Design di un impianto nucleare a fissione

Il design di un impianto nucleare differisce notevolmente da quello di un impianto convenzionale per via di una complessa struttura organizzativa. Esso include al suo interno numerose fasi dipendenti tra loro (design termico, design neutronico, design meccanico etc.) e può essere visto come un processo iterativo che termina quando si raggiunge una soluzione di compromesso che consenta di ottenere il miglior design possibile per quell’impianto al minor costo.

Le Regole di Sicurezza definiscono le procedure da seguire al fine di ottemperare ai diversi livelli di autorizzazione necessari per la messa in opera dell’impianto. Ciò rappresenta il filo conduttore sia per l’iter amministrativo che per le modalità tecniche ed operative.  

La regolamentazione in ambito nucleare si propone di raggiungere due obiettivi:

1. obiettivo primario, la protezione della popolazione e dell’ambiente circostante dai potenziali rischi legati agli impianti nucleari.
2. obiettivo secondario, curare l’aspetto economico proprio dell’installazione nucleare.

Le due organizzazioni che trattano gli aspetti legislativi in ambito nucleare sono la statunitense Commissione per la Regolamentazione Nucleare (NRC) e l’Agenzia Internazionale per l’Energia Atomica (IAEA).

Un’ampia parte della regolamentazione riguarda il design termo-idraulico e la neutronica, in quanto i moderni reattori cercano di massimizzare la presenza di sistemi di sicurezza passivi (cioè che non richiedano un intervento da parte degli operatori per essere attivati), al fine di prevenire l’insorgere di incidenti.

La circolazione naturale ed il Sistema di Rimozione del Calore di Decadimento (DHRS) si sono rivelati due importanti alleati in questa sfida. 

Ma esattamente cosa rappresentano e come funzionano? Scopriamolo insieme!

La circolazione naturale nel design di un impianto nucleare

La circolazione naturale consiste nel moto di un fluido attraverso un circuito idraulico (un sistema di tubazioni) per mezzo di una differenza di densità tra due regioni, nel nostro caso del reattore. Queste zone sono definite rispettivamente gamba calda, la parte di circuito in cui il refrigerante assorbe il calore proveniente dalla potenza termica generata dal reattore, e gamba fredda, la parte di circuito in cui il refrigerante, invece, cede il calore al generatore di vapore, come succede nei reattori ad acqua pressurizzata (PWR).

Tuttavia, ciò non basterebbe a mantenere il fluido in moto attraverso le tubazioni. È infatti necessaria la presenza di una differenza di altezza tra il centro del nocciolo ed il generatore di vapore, come schematizzato in Figura 1.

Al fine di rendere più performante la circolazione naturale, in fase di design è possibile agire su due parametri:

1. ridurre le perdite di pressione (e.g., quelle localizzate, dovute a gomiti, cambi di sezione del condotto, valvole etc.);
2. aumentare la differenza di altezza tra il nocciolo ed il generatore di vapore (ma in questo caso bisognerebbe operare una valutazione sismica del nuovo layout, al fine di evitare cedimenti strutturali con l’avanzare del tempo).

In sostanza, un sistema a circolazione naturale può essere schematizzato come in Figura 2, dove rho_l e rho_v rappresentano, rispettivamente, la densità del fluido nella gamba fredda (in condizione di liquido) ed in quella calda (in condizione di vapore), mentre h rappresenta la distanza tra i centri termici del nocciolo e del generatore di vapore.

LOCA: Loss Of Coolant Accident

Come già accennato, la circolazione naturale è coinvolta nel design di un impianto nucleare a fissione, in particolare nell’incidente derivante dal rilascio indesiderato di fluido refrigerante in atmosfera per via della rottura improvvisa in uno dei tubi che costituiscono il circuito primario, il cosiddetto LOCA, Loss Of Coolant Accident. In questo caso, la circolazione naturale interviene mantenendo il nocciolo sempre coperto da uno strato di liquido, onde evitare l’eccessivo surriscaldamento e la conseguente fusione del nocciolo.

Altre applicazioni riguardano i sistemi di sicurezza passivi nei reattori avanzati, dove la circolazione naturale fa da forza trainante per il refrigerante in quelle situazioni in cui si ha un arresto delle pompe che spingono il fluido di raffreddamento all’interno del sistema di tubazioni  del reattore (il cosiddetto LOFA, Loss Of Flow Accident). In altre parole, quindi, nel caso di un LOFA, terminando la circolazione forzata, che agisce in situazioni di normale operazione grazie all’uso delle pompe, entra in gioco la circolazione naturale, la quale garantisce la refrigerazione del nocciolo per tutta la durata dell’incidente.

Il Sistema di Rimozione del Calore di Decadimento (DHRS) nel design di un impianto nucleare

In seguito allo spegnimento di un reattore nucleare, continua ad esservi una significativa produzione di potenza termica causata dal calore di decadimento dei prodotti di fissione che deve essere dissipata al fine di evitare il danneggiamento del nocciolo per via dell’aumento di temperatura.

Il Sistema di Rimozione del Calore di Decadimento (DHRS) rappresenta la componente di un reattore che non interviene durante il normale funzionamento, ma che comincia ad operare all’occorrenza (e.g., in caso di incidente).

Questo sistema può essere attivo o passivo:

1. Nel DHRS attivo una pompa è utilizzata per guidare un fluido di raffreddamento in grado di estrarre la potenza di decadimento dal nocciolo. In caso di assenza di potenza elettrica, i generatori diesel cominciano ad attivare le pompe.
2. Il DHRS passivo è più sicuro del precedente poiché opera in assenza di un driver esterno, facendo esclusivamente affidamento alla circolazione naturale. I pozzi termici sono qui rappresentati dai cosiddetti scambiatori di calore In-pool (In-pool HX).

L’In-pool HX è caratterizzato da tre circuiti refrigeranti, come è possibile osservare in Figura 3a e Figura 3b:

1. Il Circuito del Sistema Primario (PSC), il cui scopo è quello di rimuovere il calore dal nocciolo.
2. Il Circuito del Sistema Intermedio (ISC) che riceve il calore dal primo Scambiatore di Calore (HX1). Il refrigerante nell’ISC fluisce attraverso una serie di tubazioni rettilinee all’interno di una piscina.
3. Il Circuito del Sistema Terziario (TSC) che riceve il calore dal secondo Scambiatore di Calore (HX2),  trasportando il vapore generato ad una torre di raffreddamento, dove condensa e rientra in circolo.

La sicurezza implementata nel design di un impianto nucleare

Al fine di evitare l’intervento indesiderato del DHRS, nel design di un impianto nucleare viene inserita una valvola di sicurezza che ostruisce la circolazione nel PSC.

Al contrario, durante le situazioni incidentali in cui si blocca la pompa primaria, la valvola si apre mediante il segnale ricevuto da un attuatore, una componente in grado di riconoscere la differenza di pressione a cavallo della valvola stessa. In questo caso, la differenza di densità attua la circolazione naturale.

La gamba calda del PSC e, di conseguenza, il lato dell’HX1 a contatto con il circuito primario sono riscaldati con l’avanzare del tempo.

Questo fenomeno causa l’insorgere della circolazione nell’ISC che riscalda il lato dell’HX2 a contatto con la pool finché non si raggiungono le condizioni di saturazione. A questo punto, il vapore proveniente dalla pool risale nella torre di raffreddamento grazie al Circuito del Sistema Terziario (TSC).

Conclusioni

In quest’articolo abbiamo affrontato due tra i principali sistemi di sicurezza passivi dei reattori nucleari a fissione, basati entrambi sulla circolazione di un fluido. Tuttavia, la natura dei sistemi di sicurezza dipende dal design di un impianto nucleare e dal compito che quel componente sarà destinato ad assolvere. Il design di un reattore a fissione può essere dunque visto come un enorme puzzle, in cui tutte le tessere devono essere realizzate con un’estrema precisione al fine di potersi incastrare e garantire la sicurezza dell’impianto sia in condizioni normali che durante gli incidenti.

Se da un lato gli aspetti burocratici e la complessa modellazione possono essere visti come dispendiosi in termini di tempo, dall’altro favoriscono la costruzione di imponenti strutture con un ridotto livello di rischio e con una vita media molto estesa. Non a caso, sia per ragioni economiche che per i recenti progressi tecnologici in questo campo, la vita di una centrale a fissione si è estesa arrivando agli auspicati 60 anni di funzionamento per i reattori avanzati, e.g. i Reattori Modulari Compatti (gli Small Modular Reactors, SMRs) di cui vi parleremo nelle prossime settimane.

Matteo Agati & Gabriele Galasso

Abbiamo stimolato la tua curiosità? Puoi saperne di più consultando le nostre fonti:

• V. Gnielinski, ‘Heat Transfer Coefficients for Turbulent Flow in Concentric Annular Ducts’, Heat Transfer Engineering, vol. 30, no. 6, pp. 431–436, 2009, doi: 10.1080/01457630802528661.
• Bruce R. Munson et al., ‘Fundamentals of Fluid Mechanics’, 7^th ed. 2013.
• P. M. Gerhart, A. L. Gerhart, and J. I. Hochstein, Munson’s Fluid Mechanics, 8^th ed. 2017.
• F. Incropera et al., ‘Fundamentals of heat and mass transfer’, 6^th ed. 2006.
• M. Niazkar, ‘Revisiting the Estimation of Colebrook Friction Factor: A Comparison between Artificial Intelligence Models and C-W based Explicit Equations’, KSCE Journal of Civil Engineering, vol. 23, no. 10, pp. 4311–4326, 2019, doi: 10.1007/s12205-019-2217-1.
• N.E. Todreas, M. S. Kazimi, ‘Nuclear Systems Thermal Hydraulic Fundamentals’, Hemisphere Publishing Corporation, 1990.
• Wikimedia.org – U Tube Heat Exchanger example
• ansonindustry.com – Pressure Vessel : U Tube Heat Exchanger