Il reattore ad acqua pressurizzata (acronimo PWR), chiamato anche reattore a pressione d'acqua o reattore ad acqua pressurizzata PWR in inglese, è il sistema di reattori nucleari più diffuso al mondo:gennaio 2021, due terzi dei 444 reattori nucleari in funzione nel mondo sono tecnologia PWR, così come navi nucleari e sottomarini .
Questo reattore è composto da tre circuiti, che gli consentono di utilizzare l'energia fornita dalla fissione degli atomi di uranio contenuti nel suo “nucleo nucleare”.
Nel circuito primario , i PWR utilizzano l' acqua come fluido termovettore e per fungere da moderatore , che li classifica nella famiglia dei reattori ad acqua leggera . Quest'acqua primaria - che refrigera il nocciolo del reattore - viene mantenuta ad alta pressione (circa 150 bar ) per rimanere in forma liquida.
L' acqua nel circuito secondario viene vaporizzata a livello dei generatori di vapore, cosa che non avviene nei reattori ad acqua bollente (BWR) dove è presente un solo circuito.
I 56 reattori di generazione francesi sono PWR. Si tratta di una tecnologia di origine americana sviluppata da Westinghouse , in Francia che fino al 1969 si è basata su un'altra tecnologia, l' UNGG . Quest'ultimo è stato abbandonato per motivi di redditività e sicurezza a seguito dell'inizio di un nucleo fuso nella centrale nucleare di Saint-Laurent .
Il combustibile nucleare di un PWR è ossido di uranio debolmente arricchito : la proporzione di isotopo fissile U-235 varia dal 3 al 5% a seconda del paese. Il combustibile si presenta sotto forma di circa 272 piccole palline (h = 1,35 cm ) impilate e trattenute in guaine di zirconio chiamate bacchette (h = 3,75 m ), pressurizzate con elio. 264 barre di combustibile sono disposte sotto forma di assiemi la cui resistenza meccanica è assicurata da griglie. A seconda dei modelli PWR, nel recipiente del reattore vengono caricati tra 120 e 250 gruppi .
Nel circuito primario l'acqua (detta leggera , in contrapposizione all'acqua pesante D 2 O) in pressione è responsabile del recupero del calore prodotto dal cuore: è questo fluido termovettore che circola all'interno dei complessi tra le aste dove avviene la reazione a catena. I prodotti della reazione nucleare ( prodotti di fissione e transuranici ) vengono confinati con l'ossido di uranio all'interno della guaina dei bastoncelli per impedirne la disseminazione e la contaminazione del circuito primario.
L'acqua del circuito primario funge anche da moderatore: ha la capacità di rallentare o termalizzare i neutroni per fissione .
Come ogni tipo di reattore termico (nucleare oa fiamma), un PWR è raffreddato da un grande flusso di acqua fredda pompata da un fiume o dal mare che costituisce la sorgente fredda del ciclo termodinamico. La maggior parte dei reattori raffreddati ad acqua di fiume sono dotati di una torre di refrigerazione destinata a rimuovere il calore dal circuito di refrigerazione terziario dei condensatori delle turbine.
Il reattore ad acqua pressurizzata (PWR) è una tecnologia nata negli Stati Uniti, utilizzata per la prima volta per la propulsione dei sottomarini . Le prime centrali nucleari che utilizzano questo tipo di reattore sono state progettate negli Stati Uniti da Westinghouse .
I primi impianti PWR in Europa furono costruiti su licenza Westinghouse dai francesi e dai tedeschi occidentali, prima che il loro design diventasse progressivamente francese.
L'ultima evoluzione dei PWR europei è l'EPR, o reattore pressurizzato europeo . Quello di Westinghouse è il reattore AP1000 .
I russi, da parte loro, hanno progettato una variante del reattore di potenza del refrigerante che modera l'acqua noto come reattore VVER .
Nel gennaio 2021, il numero di reattori PWR in funzione nel mondo ammonta a 302, ovvero due terzi dei 444 reattori di tutte le tecnologie; la loro capacità installata ha raggiunto i 287 GW , ovvero il 72,8% del totale mondiale, compresi i 56 reattori in Francia.
In un reattore ad acqua pressurizzata, controllo di reazione è assicurata, nel breve termine, inserendo o estraendo barre di controllo nei complessi di combustibile, ed a medio termine variando il boro concentrazione in acqua del circuito primario .
I parametri di funzionamento tipici dell'acqua del circuito primario riportati nel caso della serie N4 da 1.450 MWe , il più recente dei reattori francesi, sono i seguenti:
All'uscita dei generatori di vapore, il vapore acqueo secondario ha le seguenti caratteristiche medie:
Il vapore acqueo ad alta pressione viene espanso nel corpo ad alta pressione (HP) della turbina, quindi surriscaldato prima di continuare ad espandersi nei corpi a bassa pressione (LP). La turbina aziona un alternatore che produce elettricità .
L'efficienza complessiva della conversione del calore in elettricità è di circa il 35,1% nel caso del cuscinetto N4 e del 33% nel caso dei modelli precedenti.
All'uscita della turbina, il vapore acqueo passa attraverso un condensatore per ritornare allo stato liquido, quindi per estrarre dall'acqua alcuni gas incondensabili (come l' ossigeno ). Quest'acqua viene poi riscaldata prima di tornare ai generatori di vapore.
Nella maggior parte delle centrali idroelettriche fluviali o fluviali, il calore dell'acqua del circuito secondario viene ceduto ad un circuito terziario, costituito principalmente da una torre frigorifera , in cui l'acqua viene distribuita in goccioline fini, il che permette di da un lato un buon scambio tra acqua e aria e quindi porta l'acqua ad una temperatura prossima a quella dell'aria ambiente (vedi temperatura umida ) e dall'altro satura il flusso dell'acqua di vapore acqueo aria che scorre dal basso verso l'alto in la Torre. Una parte del flusso d'acqua evapora nella torre, (da 500 a 1000 L/s circa a seconda delle condizioni climatiche del momento, cioè un flusso di massa di un ordine paragonabile al flusso di vapore prodotto dai generatori di vapore della centralina) il resto cade sotto forma di pioggia nella vasca posta al di sotto della torre dove viene pompato e ritorna a raffreddare il condensatore. L'acqua evaporata viene sostituita da acqua proveniente dal fiume o dal fiume. L'acqua terziaria utilizzata per raffreddare i condensatori delle turbine della centrale viene pompata a monte della torre di raffreddamento nel fiume o nel fiume.
Alcuni reattori vengono raffreddati prelevando acqua e scaricandola direttamente in un fiume o in un fiume , cosa che fa aumentare notevolmente la temperatura di questi fiumi, cosa che nei periodi caldi e/o di bassa portata di questi fiumi può portare l'operatore ad abbassare il proprio livello di potenza, oppure anche per fermarli.
Manca anche il raffreddamento ad aria per i reattori raffreddati ad acqua di mare che aumenta la temperatura almeno localmente alla reiezione di 10 °C circa.
Nel caso del reattore ad acqua pressurizzata, la corretta scelta delle condizioni di esercizio (temperatura del moderatore e del combustibile) e della geometria della rete nel nocciolo (disegno dettagliato del combustibile e dei canali del moderatore) può portare ad auto- funzionamento reattore stabile.
Esempio: essendo il reattore inizialmente in funzionamento stabile al 100% di potenza, una riduzione al 50% della potenza richiesta dalla turbina avviene abbastanza velocemente (pochi minuti). Ne consegue una diminuzione del flusso di vapore secondario che provoca un aumento della temperatura di uscita primaria dei generatori di vapore che provoca un aumento della temperatura dell'acqua nel nocciolo. La diminuzione della reattività causata dall'aumento della temperatura del moderatore porta ad una diminuzione della potenza del reattore. Il flusso primario rimane costante. Dopo pochi minuti si ottiene un nuovo stato stabile:
Esempio di transitorio di potenza autoregolato
|
con:
Tvap = temperatura vapore
h = costante
W = potenza
quindi h = 4,444% / °C
° C
In questo esempio, la riduzione di potenza dal 100% al 50% è ottenuta al costo di un aumento della temperatura media primaria di 11,7°C mediante autoregolazione del reattore senza alcuna manovra degli assorbenti di controllo della reattività o del cambio di primario flusso. La temperatura di uscita del cuore è pressoché invariata. La pressione del vapore viene aumentata di circa 28 bar. L'espansione dell'acqua primaria fa sì che l'acqua entri nel pressurizzatore.
In pratica un'azione sulle barre di comando permette di rispettare più precisamente il programma di temperatura primaria (generalmente leggermente crescente con la potenza) che evita un aumento eccessivo della pressione del vapore secondario, limita l'ingresso di acqua al pressurizzatore e il riscaldamento della temperatura di ingresso del serbatoio, ma è ipotizzabile che, poiché la risposta naturale del solo reattore consente di regolare la potenza, l'azione degli operatori o degli automatismi sia in tal modo facilitata.
L'unico fissile materiale è considerato uguale a 235 U. I numeri riportati sono ordini di grandezza. 100 fissioni di uranio 235 rilasciano in media 250 neutroni , che danno luogo alle seguenti reazioni:
In ogni momento la reazione a catena deve essere tenuta sotto controllo per controllare la potenza del reattore. La potenza termica del reattore è prodotta principalmente dalla fissione degli atomi di combustibile fissile (circa il 90%). L'altra parte è rilasciata da prodotti di fissione radioattivi (meno del 10%), che emettono calore e radiazioni quando tornano a uno stato stabile.
Il tempo di decomposizione dei prodotti di fissione non può essere modificato. La potenza del reattore viene quindi modificata aumentando o diminuendo il numero di neutroni che partecipano alla reazione a catena. Per fare questo usiamo due fenomeni fisici: moderazione e cattura.
La cattura può essere effettuata aggiungendo acido borico all'acqua del circuito primario. Catturando i neutroni risultanti dai decadimenti, si impedisce loro di sostenere la reazione a catena ( veleno di neutroni ). Le barre di controllo, anch'esse assorbitrici di neutroni, possono essere inserite o rimosse nel reattore per catturare più o meno neutroni. Un arresto automatico del reattore è causato dalla caduta di queste barre di controllo.
L'aggiunta di acido borico al circuito primario è relativamente lenta (15 minuti) e serve a compensare fenomeni lenti, come l'avvelenamento da Xenon/Samario o l'usura del carburante. Le barre di controllo (o cluster) vengono utilizzate per regolare la potenza del cuore durante i transitori più veloci. L'inserimento dei cluster ha l'effetto negativo di provocare una significativa deformazione del flusso (distribuzione della potenza del reattore in funzione dell'altezza).
Perché la reazione a catena avvenga in un reattore PWR, è necessario termalizzare i neutroni rallentandoli. Il potere moderatore dell'acqua dipende dalla sua temperatura. Quindi, entro un certo limite, la potenza può essere modificata modificando la temperatura.
Pompe e circuiti primariPompe primarie sono Hélico-centrifuga molto alta potenza pompe (circa 7 MWe a pompa) Elaborazione di una testa di circa 100 m al flusso nominale (circa 24.000 m 3 / h ). 24.500 m 3 / h e 106 m di testa manometrica nel caso di cuscinetto N4. Queste sono pompe "imbottite", poiché la potenza del motore è troppo alta per tollerare un rotore bagnato, un design completamente sigillato. Le pompe primarie sono generalmente a singola velocità (la rotazione dipende dalla frequenza di rete nel caso di motore sincrono ). Questa elevata potenza viene comunque utilizzata per riscaldare il circuito primario dall'arresto a freddo fino al raggiungimento delle condizioni di divergenza prescritte. Le pompe primarie principali sono dotate di un volano destinato a moderare la diminuzione di portata in caso di mancanza di alimentazione elettrica alla pompa, dando così il tempo necessario alla caduta degli assorbenti per interrompere la reazione a catena. In caso di arresto totale delle pompe primarie, la circolazione dell'acqua è assicurata dalla differenza di temperatura (e quindi densità) tra il ramo caldo, riscaldato dal nocciolo, e il ramo freddo, raffreddato dai generatori di vapore. Questo funzionamento a termosifone garantisce il raffreddamento del nucleo in caso di guasto di tutte le pompe primarie.
I circuiti primari sono tubi di grande diametro (quasi 0,75 m ) e uno spessore di circa 7 cm che non mostra molta flessibilità; il design degli elementi di fissaggio dei generatori di vapore e delle pompe primarie tollera l'espansione delle anse.
Generatori di vaporeI generatori di vapore sono il più delle volte evaporatori con tubi ad U verticali e ricircolo che producono vapore saturo secco grazie ad uno stadio di separazione essiccante nella parte superiore. Tuttavia, i generatori di vapore tipo Babcok sono a tubi diritti ea singolo passaggio e i generatori delle centrali elettriche russe VVER hanno un asse orizzontale, disposizione favorevole dal punto di vista della resistenza sismica.
pressurizzatoreIl pressurizzatore costituisce il vaso di espansione del circuito primario, che compensa l'espansione dell'acqua dovuta alla sua dilatazione termica , e garantisce il controllo della pressione di 155 bar nel circuito primario. La temperatura dell'acqua nel pressurizzatore viene mantenuta a 345,80 °C grazie ad una serie di resistenze elettriche poste nella parte inferiore (come normali scaldabagni). È collegato a un circuito caldo del circuito primario. Trasporta anche le valvole di sicurezza del circuito primario.
Un PWR è dotato di numerosi circuiti destinati a svolgere diverse funzioni ausiliarie della funzione principale di estrazione del calore dal nocciolo e di trasferimento ai generatori di vapore. Questi circuiti sono designati da gruppi di tre lettere. Sono presentati per categorie di seguito.
Circuiti frigoriferiCircuito di controllo volumetrico e chimico (RCV); questo circuito assicura in particolare:
Diversi livelli e modalità di ridondanza sono stati applicati nel tempo ai circuiti e alle altre funzioni ausiliarie, sapendo che nei PWR in esercizio in Francia il numero di code di sicurezza è a priori uguale al numero di loop (le linee di sicurezza infatti rifluiscono in il freddo si dirama a valle delle pompe primarie, quindi, salvo disposizioni particolari, vi sono tante linee di iniezione di sicurezza quanti sono i loop, ma ad esempio possono esserci due pompe di iniezione in parallelo per la stessa funzione su singola linea).
In tutta la sua generalità, il problema degli esuberi è quindi complicato. Per illustrare la domanda a titolo esemplificativo: in certi casi le 4 linee di iniezione di alcuni progetti non sono dimensionate per garantire il 100% della funzione e si parla ad esempio di una ridondanza a 4 volte 50% da confrontare con un'organizzazione a 3 volte 100%.
Emerge quindi dapprima un disegno complessivo basato su:
Durante il funzionamento, il reattore ad acqua pressurizzata può trovarsi in una delle seguenti situazioni:
Le caratteristiche comparative dei quattro tipi di reattori operati in Francia sono riportate nella tabella seguente.
Sezione | Indicatore | Unità | 900 MWe | 1.300 MWe | 1.450 MWe | EPR |
---|---|---|---|---|---|---|
Potere | Potenza elettrica netta | MW | 915 | 1320 | 1.450 | 1.600 |
Potenza elettrica lorda | MW | 965 | 1370 | 1.530 | 1.700 | |
Potenza termica nominale | MWt | 2,785 | 3.817 | 4.250 | 4.324 | |
dare la precedenza | % | da 31,6 a 33,1 | 34,1 a 35 | da 35,7 a 35,9 | 37 | |
Velocità di rotazione del gruppo turboalternatore | giri/min | 1.500 | 1.500 | 1.500 | 1.500 | |
Recinto di contenimento | genere | semplice | Doppio | Doppio | Doppio | |
Involucro interno: cemento precompresso | Calcestruzzo precompresso | Calcestruzzo precompresso | Calcestruzzo precompresso | Calcestruzzo precompresso | ||
Pelle sigillante | con | senza | senza | con | ||
Diametro interno | m | 37 | 47,8 | 43,8 | 48 | |
Altezza interna al centro | m | 55.88 | 55.56 | 57.48 | 48 | |
spessore del muro | m | 0.9 | 1.2 | 1.2 | 1.3 | |
Volume interno lordo totale | m 3 | 58.000 | 83.700 | 86.000 | 90.000 | |
Involucro esterno: cemento armato | Cemento armato | Cemento armato | Cemento armato | |||
spessore del muro | m | 0,55 | 0,55 | 1.3 | ||
Circuito primario | Pressione lavorativa | MPa | 15,5 | 15,5 | 15,5 | 15,5 |
Temperatura dell'acqua all'ingresso del serbatoio | ° C | 286 | 292.8 | 292.2 | 295.6 | |
Temperatura dell'acqua all'uscita del serbatoio | ° C | 323.2 | 328.7 | 329.6 | 330.2 | |
Numero di loop | 3 | 4 | 4 | 4 | ||
Volume circuito primario (con pressurizzatore) | m 3 | 271 | 399 | 406 | 460 | |
Carro armato | Diametro interno | mm | 4,003 | 4 394 | 4,486 | 4 885 |
Altezza totale | m | 13.2 | 13.6 | 13.645 | 13.105 | |
Spessore della parete a livello del cuore | mm | 200 | 220 | 225 | 250 | |
Materiale acciaio | 16MND5 | 16MND5 | 16MND5 | 16MND5 | ||
Massa totale a vuoto | t | 332 | 435 | 462 | 520 | |
Generatore di vapore | Numero | 3 | 4 | 4 | 4 | |
Pressione del vapore all'uscita a pieno carico | barra abs | 58 | 64,8 | 72.8 | 77.4 | |
Temperatura di uscita GV | ° C | 273 | 281 | 288 | 293 | |
Flusso di vapore per randa | t / h | 1,820 | 1.909 | 2 164 | 2 197 | |
Superficie di scambio | m 2 | 4 746 | 6.940 | 7.308 | 7 960 | |
Altezza totale | m | 20.6 | 22.3 | 21.9 | 24.2 | |
Massa totale (senza acqua) | t | 302 | 438 | 421 | ||
Cuore | Combustibile: UO 2 pellet cilindrici | |||||
Altezza attiva delle matite | mm | 3.660 | 4.270 | 4.270 | 4.200 | |
Diametro del pellet | mm | 8.2 | 8.2 | 8.2 | 8.2 | |
Diametro esterno delle aste | mm | 9,5 | 9,5 | 9,5 | 9,5 | |
Materiali per guaine di matite | Zircaloy | Zircaloy | Zircaloy | M5 | ||
Numero di matite per assemblaggio | 264 | 264 | 264 | 265 | ||
Numero di gruppi carburante nel nucleo | 157 | 193 | 205 | 241 | ||
Potenza lineare media alla potenza nominale | W/cm | 178 | 170.5 | 179.6 | 155 | |
Controllo della reattività | Numero di cluster di controllo | 57 | 65 | 73 | 89 | |
Materiale assorbente | Ag.In.Cd | Cluster ibridi Ag.In.Cd e B4C | ||||
Pompa primaria | Portata nominale per pompa | m 3 / h | 21.250 | 23.325 | 24.500 | 27 195 |
Potere del compagno caldo | kW | 5.400 | 5.910 | 6.600 | 8.000 | |
Altezza manometrica totale | m | 90,7 | 96,6 | da 106 a 190.2 | 98,1 |
Una centrale nucleare dotata di PWR è organizzata attorno a diversi edifici, i principali dei quali sono descritti di seguito.
L'involucro, costituito da una doppia parete in calcestruzzo per i reattori da 1300 e 1450 MWe, e da un'unica parete in calcestruzzo rivestita sulla sua superficie interna da una pelle metallica per i reattori da 900 MWe, contribuisce al contenimento dei materiali radioattivi. Come tale, è comunemente indicata come la terza barriera di contenimento ; il mantello combustibile (zircaloy) e l'involucro del circuito primario (acciaio) costituenti rispettivamente la prima e la seconda barriera.
Attaccato all'edificio del reattore, l'edificio del combustibile serve principalmente come camera di equilibrio di accesso per il combustibile.
La parte principale di questo edificio è la piscina di disattivazione . In quest'ultimo, il combustibile esaurito viene stoccato prima del suo smaltimento. Una regola è lasciare sempre, qualunque cosa accada, spazio sufficiente in questa vasca per immagazzinare tutto il combustibile contenuto nel nocciolo (in caso di incidente o incidente).
L'acqua della piscina contiene 2.500 ppm di acido borico , per continuare a neutralizzare i neutroni emessi dai nuclei degli elementi fissili, ma che sono troppo pochi per sostenere la fissione nucleare. Inoltre, ogni elemento di combustibile è posto in una cella e la distanza tra loro impedisce di ottenere una massa critica. La reazione a catena non può quindi ripartire in una piscina.
Sempre attaccato all'edificio reattore e all'edificio combustibile, il BAN contiene tutti i circuiti utili al funzionamento del reattore (chimica dell'acqua trattata, ecc.) o al trattamento dei vari effluenti, suscettibili di contenere prodotti radioattivi. Questo edificio è quindi una zona controllata dal punto di vista della radioattività (sigillatura dinamica, ventilazione filtrata, ecc .).
Questo edificio contiene anche sistemi di backup utilizzati in caso di incidente o incidente (per unità da 900 MW ).
Per centrali elettriche da 900 MWe , questo edificio è condiviso da due unità.
Questo edificio contiene tutte le apparecchiature elettriche necessarie per il corretto funzionamento di un'unità e delle sue apparecchiature di backup.
Questo edificio ospita anche la sala di controllo principale e un pannello di fallback, che consente di spegnere l'unità in sicurezza se la sala di controllo non è disponibile.
Per centrali elettriche da 900 MWe , questo edificio è condiviso da due unità. Per gli stadi P4, P'4 (1300 MWe ) e N4 (1450 MWe ), c'è un edificio per sezione.
La sala macchine contiene l'intero circuito secondario dell'unità (la turbina, il condensatore, i riscaldatori, le pompe, ecc. ), nonché i suoi ausiliari (lubrificazione della turbina, ecc .).
Per gli impianti da 900 MWe di sbarco CP0 e CP1, la sala macchine è condivisa da due tranche; la sala macchine è invece separata per le centrali nucleari CP2 (caso Chinon , Cruas e Saint-Laurent ).
Questo edificio esiste solo per gli stadi da 1.300 MWe (P4 e P'4) e 1.450 MWe (N4). Qui sono ubicati i circuiti di riserva utilizzati in caso di incidente (RIS, EAS e ASG). Questo edificio è posizionato sotto il BL. Include parti in un'area controllata e parti al di fuori di un'area controllata
In un reattore ad acqua pressurizzata molti impianti e apparecchiature (soprattutto quelli importanti per la sicurezza) sono ridondanti, soprattutto quelli legati ai circuiti primario e secondario, al fine di ridurre il rischio di guasto.
Il 28 marzo 1979In occasione dell'incidente nucleare di Three Mile Island (USA), una serie di incidenti provocò la fusione della parte del cuore del reattore n ° 2, con conseguente rilascio nell'ambiente di una piccola quantità di radioattività. L'incidente è stato classificato al livello 5 della scala INES .
Grave incidente Davis-BesseNel marzo 2002, il gestore della centrale nucleare di Davis-Besse (Stati Uniti) ha scoperto, durante un controllo effettuato durante una fermata del reattore, che l'acido borico presente nel circuito primario del reattore aveva disciolto localmente la quasi totalità dello spessore di gli attraversamenti del coperchio del serbatoio. Una breccia potrebbe aver allagato l'involucro del reattore con acqua radioattiva, danneggiato l'attrezzatura e possibilmente causato danni al combustibile ( fusione parziale ) attraverso la perdita di refrigerazione. Questo incidente è stato classificato come il 5 ° più pericoloso dalla NRC, che lo ha anche classificato al livello 3 della scala INES. Dopo riparazioni e aggiornamenti costati 600 milioni di dollari, il reattore è stato riavviato nel 2004. FirstEnergy ha multato NRC 5 milioni di dollari nel 2005. La società è stata inoltre condannata a pagare una seconda multa di 28 milioni di dollari dal Dipartimento di Giustizia degli Stati Uniti .