IL CICLO DEL COMBUSTIBILE NEI REATTORI NUCLEARI ++++> Comitato Nazionale Energia Nucleare

IL CICLO DEL COMBUSTIBILE NEI REATTORI NUCLEARI

ASPI-ITI lOSOAMUXTALl THCN()Li)GI!-: li PR(ìCIiSSI

VALLTAXIOSI TUCMCO-liCONOMICHIi

L. BRUZZ1, G. CICOGNANI

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Comitato Nazionale Energia Nucleare

IL CICLO DEL COMBUSTIBILE NEI REATTORI NUCLEARI

Asi'inn

VALUTAZIONI TV.CNlCO-liCONOMlCHli

L. BRUZZI, G. CICOCNANI

lesto pervenuto il 30 gennaio 1973

Sij.rtparb in formilo U N I r.rruo il Comitato Nuionaie per l'Energia Nucleare. Divisione Aliati Intrrnationali e Studi Economici. Ufficio Edizioni Scientifiche. Laboratorio Tecnografico

Roma. Viale Regina Margherita 125 (tei W

INDICE GENERALE Pag. I - Vili SCOPO E CONTt.rUTO " ix - XI 1 - CONSIDERAZIONI GENERALI SUL CICLO DEL

COMBUSTIBILE " 1.1 1.1 - Introduzione " 1.1 1.2 - Processi di fertilizzazione " 1.11 1 .3 - Bibl iograf-ia " 1.19 2 - CRITERI DI SCELTA B PRINCIPALI CARAT-

TERISTICHE DEI MATERIALI INTERESSANTI

IL CICLO DEL COMBUSTIBILE " 2.1 2.1 - Introduzione " 2.1 2.2 - Materiali combustibili '' 2.3

2.2.1 - Considerazioni generali " 2.3

2.3 - Materiali refrigeranti 2.25 2.3.1 - Considerazioni generali " 2.25

2.3.2 - Impiego del sodio nei reattori

veloci ' 2.34 2.4 - Materiali strutturali " 2.5o

2.4.1 - Considerazioni generali 2.58 2.5 - Materiali moderatori " l.bó

2.5.1 - Considerazioni generali " 2.6o 2.6 - Bibliografia >• 2.76

II

- IL CICLO D E L C O M B U S T I B I L E IN P I L A P a g . 3.1 3.1 - C o m p o r t a m e n t o dei nuclidi sotto i r -

r a g g i a m e n t o " 3.1 3.1.1 - I n t r o d u z i o n e " 3.1 3.1.2 - S t r u t t u r a del n u c l e o - i s o t o p i a " 3.2 3.1.3 - Schemi di d e c a d i m e n t o "

3.2 - P r i n c i p a l i reazioni n u c l e a r i c a r a t t e rizzanti il ciclo U-Pu

3.3 - Ciclo U-Th e c o n f r o n t i col ciclo U-Pu

3.13

3.18

:.. 29 3.32

3.3^rj

3.A - P r o d o t t i di f i s s i o n e "

3.4.1 - I n t r o d u z i o n e " 3.31 3.A.2 - Energia a s s o c i a t a a l l a fissione " 3.32 3.A.3 - D i s t r i b u z i o n e d e l l a m a s s a d e i

p r o d o t t i di fissione " 3.34 3.A.A - C a t e n e di d e c a d i m e n t o "

3.A.5.- A c c u m u l o dei p r o d o t t i d i fissic

ne "

3.A.6 - A v v e l e n a m e n t o d a p r o d o t t i di fis

sione " 2.iti 3.A.7 - Potenza residua a s s o c i a t a ai prodot

ti di f i s s i o n e " j ^^

3.5 - B i b l i o g r a f i a " 3.5A A - E F F E T T I D E L L E R A D I A Z I O N I SULLA M A T E R I A " ^{4 >}i

3.37

A. 1

A,l - C o n s i d e r a z i o n i generali "

A.2 - R i c h i a m i di s t r u t t u r i s t i c a " ^ -j

A.2.1 - Generalità " 4 7

III

4.2.2 - D i f e t t i in e q u i l i b r i o t e r m o d i n a -

m i c o P a g . A . 1 1 4.2.3 - D i s l o c a z i o n i " A . 1 4 4.2.4 - Effetti p r i n c i p a l i d e l l a disloca^

zione " A. 18 4.2.5 - D i f f u s i o n e " 4.20 4.2.6 - Leggi che r e g o l a n o la d i f f u s i o n e " 4.22 4.2.2 - D i p e n d e n z a di D d a l l a t e m p e r a t u r a " 4.27 4.2.8 - F e n o m e n i di r i c o t t u r a " 4.29 4.2.9 - M e c c a n i s m i di m i g r a z i o n e di atomi

nei cristalli per e f f e t t o d e l l a

d i f f u s i o n e " A . 3 0 4.3 - R e a z i o n i n u c l e a r i indotte ed e f f e t t i di

tipo c h i m i c o " A.34 4.4 - P r o d u z i o n e di c a l o r e ed i m m a g a z z i n a m e n t o

di e n e r g i a " 4.A2 4.4.1 - E n e r g i a t r a s f e r i t a n e l l ' u r t o fra

p a r t i c e l l e " A . 4 3 4.4.2 - E f f e t t i p r o d o t t i d a i n e u t r o n i " A . A B 4.5 - E f f e t t o delle r a d i a z i o n i sui m a t e r i a l i

s t r u t t u r a l i " 4.56 4.5.1 - C é n e r a l i t à " 4.56 4.5.2 - V a r i a z i o n e di resistenza e l e t t r i -

ca e termica " A . . 6 A . 5 . 3 . - V a r i a z i o n e di p r o p r i e t à m e c c a n i c h e " A.59 4.5.4 - V a r i a z i o n i di d e n s i t à " A . Ó 5

4.6 - Comportamento dell'ossido di uranio

sotto irraggiamento Pag. 4.76 4.6.1 - Struttura del combustibile irra^

giato " 4.76 4.6.2 - Rilascio dei gas di fissione " 4.S3 4.7 - Bibliografia " 4.100 5 - INFLUENZA DEL COMPORTAMENTO DEL COMBUSTIBI-

LE_E DEL REFRIGERANTE SULL'EVOLUZIONE DECLI

INCIDENTI " 3.1 5.1 - Considerazioni generali " 5.1 5.2 - Criteri seguiti nell'analisi di sicure^

za di un reattore nucleare " 5.3 5.3 - Evoluzione di alcune tipiche sequenze

incidentali in un reattore veloce a

sodio - Identificazione del MCI " 5.7 5.4 - Studio del MCI in un reattore veloce con

combustibile ceramico e refrigerante a so

dio " 5 . 1 1 5.4.1 - Impostazione del problema " 5.12

5.4.2 - Calcolo delle grandezze termodi-

namiche del combustibile " 5. 2\>

5.4.3 - Derivazione delle grandezze termo dinamiche dei gas reali mediante

l'uso dei diagrammi generalizzati " 5.25 5.4.4 - Calcolo dell'energia interna " 5.33 5.4.5 - Calcolo del lavoro distruttivo " 5.37

5*5 - Interazione combustibile refrigerante ?ag. 5.46 5.5.1 - Considerazioni generali " 5.46 5.5.2 - Calcolo dell'energia massiaa li-

berata nel corso della interazi£

ne sodio-combustibile " 5.49 5.6 - Problemi di sicurezza connessi all'uso

del sodio come refrigerante nei reatto

ri veloci " 5.59 5.6.1 - Reazione sodio-aria " 5.50 5.6.2 - Reazione sodio-acqua " 5.64 5.7 - Bibliografia " 5.60 6 - TRATTAZIONE CENZRALIZZATA DEL CICLO DEL

COMBUSTIBILE - PRINCIPALI CARATTERISTI- CHE DEL CICLO IN TIPICI SISTEMI TERMICI

E VELOCI " 6.1

6.1 - Introduzione " 6 . 1 6.2 - Studio di un reattore singolo " 6.3

6.3 - Studio di una filiera di reattori " 6.9 6.4 - Il ciclo del ccmbustibile nei reattori

termici " 6.14 6.4.1 - Determinazione del costo del ciclo " 6.14 6.4.2 - Trattazione generalizzata del ci;lo

del combustibile- 11 riciclo del Pu •* 5,20 6.4.3 - Problemi di progetto connessi al

riciclo del plutonio nei reattori

ad acqua leggera " 6.33

VI

f

6.A.4 - Studi di ottiniziazione del ciclo in un reattore LUR - Scelta della potenza specifica ottima e del t^

pò di "cladding" Pag. 6.37 6.4.5 - Il ciclo del torio nei reattori tejr

mici HWR e HTGR " 6 > 4<, 6.5 - Il ciclo del comb, istibi le nei reattori ve

l o c i " 6.51

6.5.1 - Il bilancio del plutonio " ^ 5^

6.5.2 - Influenza dei principali parametri del nocciolo sul ciclo del combusti

bile dei reattori veloci " ⁶ b- 6.5.3 - Correlazione tra "breeding" e produ^

zione di Pu " b 79

6.6 - Bibliografia " ^ a,

7 - LA FABBRICAZIONE DEL COMBUSTIBILE " ⁷ j 7.1 - Considerazioni generali " 7 | 7.2 - Schema di flusso per la fabbricazione

di un elemento di combustibile a base

d i o s s i d i " 7 j 7.2.1 - Preparazione delle polveri di UO

« ^{P u 0}2 " Lo

7.2.2 - Fabbricazione delle pastiglie di

U 02 " 7 . 1 1

7.2.3 - Incamiciatura ' 7.1J 7.2.4 - Assemblaggio " 7.14 7.3 - Caratteristiche di una 1inaa li fabbricazione

di clementi a plutonio " 7.17

VII

7.4 - Considerazioni economiche rag. 7.19 7.5 - Bibliografia " 7.24 8 - IL RITRATTAMENTO DEL COMBUSTIBILE IRRAG-

GIATO " 8.1 8.1 - Considerazioni generali " 8.1 8.2 - Influenza della composizione isotopica

del combustibile sul processo di ritrai^

tamento " 8.5 5.3 - Processi per via umida - Estrazione con

solventi " 8.11 8.3.1 - Generalità sui processi di estraz. '- 8.11 8.3.2 - Criteri di scelta del -olvente " a.26

8.3.3 * Cenni sul comportanento degli el£

mesti attinidi in soluzione " 8.28 8.3.4 - Descrizione dei procesti Pure» e

Redox " 8.38 8.4 - Processi per via secca " 8.46 8.4.1 - Introduzione " 8.46 8.4.2 - Process?, pirometallurgici " 8.49 8.4.3 - Considerazioni sèlla termodinami-

ca dei processi pirometallurgici

« trasporto satino " 8.61 8.4.4 - Ritrattamento per volatilizzazio-

ne " 8.70 8.5 - Considerazioni economiche " 8.76

8.6 - Bibliografia

9 - L'ARRICCHIMENTO ISOTOPICO DELL'URANIO 9.1 - Introduzione

9.2 - Arricchimento per .ffusione gassosa 9.2.1 - Principio . Ì : C O della s e p a i J Z Ì O

ne

9.2.2 - tfficenz* della separazione in un capillare cilindrico

9.2.3 - Coefficiente di arricchimento in un diffusore

9.2.4 - La cascata ideale

9.2.5 - Funzione •• valore e potere sepa rativo

9.2.6 - Applicazione della to.oria delle cascate ad alcuni casi di prati- co interesse

9.2.7 - Cenni sui principali componenti di un impianto di arricchimento a diffusione gassosa

9.3 - Arricciimento per centrifugazione gas- sosa

9.A - Separazione m-Jiante ugelli

9.5.- Confronto economico tra i processi di arricchimento isotopico per diffu- sione e centrifugazione

9.6 - Bibliografia

Pag. 8.79 9.1 9.1 9.4

9.4

9.e 9.11 9.16

9.21

9.2d

9.37

9. 19 9.46

9.47 9.51

SCOPO E CONTENUTO

Il presente lavoro si propone di esaminare ccn una certa unitarietà i principali aspetti del ciclo del combustibile nei reattori termici e veloci di potenza, ir»

teso non solo come la "storia" del combustibile nel reat- tore e negli impianti ausiliari ma anche come un comples- so di problemi direttamente legati al progetto, all'econ£

mia ed alla sicurezza delle centrali nucleari.

E' ovvio che una tematica tanto allargata pud essere trattata solo sulla base di un'ampia discrezionali^

tà. Pertanto in questo lavoro accanto ad un esame del ci- clo nelle sue linee generali, si discutono ->n più detta- glio solo alcune delle molte problematiche eh-, via via-si presentano. I richiami, sia pure sommari, ad aspetti di ca rattere più fondamentale, su cui a volta si insiste, sono

•piegati dal fatto ohe questo documento è nato riordinando gli appunti delle lezioni tenute dagli autori presso la facoltà di Ingegneria della Università di Bologna.

I primi due capitoli hanno un carattere intro- duttivo e sono dedicati ad un inquadramento generale del ciclo dei reattori termici e veloci ed alla discussione dei criteri di scelta dei materiali di maggiore rilevanza sul ciclo, va'" a dire dei combustibili, dei refrigeranti, dei moderatori e dei materiali strutturali.

II terzo capitolo è dedicato al comportamento de nuclidi sotto irraggiamento. Vengono discussi, tra l'altro, le principali trasmutazioni nucleari che caratterizzano i e

1.0 sw la

1.6

1125 ™

eli uranio-plutonio e torio-uranio, la formazione dei prodo£

ti di fissione e l'effetto che questi hanno sul progetto del reattore.

Il quarto capitolo è ancora dedicato al comports"

mento in pila del combustibile; vengono studiati gli effetti provocati dalle radiazioni sulle proprietà dei materiali

combustibili e strutturali in genere; una più approfondita trac tazione è dedicata al 1'os& ido di uranio ed all'acciaio inossj_

dabile.

Il quinto capitolo ha una caratterizzazione del tut_

to particolare. In esso si vuole evidenziare l'importanza che hanno le proprietà del corrbustibile e del refrigerante nella analisi di sicurezza dell'impianto. In questo contesto, rife- rendosi ancora ad un sistema ossido-acciaio inossidabile e 1 imi tata.iiente ai reattori veloci refrigerati a sodio, viene e videnziata li importanza delle caratteristiche terii.odinamicht del sistema nella definizione dell'incidente "<ii riferimento"

e sono discusse le implicazioni delle reazioni sodio-combu- stibile, sodio-aria e sodio-acqua sul progetto del nocciolo e dell' impianto.

La trattazione del ciclo del combustibile fuori pila inizia con lo studia delle equazioni di bilancio necessa rie per la determinazione delle principali componenti del co- sto del ciclo. A ciò e dedicata la prima parte del sesto capi tolo che è concluso da esempi di ottimizzazioni sul ciclo di reattori termici (LWR, HWR) e veloci.

I capitoli lette ed otto sono dedicati rispettiva^

mente alla fabbricazione ed al ritrattamento del combustibi- le. Accanto alla descrizione dei processi di maggiore interes_

se industriale, si è ritenuto opportuno discutere con un cer- co rilievo i processi di ri trattamento a tempo breve, di gran_

de importanza per i reattori che immobilizzano elevate quanti^

tà di fissile.

La trattazione sul ciclo di combustibile fuori pi- la viene concluda dal capicelo sull'arricchimento dell'uranio con particolare riferimenCo al processo per diffusione gasso- sa .

Va. infine ricordato che a conclusione di ogni capi^

Colo viene riportato un cerco numero di indicazioni bibliogra fiche, non necessariamente richiamate nel Cesco, che debbono essere incese come un suggerimento per chi avesse intenzione di approfondire argomenti e problematiche che non hanno potu Co qui trovare una più esauriente trattazione.

1/1

1 - C O N S I D E R A Z I O N I G E N E R A L I SUL CICLO DHL C O M B U S T I B I L E

1.1 - I n t r o d u z i o n e

Le c e n t r a l i t e r m o e l e t t r i c h e ed e ! e t t r o n u c l e a r i n e c e s s i t a n o per il loro f u n z i o n a m e n t o di c o m b u s t i b i l e ; le prime u t i l i z z a n o olii c o m b u s t i b i l i o c a r b o n e , le seconde c o m b u s t i b i l i c o n t e n e n t i isotopi fissili d e l l ' u r a n i o o del p l u t o n i o .

Il m a t e r i a l e c o m b u s t i b i 1 e, di q u a l u n q u e natura esso s i a , subisce una serie di t r a s f o r m a z i o n i prima duran te e d o p o il suo " b r u c i a m e n t o ' ; l'insieme di queste opera zioni diecsi ciclo del c o m b u s t i b i l e .

Le o p e r a z i o n i cìie e n t r a n o a far parte di questo processo d i p e n d o n o a l q u a n t o dal c o m b u s t i b i l e c o n s i d e r a t o ; grandi lince tali o p e r a z i o n i seno c o m u n q u e r i c o n d u c i b i l i allo schema s e g u e n t e :

estrazione trasformazione r-*~] "bruciamento' eliminazione I delle scorie ; e dei rifiuti

In generale le operazioni che cci.tpongono il ciclo del conbustibile vengono svolte in luoghi diversi, alle voi te anche nolto lontani gli uni dagli altri; sono pertanto necessarie operazioni di trasporto che, pur non essendo ci- tate nello schema, rivestono grande importanza dal punto di vista tecnico ed economico specialmente nel caso dei combu- stibili nucleari in quantosi tratta di trasportare strutture molto delicate che non debbono deteriorarsi (elementi fre-

schi) o combustibile irraggiato che emette quantità non tra scurabili di radioattività e di calore.

Nel caso di un conbustibile fossile la prima fase comprende 1 'esarazione dell'olio minerale o del carbone dal giacinento, la seconda fase è rappresentata dalle operazioni di distillazione del petrolio e del carbone che liberano il ma t?riole prezzo da tutte le sostanze maggiormente volatili;

la terza fase è costituita dalla combustione del materiale ed infine la quarta consiste nella clinianzione dei rifiuti gassosi (fumi) e delle scorie solide.

Nel caso del combustibile nucleare il processo è alquanto più complesso in quanto esso deve essere preparato sotto forna di composto chimico o lega ad elevato grado di purezza ed in un assetto meccanico particolarmente curato e control 1 a to .

L'operazione di estrazione è del tutto simile a quella di un altro m'aerale; la fase di trasformazione comprende una serie di operazioni che partendo dai minerali arrivano all'elemento di combustibile finito da introdurre nel reattore; tali operazioni comprendono:

1) estrazione dalla miniera del minerale a base di ossidi tetra ed esavalenti dell'uranio (pechblenda) ossidi misti di Fé, Mb, Ta, Ti (davidite, braunerite) e ossidi idrati fosfati, carbonati, vanadati (carnotite);

2) concentrazione dell'uranio che pud essere effettuata per via ueccanica o chimica;

3) purificazione dell'uranio da tutte le impurezze nocive (veleni nucleari) ad esempio ef ta trattando le soluzioni di sali di uranio su re .e a scambio ionico;

A) trasformazione del composto di uranio purificato in

"sale verde" (UF ) che può essere impiegato per la pre- parazione di combustibile metallico oppure in UF, da inviare all'impianto di arricchimento (processo di con- versione) ;

5) arricchimento isotopico che si effettua sul 1'csaf1uoruro di uranio (UF,);

6) trasformazione dei fluoruri in uranio metallico o in biossido di uranio da impiegarsi come materiali base per la fabbricazione dell'elemento di combustibile;

7) fabbricazione dell'elemento di combustibile: consiste nelle operazioni che partendo da materiale combust ibi le(ad

L'nat; UO») e materiali strutturali (guaine, involucri ecc.

giunge all'elemento finito.

1/4

La fase di " b r u c i a m e n t o " nel caso del c o m b u s t i b i - le n u c l e a r e e a l q u a n t o c o m p l e s s a e comporta una serie di t r a s f o r m a z i o n i il cui risultato p r i n c i p i l e è un i m p o v e r i m e n - to n e l l ' i s o t o p o fissile di p a r t e n z a ; a c c a n t o a ciò si f o r - mano dei p r o d o t t i di f i s s i o n e s o l i d i e g a s s o s i , a l c u n i dei quali r a d i o a t t i v i che n o r m a l m e n t e v e n g o n o c o n t e n u t i d u r a n t e la fase di ''bruciamento' entro l ' e l e m e n t o di c o m b u s t i b i l e e d e b b o n o e s s e r e o p p o r t u n a m e n t e e l i m i n a t i nella fase s u c c e s siv3 alla stregua d e l l e scorie e dei funi p r o d o t t i da una centrale c o n v e n z i o n a l o . D u r a n t e il b r u c i a m e n t o si forma i n o ^ tre un q u a n t i t a t i v o più o m e n o £• rande di nuovi atomi f i s s i - li a seguito del p r o c e s s o di f e r t i l i z z a z i o n e ( t r a s f o r m a z i o -

,. ,,233 . _ 239 ,. T. 2 3 2 . ,.233,.

ne di U in Pu e di Ih -n U ) .

L ' u l t i m a fase del ciclo del c o m b u s t i b i l e n u c l e a - r e , risulta anch'essa assai d i v e r s a da q u e l l a di un c o m b u - stibile c o n v e n z i o n a l e ad e s c l u s i o n e d e l l e o p e r a z i o n i di eli m i n a z i o n e dei p r o d o t t i di fissione solidi e g a s s o s i , o p e r a - zioni ch.i comunque sono assai più comp J S S C e d e l i c a t e in qwan to si ha a che fare con sostanze r a d i o a t t i v e .

Quest V i t i m a fase prende il nomo nel caso del com l u s t i b i l e nucleare di " v i t r a t t a m e n t o " e c o m p o r t » , o l t r e alla e l i m i n a z i o n e òrti rifiuti r a d i o a t t i v i , il ricupero del fissilo Hi partenza non bruciato e l'estrazione dei nuovo fissile f o r m a - to .

Mei 3 c g u i t o quando si p a r l e r à di c i c l o del c o m b u - stibile iiucleire a l l ' e s t e r n o del reattore si far3 r i f e r i m e n - to alle fasi clic m a g g i o r m e n t e i n c i d o n o sul costo e p r e c i s a m e n te alle fasi di a r r i c c h i m e n t o , f a?>br icazione _• ri t r a t t a m e n t o (vedi fig . . . 1 ) .

1/5

Udrr. ¹

p B -

! N \

i

i

A - i m p i a n t o di a r r i c c h i m e n t o N » r e a t t o r e n u c l e a r e

U

F R

impianto di f a b b r i c a z i o n e impianto di ri t r a t t a m e n t o

F i g . 1.1 - R a p p r e s e n t a z i o n e schematica del c i c l o del c o m b u - s t i b i l e n u c l e a r e

Come si può notare d a l l a fig. 1.1, l ' u r a n i o n a t u r a l e v i e n e a l i m e n t a t o a l l ' i m p i a n t o di a r r i c c h i m e n t o che f o r n i s c e come p r o d o t t o di testa u r a n i o a l l ' a r r i c c h i m e n t o volti to e come p r o d o t t o di coda u r a n i o i m p o v e r i t o . L ' u r a n i o a r r i c - c h i t o , i n v i a t o a l l ' i m p i a n t o di f a b b r i c a z i o n e , v i e n e impiegato per la f a b b r i c a z i o n e d e g l i e l e m e n t i di c o m b u s t i b i l e e s u c c e s - s i v a m e n t e s u b i s c e l ' i r r a g g i a m e n t o nel r e a t t o r e d n n n d i c h ? v i e - ne inviato a l l ' i m p i a n t o di ri t r a t t a m e n t o . DH q u e s t ' u l t i m o im- p i a n t o si r e c u p e r a u r a n i o ad a r r i c c h i m e n t o m i n o r e d e l l ' u r a n i o a l i m e n t a t o al r e a t t o r e ; se tale a r r i c c h i m e n t o è s u p e r i o r e o di poco i n f e r i o r e a q u e l l o n a t u r a l e , l ' u r a n i o può e s s e r e r i - c i c l a t o a l l ' i m p i a n t o i-i a r r i c c h i m e n t o , a l t r i m e n t i v i e n e scari c a t o e pud e s s e r e i m p i e g a t o come m a t e r i a l e f e r t i l e . Un altro

p r o d o t t o d e l l ' i m p i a n t o di ri t r a t t a m e n t o è il fissile f o r m a - to durante l ' i r r a g g i a m e n t o ; tale fissile può essere i d e n t i -

239 '33

co a q u e l l o di p a r t e n z a (Pu , IT ) o d i v e r s o nel c a s o il 235 - -

reattore sia a l i m e n t a t o ad U (caso e s e m p l i f i c a t o in f i g . 1 . 1 ) . Il fissile formato può seguire due v i e , o e s s e r e ri"i_

ciato a l l ' i m p i a n t o di f a b b r i c a z i o n e s o s t i t u e n d o f i s s i l e di p a r t e n z a di n a t u r a uguale o diversa o p p u r e e s s e r e v e n d u t o ; in entrambi i casi nel computo del costo del c i c l o del c o m - b u s t i b i l e si dovrà tener conto del r e l a t i v o v a n t a g g i o e c o n o o i c o .

L ' o p e r a z i o n e di ri t r a t t a m e n t o non ? n c c e s s a r i a m e n te sempre utile e v a n t a g g i o s a ; infatti nal caso in cui il reattore sia a l i m e n t a t o ad u r a n i o n a t u r a l e , l ' o p e r a z i o n e di r i t r a t t a m e n t o r i s u l t a utile solo nel caso in cui il v a n t a g - gio e c o n o m i c o r i s u l t a n t e dalla p r o d u z i o n e di p l u t o n i o sia uguale o m a g g i o r e degli oneri d e r i v a n t i dal ri t r a t t a m e n t o .

>Je 1 caso in cui il r i t r a t t a m e n t o non r i s u l t a e c o n o m i c a m e n t e v a n t a g g i o s o l'operazione a v a l l e della fase di " b r u c i a m e n t o "

viene a essere m o l t o simile a quella di una c e n t r a l e c o n v e n - zionale c o n s i s t e n d o e s s e n z i a l m e n t e n e l l ' e l i m i n a z i o n e o n e l l o s t o c c a g g i o remoto del c o m b u s t i b i l e i r r a g g i a t o .

P r e m e s s a questa b r e v e d e s c r i z i o n e uol c i c l o del combust i'.,i le , ? i n t e r e s s a n t e e s a m i n a r e in che m i s u r a e s s o • c o n c o r r a a formare il costo d e l l ' e n e r g i a e l e t t r i c a p r o d o t t a dalla centra 1 e.

Il costo del c i c l o del c o m b u s t i b i l e è c o s t i t u i t o da due componenti, 1 a prima d i r e t t a m e n t e legata al c o n s u m o di c o m b u s t i b i l e ed alle o p e r a z i o n i di t r a s f o r m a z i o n e , la seconda

legata al q u a n t i t a t i v o di c o m b u s t i b i l e i m m o b i l i z z a t o nel reattore e negli i m p i a n t i di t r a s f o r m a - i o n e ; q u e s t ' u l t i m a r a p p r e s e n t a un c o s t o fisso la cui i n c i d e n z a sul costo del l'energia a u m e n t a al d i m i n u i r e delle ore di f u n z i o n a e n n t o a l l ' a n n o m e n t r e la prima c o m p o n e n t e , c o s ì d e t t a i n c r e m e n t a - le, assume un v a l o r e d i v e r s o da zero solo se l'impianto f u n z i o n a .

Nella t a b . 1.1, v e n g o n o r i p o r t a t i , a titolo di e s e m p i o , a l c u n i v a l o r i tipici dei costi di g e n e r a z i o n e di c e n t r a l i n u c l e a r i e c o n v e n z i o n a l i . I r e a t t o r i n u c l e a r i coti s i d e r a l i sono i reattori ad acqua leggera ( L W R ) , quelli ad

• equa p e s a n t e ( H W R ) , quelli a gas ad a l t a t e m p e r a t u r a (HTCIi) e i r e a t t o r i v e l o c i . E ' e v i d e n t e la g r a n d e i m p o r t a n z a che r i v e s t e LI ciclo del c o m b u s t i b i l e sulla c o m p e t i t i v i t à delle c e n t r a i i .

T a b . 1.1 - T i p i c i c o s t i di g e n e r a z i o n e al 1980 (in d e n a r o 1 9 7 0 ) per c e n t r a l i da 1000 MWe

Tipo di c e n t r a l e C 0 K V .

C o s t o di i m p i a n t o Costo del c i c l o C o s t o di e s e r c i z i o

( + ) _2.1 3.0 0.5

LWR 3.4 1 .5 n.5

HWR ^{IKT^R} 4.5<**> 3.9 0.7

0.5

! 1 .o

! 0. 5

FBR 4.1 0.5 0.5

T o t a l e , m i l l s / K W h 5.6 5.i 5.7 5.4 5.1

(•) - c a l c o l a t o su 7000 ore di f u n z i o n a e m n t o e con una rata

1i I O3

A del 12.52 a n n u o (costo » A y ^ n o ' — ' e 3 S C r v d o f- il c£ sto d e l l ' i m p i a n t o in 2/KWe ed lei 1 ìmn

di ve a è il costo del denaro e t il

o*«r-i

p e r i o d o di ammortamene., e s p r e s s o in a n n i . ) . (+•) - c o m p r e n s i v o d e l l ' a c q u a p e s a n t e .

1/8

I dati di tab. 1.1 mostrano c':e Mentre per una centrale convenzionale il costo del ciclo (cioè in prati- ca il costo dell'olio combustibile) incide per circa il GO!! sul costo dell'energia, nel caso di una centrale nu- cleare questa incidenza è ridotta a valori comprèsi tra il 10 e il 30". Ciò potrebbe far pensare ad un effettivo rid^

mensionanento dell'importanza del ciclo, il che non è. In- fatti il coste di generazione dell'energia prodotta da una centrale è dato dalla sornna dei costi di esercizio, di im pianto e del ciclo del conbustibile :

1. • 1 + 1

1 e e (1.1)

L

•'- l

Lv

i

">>

> 4

2.5 '

Fig. 1.2 - Dipendenza del costo di generazione dal fattore di carico.

Ciascuna di queste voci può essere suddivisa nel le componenti dipendenti e indipendenti dal fattore di cari co :

1/9

1.

i

4 1!

ì

r i ' • 1"

e e

± 1 ' • 1"

e e la (l.Q pertanto diviene:

*t - f

; * K +

;>

(1.2)

Il primo termine a secondo tacniWro comprende la parte di costo che dipende dal fattore di carico; il sccon da la parte di costo da esso indipendente, determinato solo dalla energia prodotta, comunemente indicato come costo in- crementale.

In fig. 1-2 viene mostrata la dipendenza del cp_

sto dal fattore di carico. Coae si può osservare l'ordinata corrispondente a f « 1 dà il costo calcolato a funzionamen- to 100Z (più alto per la centrale convenzionale) e il coef- ficiente angolare rappresenta i costi fissi (più alti per la centrale nucleare). Il punto di intersezione consente di individuare quel valore del fattore di carico al di sotto del quale l'energia di origine nucleare non è più competiti va rispetto a qvella da fonti convenzionali.

Da ciò è possibile ricavare, mediante un ra^ion^

mento di prima approssimazione, una inportante conclusione.

La potenza nucleare massima installabile difende fortemente dal costo di generazione dell'energia e quindi ì direttameli^

te ta al costo del ciclo.

Infatti per una rete e l e t t r i c a , a l i m e n t a t a da un numero elevato di c e n t r a l i , la p o t e n z a operante è distribuì^

ta secondo il g r a f i c o riportato in fig. 1 . 3 . i

I

_ : 1 ^ Sioo 8760 ore »\ -jr.i.

Fig. 1.3 - Tipico diagramma di c a r i c o in u n a rete e l e t t r i c a

P. rapnrcsenta la potenza i n s t a l l a t a e F _ la potenza n a s - sima o p e r a n t e . L'arca sottesa dalla curva r a p p r e s e n t a la energia prodotta nelt'an'no, clic r a p p o r t a t a a l l ' e n e r g i a teo- ricamente ottenibile da tutti la potenza i n s t a l l a t a forni- sce il fattore di carico m e d i o della r e t e .

Se le centrali n u c l e a r i fossero c o m p e t i t i v e solo a f = 1 (3760 o r e / a n n o ) , P. r a p p r e s e n t e r e b b e la potenza nu- d e , .ic roassir.ia i n s t a l l a b i l e , d e l l ' o r d i n e del l'i", della poteri^

za totale i n s t a l l a t a . Ciò r i c h i e d e r e b b e e v i d e n t e m e n t e un

"fattore di d i s p o n i b i l i t à " d e l l a centrale del 1 0 0 Z .

Se p e r a l t r o la c o m p e t i t i v i t à fosse g a r a n t i t a sino a f» 0.6 (>5300 o r e / a n n o ) , la p o t e n z a n u c l e a r e m a s s i m a instai labile sarebbe data da 1' , . Ciò equivale a dire che le cen~

0,0

trali nucleari lavorano m e d i a m e n t e a fattore di carico 0,6, e r o g a n d o , come n o s t r a la figura la quasi t o t a l i t à d e l l ' e n e r - gia.

U n a c a r a t t e r i s t i c a i m p o r t a n t e delle centrali n u c l e a r i è c o s t i t u i t a dai v a l o r i p a r t i c o l a r m e n t e bassi del costo i n c r e m e n t a l e cui c o n t r i b u i s c e per la m a s s i m a parte il c o s t o del c i c l o . In p a r t i c o l a r e per alcuni s i -

r e m i , ad e s e m p i o per i r e a t t o r i v e l o c i , il costo inerc- r -tale ( f a b b r i c a z i o n e e r i t r a t t a m e n t o - v e n d i t a del Pu p r o d o c t o • c o s t o di e s e r c i z i o i n d i p e n d e n t e dal fattore di c a r i c o ) può a s s u m e r e valori bassi e, al l i m i t e , n u l - li e n e g a t i v i . Ciò s i g n i f i c a che le c e n t r a l i n u c l e a r i , ed in p a r t i c o l a r e q u e l l e d o t a t e di r e a t t o r i v e l o c i , p o - tranno c o s t i t u i r e in un futuro la m a c c h i n a ideale per a l i m e n t a r e c e n t r a l i di punta c o s t i t u i t e da bacini nei quali v i e n e p o m p a t a acqua nei p e r i o d i di m i n o r e r i c h i e - sta e d a l l e q u a l i è p o s s i b i l e r i o t t e n e r c e n e r g i a per la c o p e r t u r a d e l l e p u n t e g i o r n a l i e r e (impianti di p o m p a g g i o ) . Il r e n d i m e n t o di q u e s t a t r a s f o r m a z i o n e , d e l l ' o r d i n e del 5 0 % , impone la d i s p o n i b i l i t à di centrali a basso costo i n c r e m e n t a l e . E v i d e n t e m e n t e ciò richiede la p o s s i b i l i t à di d i s p o r r e di c e n t r a l i e 1 e t t r o n u c l c a r i c a r a t t e r i z z a t e da f a t t o r i d i d i s p o n i b i l i t à m o l t o e l e v a t i , d e l l ' o r d i n e del 9 0 - 9 5 % .

1.2 - P r o c e s s i di f e r t i l i z z a z i o n e

I c o m b u s t i b i l i n u c l e a r i sono c o s t i t u i t i da M a - teriali in g r a d o di subire d i r e t t a m e n t e la reazione di fis sione ( m a t e r i a l i f i s s i l i ) e da m a t e r i a l i (materiali f e r t i - li) c h e , a l m e n o in un ampio i n t e r v a l l o d e l l o spettro e n e r - g e t i c o dei n e u t r o n i i n c i d e n t i , non p o s s o n o essere f i s s i o n a t i ; questi u l t i m i p e r a l t r o , in s e g u i t o a d e t e r m i n a t e r e a z i £ ni n u c l e a r i , p o s s o n o essere t r a s f o r n a t i in nuclei f i s s i l i . Q u e i t o p r o c e s s o è d e t t o f e r t i l i z z a z i o n e o 'breeding".

1/12

Come £ noto l'uranio e il torio sono gli unici c- lemenci p r e s e n t i in n a t u r a che p o s s o n o e s s e r e u t i l i z z a t i per 1 'ottenimento di c o n b u s t i b i l i n u c l e a r i . In p a r t i c o l a r e l'U 235

, 238 ,

ù l'unico isotopo fissile n a t u r a l e , m e n t r e 1 li (che costj^

luisce il y 9, 3*. d e l l ' b n a t ) e il Ih (che è p r a t i c a m e n t e lo unico i;otopo n a t u r a l e del t o r i o ) sono n u c l e i f e r t i l i , in gra_

ùo ili fornire a t t r a v e r s o le s u a c c e n n a t e reazioni n u c l e a r i ri- spetti v a n e n t e il Fu e l'U* , isotopi p r o p r i a m e n t e f i s s i c i . Questi duo processi di f e r t i l i z z a z i o n e sono gli unici di in- teresse p r a t i c o , e sono d e n o m i n a t i c i c l o u r a n i o - p l u t o n i o e ciclo u r a n i o - t o r i o .

La "resa" dei cicli di f e r t i l i z z a z i o n e v i e n e conivi neuiente e s p r e s s a m e d i a n t e il r a p p o r t o di crii v e r s i o n e , d e f i n i -

to cone il r a p p o r t o tra il -.unero di atomi fissili p r o d o t t i e il n u n c r o di atomi fissili c o n s u m a t i n e l l ' u n i t à di ter.ipo.

:,cl caso p a r t i c o l a r e in cui la specie fissile formata è ideri tica alla specie fissile c o n s u m a t a si parla di rapporto di a u t o f e r t i l i z z a z i o n e o di "br^odin^j - r a t i o " .

La q u a n t i t à di m a t e r i a l e fissile formato nel c o r - no de 1 l ' i r r a a s i a u e n t o può essere e s p r e s s a in termini di bilan_

ciò n e u t r o n i co in c o n d i z i o n i di c r i t i c i t à .

• i - C + P + L + 1

dove: r, i> il n u m e r o di n e u t r o n i prodotti per neutrone a s s o r b i - to dal n u c l e o f i s s i l e ;

- C t- il numero di neutroni catturati dal m a t e r i a l e f e r t i - le;

- P è il numero di neutroni c a t t u r a t i dai n u c l e i " p a r a s s i - ti" (materiali s t r u t t u r a l i , re f r igeratvt i , m o d e r a t o r i e di control l o ) ;

- L *• i! numero dì neutroni ciie sfuggono dal n o c c i o l o .

1/13

Nel b i l a n c i o n e u t r o n i c o , in cui tutte le g r a n d e z z e sono riferite alla s c o m p a r s a di un n u c l e o fissile e nel quale si è t r a s c u r a t o il c o n t r i b u t o d o v u t o alle fissioni veloci nel m a t e r i a l e f e r t i l e , c o m p a r e un termine u n i t a r i o clic r a p p r e s e n - ta il n e u t r o n e n e c e s s a r i o a m a n t e n e r e la reazione a c a t e n a . Il t e r m i n e C r a p p r e s e n t a a n c h e il r a p p o r t o di c o n v e r s i o n e .

La t r a s f o r m a z i o n e del m a t e r i a l e fertile in m a t e r i a le f i s s i l e consente in p r a t i c a di " b r u c i a r e " il m a t e r i a l e cou b u s t i b i l e in m i s u r a s u p e r i o r e a quella riferibile ai n u c l e i fissili i n i z i a l m e n t e p r e s e n t i . In p a r t i c o l a r e >l n u m e r o di a- tomi di c o m b u s t i b i l e t e o r i c a m e n t e b r u c i a b i l i per u n i t à di pe- so è d a t a , a n c o r a t r a s c u r a n d o le fissioni veloci nel fertile d a :

2

A . « a * C . a + C . a * ....

da cui :

i

Ab« a(l • C • C • )

dove a è l ' a r r i c c h i m e n t o e s p r e s s o in atoni di fissile por uni- tà di peso di c o m b u s t i b i l e i n i z i a l m e n t e p r e s e n t i .

2

Se C < 1, la serie 1 • C • C • converge e 1 'espress io ne p r e c e d e n t e d i v i e n e :

A. 2

h i - c

Da q u e s t ' u l t i m a e s p r e s s i o n e risulta e v i d e n t e che il n u m e r o di atomi t e o r i c a m e n t e b r u c i a b i l i cresce a l l ' a u m e n t a l e del r a p p o r t o di c o n v e r s i o n e C.

Se C i 1 la -erie p r e c e d e n t e non c o n v e r g e ; in tal caso tutti gli atomi fertili presenti p o s s o n o in t e o r i a essere b r u c i a t i .

In p r a t i c a si v e r i f i c a che in un tipico r e a t t o r e ad acqua l e g g e r a , c a r a t t e r i z z a t o da valori di C d e l l ' o r d i n e di 0,5 0,6 e da un a r r i c c h i m e n t o del 2 , 5 Z , la p e r c e n t u a l e teorica m a s s i m a di atomi f i s s i o n a b i l i è del 5 : 6%; p o i c h é per ottenere un Kg. di Uranio al 2,52 sono n e c e s s a r i circa 4,6 Kg. di U r a n i o n a t u r a l e , ne risulta che tale tipo di r e a £ tore può b r u c i a r e poco più d c l l ' 1 % d e l l ' u r a n i o n a t u r a l e .

Q u e s t a p e r c e n t u a l e sale per un reattore ad a c q u a pesante e u r a n i o n a t u r a l e (C = 0.8) al 3 , 5 Z .

Per un reattore a u t o f e r t i l i z z a n t e ( C ì 1) tutti gli atomi di urai.io p o s s o n o e s s e r e t e o r i c a m e n t e c o n s u m a t i .

Perchè C possa e s s e r e m a g g i o r e o uguale a l l ' u n i t à , b i s o g n a che si v e r i f i c h i la c o n d i z i o n e :

r >, 2

Tale c o n d i z i o n e n e c e s s a r i a d i v i e n e anche s u f f i c i e n t e se i ter nini ed L diven[ • \o n u l l i . Nel p i o g c t t o del n o c c i o l o si cer ca sempre di rendere bassi gli a s s o r b i m e n t i e le fughe s c e g l i e n do a c c u r a t a m e n t e i m a t e r i a l i , dando al n o c c i o l o una forma g e o - metrica la più compatta p o s s i b i l e e c i r c o n d a n d o l o di r i f l e t t o - ri o di r e c u p e r a t o r i di n e u t r o n i a !>asc di m a t e r i a l e fertile ( b l a n k e t ) .

Agli effetti di r e a l i z z a r e valori di C m a g g i o r i d e l l ' u n i t à rimane tuttavia sempre d e t e r m i n a n t e il valore di n rho devo in o^ni e.«so s u p e r a r e le duo u n i t i . A tale scopo giova ricordare l'espressi one di n;

* c • ^ | 1 •»- oC

dove v è il n u m e r o di n e u t r o n i enessi per fissione

a è £1 r a p p o r t o fra la sezione d'urto di cattura e e

di fissione o, dei fissile c o n s i d e r a t o .

La d e f i n i z i o n e del r a p p o r t o di aur ofert i 1 izza;: i one BR può e s s e r e anche data facendo r i f e r i m e n t o al uocci<'1^ .i. i r e a t t o r e nel modo s e g u e n t e :

/«Kic + i ^ d v

BR. _ ^ «^r* Bbi»K»b ( 1 . 3 )

d o v e Ti

core

" N ; ~z e s s e n d o

J<})te)ciE

la sezione d'urto m i c r o s c o p i c a , n.'diat.i ;nl flusno (I.), rife- rita a l l ' e v e n t o i (fissione, ci t t u r a ) ;u r 1'isotopo .! (fissile o f e r t i l e ) .

La (1.3) si può s c r i v e r e e -vie sonra di dui1 t e r n i n i , r.-ipprt spu- tanti r i s p e t t i v a m e n t e il rapporto di f e r t i l i z z a z i o n e del m i c c i o lo vero e p r o p r i o (Internal Breeding T.atio) «» quello relativo al m a n t e l l o fertile che c i r c o n d a il n o c c i o l o (external iirecdin,;

R a t i o ) :

1/16

,BR,=

~~, T ~7Z r~\V"-

~y^TT~Z\

'

co*-e-

/ 4>i

dV

,

Cote Cor«"

Core (1.5)

La (1.5) è stata ottenuta supponendo clic tutti i neutroni che sfuggono dal core siano catturati dal fertile nel blanket; si sono tra scura te le catture parassite e il contributo all'economia neutronica delle fissioni veloci sul fertile. Tr ascur andò, come gir» nella ( 1 . <» ) le variazioni spaziali, la (i.5 ) diviene:

1/17

C-rt,

( * i

. r, _ i

) o_(< + <*•)

EBR - - • ^ ^ (1.6)

(leti*)*'

4 + 00

E Z C • "^ C

essendo a » =— per la specie fissile ed a

f 'f per il core.

Supponendo ora che a - a , nell'ipotesi cioè di + un core molto arricchito (IBS - 0 ) , si può scrivere:

EBR 3 BR, ~ V- (* +*) - ° j _ ~ .| (1.7)

Pertanto il valore di n del fissile (mediato sull'energia), diminuito di un'unità, rappresenta, sotto le ipotesi sem;>l;

ficative effettuate, il "breeding" del sistema.

Il valore di n dipende dalla energia dei neutro- ni e dalla specie fissile considerata come mostrato nella

fig. 1.4 • Si noti che esso supera di poco le due uniti , ,,.235 , ., _ 239 . ,,,233 . u

in zona termica per I L ed il Pu ; per I L si hanno valori più elevati (n » 2,26 per i: - C,()25 cV) .

A valori elevati di energia r, supera sensibilmente lore <

n o il Pu'

il valore di 2 e si hanno valori particolarmente elevati pir 239

Sulla base di quanto rrecede possono essere tratte alcune considerazioni di carattere generale sui due cicli:

1) in linea di principio si può ottenere uà rapporto di auto fertilizzazione maggiore od uguale all'unità sia in reat- tori termici, che in reattori veloci (spettro energetico centrato su energie di alcune centinaia di KeV) . Tale [ios sibiliti per i reattori termici è limitata a particolari tipi di reattori che operano sul ciclo U-TIi, che comunque non possono superare valori del rapporto di autofertiliz- zazione di 1 - 1,05;

2) nei reattori veloci possono c&sere raggiunti valori Ucl rapporto di autofertilizzazione sens ibi Inerite superiori all'unità (1,2 T 1,6).

I valori più elevati sono comunque ottenibili da reattori veloci che operano sul ciclo U-Pu.

1.3 - Bibliografia

S. GLASSTONE - A. SES0N0KE

"Nuclear Reactor Engineering"

D. Van Nostrana, 1963

2/1

2. CRITERI DI SCELTA E PRINCIPALI CARATTERISTICHE DEI MATERIALI INTERESSANTI IL CICLO DEL COMBUSTIBILE NUCLEARE

2.1 - Introduzione

I materiali di rilevante importanza nel ciclo del combustibile nucleare sono quelli che costituiscono il noccio lo del reattore:

- materiali combustibili;

- materiali strutturali e di rivestimento;

- moderatori e refrigeranti;

- materiali di controllo.

Essi comprendono, in pratica con la sola eccezio- ne dei materiali di schérmo, tutti i materiali specificatameli te "nucleari", che operano cioè in quelle condizioni che dif- ferenziano un reattore da un impianto convenzionale,(prima fra tutte quelle determinate dagli alti livelli di radiazione neutronica e gamma), e le cui specifiche debbono rispondere ai requisiti particolarmente severi imposti dalle caratteri- stiche dell'impianto nucleare.

I sopra ricordati materiali sono di primaria impojr tanza nel determinare le caratteristiche di economia e di si- curezza del reattore ed in particolare del ciclo del combusti_

bile. Ci sono esempi significativi di promettenti concetti di reattori che non hanno avuto a tutt'oggi un adeguato sviluppo

in relazione ad un i n s o d d i s f a c e n t e c o m p o r t a m e n t o dei materia- li. Ricordiamo tra gli altri i reattori a m o d e r a t o r e organico ed i reattori a sali f u s i , per i quali si sono riscontrati ri_

spettivamente p r o b l e m i di s t a b i l i t à del m a t e r i a l e m o d e r a t o r e e refrigerante sotto i r r a g g i a m e n t o a temperatura e l e v a t a , e non si t potuto dare s o d d i s f a c e n t e s o l u z i o n e ai problemi di c o r r o s i o n e .

E ' per contro sintomati -•• l'affermazione commercia^

ie dei reattori ad acqua leggera (PUR e B W R ) , che pur non e s - sendo in teoria tra i più c o n - e n i e n t i sistemi n u c l e a r i , hanno raggiunto la piena m a t u r i t à i n d u s t r i a l e , a d a t t a n d o alle p r o - prie esigenze p a r t i c o l a r i materiali ampiamente sviluppati ad uso c o n v e n z i o n a l e . Per tali tipi di reattori s o n o state fis- sate, per ogni m a t e r i a l e , precise s p e c i f i c h e e rigorosi con- trolli ài qualità realizzando in tal m o d o un p r i m o esempio di s t a n d a r d i z z a z i o n e i n d u s t r i a l e .

Nei p a r a g r a f i che seguono vengono dati per i m a t e - riali c o m b u s t i b i l i , m o d e r a t o r i e r e f r i g e r a n t i , e per i m a t e - riali di struttura e di incamiciatura i p r i n c i p a l i criteri di scelta e vengono illustrate le p r o b l e m a t i c h e di alcuni m a t e - riali di uso c o r r e n t e .

Gli aspetti di interesse s p e c i f i c o per i reattori n u c l e a r i , quale l'effetto d e l l ' i r r a g g i a m e n t o sul combustibile e s u l l ' i n c a m i c i a t u r a e i criteri di scelta dei principali n u - clidi fissili e fertili per l'ottimizzazione del ciclo sono trattati a p a r t e . La vastità d e l l a m a t e r i a rende impossibile una esauriente e s e m p l i f i c a z i o n e . Il criterio che è stato segui co è quello di e v i d e n z i a r e le c a r a t t e r i s t i c h e dei m a t e r i a l i

di p r i m a r i a importanza nei sistemi c o m m e r c i a l i o in via di s W luppo:

- i m a t e r i a l i c e r a m i c i (in p a r t i c o l a r e U O . - P u O . ) per quanto ri guarda i c o m b u s t i b i l i ;

- l'acciaio inox e le leghe di z i r c o n i o come m a t e r i a l i di rive_

stimento e s t r u t t u r a l i ;

- l'acqua l e g g e r a , l'acqua pesante e la g r a f i t e come m o d e r a t o - ri;

- a c q u a , elio e sodio per i r e f r i g e r a n t i .

A questi m a t e r i a l i fanno capo i reattori ad acqua leggera e p e s a n t e , i reattori a gas a v a n z a t i e i reattori v e l £ ci; si tratta in p r a t i c a dei sistemi che senza dubbio c o s t i t u ì ranno la quasi totalità delle c e n t r a l i n u c l e a r i dei prossimi d e c e n n i .

2. 2-Materiali c o m b u s t i b i l i 2. 2 .1-Considerazioni g e n e r a l i

Si è già d i s c u s s o nel capitola p r e c e d e n t e sulle c a - r a t t e r i s t i c h e n u c l e a r i dei n u c l i d i fertili e fissili che intej^

v e g n o n o nei cicli U-Th e U - Pu. E ' e v i d e n t e che dette carattie ristiebe c o s t i t u i s c o n o un importante c r i t e r i o di scelta del com b u s t i b i l e da u t i l i z z a r e nei reattori t e r m i c i e v e l o c i . In par- ticolare si è f a t t o o s s e r v a r e come l'andamento di n in funzione d e l l ' e n e r g i a sia f a v o r e v o l e per 1'U in zona termica e per

2J9 .

il Pu in zona v . - b e e . Inoltre è i n t e r e s s a n t e notare che la sezione d'urto di fissione v e l o c e è s i g n i f i c a t i v a m e n t e più e l e -

238 2 3 2

vata per l'U che non per il Th . Q u e s t i fattori h a n n o una importanza n o t e v o l e s u l l a e c o n o m i a del c i c l o e c o s t i t u i s c o n o s e n z ' a l t r o u n p r i m o c r i t e r i o n e l l a scelta del c o m b u s t i b i l e .

2/4

Ancora legati alle caratteristiche nucleari del com bustibile sono alcuni parametri che. influenzano notevolmente la sicurezza del reattore. Tra questi ricordiamo l'elfetto Doppler ed il coefficiente di vuoto del refrigerante (su cui si tornerà più diffusamente in seguito), ed il valore della frazione di neutroni emessi con ritardo nel corso della fissione.

Quest'ultima grandezza è di notevole importanza, es- sendo proprio i neutroni "ritardati" che rendono in pratica pos_

sibile il controllo del reattore.

23 c

Per l'U J una frazione 8 di neutroni pari a 0,0075 vie .ie emessa nel corso della fissione (termica) in tempi relat^

vaaentc lunghi (le vite medie sono comprese tra 0,6 e 80 s e c ) . 239 233

Per Pu ed U si hanno valori sensibilmente inferiori (per 238 239 un reattore veloce alimentato ad ossidi misti di U e Pu

il valore di 6 è di poco superiore a 0,003); ciò ha come conse guenza una più elevata probabilità che il reattore divenga "proin

:o-critico", cioè che raggiunga la criticità con solo i neutro- ni emessi istantaneamente.

In queste condizioni, in cui il fattore di moltipli_

cazione effettivo vale X >, 1 • 6, il reattore è assai diffici- le da controii"re e possono verificarsi sequenze incidentali di estrema gravità.

t' evidente che fattori di questo tipo, anche se non costituiscono criteri di scelta -prioristici hanno tutta- via un peso notevole nelle analisi di sicurezza del reattore.

2/5

A parte queste considerazioni si può subito affer- mare chi un materiale combustibile deve possedere un certo nu

•ero di requisiti fondamentali tra i quali i più importanti s£

no:

- densità sufficientemente elevata - conducibilità termica elevata

- buona stabilità nelle condizioni di irraggiamento

- compatibilità con il materiale di incamiciatura e col refri- gerante

- possibilità di raggiungere temperature elevate senza trasfor nazioni di fase

- piocessi di fabbricazione «. ritrattamento il più possibili semplici ed economici.

Vediamo di discutere in dettaglio i punti sopraci- tati.

Densità

La densità (intesa come numero di atomi pesanti per unità di volume) è una caratteristica fisica importante del combustibile. Infatti fissato il volume.e le frazioni volumetri- che del nocciolo di un determinato reattore, è possibile veri- ficare che tanto più elevata è la densità del combustibile sce^_

to tanto più basso risulta l'arricchimento. In tali condizioni si realizza un sensibile miglioramento dell'economia nutronica ed un più elevato rapporto di autof erci 1 izzazione . Ciò L- dovu- to da un lato al maggior peso relativo che acquistano gli asso_r bimenti nel materiale fertile rispetto alle catture parassite

nei materiali non combustibili, dall'altro alì'tffetto del- l'indurimento dello spettro neutronico che, in linea di massi_

ma, favorisce l'economia neutronica.

Questi effetti hanno una particolare importanza nei reattori veloci; l'uso di un combustibile denso (leghe U-Pu e carburi misti) consente di ottenere valori molto eìe_

vati del breeding totale che è la condizione essenziale per ottenere sistemi in grado di produrre una elevata quantità di plutonio per unità di energia prodotta. In particolare gli elevati valori del rapporto di conversione del nocciolo sono importanti sia nei reattori veloci che in quelli terrai_

ci. Ciò consente infatti di bruciare "in situ" direttamente il fissile prodotto nel processo di autofertilizzazione e di ridurre sensibilmente l'eccesso di reattività iniziale.

Alla densità del combustibile sono legati, come si è accennato in precedenza, l'effetto Doppler (che dipein de dalla composizione e dallo spettro) e gli effetti di rea£

tività legati a variazioni di densità del refrigerante. Così ad esempio, se in un reattore veloce refrigerato a sodio, si dovesse verificare, a seguito di una grave sequenza inci- dentale, un parziale svuotamento del core, accanto agli ef- fetti provocati dalla mancata refrigerazione (fusione del combustibile, collasso meccanico delle strutture e intera- zione termica combustibile fuso-sodio liquido) si avrebbe una inserzione di reattività il cui segno dipende dal prevalere di uno dei due effetti opposti:

a) l'aumento delle fughe neutroniche, in relazione alla mino- re densità di nuclei moderanti;

b) l'indurimento dello spettro, per la medesima ragione.

E' evidente che il primo effetto dipende tortemeli te dalla geometria del sistema, e in particolare dal volume del core. Esso è prevalente nei noccioli di piccolo volume t

(1000-2500 lt) ed ha come conseguenza l'introduzione di una reattività negativa.

Il secondo effetto invece introduce una reattivi- tà positiva, in quanto l'indurimento dello spettro rende mi- gliore l'utilizzazione dei neutroni. Questo effetto spettra- le è legato strettamente alle condizioni di partenza, e quiii di distribuzione energetica dei neutroni prima dell'inciden- te, a sua volta funzione della densità del combustibile. Si verifica pertanto che il coefficiente di vuoto del sodio è tanto più positivo (o tanto meno negativo) quanto più, a pa- rità di altre condizioni, è denso il combustibile.

Il parametro densità entra ancora a determinare importanti grandezze del nocciolo, quali la densità di poteri za e la potenza specifica.

Definendo la potenza specifica media come:

p

s - 5

dove: P_ • potenza specifica, W/gr di fissile

P • potenza termica totale del reattore, Watts

M - massa fissile inizialmente presente nel core, gr.

si pud vedere come questa grandezza è legata alla potenza volu- metrica media, che esprime la potenza per unità di volume di

2/8

combustibile ;

P » P

V rS ( 2.2)

dove :

a - l'arricchimento, gr di fissile/gr di fertile • fissile a - densità teorica del materiale combustibile nella sua

forma chimica (metallo, ossido, carburo) espressa in gr/ cm

f - coefficiente di compattazione, che tiene conto dei vuoti presenti nel combustibile (microporosità, vuoti dovuti al processo di fabbricazione)

a - coefficiente che tiene conto della composizione chimica del combustibile.

L a densità di potenza media, intesa coir* la poten- za sviluppata dalla unità di volume di nocciolo, risulta espres sa:

lì - P., . V

p V e ( 2.3)

dove Vc rappresenta la frazione volumetrica di combustibile nel core,

Si ottiene subite

Pc » D .

S p • .a . t .a . V ( 2.A)

2/9

Come si vedrà in seguito queste grandezze, in par- ticolare la potenza specifica, giocano un ruolo di primaria importanza sull'economia del ciclo del combusti Ile. In esse compare espressamente la densità del combustibile, o se .vo- gliamo la densità apparente:

P* - P.f

Dalla formulazione aopra riportata non è possibile giungere a conclusioni definitive per quanto concerne la scel_

ta della densità, essendo le altre grandezze tra loro dipen- denti. L'unica conclusione di carattere qualitativo è che la densità deve essere ragionevolmente elevata per non penalizza- re troppo l'economia neutronica.

Per completare questi brevi cenni ricordiamo che la densità del combustibil* agisce direttamente su altre caratte- ristiche fisiche del r .nbustibil " stesso, quali la conducibili^

tà e la resistenza «ilo "swelling". Quest'ultimo aspetto è particolarmente importante nei reattori ad elevato tasso di com bustione per i quali è necessario ridurre la densità del comb vi stibile in vista di limitare l'effetto di rigonfiamento dovuto ai prodotti di fissiona generati. La densità pertanto deve ess£

re riguardata come una delle grandezze più importanti che s p e d ficano il combustibile nucleare.

Conducibilità termica

E' una caratteristica fisica notevolmente importante Tanto più essa è elevata, tanto più elevata è di norma la poteri za che pud essere estratta dalla barretta di combustibile.

f-.-sideriamo un elemento di combustibile costitui- to da un fascio di barrette cilindriche. Per effetto dell'ir raggiamento neutronico si svilupperà nel combustibile una cer ta potenza volumetrica P„ (U/cm ) che, solo se i neutroni che sostengono la reazione di fissione sono veloci, può essere coti siderata costante lungj il diametro della barletta. Infatti se lo spettro neutronico è sostanzialmente termico la presenza di un elevato "fattore di svantaggio" ha come conseguenza una disti niformità nell'andamento radiale della potenza volumetrica.

Un dato di grande importanza nella valutazione com- plessiva dell'elemento di combustibile è costituite dalla così detta potenza lineare misurata dalla quantità di calore eroga- ta nell'unità di tempo dall'unità di altezza della barretta.

Può essere dimostrato che questa quantità dipende dal salto di temperatura che si stabilisce all'interno della barretta e dal- la conducibilità termica del combustibile, essa pertanto è una caratteristica specifica del combustibile in esame.

Per ricavare tale correlazione si fa ricorso alla equ zione di trasporto del calore:

q - - K A - g - (2.5)

dove q (Watt) è la quantità di calore clic, per unita di tempo, attraversa nella direzione x un piano di area A normale a que- sta direzione, in un punto in cui il gradiente di temperatura è ~7~>c K è la conducibilità termica del materiale alla tempe- ratura T.

Nel caso che stiamo considerando in cui il combu- stibile pud essere rappresentato da un cilindro di raggio R e di lunghezza 1 la (2.5) diviene:

q - - K 2 » r l ^ J (2.6 )

La potenza termica generata nel cilindro di raggio r è esprejs sa da:

Pv * r2 1 ( 2.7)

Questa quantità, in condizioni stazionarie, deve essere ugua- le alla quantità di calore che, per unità di tempo, attraversa la superficie laterale del cilindro di raggio r.

S. pud quindi scrivere:

Py * r2 1 - - K 2 * ri ~ - (2.8)

da cui:

PV

KdT J— rdr (2.9)

Integrando la (2.9), sempre nell'ipotesi di poter considerare costante la potenza volumetrica Pv, si ha:

KdT r 1 r d r