I REATTORI A FISSIONE NUCLEARE - 3
Reattori Magnox
Il Magnox è stato il primo reattore nucleare di potenza elevata connesso ad una rete elettrica. Di concezione inglese, il primo esemplare è diventato critico ed è stato allacciato alla rete nel 1956, poi disconnesso definitivamente nel 2003.
Con riferimento alla figura, il funzionamento di questo tipo di reattore è il seguente: in un blocco di moderatore (grafite) M vengono introdotte le barre di combustibile C, sostanzialmente pastiglie di ossido di uranio parzialmente arricchito contenute in un involucro in fusione di magnesio. Nello stesso corpo sono alloggiate le barre di controllo D usate per modulare l'emissione di neutroni.
Attraverso il nucleo, costituito appunto da moderatore e barre, passa un flusso di gas (anidride carbonica), mosso dai circolatori V ; questo gas si riscalda e viene in seguito convogliato a contatto dei tubi della caldaia B, in cui circola acqua grazie alla pompa P ; l'acqua vaporizza e passa in una turbina a vapore T cui è connesso un generatore elettrico convenzionale G che produce elettricità. La turbina T è del tipo a condensazione; questa avviene nel condensatore K, che quindi restituisce acqua al sistema, in circuito chiuso. La parte calda del reattore è contenuta in uno schermo biologico S, in pratica un muro di calcestruzzo armato di forte spessore, rivestito internamente di acciaio. Gli ultimi Magnox sono stati installati negli anni '70, nella versione aggiornata AGCR (Advanced Gas Cooled Reactor), non molto diversa dalla configurazione base. Diversi reattori di questo tipo sono tuttora in funzione in varie parti del mondo; il reattore Magnox è consideratò però superato come in genere tutti i modelli moderati a grafite e raffreddati a gas.
↑Reattori BWR
BWR, come detto, definisce i reattori ad acqua bollente, in quanto acronimo di Boiling Water Reactor. Più sopra si è parlato dei reattori Borax-I,
Borax-II e Borax-III, dei quali la versione II è stata la prima a produrre
commercialmente energia elettrica negli Stati Uniti.
Il Borax, che era di fatto un reattore sperimentale, è stato smantellato
anni fa. Tuttavia la filiera BWR è col tempo divenuta la più
popolare, soprattutto per la relativa semplicità dell'impianto, rispetto
alla principale concorrente, la filiera PWR.
Con riferimento alla figura, il funzionamento di questo tipo di reattore è il seguente: le barre di combustibile C, anche qui in forma di pastiglie di ossido di uranio parzialmente arricchito, che però sono in contenitori di metalli speciali, sono immerse nel moderatore M, acqua, che funge anche da fluido diatermico.
Nella stessa acqua sono alloggiate le barre di controllo D usate per modulare l'emissione di neutroni. L'acqua è contenuta in un serbatoio V. L'acqua è fatta circolare da una pompa P, e a contatto del nucleo caldo vaporizza, così da riprodurre all'incirca la funzione del corpo cilindrico di una caldaia. Il vapore così generato, a pressione relativamente bassa, passa nella turbina T accoppiata ad un generatore G che produce elettricità da immettere in rete. Come in tutti gli altri reattori, le turbine sono del tipo a condensazione; esiste quindi un condensatore K dove il vapore viene condensato mediante acqua di raffreddamento, fornendo così l'acqua da riciclare. Lo schermo biologico non è mostrato in figura, ma è evidentemente esterno alla caldaia V.
I reattori BWR sono oggi i più comuni; in Italia il Piano Energetico Nazionale degli anni '80 prevedeva la scelta univoca della filiera BWR per le centrali da costruire, ed in effetti sia la centrale di Caorso che quelle mai terminate di Montalto di Castro e Trino Vercellese 2 erano di questo tipo, in particolare con tecnologia General Electric.
↑Reattori PWR
I reattori PWR sono stati realizzati dopo i BWR, soprattutto allo scopo di ridurre la quantità di acqua radioattiva in circolazione e, ancor di più, per evitare l'uso di vapore d'acqua contaminato. A tale scopo l'acqua di raffreddamento del nucleo, usata come al solito come moderatore, viene tenuta a pressioni alte, in modo da poter raggiungere temperature elevate senza cambiamento di stato. Questo, che è da una parte il vantaggio maggiore dei reattori PWR, ne è anche il limite : la temperatura critica dell'acqua è pari a 374.13 °C, e quindi il circuito primario può funzionare a temperature massime dell'ordine dei 300 °C; ciò limita nella pratica la produzione di vapore nel circuito secondario a pressioni dell'ordine dei 30-40 bar, riducendo quindi il rendimento elettrico dei reattori. D'altra parte, l'acqua a contatto del nucleo è a pressione più alta di quella di un reattore BWR, quindi è più incline a decomporsi in H+ e O- - con conseguenti problemi di corrosione.
Con riferimento alla figura, il funzionamento di un reattore PWR è
il seguente: le barre di combustibile C, anche qui
in forma di pastiglie di ossido di uranio parzialmente arricchito, sono immerse
nel moderatore M, acqua, che funge anche da fluido
diatermico. Nella stessa acqua sono alloggiate le barre di controllo D
usate per modulare l'emissione di neutroni. L'acqua è contenuta in
un serbatoio V. L'acqua è fatta circolare
da una pompa P1 e sottrae calore per contatto al
nucleo caldo. Il circuito, detto circuito primario è mantenuto ad una
pressione abbastanza elevata da poter raggiungere senza vaporizzazione temperature
atte a consentire lo scambio termico nel circuito secondario.
Il circuito secondario, non radioattivo, è costituito da una caldaia
B in cui viene fatta circolare acqua, anch'essa
non attiva. Lo scambio senza contatto tra l'acqua del primario e quella del
secondario genera vapore che, a pressione relativamente bassa, passa nella
turbina T accoppiata ad un generatore G
che produce elettricità da immettere in rete. La turbina è anche
qui del tipo a condensazione, quindi il vapore passa al condensatore K dove viene condensato, fornendo così l'acqua da riciclare mediante
la pompa P2.
Una variante allo schema classico PWR (Westinghouse) è il reattore
WWER, progettato nell'allora URSS, che ha uno schema analogo a quello della
figura; si differenzia per taglie più grandi (fino a 1500 MW elettrici
per singolo reattore) e pressioni di vapore maggiori (fino a 60 bar).
Malgrado la maggiore sicurezza intrinseca dei reattori PWR, l'unico incidente
grave avvenuto in reattori non gas-grafite, quello della centrale di Three Mile Island, ha avuto come protagonista un PWR, di tecnologia Babcock. L'incidente, comunque, non ha portato al rilascio di quantità significative
di materiale radioattivo.
In Italia è stata installata una sola centrale PWR, con tecnologia
Westinghouse, a Trino Vercellese; anche questa è stata smantellata
a seguito della decisione di ritirarsi dalla produzione elettrica per via
nucleare.