INTRODUZIONE
La popolazione mondiale è in netta espansione ed è prevista una sua crescita da sei a dieci bilioni di persone entro l’anno 2050. Un tale incremento porterà ad un inevitabile aumento di richiesta d’energia entro il 2030, si è stimato che l’aumento di domanda d’energia elettrica sarà del 50% rispetto all’attuale fabbisogno, e circa il doppio entro il 2050. Il soddisfacimento di una tale richieda energetica attraverso gli attuali sistemi di produzione di energia continuerà ad avere un impatto non positivo sull’ambiente e potenziali cambiamenti a lungo termine sull’equilibrio climatico mondiale. Per garantire un maggior rispetto del mondo in cui viviamo ed una maggior considerazione della salute di noi stessi, è inevitabile la scelta di puntare verso quelle fonti energetiche cosiddette pulite, sicure ed economicamente competitive. Tra queste possibili fonti energetiche spicca su tutte l’energia nucleare.
Ad oggi più di 400 centrali nucleari stanno continuando a funzionare in tutto il mondo, ricoprendo il 16% del fabbisogno energetico mondiale. Questi impianti soddisfano i requisiti di sicurezza e affidabilità a differenza di quelli impieganti fonti energetiche tradizionali. Al contrario degli impianti a combustibili fossili, le centrali nucleari non producono biossidi di carbonio, solfuri e ossidi di azoto; ciò ha reso possibile una riduzione significativa dell’impatto ambientale dell’attuale produzione di energia elettrica. Per garantire l’impiego e la competitività dell’energia nucleare anche in un prossimo futuro con requisiti sempre più stringenti da soddisfare, dovranno essere sviluppati nuovi sistemi in grado di garantire oltre la produzione di energia elettrica, anche la copertura di altre possibili esigenze (produzione di idrogeno, desalinizzazione delle acque, ecc.).
Molti paesi, industrializzati e in via di sviluppo, sono convinti che un più diffuso impiego dell’energia nucleare possa venir incontro ad una domanda sempre più crescente di energia sicura e economicamente vantaggiosa con la peculiare caratteristica di fornitura a lungo termine e assenza di impatto ambientale.
Per un diffuso impiego dell’energia nucleare nel prossimo futuro, si rende necessario pertanto lo sviluppo a breve termine di impianti nucleari di nuova concezione e una campagna di ricerca e sviluppo su sistemi innovativi di nuova generazione, meglio conosciuti come Generation IV. I sistemi nucleari della “Quarta Generazione” comprendano oltre i reattori di potenza anche i sistemi di conversione tra le varie forme di energia e tutti gli impianti necessari per l’intero ciclo del combustibile, dall’estrazione del minerale allo stoccaggio finale dei rifiuti.
Otto sono gli obiettivi che devono essere soddisfatti dagli impianti e dai sistemi di nuova generazione per venire incontro a quattro principali requisiti: Sustainability, Economics, Safety and Reliability, Proliferation Resistance and Physical Protection.
Il primo requisito viene incontro al crescente desiderio della collettività di una produzione di energia in accordo con uno sviluppo sostenibile,
nel rispetto dell’ambiente e delle sue innumerevoli risorse. Ciò potrà essere perseguito con un’attenta gestione ed utilizzo del combustibile e una migliore gestione dei rifiuti generati.
Il secondo requisito focalizza l’attenzione sulla competitività economica che deve essere raggiunta con gli impianti di nuova concezione per sostenere un loro immediato sviluppo nel mercato energetico mondiale. Ad oggi, sia il costo capitale sia il lungo periodo di costruzione di un impianto nucleare sono le principali barriere finanziarie contro un diffuso utilizzo dell’energia nucleare. Lo studio di sistemi innovativi dovrà essere focalizzato sulla ricerca di un ciclo del combustibile più competitivo, sulla riduzione dei costi di produzione e rendere il
rischio finanziario confrontabile con i sistemi di sfruttamento delle fonti di energia non nucleare.
Il terzo requisito punta su maggiori caratteristiche di sicurezza e affidabilità attiva e passiva per gli impianti di nuova generazione. Questi requisiti devono preservare i margini di sicurezza, prevenire le situazioni incidentali, mitigare le conseguenze e allo stesso tempo garantire un alto livello di affidabilità e funzionamento delle apparecchiature. Gli attuali impianti in esercizio hanno già significativamente migliorato il loro livello di sicurezza e, allo stesso tempo, opportune modifiche ai progetti originari sono state apportate nell’ottica di una maggiore semplicità di costruzione, funzionalità, manutenzione e trasparenza agli occhi dell’opinione pubblica. Concetti base nella progettazione nucleare come “defense-in-depth” e “as low as reasonably achievable” per ridurre il rischio indebito ai lavoratori professionalmente esposti e alla popolazione e per proteggere l’ambiente sono stati da sempre adottati negli anni passati per alzare il livello di sicurezza e guadagnare il consenso della collettività. Gli impianti nucleari di nuova generazione dovranno perseguire questa tendenza con lo scopo di eliminare del tutto la necessità di un piano di evacuazione di emergenza per la popolazione.
Il quarto e ultimo requisito richiede che tutti i sistemi per l’impiego pacifico dell’energia nucleare siano soggetti a sorveglianza per prevenire la proliferazione di armamenti nucleari. Visto l’attuale scenario mondiale, quest’obiettivo diventa il più importante da realizzarsi attraverso un continuo monitoraggio di ogni singola fase del ciclo del combustibile in cui possa essere prodotto del materiale fissile. Gli impianti di nuova concezione dovranno garantire anche una maggiore
protezione fisica contro eventuali attacchi terroristici o azioni di sabotaggio attraverso la predisposizione di opportune barriere di contenimento.
Mentre una Generation IV roadmap, stipulata nell’ottobre del 2002, definisce gli obiettivi e le ricerche necessarie per impianti innovativi con lo scopo di renderli esecutivi a partire dal 2030, quando oramai molti degli attuali impianti di potenza in esercizio saranno messi definitivamente fuori servizio, notevoli sforzi sono attualmente messi in atto per una diffusione a breve termine degli impianti nucleari cosiddetti evoluti (Generation III+). All’interno dell’ International Near- Term Deployment (INTD) fanno parte tutti quei progetti che non riescono a concretizzarsi entro il 2010 ma che vedono una loro possibile diffusione a partire dal 2015. Questi progetti dovranno altresì mostrare delle caratteristiche di funzionalità uguali se non migliori a quelli degli impianti avanzati ad acqua leggera della Terza Generazione. Di seguito è riportata la lista dei sedici possibili progetti realizzabili a breve termine:
Advanced Boiling Water Reactors
• ABWR II (Advanced Boiling Water Reactor II)
• ESBWR (European Simplified Boiling Water Reactor)
• HC-BWR (High Conversion Boiling Water Reactor)
• SWR-1000 (Siedewasser Reactor-1000) Advanced Pressure Tube Reactor
• ACR-700 (Advanced CANDU Reactor 700) Advanced Pressurized Water Reactors
• AP600 (Advanced Pressurized Water Reactor 600)
• AP1000 (Advanced Pressurized Water Reactor 1000)
• APR1400 (Advanced Power Reactor 1400)
• APWR+ (Advanced Pressurized Water Reactor Plus)
• EPR (European Pressurized Water Reactor) Integral Primary System Reactors
• CAREM (Central Argentina de Elementos Modulares)
• IMR (International Modular Reactor)
• IRIS (International Reactor Innovative and Secure)
• SMART (System-Integrated Modular High Temperature Reactor)
Modular High Temperature Gas-Cooled Reactors
• GT-MHR (Gas Turbine-Modular High Temperature Reactor)
• PBMR (Pebble Bed Modular Reactor)
Un esempio di reattore nato nell’ambito delle iniziative della Generation IV è IRIS (International Reactor Innovative and Secure), attualmente in fase di pre-licensing. IRIS è un reattore evoluto nato all’interno del NERI project come Secure Transportable Autonomous Light Water Reactor (STAR-LW) con l’obiettivo di soddisfare i requisiti dei reattori della Quarta Generazione. Grazie allo sforzo di un consorzio internazionale che include università, laboratori di ricerca e industrie di ben nove nazionalità diverse coordinato dalla Westinghouse, il progetto IRIS si è evoluto al di fuori dell’orizzonte del lungo termine (non prima del 2030) diventando uno tra i reattori avanzati che possono essere tenuti in considerazione per un’eventuale diffusione commerciale nel prossimo decennio. La stessa Università di Pisa è entrata a far parte di questo consorzio offrendo un notevole contributo sia allo sviluppo neutronico del nocciolo, sia all’analisi termo-idraulica di sicurezza dell’intero reattore, sia all’analisi strutturale dei generatori di vapore.
IRIS è un reattore pressurizzato ad acqua leggera di media potenza (1000 MWt). E’ un progetto innovativo pur non richiedendo lo sviluppo di nuove tecnologie, giacché si fonda sulla tecnologia ben provata dei LWR e sui sistemi avanzati di sicurezza passiva progettati per l’AP600 e l’AP1000. Questo reattore presenta una configurazione di tipo integrale, il reactor vessel (RV) alloggia al suo interno non solo il combustibile nucleare e le barre di controllo ma anche tutti i principali componenti del sistema di refrigerazione primaria (pressurizzatore, otto pompe “spool- type”, otto generatori di vapore modulari, i meccanismi di attuazione delle barre di controllo).
Questa configurazione permette di precludere, già in fase di progetto (“safety by design”), l’insorgere di alcune situazioni incidentali da perdita di refrigerante (Large LOCA), e allo stesso tempo consente una riduzione delle dimensioni del sistema di contenimento con benefici dal punto di vista economico. Una peculiarità di questo reattore di nuova concezione è la prolungata vita del nocciolo concepita per minimizzare il numero dei periodi di ricarica del combustibile (non prima dei 48 mesi) con la conseguente riduzione del rischio di proliferazione e della quantità dei rifiuti radioattivi. Questa caratteristica è perseguita con un accurato progetto della composizione del combustibile, considerando la possibilità di impiegare arricchimenti di uranio relativamente alti ed opportuni veleni bruciabili per controllare l’eccesso di reattività ad inizio vita.
Nel presente lavoro di tesi sono state analizzate le problematiche strutturali inerenti i generatori di vapore del reattore IRIS (Capitolo 1). Come sopra menzionato, il pressure vessel contiene al suo interno otto moduli di generatore di vapore tipo once-through con fascio tubiero elicoidale. Il progetto a tubi elicoidali consente l’assorbimento delle deformazioni di origine termica senza eccessive tensioni meccaniche e presenta una maggiore resistenza alle vibrazioni indotte dal flusso refrigerante. Lo sviluppo e il progetto di questi generatori di vapore è affidato ad un gruppo formato da Ansaldo Energia, Ansaldo-Camozzi, Università di Pisa e Politecnico di Milano.
La prerogativa di questi generatori è l’avere il fluido primario esterno ai tubi mentre l’acqua di alimento secondaria e il vapore si trovano internamente al fascio tubiero al contrario dei generatori di vapore tradizionali. Questa fondamentale caratteristica di progetto dei generatori del reattore IRIS fa in modo che tutti i componenti sensibili (tubi, collettori, bocchelli di collegamento con la parete del vessel) siano compressi invece che essere in trazione per la più elevata pressione dell’acqua primaria che agisce sulle superfici esterne. Nel caso dei tubi, il requisito di stabilità per evitare il loro collasso plastico implica l’adozione di uno spessore che è almeno due volte e più quello necessario a resistere alle sollecitazioni di compressione generate dalla sola piena pressione esterna. Seguendo l’approccio indicato dalla normativa ASME per tubi soggetti a pressione esterna, è stato pertanto individuato uno spessore di progetto pari a 2.11 mm.
Una piccola variazione nelle dimensioni del tubo può portare ad una migliore funzionalità dell’intero generatore di vapore dal momento che una riduzione dello spessore del tubo potrebbe significare una sensibile diminuzione dell’altezza del generatore e quindi del reattore stesso con effetti non trascurabili sul costo dell’intero impianto. Una minore lunghezza dei tubi consente anche una migliore manutenzione e ispezione dei generatori, più basse perdite di carico e un maggior risparmio di materiale.
I generatori di vapore di IRIS presentano delle soluzioni progettuali assai differenti da quelle dei convenzionali generatori di vapore tali da non rendere applicabile l’attuale esperienza acquisita sui meccanismi di degradazione di un fascio tubiero (Capitolo 2), per cui necessitano di una opportuna campagna sperimentale e un’accurata verifica attraverso modelli numerici per qualificare il loro futuro impiego in un reattore commerciale.
Con lo scopo di collocare l’idea concettuale innovativa dei generatori di vapore di IRIS in un opportuno contesto nei confronti della loro resistenza ai vari meccanismi di degrado, sono state analizzate le possibili propagazioni di diverse tipologie di fessure mediante una modellizzazione agli elementi finiti (codice strutturale MSC.Marc). La convalida dei risultati numerici così ottenuti è stata condotta attraverso i modelli di calcolo teorici di Meccanica della Frattura lineare elastica ed elasto-plastica (Capitolo 3). Le analisi sono state dapprima condotte nelle condizioni stazionarie di esercizio, quelle di normale funzionamento dell’impianto, con una fessura di riferimento dislocata lontano dall’attacco del tubo ai collettori e successivamente posizionata in prossimità della giunzione saldata con la piastra tubiera. E’ stata valutata anche l’influenza sui problemi di fessurazione di eventuali imperfezioni di fabbricazione del tubo come gli effetti di ovalizzazione e l’influenza di una diminuzione di spessore in previsione di una futura riduzione delle dimensioni (Capitolo 4).
Per valutare la completa integrità strutturale dei tubi anche in situazioni non stazionarie, vari ipotetici scenari incidentali sono stati presi in considerazione, dalla perdita di una linea di alimento alla perdita del carico elettrico esterno con trip di turbina, dal grippaggio di una pompa di
In conclusione al lavoro di tesi si è impostato un calcolo sismico sul RPV per arrivare ad una stima del carico indotto da un terremoto di sicuro spegnimento (SSE) sul fascio tubiero, prendendo in considerazione due possibili configurazioni di ancoraggio del recipiente in pressione (Capitolo 6). L’analisi sismica, condotta con l’approccio dello spettro di risposta, permette anche una valutazione delle sollecitazioni indotte nei punti di attacco del generatore di vapore alla parete del recipiente in pressione per un futuro dimensionamento dei possibili meccanismi di supporto.
