Chernobyl Synopsis 13: "Anatomia e storia dei reattori RBMK" - Francesca Dani

Chernobyl Synopsis 13: "Anatomia e storia dei reattori RBMK"

Reattore 3 (Chernobyl) - sala di controllo

Nei miei "Chernobyl Synopsis" sono solita scrivere sulle vicende umane legate alla storia di Chernobyl, ultimamente però sento la necessità di iniziare a scrivere anche testi un pò più tecnici da inserire in questa rubrica la quale ultimamente sta avendo molti apprezzamenti.
La mia passione per tutto quello che riguarda ciò che ruota intorno a questa vicenda mi ha portata a documentarmi a fondo anche sui lati tecnici di quello che è stato e quello che attualmente è il nucleare relativo a Chernobyl e al di fuori. Assieme al mio collaboratore Loriano abbiamo stilato una sorta di enciclopedia del reattore RBMK.

Per questa volta "Chernobyl Synopsis" si stacca dalle vicende umane e vi porta nella zona "tech".


Reattori RBMK: la loro storia, funzionalità e il loro futuro

Le origini

La progettazione dei reattori RBMK iniziò nei primi anni 60, mentre la costruzione del primo modello ebbe inizio quasi dieci anni dopo, nel marzo 1970 quando venne avviata la costruzione del primo reattore del Nuclear Power Plant di Leningrado il quale entrò in esercizio commerciale nel novembre del 1974.
Successivamente altri 14 reattori RBMK furono costruiti e messi in funzione in URSS prima dell'incidente di Chernobyl del 26 Aprile 1986, pertanto a quella data in URSS erano in funzione ben 15 reattori RBMK.

I 15 reattori erano così dislocati :

- 4 presso la centrale nucleare di Leningrado
- 4 presso la centrale nucleare di Chernobyl
- 4 presso la centrale nucleare di Kursk
- 2 presso la centrale nucleare di Smolensk
- 1 presso la centrale nucleare di Ignalina

Generalmente i reattori RBMK venivano costruiti in coppia e le due unità occupavano i lati opposti di un singolo complesso di edifici, mentre i turbogeneratori di ogni unità avevano edifici separati.

I reattori delle prime due unità delle centrali nucleari di Leningrado, Kursk e come il reattore 1 e 2 di Chernobyl appartenevano alla prima generazione, mentre i successivi RBMK compreso il 3 e 4 di Chernobyl appartenevano alla seconda generazione di reattori di questo tipo. Le differenze tra la prima e seconda generazione erano minime e non molto significative.

Ogni reattore sopracitato era praticamente la copia identica del primo RBMK prodotto e questo implicava che tutti questi modelli presentavano carenze simili e un incidente uguale a quello di Chernobyl poteva verificarsi in ogni NPP sovietico che utilizzava un reattore di questo tipo.

L'abbreviazione RBMK significa in russo: “reattore a canale di grande potenza”. Ci furono due versioni di reattori: RBMK-1000 e RBMK-1500. Questi due modelli differivano solo per la loro potenza, rispettivamente di 1000Mw e 1500 Mw elettrici lordi. Reattori di questo tipo sono stati costruiti e messi in funzione solo in URSS. I modelli RBMK originariamente utilizzavano uranio con un basso tasso di arricchimento, motivo anche per cui vennero prediletti rispetto ad altre versioni poichè il costo per la produzione del combustibile era notevolmente basso, mentre come moderatore utilizzano la grafite e come refrigerante l’acqua leggera.

Gli RBMK appartengono ai BWR ovvero reattori ad acqua bollente dove il vapore prodotto sul circuito primario viene inviato direttamente alle turbine. Questo comporta un rendimento maggiore rispetto ai PWR ma a discapito i fluidi contaminati vengono in contatto con gli elementi delle turbine rendendo la manutenzione molto più complicata.

  • Costruzione reattore RBMK - Chernobyl Nuclear Power Plant (anni 70)
  • Costruzione reattore RBMK - Chernobyl Nuclear Power Plant (anni 70)

Prima immagine: caricamento elementi nei canali tecnologici. Seconda immahine: assemblaggio del nucleo, installazione canali tecnologici. (immagini di repertorio - anni 70)

Il nucleo di un RBMK

Il nucleo di un RBMK ha una forma di un cilindro verticale con un diametro equivalente di 11,8 m e un'altezza di 7 m ed è costruito con blocchi di grafite strettamente serrati, impilati in colonne con aperture cilindriche verticali in cui sono inseriti i canali per il carburante (tubi a pressione) e i canali per le barre di assorbimento e controllo. Il nucleo è circondato in alto, in basso e lateralmente da riflettori in grafite. Lo spessore dei riflettori laterali è di 1 m, mentre quelli superiori e inferiori sono spessi 50 cm. Il peso del nucleo in grafite è di 1.700 tonnellate e quello dei riflettori è di circa 300 t.

Reattore numero 3 - Chernobyl Nuclear Power Plant (Main Hall)

Immagine sopra: scudo biologico superiore

Combustibile, canali di carburante e sistemi di protezione

Gli RBMK di prima generazione hanno 1.693 canali di carburante detti canali tecnologici e 179 canali per le barre dei sistemi di controllo e protezione CPS, mentre quelli di seconda generazione, come quello che era utilizzato nell‘Unità 4 di Chernobyl, hanno 1.661 canali di carburante e 211 canali per i sistemi di controllo e protezione.

Nei reattori RBMK l’assemblaggio del combustibile viene realizzato in una forma di un cluster: ciascun gruppo di carburante è costituito da due sottogruppi, uno sopra all'altro, ogni sottogruppo contiene 18 elementi di carburante e ogni singolo elemento di combustibile ha un diametro di 13,6mm.
I due sottogruppi sono uniti con un cilindro al centro dell’insieme e durante il funzionamento del reattore, questo spazio morto senza combustibile riduce il flusso di neutroni nel piano centrale del reattore.
I tubi a pressione che ospitano il combustibile sono realizzati in diversi tipi di materiali: la parte superiore e inferiore è di acciaio inossidabile, mentre la parte centrale, ovvero quella che si trova nella parte attiva, è realizzata in lega di zirconio.
Le pastiglie di combustibile sono costituite da polvere di biossido di uranio, sinterizzate con una forma cilindrica con un diametro di 11,5 mm e 15 mm di lunghezza. Il pellet di combustibile può contenere anche ossido di europio: questo viene aggiunto come veleno per ridurre le differenze di reattività tra combustibile nuovo e quello parzialmente esaurito.
Un foro di 2 mm attraverso l'asse del pellet serve a ridurre la temperatura al centro dello stesso e facilita la rimozione dei prodotti di fissione gassosa. La temperatura massima consentita del pellet è di 2.100 ° C.

Gli elementi che contengono il combustibile sono riempiti con elio ad una pressione di 5 bar e sigillati ermeticamente. Gli anelli di sicurezza aiutano a posizionare i pellet e attraverso delle molle sono tenuti al centro del tubo facilitando il trasferimento di calore dal pellet al tubo stesso. La temperatura massima consentita per gli elementi di combustibile è di 600 °C. Oltre ai normali gruppi di carburante ne esistono alcuni che contengono vari tipi di sensori, ad esempio i rilevatori di flusso di neutroni vengono posizionati nel supporto centrale. In ogni gruppo di elementi di combustibile è presente 147,5 kg di uranio.

Quando avviene il completo caricamento del nucleo con combustibile nuovo non tutti i canali tecnologici ospitano i cluster di carburante: una parte dei canali del combustibile viene caricata con speciali barre di assorbimento aggiuntive chiamate AAR poichè le barre di controllo convenzionali non sono in grado di compensare il grande eccesso di reattività del nucleo. I parametri geometrici delle aste AAR non differiscono da quelli dei gruppi di carburante, sono identiche, pertanto le aste di assorbimento aggiuntive possono essere inserite in qualsiasi canale del nucleo. Con l'aumento del consumo di carburante, le aste AAR vengono ritirate gradualmente una dopo l'altra e in contemporanea nuovi gruppi di carburante vengono quindi inseriti nei canali precedentemente occupati da barre di assorbimento aggiuntive; questo ne comporta che il peso dell'uranio nel nucleo aumenta con l'aumentare del consumo di carburante. All’inizio di ogni nuovo caricamento del reattore la quantità di carburante è pari a circa 165 tonnellate per poi raggiunge le 192 tonnellate durante il funzionamento a regime stabile.

Prima immagine: pannello azionamento barre di controllo. Seconda immagine: strumentazione controllo parametri nucleo


Struttura del vessel e schermo biologico

Il cilindro di grafite viene poggiato alla base su delle piastre in acciaio 10CrNi1Mo aventi uno spessore di 40mm, che a sua volta vengono posizionate su una struttura metallica (schermo biologico inferiore) a forma di cilindro dal diametro di 14,5 metri e uno spessore di 2 metri. La struttura metallica inferiore è montata su una ulteriore struttura metallica di supporto composta da piastre rinforzate alte 5,3 m che si intersecano perpendicolarmente al centro del reattore. La struttura metallica superiore (schermo biologico superiore) è simile alla costruzione della struttura metallica inferiore ma il cilindro presenta un diametro di 17 mt e 3 mt di altezza e le piastre superiori sono realizzate come quelle inferiori in acciaio 10CrNi1Mo con uno spessore di 40 mm.

Sia sulle piastre superiori che inferiori sono presenti i fori per i condotti che ospitano i canali del carburante e delle barre di controllo. Lo spazio tra i diversi canali e le comunicazioni nelle strutture metalliche superiore e inferiore sono rivestite con serpentinite (un minerale contenente acqua legata di cristallizzazione) che ha una funzione di isolante.

Lo schermo superiore in metallo del nucleo è coperto con il pavimento rimovibile costruito con lastre di acciaio e grafite che funge anche da pavimento del reattore.
Il vessel del reattore è realizzato in acciaio (10CrNi1Mo) e ha un diametro esterno di 14,52 mt un'altezza di 9,75 mt e uno spessore di 16mm.
Al fine di assorbire i carichi per la dilatazione termica assiale il vessel è dotato di una struttura di compensazione a soffietto. Il vessel insieme agli scudi biologici superiore e inferiore crea uno spazio ermetico del reattore che è posizionato all’interno della cella in calcestruzzo. Il moderatore è circondato da un serbatoio di acqua cilindrico, una struttura saldata con pareti spesse 3 cm, un diametro interno di 16,6 m e un diametro esterno di 19 m, internamente diviso in 16 scomparti verticali. L'acqua viene fornita agli scomparti dal basso e rimossa dall'alto e se necessario può essere utilizzata per il raffreddamento del reattore in emergenza.

All’ interno degli scomparti sono presenti delle termocoppie per il rilevamento della temperatura dell'acqua e camere ioniche per il monitoraggio della potenza del reattore. Il serbatoio, lo strato di sabbia e il calcestruzzo della cella che ospita il reattore hanno la funzione di ulteriori scudi biologici.
Il vessel del reattore è circondato lateralmente da serbatoi d'acqua e riempimento di sabbia. Per ridurre la resistenza termica del moderatore e prevenire l'ossidazione della grafite, le cavità presenti nella pila di grafite vengono riempite con una miscela a lenta circolazione di elio e azoto.

  • Reattore numero 3 - Chernobyl Nuclear Power Plant (Main Hall)
  • Reattore numero 3 - Chernobyl Nuclear Power Plant (Main Hall)

Prima immagine: Scudo biologico superiore. Seconda immagina: stanza principale reattore, area di rifornimento carburante


Sistema di raffreddamento

Il raffreddamento del reattore RBMK è garantito da 8 pompe suddivise in due circuiti paralleli. Ogni circuito è progettato per il raffreddamento di metà del nocciolo del reattore (metà sinistra e metà destra) ed è composto da due separatori di vapore e 4 pompe di circolazione principali (MCP - Main Circulating Pump).

Nel regime di funzionamento normale, 6 delle principali pompe di circolazione sono utilizzate per il normale raffreddamento del reattore, mentre 2 pompe (una per ogni bancata) sono di riserva per il verificarsi di un eventuale guasto o malfunzionamento. L'acqua di raffreddamento viene inviata al reattore attraverso le condotte inferiori ad un comune collettore in pressione (uno per ciascun circuito di raffreddamento), da qui il circuito è a sua volta suddiviso in 22 collettori di distribuzione, ciascuno dei quali alimenta 38 o 41 canali di pressione che attraversano il nucleo dove l'acqua di alimentazione entra scorrendo dal basso verso l'altro e va in ebollizione nella parte superiore dei canali. La miscela di vapore e acqua proveniente da ogni singolo canale di pressione viene inviata ai separatori di vapore che per ognuno dei due circuiti sono costituiti da una coppia di cilindri orizzontali situati nelle stanze laterali sovrastanti la parte superiore del reattore. Ogni cilindro ha un diametro di 2,8 m, una lunghezza di 31 m ed uno spessore del metallo di 10 cm (3,9 in) per un peso di circa 240 tonnellate.

Gli enormi motori delle pompe principali di circolazione dei circuiti di raffreddamento alimentate a 6 KVolt sono collegate direttamente al primo turbogeneratore e di conseguenza, le pompe principali dell'altro circuito vengono alimentate dal secondo turbogeneratore.

Il liquido di raffreddamento (acqua leggera) entra nei canali del carburante dalla parte inferiore del nucleo ad una pressione di 82 bar e una temperatura di 270°C. Passando attraverso i canali la pressione dell'acqua diminuisce a circa 70 bar e la temperatura all’uscita del nucleo aumenta fino a 284,5 °. L'aumento della temperatura e la diminuzione della pressione provocano l'ebollizione dell'acqua, all'uscita del nucleo, il contenuto di vapore saturo raggiunge il valore del 14,5% per una produzione totale di circa 5500 t/h di vapore. Questa miscela vapore-acqua scorre nei separatori di vapore, dove è separata in vapore saturo e acqua. Il vapore separato fluisce quindi verso le turbine e dopo il loro passaggio viene diretto ai condensatori dove viene quindi condensato in acqua. Quest'acqua (acqua di alimentazione) viene successivamente pompata dalle pompe elettriche di alimentazione nei separatori di vapore: qui l’acqua di alimentazione e l'acqua separata vengono mescolate insieme e in questo modo la temperatura dell'acqua separata scende a 270 °C. Ciò fornisce il margine di cavitazione necessario richiesto per il funzionamento delle principali pompe di circolazione ed evitare l'ebollizione dell'acqua in ingresso del nucleo.

In normali condizioni operative, ciascuna delle 6 pompe di circolazione principali lavora con una portata di circa 8000 mc/h cadauna. Quando il reattore scende sotto i 500Mw termici il flusso attraverso delle valvole viene ridotto sotto i 6000 mc/h. La circolazione totale delle 6 pompe a pieno regime è di 48000 mc/h.

Il funzionamento delle pompe con una portata più elevata non è consigliata perché tale operazione provoca un cambiamento nella relazione tra la massa d’ acqua di alimentazione e la massa d’acqua separata nei cilindri separatori di vapore. La temperatura media della miscela di acqua/vapore in questo caso aumenta e ciò provoca una diminuzione del margine di cavitazione delle pompe stesse. La cavitazione delle principali pompe di circolazione porta ad una ebollizione del liquido di raffreddamento all'ingresso del nucleo stesso.

La stessa situazione si presenta anche in caso di funzionamento del reattore a potenza ridotta con le pompe ad un regime di portata nominale. Nel caso dell'RBMK il liquido di raffreddamento scorre separatamente verso ciascun canale del carburante e ciò richiede una regolazione individuale della portata per ciascun canale del carburante pertanto, lo schema termoidraulico del reattore è molto più complicato di un PWR o BWR classico.

  • Sala pompe di circolazione - Chernobyl Nuclear Power Plant

Prima immagine: stanza 402/1 gruppo pompe di raffreddamento. Seconda immagine: pannelli indicazioni circuiti di raffreddamento.

Sistema di controllo e protezione

Il sistema di controllo e protezione (CPS) del reattore RBMK ha diverse tipologie di barre di assorbimento e diversi dispositivi di misurazione per il controllo dei numerosi parametri di funzionamento.

Nel caso dei reattori RBMK di seconda generazione sono presenti 211 barre di controllo. A seconda delle loro funzioni, le barre di assorbimento sono suddivise in 4 gruppi:

- barre di controllo accorciate (SAR) per la regolazione della distribuzione assiale dei neutroni

- barre di assorbimento per la regolazione manuale della distribuzione radiale dei neutroni (MR)

- aste di assorbimento per il controllo automatico della potenza del reattore (AC)

- barre di emergenza (ER)

Le 211 barre di controllo sono così suddivise:

- 24 assorbitori SAR

- 24 assorbitori AC

- 139 assorbitori MR

- 24 ER

Le barre di assorbimento utilizzate per i sistemi di controllo e protezione del reattore RBMK sono costituite da elementi di assorbimento identici in carburo di boro. Questi elementi hanno una lunghezza pari a 96,75 cm, mentre gli assorbitori di tipo SAR sono composti da 3 elementi assorbenti con una lunghezza di 3,05 m. Le altre barre di controllo sono composte da 5 elementi assorbenti per una lunghezza di 5,12 m.
C’è un'altra caratteristica importante nelle barre del reattore RBMK: le aste di tipo SAR, MR ed ER hanno 5 speciali elementi di grafite.

Dall' AM-1 all' RBMK

L'RBMK fu il culmine del programma di energia nucleare sovietico per realizzare un reattore di potenza con moderatore in grafite e raffreddato ad acqua. Il primo di questi fu l’AM-1 con una potenza elettrica di 5 MW equivalenti a 30 MW termici: fu la prima centrale elettronucleare al mondo e fornì energia elettrica alla città di Obninsk dal 1954 al 1959. I prototipi successivi furono l'AMB -100 e AMB-200 entrambi presso la centrale nucleare di Beloyarsk per arrivare poi al modello RBMK.


Ad oggi si contano ancora 10 reattori RBMK attivi:

- Kursk 1 arresto previsto 2023

- Kursk 2 arresto previsto 2024

- Kursk 3 arresto previsto 2029

- Kursk 4 arresto previsto 2030

- Leningrado 2 arresto previsto 2021

- Leningrado 3 arresto previsto 2025

- Leningrado 4 arresto previsto 2026

- Smolensk 1 arresto previsto 2028

- Smolensk 2 arresto previsto 2030

- Smolensk 3 arresto previsto 2034

Chernobyl Synopsis: "Anatomia e storia dei reattori RBMK"

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