore e il vapore ivi generato viene inviato direttamente al turbogeneratore. La pressione di esercizio nel reattore è inferiore a quella nei PWR, ma la pressione del vapore alimentata alla turbina è simile. Il vapore alimentato alla turbina è leggermente radioattivo e richiede alcune precauzioni a causa della potenziale contaminazione di basso livello del sistema turbina/acqua di alimentazione. Tuttavia, questo non ha dimostrato di essere un fattore importante per il funzionamento e la manutenzione dei BWR. Nei BWR il controllo della potenza del reattore è influenzato dalla quantità di vapore nel nocciolo, e questo deve essere compensato da un appropriato controllo della velocità del flusso di refrigerante o degli inserimenti di reattività al variare del livello di potenza del reattore.

Reattori Magnox, conosciuto anche come reattori raffreddati a gas (GLR), sono alimentati con uranio naturale rivestito di magnesio. Sono raffreddati da anidride carbonica a pressione modesta, ma generano vapore a temperatura relativamente elevata, che offre una buona efficienza termica. Hanno grandi nuclei con basse densità di potenza, per cui anche i recipienti a pressione, che fungono anche da uniche strutture di contenimento, sono grandi. I recipienti a pressione nei primi reattori Magnox erano in acciaio. Nei successivi reattori Magnox un recipiente in cemento precompresso conteneva sia il nocciolo del reattore che gli scambiatori di calore a vapore.

Reattori avanzati raffreddati a gas (AGR) utilizzare combustibile a base di ossido di uranio arricchito (2.3% U-235). Sono raffreddati dall'anidride carbonica a una pressione maggiore rispetto ai reattori Magnox e hanno migliorato il trasferimento di calore e l'efficienza termica. La maggiore densità di potenza del nucleo negli AGR rispetto ai reattori Magnox consente al reattore AGR di essere più piccolo e più potente. Il recipiente a pressione in calcestruzzo precompresso, che contiene sia il nocciolo del reattore che gli scambiatori di calore per l'innalzamento del vapore, funge anche da struttura di contenimento.

Reattori ad acqua leggera in grafite (LWGR) sono un ibrido di diversi sistemi di energia nucleare. Le uniche centrali di questo tipo oggi funzionanti sono i reattori RBMK situati nell'ex Unione Sovietica, cioè in Russia, Ucraina e Lituania. Nei reattori RBMK il normale refrigerante ad acqua scorre verso l'alto attraverso canali refrigeranti verticali (tubi) che contengono il combustibile e bolle all'interno del nocciolo. Il vapore prodotto nel nocciolo viene inviato direttamente al turbogeneratore come in un BWR. Il moderatore di grafite che circonda i canali del refrigerante opera ad una temperatura sufficientemente superiore a quella del refrigerante in modo che il calore generato nella grafite moderando i neutroni venga rimosso dai canali del refrigerante. I reattori RBMK sono grandi e hanno molti canali di raffreddamento (>1,500).

Reattori autofertilizzanti veloci (FBR) richiedono un arricchimento di materiale fissile nell'intervallo del 20% e possono sostenere la reazione a catena di fissione principalmente assorbendo i neutroni veloci prodotti nel processo di fissione. Questi reattori non hanno bisogno di un moderatore per rallentare i neutroni e possono utilizzare i neutroni in eccesso per generare plutonio-239, un potenziale combustibile per i reattori. Possono produrre più carburante di quello che consumano. Sebbene alcuni di questi reattori siano stati costruiti per produrre elettricità in nove paesi in tutto il mondo, le difficoltà tecniche e pratiche legate all'uso di refrigeranti metallici liquidi (sodio) e le velocità di riscaldamento molto elevate hanno fatto calare l'interesse. Ora ce ne sono solo tre o quattro relativamente piccoli reattori autofertilizzanti a metallo liquido (LMFBR) in servizio come produttori di energia elettrica nel mondo, producendo un totale di meno di 1,000 megawatt di energia elettrica (MWe), e sono gradualmente fuori servizio. La tecnologia dei reattori di allevamento, tuttavia, è stata notevolmente sviluppata e documentata per un uso futuro, se necessario.

Carburante e gestione del carburante

Il processo che inizia con l'estrazione del minerale contenente uranio e termina con lo smaltimento finale del combustibile usato e di tutti i rifiuti della lavorazione del combustibile è solitamente chiamato ciclo del combustibile nucleare. Esistono molte variazioni nei cicli del combustibile, a seconda del tipo di reattore coinvolto e della progettazione delle disposizioni di rimozione del calore nel nocciolo del reattore.

I cicli di base del combustibile PWR e BWR sono quasi identici, variano solo nei livelli di arricchimento e nella progettazione dettagliata degli elementi del combustibile. I passaggi coinvolti, solitamente in luoghi e strutture diverse, sono:

  • estrazione e macinazione dell'uranio per produrre yellowcake (U3O8)
  • conversione dell'uranio in esafluoruro di uranio (UF6)
  • arricchimento
  • fabbricazione del combustibile, che comporta la conversione dell'uranio in biossido di uranio (UO2), produzione di pellet alimentato, fabbricazione di barre di combustibile in lunghezze pari all'altezza del nocciolo del reattore e fabbricazione di gruppi di combustibile contenenti circa 200 barre di combustibile per gruppo in una matrice quadrata
  • installazione e funzionamento in una centrale nucleare
  • ritrattamento o conservazione temporanea
  • spedizione di combustibile usato o rifiuti di arricchimento a un deposito federale/centrale
  • eventuale dismissione, che è ancora in fase di sviluppo.

 

Durante questi processi sono necessarie precauzioni per garantire che la quantità di combustibile arricchito in qualsiasi posizione sia inferiore a quella che potrebbe provocare una significativa reazione a catena di fissione, tranne, ovviamente, nel reattore. Ciò si traduce in limitazioni di spazio materiale nella produzione, spedizione e stoccaggio.

Al contrario, il reattore CANDU utilizza uranio naturale e ha un semplice ciclo del combustibile dall'estrazione del minerale allo smaltimento del combustibile, che non include le fasi necessarie per fornire l'arricchimento e il ritrattamento. Il carburante per la CANDU viene prodotto in modo semiautomatico in fasci rotondi lunghi mezzo metro di 28 o 37 barre di combustibile contenenti UO2 pellet. Non ci sono limiti di spazio nella produzione di combustibile di uranio naturale, o nella spedizione o nello stoccaggio del combustibile nuovo o usato. L'immobilizzazione e lo smaltimento del carburante CANDU usato è in fase di sviluppo da 17 anni in Canada ed è attualmente in fase di approvazione del concetto.

In tutti i reattori di potenza in esercizio, ad eccezione del tipo Magnox, il componente base del combustibile del reattore è il pellet di combustibile cilindrico, composto da biossido di uranio (UO2) polvere che viene compattata e quindi sinterizzata per ottenere la densità e le caratteristiche ceramiche richieste. Questi pellet sinterizzati, che sono sigillati in lega di zirconio senza saldatura o tubi in acciaio inossidabile per produrre barre o elementi di combustibile, sono chimicamente inerti rispetto al loro rivestimento alle normali temperature e pressioni del reattore. Anche se il rivestimento è danneggiato o rotto e il refrigerante entra in contatto con l'UO2, questo materiale ceramico trattiene la maggior parte dei prodotti di fissione radioattivi e resiste al deterioramento causato dall'acqua ad alta temperatura.

I reattori Magnox utilizzano combustibile di uranio metallico naturale rivestito di magnesio e funzionano con successo a temperature relativamente elevate, poiché il refrigerante, l'anidride carbonica, non reagisce con questi metalli in condizioni asciutte.

L'obiettivo fondamentale della progettazione delle barre di combustibile in un reattore nucleare è trasferire il calore di fissione generato nel combustibile al refrigerante, mantenendo l'integrità delle barre di combustibile anche nelle condizioni transitorie più severe. Per tutti i reattori in funzione, test approfonditi del combustibile simulato nei laboratori di trasferimento del calore hanno dimostrato che la condizione massima di transitorio di calore all'interno del reattore prevista può essere soddisfatta con adeguati margini di sicurezza dal combustibile specifico progettato e concesso in licenza per l'applicazione.

Il nuovo combustibile consegnato dall'impianto di fabbricazione alla centrale elettrica non è significativamente radioattivo e può essere movimentato manualmente o mediante strumenti di sollevamento/movimentazione azionati manualmente, senza schermatura. Un tipico gruppo carburante per un reattore PWR o BWR è una matrice quadrata di circa 200 barre di combustibile, lunghe circa 4 m, del peso di circa 450 kg. In un grande reattore PWR o BWR sono necessari circa 200 di questi gruppi. Il carburante viene movimentato con carroponte e depositato in scaffalature verticali all'asciutto nella nuova area di stoccaggio carburante. Per installare nuovo combustibile in un reattore ad acqua leggera in servizio come un PWR o un BWR, tutte le operazioni vengono condotte a una profondità d'acqua sufficiente per fornire schermatura a chiunque si trovi sopra il reattore. Il coperchio flangiato del recipiente del reattore deve essere prima rimosso e parte del combustibile usato estratto (di solito da un terzo a metà del nocciolo del reattore), mediante gru a ponte e ascensori per la movimentazione del combustibile.

Il combustibile usato viene depositato in aree di stoccaggio piene d'acqua. Altri gruppi di combustibile usati nel nocciolo possono essere riorganizzati in posizione (generalmente spostati verso il centro del nocciolo), per modellare la produzione di energia nel reattore. I nuovi gruppi di combustibile vengono quindi installati in tutte le posizioni libere del sito di combustibile. Potrebbero essere necessarie dalle 2 alle 6 settimane per rifornire un reattore più grande, a seconda della forza lavoro e della quantità di combustibile da sostituire.

Il reattore CANDU e alcuni reattori raffreddati a gas sono alimentati da apparecchiature telecomandate che rimuovono il combustibile usato e installano nuovi elementi o fasci di combustibile. Nel caso del CANDU, il combustibile è costituito da fasci di barre di combustibile lunghe mezzo metro, di circa 10 cm di diametro e del peso di circa 24 kg. Il combustibile viene ricevuto dal produttore in casse di imballaggio di cartone e immagazzinato in un'apposita area di stoccaggio del nuovo combustibile, pronto per essere caricato nel reattore. Il combustibile viene generalmente caricato in un reattore in funzione su base giornaliera per sostenere la reattività del reattore. In un grande reattore CANDU, 12 pacchi al giorno è un tipico tasso di rifornimento. I fardelli vengono caricati a mano su un dispositivo di caricamento del nuovo combustibile che a sua volta carica i fardelli in a macchina di rifornimento che è controllato a distanza dalla sala di controllo della stazione. Per caricare nuovo combustibile in un reattore, due macchine di rifornimento telecomandate vengono manovrate tramite telecomando e accoppiate alle estremità del canale orizzontale del combustibile da rifornire. Il canale viene aperto dalle macchine di rifornimento ad entrambe le estremità mentre il sistema di raffreddamento è alla pressione e alla temperatura di esercizio, e il nuovo carburante viene spinto a un'estremità e il carburante usato viene prelevato dall'altra estremità del canale. Quando il numero richiesto di fasci di carburante è stato installato, le guarnizioni del canale vengono reinstallate dalla macchina di rifornimento e le macchine di rifornimento possono continuare a rifornire un altro canale o a scaricare il carburante usato nel vano di stoccaggio pieno d'acqua del carburante usato .

Il combustibile usato scaricato da tutti i reattori in funzione è molto radioattivo e richiede raffreddamento per evitare il surriscaldamento e schermatura per prevenire l'irradiazione diretta di qualsiasi organismo vivente sensibile o attrezzatura nelle vicinanze. La procedura usuale consiste nello scaricare il combustibile usato in una vasca di stoccaggio dell'acqua con almeno 4 m di copertura d'acqua sopra il combustibile per schermatura. Ciò consente un'osservazione sicura del carburante attraverso l'acqua e l'accesso per spostarlo sott'acqua in un luogo di stoccaggio a lungo termine.

Un anno dopo lo scarico da un reattore, la radioattività complessiva e la generazione di calore dal combustibile usato diminuiranno a circa l'1% del suo valore iniziale allo scarico, ed entro 10 anni a circa lo 0.1% del suo valore iniziale allo scarico. Dopo circa 5-10 anni dallo scarico, la produzione di calore è diminuita al punto che è possibile prelevare il combustibile dalla pozza d'acqua e stoccarlo allo stato secco in un contenitore con solo circolazione naturale dell'aria attorno al contenitore del combustibile. Tuttavia, è ancora abbastanza radioattivo e la schermatura della sua radiazione diretta è necessaria per molti decenni. La prevenzione dell'ingestione del materiale combustibile da parte di organismi viventi è necessaria per un periodo molto più lungo.

L'effettivo smaltimento del combustibile usato dai reattori di potenza è ancora in fase di sviluppo e approvazione. Lo smaltimento del combustibile usato dai reattori di potenza in varie strutture geologiche è oggetto di intensi studi in numerosi paesi, ma non è ancora stato approvato in nessuna parte del mondo. Il concetto di stoccaggio sotterraneo in strutture rocciose stabili è ora in fase di approvazione in Canada come metodo sicuro e pratico per lo smaltimento definitivo di questi rifiuti radioattivi di alto livello. Tuttavia, si prevede che anche con l'approvazione del concetto entro il 2000, l'effettivo smaltimento del combustibile usato non avverrà prima del 2025 circa.

Operazioni interne

In tutti i 33 paesi con programmi di energia nucleare, ci sono organismi di regolamentazione che stabiliscono e applicano norme di sicurezza relative al funzionamento degli impianti nucleari. Tuttavia, è generalmente l'azienda elettrica che possiede e gestisce gli impianti nucleari ad essere ritenuta responsabile per il funzionamento sicuro dei suoi impianti nucleari. Il ruolo dell'operatore è in realtà un compito di gestione della raccolta delle informazioni, della pianificazione e del processo decisionale e solo occasionalmente include un controllo più attivo quando le operazioni di routine vengono interrotte. L'operatore non è il principale sistema di protezione.

Tutte le moderne centrali nucleari dispongono di sistemi di controllo e sicurezza automatici altamente affidabili e molto reattivi che proteggono continuamente il reattore e altri componenti dell'impianto e che sono generalmente progettati per essere a prova di guasto in caso di perdita di potenza. L'operatore non è tenuto a duplicare o sostituire questi sistemi automatici di controllo e protezione. L'operatore, tuttavia, deve essere in grado di spegnere il reattore quasi istantaneamente se necessario, e dovrebbe essere in grado di riconoscere e rispondere a qualsiasi aspetto del funzionamento dell'impianto, aumentando così la diversità della protezione. L'operatore ha bisogno della capacità di comprendere, diagnosticare e anticipare lo sviluppo della situazione complessiva a partire da una grande quantità di dati forniti dai sistemi automatici di dati e informazioni.

L'operatore è tenuto a:

  • capire quali sono le condizioni normali in tutti i sistemi rilevanti per l'attuale stato generale dell'impianto
  • riconoscere, con l'ausilio dei sistemi automatici o di appositi dispositivi di monitoraggio, il verificarsi di condizioni anomale e il loro significato
  • sapere come rispondere correttamente per riportare l'impianto al normale funzionamento, o portare l'impianto in una condizione di arresto sicuro.

 

La capacità dell'operatore di eseguire questa operazione dipende dal design della macchina, nonché dall'abilità e dall'addestramento dell'operatore.

Ogni centrale nucleare deve avere sempre in servizio operatori competenti, stabili e ben addestrati. I potenziali operatori nucleari seguono un programma di formazione completo, che di solito include formazione in aula e sul posto di lavoro in scienza, apparecchiature e sistemi di alimentazione, protezione dalle radiazioni e politiche e principi operativi. I simulatori di addestramento sono sempre utilizzati nel funzionamento delle centrali nucleari statunitensi per fornire all'operatore un'esperienza pratica nelle operazioni dell'impianto, durante i disturbi e in condizioni insolite. L'interfaccia tra l'operatore e i sistemi di alimentazione avviene attraverso la strumentazione della sala di controllo. Sistemi di strumentazione ben progettati possono migliorare la comprensione e la risposta adeguata degli operatori.

È consuetudine nominare il personale operativo chiave per una centrale nucleare mentre è ancora in costruzione, in modo che possano consigliare dal punto di vista operativo e riunire il personale che metterà in servizio e gestirà la centrale. Preparano anche una serie completa di procedure operative prima che la stazione sia messa in servizio e autorizzata a funzionare. Esperti di progettazione e personale di regolamentazione ispezionano queste procedure per verificarne la coerenza tra l'intento progettuale e le pratiche operative.

Il personale è tenuto a gestire la stazione in modo sistematico e rigoroso in conformità con le procedure operative e le autorizzazioni di lavoro. Il personale operativo lavora costantemente per garantire la sicurezza pubblica conducendo un programma completo di test e monitoraggio dei sistemi di sicurezza e delle barriere protettive e mantenendo la capacità di far fronte a qualsiasi emergenza dell'impianto. Laddove gli operatori debbano intervenire in risposta a un'alterazione dello stato dell'impianto, esistono procedure scritte e sistematiche per guidarli e fornire le informazioni dettagliate necessarie per controllare l'impianto. Tali procedure sono esaminate dai comitati di sicurezza delle stazioni e dei regolamenti.

Un programma di gestione della sicurezza operativa ben ponderato include:

  • conoscenza dettagliata delle aree critiche per la sicurezza
  • standard o obiettivi che definiscono prestazioni accettabili
  • un programma per monitorare le prestazioni, rispondere ai problemi e riportare i risultati
  • un programma di revisione dell'esperienza per stabilire le tendenze, il grado di conformità agli standard e la causa di qualsiasi prestazione inaccettabile o deteriorante
  • un mezzo per valutare l'impatto delle modifiche proposte all'hardware o alle procedure operative e per implementare modifiche coerenti con lo standard accettato.

 

Oltre alle procedure per il normale funzionamento, in ogni centrale nucleare esiste un sistema di segnalazione degli eventi per indagare e documentare eventuali guasti e deterioramento delle apparecchiature, carenze di progettazione o costruzione ed errori operativi rilevati dai sistemi di monitoraggio o da test e ispezioni regolari. La causa fondamentale di ogni evento è determinata in modo da poter sviluppare l'azione correttiva o preventiva appropriata. I rapporti sugli eventi, compresi i risultati dell'analisi e le raccomandazioni, vengono esaminati dalla direzione della stazione e da esperti in sicurezza e fattori umani, che di solito si basano sul sito della stazione.

Il sistema di segnalazione degli incidenti dell'Agenzia internazionale per l'energia atomica (AIEA) opera in tutto il mondo per integrare i sistemi nazionali e garantire che le informazioni siano condivise tra tutti i paesi partecipanti. L'Associazione mondiale degli operatori nucleari (WANO) fornisce anche uno scambio di informazioni dettagliato a livello operativo.

I reattori nucleari e tutti i loro sistemi ausiliari e relativi alla sicurezza vengono mantenuti e testati secondo i requisiti di garanzia della qualità a intervalli pianificati, per garantire l'affidabilità per tutta la loro vita utile. Oltre al monitoraggio automatico, esistono test e indagini manuali sistematici per prove di compromissione o guasto dei sistemi delle apparecchiature. Questi includono la sorveglianza regolare del campo, la manutenzione preventiva, i test periodici e lo studio dei cambiamenti nelle condizioni dell'impianto.

Sono stati fissati obiettivi prestazionali molto rigorosi per i sistemi di processo e di sicurezza per mantenere il rischio per il pubblico e il personale della stazione accettabilmente basso. Per i sistemi di processo, che funzionano attivamente mentre viene generata elettricità, i tassi di guasto vengono confrontati con gli obiettivi di prestazione, il che può comportare modifiche di progettazione in cui le prestazioni sono inferiori agli standard. I sistemi di sicurezza richiedono un approccio diverso, perché entrano in funzione solo se i sistemi di processo si guastano. Programmi di test completi monitorano questi sistemi ei loro componenti ei risultati vengono utilizzati per determinare per quanto tempo ciascuno di essi potrebbe essere fuori servizio. Il tempo totale di fuori servizio calcolato per i sistemi di sicurezza viene confrontato con uno standard di prestazioni molto elevato. Se viene rilevata una carenza in un sistema di sicurezza, questa viene immediatamente corretta o il reattore viene spento.

Ci sono anche test approfonditi e programmi di manutenzione durante gli arresti programmati periodici. Ad esempio, tutti i recipienti a pressione, i componenti e le loro saldature vengono ispezionati sistematicamente con metodi non distruttivi secondo le norme del codice di sicurezza.

Principi di sicurezza e relative caratteristiche di progettazione della sicurezza

Ci sono quattro aspetti della reazione a catena di fissione che potrebbero essere pericolosi e che non possono essere separati dall'uso dell'energia nucleare per produrre elettricità, e quindi richiedono misure di sicurezza:

  1. La fissione provoca radiazioni ionizzanti, che richiedono una schermatura dall'esposizione diretta alle radiazioni.
  2. Vengono creati prodotti di fissione altamente radioattivi, che richiedono involucri stretti per prevenire la contaminazione dell'ambiente esterno e la possibile ingestione.
  3. La reazione a catena di fissione è un processo dinamico che richiede un controllo continuo.
  4. La produzione di calore non può essere interrotta istantaneamente, poiché il decadimento radioattivo continua a produrre calore dopo che la reazione a catena di fissione è terminata, richiedendo un raffreddamento a lungo termine.

 

I requisiti di sicurezza richiesti da queste caratteristiche spiegano le maggiori differenze di equipaggiamento di sicurezza e di strategia operativa in una centrale nucleare rispetto a quelle di una centrale elettrica a combustibile fossile. Il modo in cui questi requisiti di sicurezza vengono soddisfatti differisce per i diversi tipi di centrali nucleari, ma i principi fondamentali di sicurezza sono gli stessi in tutte le centrali nucleari.

Durante la procedura di autorizzazione, ogni impianto nucleare deve dimostrare che i rilasci radioattivi saranno inferiori ai limiti normativi specificati, sia durante le normali condizioni operative che in caso di guasti o condizioni di incidente. La priorità è prevenire i guasti piuttosto che semplicemente mitigarne le conseguenze, ma il progetto deve essere in grado di affrontare i guasti se, nonostante tutte le precauzioni, si verificano. Ciò richiede il massimo grado di garanzia e controllo della qualità, applicato a tutte le attrezzature, le funzioni di costruzione e le operazioni. Le caratteristiche di sicurezza intrinseche e le misure di sicurezza ingegnerizzate sono progettate per prevenire e controllare gli incidenti e contenere e ridurre al minimo il rilascio di materiali radioattivi.

In particolare, la generazione di calore e la capacità di raffreddamento devono essere sempre abbinate. Durante il funzionamento, il calore viene rimosso dal reattore da un refrigerante, che viene pompato attraverso tubazioni collegate al reattore, e scorre sulla superficie del rivestimento del combustibile. In caso di perdita di potenza alle pompe o di guasto improvviso delle tubazioni di collegamento, si interromperebbe il raffreddamento del combustibile, il che potrebbe comportare un rapido aumento della temperatura del combustibile, possibile cedimento del rivestimento del combustibile e fuoriuscita di materiale radioattivo dal combustibile al recipiente del reattore. Un rapido arresto della reazione a catena di fissione, supportato dalla possibile attivazione di sistemi di raffreddamento di riserva o di emergenza, eviterebbe danni al combustibile. Queste misure di sicurezza sono previste in tutte le centrali nucleari.

Anche quando il reattore è stato spento, la perdita di raffreddamento e il guasto della capacità di raffreddamento in standby o di emergenza potrebbero provocare il surriscaldamento del combustibile a causa del continuo decadimento della produzione di calore del combustibile nel prodotto di fissione, come indicato nella figura 2. Mentre il decadimento il calore è solo l'1% o il 2% della produzione di calore a piena potenza, se non viene rimosso, la temperatura del carburante potrebbe raggiungere livelli di guasto entro pochi minuti dalla completa perdita di raffreddamento. Il principio della progettazione della sicurezza delle centrali nucleari richiede che tutte le circostanze che potrebbero portare al surriscaldamento del combustibile, al danneggiamento e al rilascio di materiali radioattivi dal combustibile siano attentamente valutate e prevenute da sistemi di controllo e protezione ingegnerizzati.

Figura 2. Calore di decadimento dopo l'arresto del reattore

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Per proteggere una centrale nucleare, ci sono tre tipi di caratteristiche di sicurezza: caratteristiche intrinseche, sistemi passivi e sistemi attivi. Questi sono usati in varie combinazioni nelle centrali nucleari operative.

Caratteristiche di sicurezza intrinseche fare uso delle leggi della natura per mantenere la centrale elettrica sicura. Esistono caratteristiche di sicurezza intrinseche di alcuni combustibili nucleari tali che, all'aumentare della loro temperatura, la velocità della reazione a catena di fissione viene rallentata. Esistono caratteristiche di sicurezza intrinseche con alcuni progetti di sistemi di raffreddamento per cui il refrigerante circolerà sul carburante per circolazione naturale per rimuovere adeguatamente il calore di decadimento senza il funzionamento di alcuna pompa. Esistono caratteristiche di sicurezza intrinseche nella maggior parte delle strutture metalliche che si traducono in cedimenti o stiramenti sotto carichi pesanti piuttosto che scoppiare o cedere.

Caratteristiche di sicurezza passiva includere il sollevamento di valvole di sicurezza a peso morto (gravità) mediante la pressione del fluido da scaricare o l'uso dell'energia immagazzinata nei sistemi di iniezione di refrigerante di emergenza o in alcuni recipienti di contenimento progettati per assorbire l'energia derivante dal guasto delle tubazioni impianti e conseguente decadimento termico.

Sistemi di sicurezza attiva includere tutti i sistemi che richiedono segnali di attivazione e un'alimentazione di qualche forma. I sistemi attivi possono generalmente controllare una gamma più ampia di circostanze rispetto ai sistemi intrinseci e passivi e possono essere testati senza restrizioni durante il funzionamento del reattore.

La progettazione della sicurezza delle centrali nucleari si basa su una combinazione selezionata di sistemi intrinseci, passivi e attivi per soddisfare i requisiti normativi di sicurezza della giurisdizione in cui si trova la centrale nucleare. Un elevato grado di automazione nei sistemi legati alla sicurezza è necessario per sollevare il personale operativo, per quanto possibile, dalla necessità di prendere decisioni e azioni rapide sotto stress. I sistemi di reattori nucleari sono progettati per adattarsi automaticamente ai cambiamenti nella potenza richiesta e generalmente i cambiamenti sono graduali. È particolarmente importante che i sistemi legati alla sicurezza siano continuamente in grado di rispondere prontamente, efficacemente e in modo affidabile quando richiesto. Per soddisfare questo elevato livello di prestazioni, questi sistemi devono soddisfare i più elevati criteri di garanzia della qualità ed essere progettati secondo i ben consolidati principi di progettazione della sicurezza di ridondanza, diversità e separazione fisica.

Ridondanza è la fornitura di più componenti o sottosistemi di quelli necessari solo per far funzionare il sistema, ad esempio fornendo tre o quattro componenti dove solo due sono necessari per funzionare affinché il sistema funzioni correttamente.

Diversità è la fornitura di due o più sistemi basati su diversi principi di progettazione o funzionali per svolgere la stessa funzione di sicurezza.

Separazione fisica di componenti o sistemi progettati per svolgere la stessa funzione di sicurezza, fornisce protezione contro danni locali che potrebbero altrimenti compromettere le prestazioni dei sistemi di sicurezza.

Un esempio importante dell'applicazione di questi principi di progettazione della sicurezza è nell'alimentazione elettrica nelle centrali nucleari, che si basa su più di un collegamento al sistema di alimentazione principale, supportato in loco da diversi diesel ad avviamento automatico e/o turbine a combustione , e da banchi di batterie e gruppi elettrogeni per garantire la fornitura affidabile di elettricità ai sistemi vitali legati alla sicurezza.

La misura preventiva di base contro il rilascio di materiali radioattivi da una stazione nucleare è molto semplice in linea di principio: una serie di barriere a tenuta stagna tra i materiali radioattivi e l'ambiente, al fine di fornire schermatura contro le radiazioni dirette e il contenimento dei materiali radioattivi. La barriera più interna è il combustibile ceramico o metallico stesso, che lega la maggior parte dei materiali radioattivi all'interno della sua matrice. La seconda barriera è il rivestimento a tenuta stagna e resistente alla corrosione. La terza barriera è il limite principale di pressione del sistema di raffreddamento. Infine, la maggior parte dei sistemi nucleari sono racchiusi in una struttura di contenimento resistente alla pressione, progettata per resistere al guasto del più grande sistema di tubazioni all'interno e per contenere qualsiasi materiale radioattivo rilasciato nel contenimento.

L'obiettivo fondamentale del progetto di sicurezza delle centrali nucleari è mantenere l'integrità di queste molteplici barriere mediante un approccio di difesa in profondità che può essere caratterizzato da tre livelli di misure di sicurezza: misure preventive, protettive e mitigative.

Misure preventive includere: soddisfare il massimo livello di garanzia della qualità durante la progettazione, la costruzione e il funzionamento; operatori altamente qualificati sottoposti a periodiche riqualificazioni; utilizzando caratteristiche di sicurezza intrinseche; fornendo adeguati margini di progettazione; intraprendere un'attenta manutenzione preventiva, test e ispezioni continue e correzione delle carenze; monitoraggio costante; approfondite valutazioni di sicurezza e rivalutazioni quando richiesto; e valutazione e analisi causale di incidenti e guasti, apportando le opportune modifiche.

Misure protettive includono: sistemi di spegnimento rapido; valvole/sistemi automatici di limitazione della pressione reattivi; circuiti di interblocco per la protezione da false manovre; monitoraggio automatico delle funzioni vitali di sicurezza; e misurazione e controllo continui dei livelli di radiazione e della radioattività degli effluenti in modo da non superare i limiti consentiti.

Misure di mitigazione includono: sistemi di raffreddamento del reattore di emergenza; sistemi di acqua di alimentazione di emergenza altamente affidabili; sistemi di alimentazione di emergenza diversificati e ridondanti; contenimento per impedire qualsiasi fuoriuscita di materiale radioattivo dalla stazione, progettata per una varietà di sollecitazioni naturali e artificiali come terremoti, forti venti, inondazioni o urto aereo; e, infine, la pianificazione delle emergenze e la gestione degli incidenti, che include il monitoraggio delle radiazioni, l'informazione delle autorità di sicurezza e la consulenza al pubblico, il controllo della contaminazione e la distribuzione di materiali mitiganti.

La sicurezza nucleare non dipende solo da fattori tecnici e scientifici; i fattori umani giocano un ruolo molto importante. Il controllo normativo fornisce una verifica indipendente di tutti gli aspetti di sicurezza delle centrali nucleari. Tuttavia, la sicurezza nucleare è principalmente garantita non da leggi e regolamenti, ma da una progettazione responsabile, funzionamento e gestione dell'utilità, che include revisioni e approvazioni appropriate da parte di coloro che hanno conoscenza e autorità.

L'unico incidente alla centrale nucleare ad avere conseguenze molto gravi per il pubblico si è verificato durante un test di capacità di raffreddamento in una configurazione insolita in una stazione nucleare RBMK a Chernobyl in Ucraina nel 1986. In questo grave incidente il reattore è stato distrutto e una grande quantità di materiale radioattivo materiali fuoriusciti nell'ambiente. Successivamente si è constatato che il reattore non disponeva di un adeguato sistema di spegnimento e che era instabile a bassa potenza. I punti deboli del design, l'errore umano e la mancanza di una corretta gestione dell'utilità hanno tutti contribuito all'incidente. Sono state apportate modifiche ai restanti reattori RBMK operativi per eliminare gravi debolezze di progettazione e le istruzioni operative sono state migliorate per garantire che non si ripeta questo sfortunato incidente.

Molto è stato appreso dall'incidente RBMK e da altri incidenti meno gravi della centrale nucleare (come l'incidente di Three Mile Island negli Stati Uniti nel 1978) e da molti incidenti e inconvenienti minori in oltre 30 anni di funzionamento della centrale nucleare. L'obiettivo della comunità nucleare è garantire che nessun incidente nelle centrali nucleari metta in pericolo i lavoratori, il pubblico o l'ambiente. La stretta cooperazione nell'ambito di programmi come IAEA Incident Reporting Systems e WANO, il controllo dei gruppi industriali e delle agenzie di regolamentazione e la vigilanza da parte dei proprietari e degli operatori delle centrali nucleari, rendono questo obiettivo più raggiungibile.

Ringraziamenti: l'editore ringrazia Tim Meadler e l'Uranium Institute per aver fornito informazioni per la tabella 1.


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Leggi 7551 volte Ultima modifica il Venerdì, Settembre 16 2011 14: 11

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