Centro di Ricerca sulle Biomasse

Disposizione generale della centrale 

RICCARDO IGOR RENZULLI 

1

1. Edificio reattore 

2. Edificio ausiliari normali del reattore 

3. Edificio combustibile 

4. Edificio controllo 

5. Edificio tubazioni vapore 

6A Edificio ausiliari di emergenza del reattore A 

6B Edificio ausiliari di emergenza del reattore B 

7A Diesel di emergenza A 

7B Diesel di emergenza B 

7C Diesel di emergenza C 

7D Diesel di emergenza D 

8 Serbatoio acqua emergenza 

9. Camino 

10. Corridoio di accesso 


2

• Nella planimetria generale in figura sono 

riportati gli edifici che costituiscono la 

centrale nucleare. 

• Gli edifici sono raggruppabili in: 

• - edifici di unità; 

• - edifici comuni. 


3

Sono di unità gli edifici che contengono i sistemi necessari per il 

funzionamento di ciascuna unità e per il suo spegnimento sicuro in 

qualunque situazione d'impianto. 

Tali edifici sono : 

a) Edificio Reattore; 

b) Edificio Ausiliari Normali del Reattore; 

c) Edifici Ausiliari di Emergenza del Reattore 

d) Edificio Tubazioni Vapore ; 

e) Edificio Combustibile ; 

f) Edificio Sala Macchine ; 

g) Edificio Controllo ; 

h) Edificio Quadri Elettrici Normali ; 

i) Bacino e Torri per il Raffreddamento . 

Sono inoltre di unità i trasformatori situati nell'Area Trasformatori. 


4

Sono comuni alle due unità gli edifici contenenti sistemi o servizi il cui 

funzionamento non è direttamente connesso con la conduzione 

delle singole unità. 

Tali edifici sono: 

a) Edificio Trattamento Effluenti Radioattivi ; 

b) Edificio Immagazzinamento Rifiuti Solidi Radioattivi ; 

c) Edificio Servizi Zona Controllata 

d) Edificio Ausiliari Comuni , nelle cui adiacenze sono l'Area Serbatoi 

Acqua Demineralizzata e Industriale e l'Area Trattamento Scarichi non 

Radioattivi ; 

e) Edificio Portineria, Spogliatoi ed Autorimessa ; 

f) Edificio Mensa e Foresteria ; 

g) Edificio Servizi Generali , che comprende gli uffici, gli archivi, il 

magazzino materiali leggeri, le officine fredde; 

h) Edificio Magazzino Materiali Pesanti ; 

i) Edificio Dosimetria e Sorveglianza Ambientale 


5

Edificio Reattore 

• È posto praticamente al centro della platea principale. 

• È costituito da due strutture in calcestruzzo armato: 

• il Contenitore Primario, ha forma cilindrica con calotta superiore semisferica e pareti 

interne completamente ricoperte da un rivestimento d'acciaio; 

• il Contenitore Secondario, che racchiude il contenitore primario di cui ha 

configurazione analoga. 

• Tra le due strutture esiste un'intercapedine (annulus) messa in depressione nel caso 

di incidente di pressurizzazione del contenitore primario. 

• All’interno del contenitore primario è ubicato il reattore nucleare e il circuito primario 

di raffreddamento . Il recipiente in pressione è sistemato nel centro di una cavità in 

una struttura schermante ( schermo primario). 

• Fra lo schermo primario e una seconda struttura schermante ( schermo secondario) 

sono sistemati i generatori di vapore ognuno in un proprio scompartimento con la 

relativa pompa di circolazione del refrigerante primario. 

• Anche il pressurizzatore è sistemato in uno scompartimento separato all’interno dello 

schermo secondario. 

• All’interno del contenitore primario trovano anche alloggiamento le attrezzature per la 

movimentazione del combustibile sia fresco che esaurito dal recipiente in pressione 

al canale di trasferimento e viceversa. Che immette nell’edificio combustibile esaurito. 


6


7

Disposizione dell’impianto di produzione 

• La disposizione dei gruppi turboalternatori nell’edificio 

turbina sono disposti radialmente rispetto all’edificio 

reattore questo al fini di ridurre le conseguenze derivanti 

da un eventuale rottura del disco di turbina. I gruppi 

turboalternatori hanno la turbina costituita da un corpo di 

alta pressione e da più corpi di bassa pressione. 

• Per reattori da 1000 – 1200 MWe si hanno lunghezze di 

70 m . 

• Nel caso di gruppi alternatori questi vengono disposti 

con assi paralleli con opportuni di stanziamenti tra i 

gruppi. 


8

Disposizione radiale delle turbine 


Edificio Reattore 

9

Criteri di progettazione 

• Classificazione ai fini della sicurezza 

• Classificazione sismica 

• Classificazione secondo codici di progettazione 

e di fabbricazione ( gruppi di qualità) 

• Combinazione dei carichi – sollecitazioni 

massime e ammissibili 


10

Classificazione ai fini della sicurezza 

• I componenti e i sistemi sono raggruppati 

in 4 classi a seconda delle conseguenze 

derivati da un loro guasto 

• Classe 1 componenti e sistemi rilevanti ai fini della sicurezza 

• Classe 2 componenti e sistemi che assolvono funzioni di sicurezza in 

condizioni normali o di emergenza 

• Classe 3 componenti e sistemi che assolvono funzioni di sicurezza 

accessorie 

• Classe 4 componenti e sistemi non rilevanti ai fini della sicurezza 


11

Classificazione sismica 

• Le strutture i componenti e sistemi vengono suddivisi in due categorie 

secondo i requisiti richiesti perché resistano ad eventi sismici 

• Categoria I sono strutture i componenti e sistemi progettati per resistere alle 

sollecitazioni del terremoto base di progetto ( terremoto di arresto in 

condizioni di sicurezza) 

• Categoria I I sono tutte le strutture i componenti e sistemi non compreesi 

nella categoria I 


12

Classificazione secondo codici di progettazione e 

di fabbricazione ( gruppi di qualità) 

• Le strutture i componenti e sistemi sono 

suddivisi in riferimento alle norme prescritte per 

la loro progettazione e costruzione 

• Sono previsti 4 gruppi di qualità A,B,C,D con 

norme più stringenti che decrescono andando 

dal gruppo A al gruppo D 


13

Combinazione dei carichi 

sollecitazioni massime e ammissibili 

Per il progetto delle strutture dei sistemi e 

dei componenti si hanno: 

4 condizioni interne di impianto 

3 condizioni di eventi esterni 

4 Condizioni interne 

Normale 

Anormale 

Emergenza 

Indicente 

3 condizioni di eventi esterni 

Normale 

Anormale ( terremoto di esercizio ) 

Severa ( tromba d’aria + terremoto di progetto ecc.) 


14

Reattori nucleari di potenza 

Ai fini della produzione di energia elettrica, la funzione del 

reattore nucleare è quella di scaldare un fluido termovettore 

per la produzione di vapore, ossia è quella della caldaia di 

un impianto termoelettrico convenzionale. Vi sono anche 

reattori a gas che utilizzano CO 2 o elio come termovettore e 

cicli con turbine a gas. 

Tutto il resto (turbina, alternatore, trasformatore, ciclo 

rigenerativo, ecc.) non differisce in 

linea di massima da quello di un normale impianto 

termoelettrico. 


15

Classificazione dei reattori 

• I reattori vengono classificati in base: 

• al contenuto di materiale fissile 

• all’energia dei neutroni che danno fissione 

• al tipo di moderatore 

• al grado di produzione di materiale fissile 

rispetto a quello consumato 


16

La categoria di reattori aventi caratteristiche omogenee in quanto a combustibile, 

moderatore e refrigerante viene detta filiera. 

termici 

REATTORI COMBUSTIBILE MODERATORE REFRIGERANTE 

D2O in 

D2O 

pressione 

di 

conversione 

U naturale 

U arricchito 

grafite 

H2O 

grafite 

D2O bollente 

gas in 

pressione 

H2O in 

pressione 

H2O bollente 

gas in 

pressione 

sodio liquido 

H2O in 

pressione 

veloci 

breeder 

fissile U235 

fertile U238 

(Pu239) 

sodio liquido 


17


18


19


20

Una centrale nucleare al pari di una termica a combustibile fossile, comprende due 

sistemi di trasferimento del calore. 

il primo sistema viene denominato Generatore Nucleare di Vapore dove il combustibile è 

bruciato ed il calore derivante viene utilizzato per la produzione di vapore 

il secondo sistema denominato ciclo secondario o impianto di produzione, utilizza il 

vapore prodotto per alimentare la turbina collegata all’alternatore che genera potenza 

elettrica. 

L’impianto di produzione è costituito da quei componenti che servono a trasformare in 

energia elettrica il vapore fornito dal generatore di vapore al quale giunge l’acqua di 

alimento adeguatamente preriscaldata. 

Il Generatore Nucleare di Vapore (GNV) comprende: 

- il reattore 

- il recipiente in pressione 

- il circuito primario o sistema di refrigerazione del reattore 

- pompe 

- tubazioni e valvole 

- i sistemi ausiliari atti ad assicurare il corretto funzionamento dell’impianto nel normale 

esercizio ( avviamento, funzionamento a potenza, arresto a caldo o a freddo, ricambio 

del combustibile) e a garantire la sicurezza in condizioni di incidente. 


21

Reattore PWR- circuito primario 


22

Reattore ad acqua bollente (BWR, boiling water reactor) 

Nocciolo 

Appartiene alla classe dei reattori termici, la produzione di calore 

e quella di vapore avvengono direttamente nel vessel 

Il nocciolo del reattore e tutte le strutture ad esso associate sono 

contenute in un recipiente in pressione. Gli elementi di 

combustibile sono formati in moduli ognuno dei quali è costituito 

da una barra di controllo cruciforme e da quattro elementi di 

combustibile. Ogni elemento è costituito a sua volta da barrette 

secondo un reticolo 7 x 7 o 8 x 8 ( 264 elementi di combustibile) 

Le barrette sono in Zircaloy-2 e contengono il combustibile. Il 

combustibile è sotto forma di pasticche di ossido di uranio 

(arricchito a circa il 2,5% in U235) 

Le barre di controllo di forma cruciforme contenenti tubi riempiti 

di carburo di boro. Le barre di controllo vengono inserite dal 

basso e scorrono negli spazi liberi tra quattro elementi di 

combustibile adiacenti mediante un meccanismo di azionamento 

idraulico. 


23


24


Sezione del nocciolo a 624 elementi 

25


26


27

numero di fissione al secondo per produrre un watt di potenza 

1eV = 1,6 x 10 -19 J 1 MeV = 1,6 x 10 -13 J 

1J / sec 

12 

1 Watt = 1J/sec = = 6, 

25x10 

MeV / sec 

− 13 

1, 

6x10 

J / MeV 

ogni fissione produce una energia E f = 200 MeV/fix 

6, 25x10 

12 MeV / sec 

10 

n° fissioni per produrre un 1Watt = 31 , x10 

fix / sec 

200MeV 

/ fix 

1, 

6⋅10 

−13 

( 

J 

/ 

MeV ) 200( 

MeV 

/ 

fiss 

) 

= 

3, 

2x10 

−11 

( 

J 

/ 

fiss 

) 


28

Linear Heat Reate (LHR) 

π 2 

LHR (kW/m) = q = D 

' pelletq 

''' 

4 

D pellet = diametro della pellet in mm 

q ’’’= densità volumetrica di potenza, kW/m 3 = 

−11 

3, 

2x10 

eN U φσ fiss 

σ 

fiss 

−22 

≈ 5x10 

cm 

N U = densità atomica = 

2 

6x10 

ρ 

238 

23 U 

ρ U = densità del combustibile (Uranio) g/cm 3 

e = arricchimento in U 235 

φ = flusso neutroni termici 

q ' 

= 

J / fissione 

ρ 

238 

meutroni 

2 

cm sec 

π 

4 

−11 

23 U 

2 

3, 

2x10 

6x10 

φ ⋅e 

σ f Dpellet 


29

Esempio: 

φ = 2x10 13 cm -2 s -1 Dpellet =1.0 cm 

UO2: ρ U = 9.3 g/cm 3 ; e = 0.035: q’ = 20.6 kW/m = 

20,6x10 -5 MW/cm 

Idruro: ρ U = 3.7 g/cm 3 ; e = 0.14: q’ = 20.6 kW/m 

Burnup (BU, MWd/kgU) 

2 

3 

w = D x10 − 

U π pellet ρU 

= massa iniziale di Uranio per unità di 

lunghezza, kgU/cm 

E = q’ x t d x 10 -5 = energia termica per unità di lunghezza di 

combustibile al giorno, MWd/cm 

t d = tempo di irraggiamento (giorni) 

BU 

= 

E 

w 

U 

q' ( kW / m ) × t 

= 

3 

π × ρ ( g / cm 

U 

d 

( giorni 

2 

) × D 

pellet 

)x10 

( cm 

Esempio: t d = 365 giorni; q’ = 50 kW/m; D pellet = 0.7 cm 

ρ U (g/cm 3 ) = 9.6 (UO2); 

ρ U (g/cm 3 ) = 3.8 (idruro) 

BU (UO 2 ) = 12 MWd/kgU; 

BU (idruro) = 30 MWd/kgU 

−2 

2 

) 


30

numero di barre 36 49 63 

Linear heat rate q’ 53 39 30 


31

• Circuito primario 

L’acqua del circuito primario svolge le funzioni sia di refrigerante che di 

moderatore e circola nel nocciolo dal basso verso l’alto, viene a contatto 

con gli elementi di combustibile e vaporizza parzialmente. La miscela acqua 

vapore attraversa i separatori di vapore che abbassano il contenuto di 

umidità a circa il 5% successivamente passa attraverso gli essiccatori con 

un ulteriore riduzione dell’umidità a circa lo 0,1% da qui esce dal vessel. 

L’acqua separata dal vapore ricade verso il basso e viene miscelata con 

l’acqua alimento che viene introdotta nel recipiente in pressione tramite un 

distributore ad anello posto al di sotto dei separatori di vapore. Il 50% 

dell’acqua esce nei circuiti esterni di ricircolazione dotati di pompe 

centrifughe a velocità variabile che alimentano una serie di eiettori idraulici 

installati all’interno del recipiente in pressione. Il reattore BWR è progettato 

per funzionare con la parte alta del core refrigerata da una miscela bifase, 

con una frazione di vuoto compresa tra il 15 ed il 25 %. La frazione di vuoto 

di una miscela bifase liquido-vapore è il rapporto tra il volume occupato 

dalla fase vapore (vuoto) ed il volume totale occupato dalla miscela 

(liquido+vapore). Ciò implica che nella parte alta del core, la moderazione è 

meno efficiente, e quindi il flusso neutronico e la densità di potenza sono 

inferiori ai corrispondenti valori della parte bassa del core 


32

Caratteristica dei reattori BWR è la capacità di autoregolazione, cioè la 

possibilità di aumentare o diminuire la produzione di energia senza 

modificare la posizione delle barre di controllo. In presenza di una richiesta 

di maggior potenza viene aumentata la portata delle pompe di ricircolo, 

ottenendo un inizio dell’ebollizione nel nocciolo ad una quota superiore. Si 

ha così una maggiore densità media del moderatore nel nocciolo e quindi 

un migliore rallentamento neutronico e un aumento delle fissioni, fino a 

quando non si raggiunge una condizione di equilibrio per una potenza 

maggiore. Viceversa una riduzione della circolazione dell’acqua porterà ad 

una sua più rapida evaporazione, con conseguente formazione di vapore 

nel nocciolo a livelli inferiori, minore densità media del moderatore e 

diminuzione delle fissioni e quindi della potenza. 

Si riescono così ad effettuare variazioni di carico tra il 60% e il 100% senza 

azionare le barre di controllo. 

Pertanto se la portata di acqua viene diminuita, la frazione di vuoto 

aumenta perché le bolle di vapore tendono a stazionare più a lungo tra le 

barre di combustibile, ed un numero inferiore di neutroni sono rallentati e si 

rendono disponibili per essere catturati dal combustibile, determinando una 

riduzione della potenza termica generata se la portata di acqua viene 

diminuita, la frazione di vuoto aumenta perché le bolle di vapore tendono a 

stazionare più a lungo tra le barre di combustibile, ed un numero inferiore di 

neutroni sono rallentati e si rendono disponibili per essere catturati dal 

combustibile, determinando una riduzione della potenza termica generata. 


33

Le barre di controllo, utilizzate per l’arresto del reattore e per mantenere una uniforme distribuzione 

di potenza all’interno del reattore stesso, sono inserite dal basso da un sistema ad azionamento 

idraulico ad alta pressione. 

Un anello toroidale di acqua o una piscina di soppressione sono utilizzati per asportare il calore in 

caso di arresto improvviso del reattore. 


34

1) Vessel 

2) Barre di combustibile 

3) Barre di controllo 

4) Pompe a getto 

5) Regolazione barre controllo 

6) Vapore saturo secco 

7) Acqua di alimento 

8) Turbina alta pressione 

9) Turbina bassa pressione 

10) Alternatore 

11) Eccitatore 

12) Condensatore 

13) Acqua di raffreddamento 

14) Rigeneratori 

15) Pompa di estrazione 

16) ) Pompa di circolazione 

17) Schermo in cemento 

18) Separatore di vapore 

19) Essiccatori di vapore 


35

Reattore ad acqua in pressione (PWR Pressurized Water Reactor ) 

Nocciolo 

Il reattore PWR (Pressurized Water Reactor) 

appartiene alla classe dei reattori termici, a 

recipiente in pressione. Gli elementi di 

combustibile sono a sezione quadrata e a loro 

volta sono formati da barrette disposte 

Secondo un reticolo 17 x 17. nelle barrette 

sono inserite le pastiglie di combustibile di 

ossidi di uranio e rivestite in Zircaloy-4 . Le 

barre di controllo sono del tipo a fascio e 

sono costituite da barrette in lega Ag-In-Cd e 

incamiciate di acciaio inossidabile inoltre 

sono tenute insieme da una crociera nella 

parte superiore. Si muovono verticalmente 

entro i tubi guida che fanno parte dell’elemento 

di combustibile e vengono azionate dall’alto 

mediante meccanismi elettromagnetici. 


36


Spessore del vessel 

circa 25 cm 

37

Circuito primario 

Esso è refrigerato e moderato 

con acqua leggera in pressione ad 

una pressione superiore a quella 

di saturazione. L’acqua a 

pressione superiore a quella di 

saturazione passa attraverso il 

nocciolo e attraversa i bocchelli di 

uscita per andare nel generatore 

di vapore dove cede calore . Dai 

generatori di vapore l’acqua esce 

e rientra nel reattore attraverso i 

bocchelli di ingresso e scende 

nell’intercapedine fra parete del 

vessel e il mantello del nocciolo. 

Il pressurizzatore provvede al 

controllo della pressione 


38

1) Vessel 



4) Regolatori barre controllo 

5) Pressurizzatore 

6) Generatore di vapore 

7) Pompa di circolazione 

8) Vapore saturo secco 

9) Pompa di alimento 

10) Turbina alta pressione 

11) Turbina bassa pressione 


13) Eccitatore 


15) Acqua di raffreddamento 

16) Pompa di estrazione 


18) Schermo biologico 


20) Separatore di vapore 


39

• CIRCUITO SECONDARIO 

• In questo tipo di reattore esiste un secondo circuito separato 

fisicamente da quello primario tramite i generatore di vapore. 

L’acqua di alimento entra nel generatore di vapore lato mantello 

mentre lato tubi fluisce l’acqua in pressione proveniente dal reattore 

dal circuito primario. Il vapore generato espande successivamente 

nei gruppi turbina. Il vapore scaricato dalle turbine viene raccolto nel 

condensatore dell’impianto per ritornare in circolo. Il condensatore è 

provvisto di un proprio circuito separato per il raffreddamento 

dell’acqua di alimento al generatore di vapore e per fare questo 

deriva la quantità necessaria di acqua o da una sorgente estesa 

( logo, mare, fiume di adeguata portata). Nel caso non sia possibile 

disporre di una sorgente estesa si provvede mediante torri di 

raffreddamento all’adeguata asportazione del calore. Ne primo caso 

si parla di ciclo aperto nel secondo di ciclo chiuso. 


40

Recipiente in pressione 

I recipienti in pressione dei reattori nucleari al fine di evitare l’ossidazione e 

l’infragilimento da idrogeno sono costruiti con acciai basso legati ( ASTM – 

A 533 e ASTM A 508 classe 2); sono rivestiti internamente con acciaio 

inossidabile di spessore di circa 6 mm. Il recipiente in pressione è di forma 

cilindrico, con un fondo emisferico saldato e un coperchio flangiato anch’esso 

di forma emisferica. Nel recipiente sono alloggiati il nocciolo, le barre di 

controllo, le strutture di supporto e le altre parti direttamente associate al 

nocciolo. I bocchelli di ingresso e di uscita sono situati allo stesso livello al di 

sotto della flangia del recipiente in pressione e al di sopra del nocciolo. Il 

refrigerante entra dai bocchelli di ingresso, fluisce verso il basso lungo 

l’intercapedine fra recipiente e mantello esterno del nocciolo, quindi giunto sul 

fondo attraversa il nocciolo dal basso verso l’alto raffreddandolo. L’integrità del 

recipiente in pressione per la durata della vita dell’impianto è assicurata dalla 

opportuna scelta dei materiali e dei processi di fabbricazione. 


41

Pompa primaria 

Le pompe di circolazione del refrigerante primario sono di tipo centrifugo ad 

uno stadio azionate da motori trifase raffreddati ad aria, il calore asportato dal 

sistema di raffreddamento ad aria del motore è trasferito al sistema di 

raffreddamento ad acqua in ciclo chiuso dei componenti nucleari (CCWS) 

(Component Cooling Water System) raffreddamento in ciclo chiuso dei componenti nucleari. 

Dal basso in alto, nella pompa si distinguono tre sezioni: 

la sezione idraulica 

quella della tenute 

il motore 


42


43

L’albero della pompa è verticale, con il motore sopra la pompa. Un volano 

montato sull’albero, sopra il motore, fornisce una inerzia aggiunta che 

incrementa il tempo di rallentamento della pompa in caso di arresto per 

mancanza di alimentazione elettrica. Il fluido primario entra dal fondo della 

pompa ed esce lateralmente. La pompa è fornita di un sistema di tenute a 

perdita controllata costituito da tra tenute operanti in serie. L’acqua di alimento 

delle tenute, che realizza uno sbarramento nei riguardi del fluido primario, è 

fornita dal sistema di regolazione del volume e della chimica del circuito 

primario - Chemical & Volume Control System (CVCS) Regolazione della 

Chimica e del Volume del Refrigerante. Come riserva, l’alimentazione alle 

tenute è assicurata da un sistema di emergenza. 

Sulla pompa è montato un dispositivo atirotazione inversa, composto 

essenzialmente di pale montate sull’esterno del volano e di una piastra ad 

arpioni montata sul telaio del motore. 

Le pompe dei reattori ad acqua in pressione sono caratterizzate da portate 

elevate dell’ordine di 20.000 m 3 /h 


44

Pressurizzatore 

Il pressurizzatore ( vedi figura di seguito ) è costituito da un 

recipiente cilindrico, verticale, con fondo e duomo di forma 

semisferica. Esso è collegato a un ramo caldo del circuito 

primario tramite una linea di collegamento ( surge line). Gruppi di 

riscaldatori elettrici installati sul fondo del pressurizzatore 

producendo una adeguata quantità di vapore, consentono di 

mantenere in pressione il sistema durante i transitori che 

comportano riduzione del volume del refrigerante primario. Due 

di questi gruppi sono alimentati da due generatori diesel di 

emergenza in caso di perdita della alimentazioni elettriche 

normali, in modo da assicurare, mantenendo la pressione nel 

circuito primario, la refrigerazione del nocciolo in condizioni di 

circolazione naturale. 


45


46

1. pressurizzatore 

2. riscaldatori elettrici 

3. linea pressurizzatore – circuito primario ( surge line) 

4. tubazioni sistema refrigerante primario ( gamba calda) 

5. acqua agli ugelli di spruzzamento 

6. valvole di sicurezza 

7. valvole disfioro 

8. serbatoio di sfioro del pressurizzatore 

9. linea di scarico rilasci del pressurizzatore 

10. dal sistema di acqua di reintegro del circuito primario 

11. al sistema di trattamento effluenti gassosi 

12. disco di rottura 

13. al sistema di raccolta drenaggi isola nucleare 

Sistema di controllo della pressione nel circuito primario 


47

Sul duomo del pressurizzatore è montato un bocchello che permette di spruzzare acqua 

destinata a condensare il vapore in modo da minimizzare gli aumenti di pressione 

conseguenti a variazioni di volume dell’acqua di refrigerazione del reattore, durante i 

transitori operazionali dell’impianto. Sul duomo del pressurizzatore sono inoltre montate 

le tubazioni di collegamento con tre valvole di sfioro e tre valvole di sicurezza. Gli 

aumenti di pressione superiori alle capacità del sistema di spruzzamento, causano 

l’apertura automatica della valvole di sfioro ( è anche possibile l’attuazione manuale dalla 

sala manovra). Se la pressione continua a salire, le valvole di sicurezza, aprendosi ai 

valori di taratura, scaricano a loro volta il vapore riducendo la pressione. Tutti gli scarichi 

sono canalizzati al serbatoio di sfioro del pressurizzatore. Nelle normali condizioni di 

esercizio, a piena potenza, il 60% del volume del pressurizzatore è occupato da acqua. 

Tale percentuale varia proporzionalmente al livello di potenza, fino a risultare del 25% a 

potenza zero. Per tutte le condizioni di impianto in cui il vapore è presente nel 

pressurizzatore, la pressione del circuito primario è controllata nel modo sopra illustrato. 

Nelle condizioni di temperatura particolarmente bassa ( fasi di avviamento o di arresto a 

freddo), quando il pressurizzatore è pieno di acqua, la pressione viene controllata grazie 

alla portata di estrazione del fluido primario attraverso la linea di aspirazione del sistema 

di rimozione del calore residuo (RHR) e le pompe CVCS. 


48

Serbatoio di sfioro del pressurizzatore 

Il serbatoio condensa il fluido scaricato dalle valvole di sicurezza e di sfioro del 

pressurizzatore. Esso contiene acqua a temperatura ambiente in atmosfera di azoto. Il 

fluido scaricato dal pressurizzatore sfoga nell’acqua attraverso una tubazione di 

diffusione. Il serbatoio è drenato periodicamente al sistema di trattamento effluenti 

radioattivi. 


49

Elementi di combustibile 

Ogni elemento è costituito da un certo numero di barre di combustibile e tubi 

guida per l’inserimento delle barre di controllo, sorgenti neutroniche e veleni 

bruciabili e da un tubo guida per la strumentazione localizzato al centro 

dell’elemento. 

Il nocciolo del reattore è costituito da tre regioni a diverso arricchimento 

Gli elementi di combustibile sono a sezione quadrata a loro volta formati da 

barrette disposte secondo un reticolo 17x17. 


50

Controllo della reattività 

• Il controllo della reattività è eseguito in tre modi: 

assorbitore neutronico solubile ( acido borico) 

barre di controllo 

veleni bruciabili 

L’acido borico è disciolto nel refrigerante primario. La variazione della sua concentrazione 

permette il controllo della reattività a lungo termine. 

I veleni bruciabili agiscono in modo da compensare le variazioni di reattività a lungo temine; sono 

utilizzati solamente durante il primo ciclo del combustibile. 

Le barre di controllo operano sia per compensare variazioni di reattività conseguenti alle 

operazioni di esercizio, sia nella fase di arresto o avviamento del reattore. 

Nella figura è mostrata una barra di controllo assemblata, ogni singola barra del gruppo è 

costituita da una guaina di acciaio inossidabile contenente il materiale assorbitore, costituito per la 

parte superiore da pastiglie di carburo di boro e per la parte inferiore da un cilindro estruso in 

Ag-Cd-In. 


51


Elemento di combustibile 

Barra di controllo 

52

Le barre sono azionate da un meccanismo di comando control rod drive mechanism (CRDM) che ne 

permette l’inserzione e l’estrazione. Il sistema di comando illustrato in figura 


control rod drive mechanism (CRDM) 

53

Il control rod drive mechanism (CRDM) è costituito da tre elettromagneti che in 

opportuna sequenza consentono il movimento verticale della barra. In caso di 

interruzione della alimentazione elettrica agli avvolgimenti, la barra si inserisce 

rapidamente per gravità nel nocciolo. La distribuzione di flusso neutronico 

all’interno del reattore è rilevata da una serie di microcamere a fissione che 

penetrano nel reattore dal fondo del recipiente in pressione e sono comandate 

da un meccanismo che consente loro di percorrere il tubo guida centrale, 

presente negli elementi di combustibile, non occupato da barre di controllo. La 

temperatura del refrigerante in uscita dall’elemento di combustibile è misurata 

da termocoppie cromo-alumel alloggiate nella struttura superiore di sostegno 

del nocciolo. 


54

R P N M L K J H G F E D C B A 

1 

2 

3 

4 

5 

6 

7 

arricchimento 

Regione 1 2,1 

Regione 2 2,6 

Regione 3 3,1 

8 

9 

10 

11 

12 

13 

14 


15 

55

Le barre di combustibile sono libere di dilatarsi assialmente e sono costituite da pastiglie 

di ossido di uranio sitenrizzato contenute in una guaina di Zircaloy-4 e sono sigillate alle 

estremità con tappi saldati a tenuta. 


56

Generatore di vapore 

Sono di tipo verticale con tubi ad U e separatore di vapore incorporato. L’adozione dei tubi ad U elimina i problemi 

connessi con le espansioni differenziali fra tubi e mantello del generatore. 

L’acqua del circuito primario entra nella zona bassa del generatore, fluisce attraverso i tubi ad U e poi torna in ciclo 

attraverso il bocchello di uscita. Il preriscaldamento e l’evaporazione dell’acqua del circuito secondario avviene nel lato 

mantello del generatore di vapore ed il vapore prodotto viene deumidificato prima di essere scaricato dal generatore 

stesso. L’acqua del circuito secondario viene fatta entrare nella parte alta del generatore ove si miscela con l’acqua di 

ricircolazione, per scendere poi attraverso la camera anulare realizzata nella zona più periferica del generatore per venire 

infine a contatto con il fascio tubiero. Il vapore prodotto viene deumidificato per mezzo di apparecchiature meccaniche 

posizionate fra il fascio tubiero ed il bocchello di uscita del vapore. 

La separazione del vapore avviene in tre stadi 

1° stadio 

- Il vapore umido all’uscita del fascio tubiero viene fatto passare attraverso un separatore a 

pale dove il vapore assume un moto centrifugo il quale determina la separazione dal 

vapore delle particelle di acqua più pesanti che vengono scaricate nell’acqua di ricircolo 

2° stadio 

il vapore viene ulteriormente deumidificato in un separatore costituito da una batteria di lamine metalliche di forma a 

V entrando dal basso ed esce lateralmente dal separatore assumendo un movimento a zig zag nel separatore stesso e 

questo determina la separazione della parte umida. 

3°stadio 

la deumidificazione continua in un separatore a forma conica costituito da lamelle accostate fra loro in modo da 

realizzare dei passaggi secondo la generatrice del cono. Il vapore assume un moto vorticoso e le parti di acqua separate 

vengono raccolte alla periferia della base del cono e vengono drenate messe di nuovo in circolazione. Il vapore passa 

nella zona centrale ed esce dal bocchello del generatore nella parte superiore. 


57

Generatore di vapore 


58


59

Nocciolo 

Reattori ad acqua pesante 

Il nocciolo e le strutture adesso associate sono contenuti in una calandria a tubi orizzontali nei 

quali sono inseriti i tubi in pressione contenenti gli elementi di combustibile. In questi viene fatta 

circolare acqua pesante in pressione che costituisce il refrigerante primario mentre nella calandria 

è contenuto il moderatore costituito da acqua pesante. Ogni canale di combustibile contiene 12 

elementi lunghi mezzo metro e del diametro di 10 cm e ogni elemento è costituito da un fascio di 

28 barrette. La reattività viene controllata variando il livello del moderatore e con le barre di 

controllo inserite ortogonalmente ai tubi in pressione. 


60

Circuito primario 

Il refrigerante primario fluisce attraverso i tubi in pressione 

aumentando così la temperatura, quindi passa 

attraverso i generatori di vapore. Da questi mediante 

pompe di ricircolo viene rinviato nel reattore. Il 

refrigerante primario viene fatto circolare in modo da 

avere un flusso opposto in tubi adiacenti ed i tubi del 

refrigerante relativi ai singoli tubi in pressione vengono 

raggruppati in un opportuno numero di collettori. Il 

moderatore è tenuto in movimento mediante pompe e 

raffreddato in scambiatori di calore 


61

Regolazione della potenza 

la potenza del reattore può essere variata mediante il movimento delle barre di 

controllo in modo da variare il salto termico del refrigerante fra ingresso ed 

uscita del reattore 


62

1) Core del reattore 



4) Calandria moderata a D2O 

5) Pompa di circolazione D2O 

6) Macchina ricarica 

combustibile 

7) Refrigerante D2O 


9) Edificio di contenimento 

10) Vapore 

11) Acqua alimento H2O 

12) Turbine 



15) Pompa alimento H2O 


63

Reattori a gas-grafite ed uranio naturale (Magnox) 

• Nocciolo 

• Il nocciolo del reattore costituito da una struttura di grafite, come 

moderatore, di forma prismatica nella quel sono ricavati i canali del 

combustibile delle barre di controllo. La struttura è formata da 

mattoni di grafite disposti in colonne verticali e collegati fra loro da 

chiavette a grafite. Il nocciolo è costituito da 3000 canali per il 

combustibile, distanziati di circa 20 cm in ognuno dei quali vi sono 8 

elementi di combustibile sovrapposti. L’elemento di combustibile è 

formato da una barra di uranio metallico rivestito da una guaina in 

lega di magnesio – alluminio o di magnesio – zirconio con delle 

alettature per migliorare lo scambio termico. 

• Un certo numero di canali è riservato per le barre di controllo 

costituite da acciaio al boro comandate da motori elettrici 


64

• Circuito primario 

• Nel circuito primario circola anidride carbonica come termovettore, 

che esce dai canali del combustibile dal recipiente in pressione e 

attraversa i generatori di vapore dall’alto verso il basso. All’uscita dei 

generatori di vapore passa nelle soffianti per ritornare nel reattore 

alla base del nocciolo. I recipienti in pressione sono in acciaio con 

una pressione del gas fino a 20 atm con 20 m di diametro e con uno 

spessore di 12 cm. Con l’utilizzo del calcestruzzo armato si è potuto 

raggiungere una pressione di circa 40 atm ed inoltre si è ottenuto il 

vantaggio di poter alloggiare i generatori di vapore direttamente nel 

recipiente in pressione. 

• La potenza del reattore viene regolata mediante il movimento delle 

barre di controllo o variando la le portata del refrigerante 


65


66

Le temperature raggiungibili in questa filiera sono relativamente modeste, per il basso punto di 

fusione del magnox. L’utilizzo di leghe al magnesio è d’altro canto imposto dalla necessità di avere 

bassi assorbimenti neutronici. 

Le unità di questo tipo sono anche caratterizzate da un sistema di ricambio continuo del 

combustibile con reattore in servizio, per mezzo di una particolare macchina di carico e scarico. 

Il vapore prodotto in questo tipo di filiera raggiunge temperature e pressioni massime pari a 400°C 

e 50 kg/cm 2 rispettivamente. 

Il rendimento dell’impianto è ridotto a circa il 28% a causa della potenza assorbita dalle soffianti 

per la circolazione del refrigerante. 

Per ottenere migliori caratteristiche del vapore la filiera si è evoluta nei tipi AGR (advanced gas 

reactor) e HTGR (high temperature gas reactor). 

Nei tipi AGR la possibilità di ottenere temperature più elevate viene raggiunta utilizzando biossido 

di uranio (UO 2 ) anziché uranio metallico e guaine degli elementi di combustibile in acciaio inox 

anziché in magnox. 

L’ossido di uranio, oltre a temperature di fusione superiori a quelle dell’uranio metallico, è 

caratterizzato da una maggiore stabilità e capacità di ritenzione dei prodotti di fissione. 

La presenza di guaine in acciaio, e quindi con assorbimenti più elevati del magnox, così come 

l’utilizzo dell’ossido di uranio richiedono per questo tipo di reattori l’uso di uranio arricchito. 


67

Reattori veloci 

Come fluido refrigerante viene utilizzato sodio allo stato 

liquido, che presenta ottime capacità di trasferimento del 

calore e permette di aver basse pressioni nel circuito, pur 

raggiungendo temperature elevate. 


68

• Nocciolo 

• Il nocciolo è suddiviso in due parti 

• Una interna detta seme 

• Una esterna detta mantello 

• Il seme è fortemente arricchito ed è qui che avviene la 

maggior parte delle fissioni ( 90 – 95%) 

• Il mantello è costituita in buona parte di materiale fertile 

ed è qui che avviene la maggior parte della conversione 

• Gli elementi di combustibile del seme hanno forma 

esagonale e sono ognuno da 300 barrette di 

combustibile con ossidi misti UO 2 –PuO 2 incamiciate in 

acciaio inossidabile e con diametro esterno di 6 mm. 


69

• Gli elementi di combustibile del mantello 

sono a sezione esagonale e sono costituiti 

di 80 barrette di ossido di uranio naturale 

impoverito incamiciate in acciaio 

inossidabile e del diametro di 12 mm. 

• Le barre di controllo sono di tantalio o 

carburo di boro arricchito e sono suddivise 

in barre di regolazione e barre di 

sicurezza. 


70

• I reattori veloci a sodio sono composti di tre circuiti: 

• circuito primario 

• circuito intermedio 

• circuito secondario 

• nel circuito primario il sodio asporta calore dal nocciolo del reattore 

e circola lato mantello nello scambiatore intermedio di calore sodio – 

sodio e nella pompa primaria. 

• Il circuito intermedio è accoppiato al secondario mediante 

scambiatori di calore dove il sodio circola nei tubi dello scambiatore 

intermedio e lato mantello nel generatore di vapore. 

• Il circuito secondario acqua - vapore comprende i generatori di 

vapore 

• Il circuito intermedio ha il compito di evitare che il sodio proveniente 

dal nocciolo entri in contatto on l’acqua, che produrrebbe una 

reazione fortemente esoenergetica, e possa quindi compromettere 

l’integrità del reattore 


71


72

1) Combustibile fissile 

2) Blanket di Uranio 238 


4) Pompa circuito Na primario 

5) Refrigerante Na primario 

6) Vessel 

7) Protezione vessel 

8) Duomo del reattore 


9) Copertura core 

10) Scambiatore di calore Na/Na 

11) Refrigerante Na secondario 

12) Pompa circuito Na secondario 


14) Vapore surriscaldato 


16) ) Pompa di alimento 


18) Acqua di refrigerazione 


20) Turbine alta pressione 

21) Turbine bassa pressione 


23) Edificio di contenimento 

73

Come fluido refrigerante viene utilizzato sodio allo stato liquido, 

che presenta ottime capacità di trasferimento del calore e 

permette di aver basse pressioni nel circuito, pur raggiungendo 

temperature elevate. 


74

POMPA 

Scambiatore 

intermedio 

IHX 

Intermediate Heat 

Exchange 

Interno 

Vessel 

Picina 

calda 

Calore 

nucleare 

CORE 

Piscina 

fredda 

Piastra 

forata 


75


76


77

• Regolazione della reattività 

• La regolazione della potenza avviene 

mediante il movimento delle barre di 

controllo e/o variando la portata del sodio 

nel circuito primario e/o in quello 

secondario. 


78

EPR – Generazione III 

European Pressurized Reactor 


79

Il progetto offre soluzioni innovative 

miglioramenti nei campi della sicurezza 

e della competitività economica: 

Il reattore europeo EPR ha potenza molto 

elevata (1545 MWe o 1750 MWe) ed è stato 

sviluppato da Framatome e Siemens sfruttando 

l’esperienza maturata in 84 reattori PWR 

costruiti fino ad oggi dalle due società (reattori 

N4 Framatome e reattori Konvoi Siemens) 


80

• Per i componenti dell’ NSSS (Nuclear Steam Supply System) i volumi dei 

componente sono aumentati comparati ai PWR esistenti 

• Aumento del periodo di tolleranza operativa per molti transitori ed incidenti 


81

• aumento dell’utilizzazione dell’uranio 

• progettato per poter utilizzare combustibile 

MOX ( ossido misto Uranio – Plutonio) 

• progettato per un ciclo del combustibile di 

24 mesi 

• arricchimento del 5% 

• burn-up > 60 GWd/t 


82

T S R P N M L K J H G F E D C B A 

1 

2 

3 

4 

5 

6 

7 

8 

9 

10 

11 

12 

13 

14 

15 

16 

17 

NOCCIOLO EPR 17X17 = 241 elementi 


83

Le funzioni di sicurezza più importanti sono ottenute per mezzo di 

sistemi diversificati e ridondanti: quattro sistemi di sicurezza identici, 

installati in quattro edifici diversi, provvedono alla stessa funzione 

In figura si vedono i sistemi ridondanti nelle isole colorate. 

Questi sistemi sono fisicamente separati ed indipendenti 


84

Nel caso estremamente improbabile di un incidente al nocciolo del reattore, 

il corio prodotto (una miscela di combustibile fuso e di strutture metalliche) 

verrebbe contenuto e raffreddato in un compartimento dedicato dell’impianto, 

preservando da contaminazioni il suolo, la falda idrica e l’ambiente circostante. 

Le funzioni di sicurezza sono espletate da molteplici sistemi, semplici e ridondanti 

I 4 sottosistemi di sicurezza identici attuano la stessa funzione in caso 

di situazioni anomale, in particolare per raffreddare il nocciolo del reattore. 

Ogni sottosistema è in grado di attuare autonomamente l’intera procedura 

di sicurezza. I sottosistemi sono completamente indipendenti tra loro e 

sono dislocati in quattro diversi fabbricati. 


85

piscina di soppressione vasca di contenimento del nocciolo fuso 


86


87

sostituzione del buffle con un riflettore massiccio 

aumenta l’economia neutronica 

riduce la densità di flusso neutronico al vessel 


88

nel pressurizzatore sono stati realizzati due sistemi 

di spruzzamento 


89

Sistema di rimozione del calore 

In-containment Refueling Water Storage 

Tank 


90

Scambiatore di calore PRHR 

SISTEMA 

PASSIVO 

PRHR 

PRHR =Passive Residual Heat Removal 

IRWST ( In-containment Refueling Water Storage Tank ) 


91

• Il sistema PRHR provvede a rimuovere il calore dal 

refrigerante primario mediante un loop a circolazione 

naturale. L’acqua calda sale attraverso il PRHR estratto 

da una gamba calda del circuito ed entra ne fascio 

tubiero in testa allo scambiatore di calore PRHR a piena 

pressione e temperatura del sistema. L’ IRWST è pieno 

di acqua fredda borata e rimuove il calore dallo 

scambiatore PRHR mediante ebollizione che avviene 

esternamente sulla superficie dei tubi. Il refrigerante 

primario raffreddato ritorna al circuito primario attraverso 

la linea di uscita del PRHR connessa alla parte inferiore 

del generatore di vapore. 


92

GNV 

MCP -Main coolant pump 

SG -Steam Generator 

RPV -Reactor pressure vessel 

PZR -Pressurizer 

MCL -Main coolant line 


93

• Reattore nucleare di Olkiluoto EPR da 1600 MWe il costo è stimato 

in 0,027€/kWh 

• Il costo dell’energia elettrica prodotta da un reattore nucleare 

prevede una analisi economica diversa rispetto agli impianti 

convenzionali al fine della determinazione del costo dell’energia in 

€/kWh, 


94

Costo nominale dell’impianto C n = 3x10 9 € 

Tempo di costruzione t = 5 anni 

Tasso di interesse attualizzazione i a Tasso di interesse esercizio i = 7% 

Durata di esercizio del reattore 40 anni 

Fattore di carico f c 0,9 

costo dell’impianto all’inizio all’entrata in sevizio Ca 

L’attualizzazione dei costi si ottiene tenendo conto del rapporto tra 

costo nominale dell’impianto e costo dell’impianto all’inizio 

all’entrata in sevizio secondo la relazione: 

C 

C 

a 

n 

ia 

Ca 

0, 

07 

= 1+ t = = 1+ 

7 = 1,25 

2 C 2 

n 


95

• è evidente che più è lungo il tempo di costruzione maggiore è il valore 

finale del rapporto 

C 

C 

a 

n 

conoscendo il costo nominale dell’impianto abbiamo: 

C 

= 1, 25⋅ 

= 3, 

75⋅ 

10 € 

a C n 

costo dell’impianto all’inizio all’entrata in sevizio 

il valore attuale dell’annualità A ordinaria semplice come è noto è: 

9 


A 

= M 1+ 

( ) 

− 

i 

n 

96

• dove 

• M è il montante o somma futura 

• A è il valore attuale dell’annualità 

• n numero di pagamenti che nel nostro caso coincide con la durata di 

esercizio 

• il montante M dell’annualità ordinaria semplice è: 


M 

= 

P 

( + i ) 

n 

1 −1 

i 

dove P è il pagamento periodico dell’annualità. 

Pertanto possiamo scrivere: 

( 1+ 

i ) 

n 

−1 

A = P 1 

i 

− 

( + i ) n 

 

A 

1− 

= P 

( 1+ 

i ) 

i 

−n 

97

( i ) 

i 

1− 1+ 

−n 

è il fattore di attualizzazione di una serie di pagamenti uguali. 

Il costo periodico secondo il metodo dell’ammortamento è: 

C 

Ai 

= 

= 

1− 

p −n 

A Ai 1+ 

i 

Ai 

= + Ai − Ai = 

n 

( 1+ 

i ) −1 

i 

[ − Ai + Ai ( ) ] 

n 

Ai 1+ 

i −1 

+ Ai 

= 

= 

n 

n 

− 

1+ 

i − 

( 1+ 

i ) 

n 

( 1+ 

i ) 

( 1+ 

i ) 1 

( ) 

n 

( ) 1 

n 

n 

n 

( 1+ 

i ) + Ai( 1+ 

i ) − Ai − Ai( 1+ 

i ) + Ai 

= 

n 

( 1+ 

i ) −1 

[( ) ] 

n 

Ai 1+ 

i −1 

Ai 

Ai 

+ = Ai + 

n 

n 

n 

( 1+ 

i ) −1 

( 1+ 

i ) −1 

( 1+ 

i ) −1 

⎡ 

= A⎢i 

⎣ 

+ 

i 

( 1+ 

i) 

n 

⎤ 

⎥ 

−1⎦ 


98

indichiamo con 

f a = 

⎡ 

⎢i 

⎣ 

+ 

i 

( 1+ 

i ) 

n 

⎤ 

⎥ 

−1⎦ 

il fattore di annualità che tiene quindi conto delle quote per interessi (i di 

esercizio) e dell’ammortamento nel nostro caso 

f a = 

⎡ i ⎤ 

⎢i + ⎥ = 

n 

⎣ ( 1+ 

i ) −1⎦ 

⎡ 0, 

07 ⎤ 

⎢0, 07 + 

40 

⎥ = 

⎢⎣ 

( 1+ 

0, 

07) 

−1⎥⎦ 

0, 

075 

il costo annuo di impianto è: 

C f C = 0, 

081⋅3, 

75⋅10 

€ = 2, 

81⋅ 

10 € 

aimp 

= a a 

9 

8 


99

il costo dell’energia elettrica è: 

supponendo che il costo nominale sia uguale per le due taglie di reattori 

vediamo il valore del costo al kWh 

per un impianto di 1000MWe 

6 

6 

kW e h 8760 ⋅ fc10 

kW = 8760 ⋅0 9⋅10 

E 

= , kW = 

7 88⋅10 

9 

, kWh 

il kWh prodotto è subordinato al costo dell’impianto pertanto 

il costo dell’energia elettrica prodotta 

C 

el 

C 

8 

aimp 2, 

81⋅10 

C el = = = 0, 

036€ 

/ kWh 

E 

9 

7, 

88⋅10 

kW 

e 

h 


100

per un impianto di 1600MWe ( centrale EPR – Olkiluoto) 

E 

6 

6 

kW e h 

c 

= 8760 ⋅ f 1, 6 ⋅10 

kW = 8760 ⋅0, 

9 ⋅1, 

6 ⋅10 

kW = 

10 

1, 26⋅10 

kWh 

il kWh prodotto è subordinato al costo dell’impianto pertanto il costo 

dell’energia elettrica prodotta C è: 

C 

8 

aimp 2, 

81⋅10 

C el = = = 0, 

022€ 

/ kWh 

E 

10 

1, 

26⋅10 

kW 

e 

h 

el 


101

Incidenza del combustibile 

indichiamo con C f il costo, attualizzato, dell’elemento di combustibile 

e con C R il costo annuo relativo all’’impiego del combustibile 

e con m il numero di anni necessario affinché si raggiunga il burn –up richiesto 

C 

R 

= C 

⎡ 

⎢i 

⎢⎣ 

+ 

il costo relativo al combustibile è: 

C 

comb 

= 

E 

R 

f 

kWh 

/ 

kg 

i 

( 1+ 

i ) 

m 

⎤⎛ 

€ 

⎥ 

⎜ 

−1⎥⎦ 

⎝ kg ⋅anno 

dove R è l’onere finanziario per la permanenza nel nocciolo del combustibile per m anni 

⎞ 

⎟ 

⎠ 


102

Per una centrale nucleare si deve tenere in conto il costo delle successive 

operazioni di estrazione del combustibile esaurito oltre al recupero di parte 

del fissile che viene quindi riutilizzato. 

Indichiamo con. 

⎛ € ⎞ 

C tr ⎜ 

⎟ il costo del trattamento (attualizzato) 

⎝kg 

⎠ 

⎛ € ⎞ 

C ru ⎜ 

⎟ il costo di riutilizzo (attualizzato) 

⎝kg 

⎠ 

Combustibile fresco 

Uranio (4% 235 U) : 500 kg 

Uranio (0,9% 235 U) : 475 kg 

riciclabili 

Pu : 5kg 

FP : 20 kg 


Combustibile esaurito 

103

dovendo trovare il valore in €/kWh dobbiamo considerare le seguenti relazioni 

sulla incidenza dei costi: 

c 

tr 

= 

E 

C 

tr 

kWh 

/ 

kg 

c 

ru 

= 

E 

C 

ru 

kWh 

/ 

kg 

inoltre l’energia prodotta per kg di combustibile è pari a: 

E pr 

⎛ h ⎞ ⎛ kWgiorno ⎞ 

= 24⎜ 

⎟ ⋅ BU ⎜ ⎟ ⋅η( 

rendimento) 

⎝ giorno ⎠ ⎝ kg ⎠ 

Si considera il rendimento in quanto il Burn- up è espresso in KWt giorno/kg 


104

dove assumiamo: 

BU 

= 

60. 

000MWd 

tonn 

= 

60. 

000 ⋅10 

10 

3 

3 

kg 

kWd 

= 

60. 

000⋅kWd 

kg 

Tasso di interesse esercizio i = 7% 

η = 0,33 

m = 3 anni 

quindi il costo C dell’elemento di combustibile fresco è il costo attualizzato del combustibile 

f 

arricchito: 

costo approvvigionamento 522,654 €/kg 

costo conversione UF 6 52,162 €/kg 

costo arricchimento 814, 969 €/kg 

costo riconversione in UO 2 16,527 €/kg 

costo fabbricazione 213,813 €/kg 

totale costo 1620,125 €/kg 

C 

f 

=1620,125 €/kgU 


105

pertanto il costo annuo 

CR 

relativo all’’impiego del combustibile 

⎡ i ⎤ ⎡ 0, 

07 ⎤ 

CR = C f ⎢i 

+ 

, , 

617, 

351 / 

m 

⎥ = 1620125⎢0 07 + 

m 

⎥ = 

⎢⎣ 

( 1+ 

i ) −1⎥⎦ 

⎢⎣ 

( 1+ 

0, 

07) 

−1⎥⎦ 

l’onere finanziario per la permanenza nel nocciolo 

( € kgU ) 

R 

= 

m( anni 

)C 

R 

⎛ 

⎜ 

⎝ 

€ 

kg ⋅ anno 

⎞ 

⎟ 

⎠ 

= 3⋅ 

l’energia prodotta per kg di combustibile 

3 € ⎞ 

( 617, 

351) = 1852 , ⋅10 

⎜ ⎟ 

⎠ 

⎛ 

⎝ 

kg 

E 

pr 

= 24⋅ 

BU ⋅η 

= 24⋅60. 

000⋅ 

0, 

33 = 4, 

752⋅10 

5 

kW h / 

e 

kg 


106

il costo relativo al combustibile è 

C 

comb 

= 

E 

R 

kWh 

/ 

kg 

= 

1852 , ⋅10 

4, 

752 ⋅10 

3 

5 

= 

⎛ € 

0, 

004⎜ 

⎝kWh 

⎞ 

⎟ 

⎠ 

i costi di trattamento e di riutilizzo sono i costi di processi industriali tabulati: 

C 

C 

tr 

ru 

= 521,105 €/kg 

= - 9.864 €/kg 

c 

tr 

= 

E 

C 

tr 

kWh 

/ 

kg 

l’incidenza sul costo di trattamento è: 

= 

521, 

105 

− 

= 1, 

097 ⋅10 

5 

4, 

752⋅10 

3 

€ 

kWh 


107

l’incidenza sul costo di riutilizzo 

c 

ru 

= 

E 

C 

ru 

kWh / 

kg 

= 

− 98, 

64 

− 

= 2, 

076⋅10 

5 

4, 

752⋅10 

4 

€ 

kWh 

il costo dell’intero ciclo è: 

Cciclo = Ccomb 

+ ctr 

+ cru 

= 0, 

004 + 1, 

097 ⋅10 

− 2, 

076⋅10 

= 0, 

004786 

ovvero 0,479 eurocent/kWh 

−3 

−4 

€ 

kWh 

C 

= Cel + Cciclo 

= 0 , 022 + 0, 

004786 = 0, 

027€ 

/ 

kWh 


108

• L’energia elettrica prodotta evidentemente deve essere 

venduta all’utenza ed il costo finale è subordinato dal 

tipo di impianto che la produce. Una centrale nucleare 

ha la capacità di fornire energia in modo costante nel 

tempo indipendentemente dalle variazioni di mercato. 

Ma la loro economicità si può ulteriormente estendere 

vista la loro capacità di erogare enormi quantità di 

energia con pochissimo combustibile tale impianto 

durante il suo normale funzionamento potrebbe 

contribuire alla produzione di idrogeno dall’acqua, 

essere utilizzato per il teleriscaldamento, e visto il basso 

costo dell’energia elettrica per il riscaldamento 

domestico con eliminazione delle caldaie a gas che sono 

una delle principali fonti di inquinamento urbano. 


109

• Ad esempio l’utilizzo dell’idrogeno al posto della benzina e del 

gasolio si risolverebbe il problema delle emissioni. Considerando 

che il costo del combustibile nucleare non è influenzato dai rialzi sul 

mercato, anche la produzione di idrogeno con reattori nucleari non 

subirebbe significative variazioni del prezzo. Per ottenere idrogeno 

dall’acqua, e non dagli idrocarburi, si sfrutta l’elettrolisi che è un 

processo industriale ben conosciuto e maturo, con rendimenti tipici 

dell’ordine del 75%; tuttavia utilizzando l'energia elettrica bisogna 

tener conto dell’efficienza nella produzione di quest’ultima. I reattori 

LWR possono produrre idrogeno con un rendimento del 24% (0.75 x 

0.32), mentre gli HTR con uno del 36% (0.75 x 0.48) , avendo 

rendimenti maggiori nella conversione di energia da termica ad 

elettrica. Si stima che il costo dell’idrogeno prodotto per via 

elettrolitica sia dell’ordine dei 3,00$ /Kg (ad un prezzo di 0.06 

cent/KWh). Se si dovesse optare verso l’utilizzo dell’idrogeno, 

prodotto dall’acqua con le centrali nucleari, come combustibile per 

il trasporto privato, quello pubblico urbano e delle merci, non 

sarebbe più necessario sostenere gli altissimi costi per importare 

idrocarburi con una fortissima riduzione dei prezzi al consumo. Se a 

questo aggiungiamo l’energia elettrica generata per via nucleare, si 

potrebbero ridurre notevolmente le importazioni di combustibili 

fossili ( gas e carbone). 


110

Confronto del potere calorifico di alcuni combustibili fossili. 

Un MJ corrisponde a 1000 kJ 

Una kcal corrisponde a 4,186 kJ, che equivalgono a 0,004186 MJ 

Potere calorifico Superiore Inferiore 

Combustibile MJ/kg kcal/kg MJ/kg kcal/kg 

Carbonio 32,65 7800 - - 

Legna secca (umidità

Potere calorifico di alcuni combustibili gassosi, riferito al metro cubo 

Potere calorifico Superiore inferiore 

Combustibile MJ/Nm 3 kcal/Nm 3 MJ/Nm 3 kcal/Nm 3 

Idrogeno 118,88 28400 99,6 23800 

Metano 35,16 8400 31,65 7560 

1 kg di idrogeno sviluppa circa 143.000 kJ pari a 34.161 kcal/kg 

1 kg di Benzina sviluppa circa 46.000 kJ pari a 10.986 kcal/kg 3 volte di meno dell’idrogeno. 


112

• Tra il 1950 e il 1984 la produzione di grano è aumentata del 250% 

(due volte e mezza) ma la rivoluzione verde ha preteso in cambio un 

consumo di energia che è mediamente del 5000% (50 volte) più alto 

dell'energia consumata nell'agricoltura tradizionale. Si arriva a 

incrementi anche di 100 volte. 

Negli Stati Uniti (dati 1994) si sono consumati annualmente per ogni 

persona 1500 litri di petrolio ai fini di produrre cibo. Ogni giorno 

significano 4 litri, mensilmente sono 124 litri. Si intende petrolio 

equivalente consumato per la produzione di cibo escluso il 

confezionamento, refrigerazione, trasporto nei punti vendita 

ed escluso quello consumato per la loro cottura. 

Si può riassumere nella seguente tabella il costo petrolifero per 

cibare un americano oppure 4 americani a seconda del prezzo del 

barile di greggio: 


113

Costo Petrolio Costo Cibo (una persona) Costo Cibo (4 persone) 

60 $/barile 47 $/mese 188 $/mese 







114

• Questi numeri hanno validità in un mercato del 

cibo stabilizzato da prezzi del petrolio costanti per lungo 

tempo, se il greggio raddoppiasse e poi ritornasse ai 

valori precedenti allora non ci sarebbero rilevanti 

conseguenze sui prezzi del cibo in quanto il mercato è in 

grado di assorbire i picchi del petrolio. Se è valido il 

rapporto di 4-5 tra prezzi di vendita dell'agricoltore e 

quelli al dettaglio si può stimare che col barile che costi 

135 $ si hanno prezzi del cibo che assorbono migliaia di 

euro per una famiglia di quattro persone. 


115

• I 1500 litri di petrolio sono consumati per 

nutrire ogni americano e la suddivisione in 

agricoltura è così fatta: 

· 31% per produrre concimi inorganici 

· 19% per le macchine agricole 

· 16% trasporti del cibo 

· 13% irrigazione (pompe e altro) 

· 0,8% for raising livestock (not including livestock feed - non incluso il mangime per 

allevamento) 

· 0,5% for crop drying 

· 0,5% per la produzione di pesticidi 

· 0,8% altri consumi 


116

Produzione di 

energia elettrica 

(2006) 

R eatto ri in servizio 

(agosto 2007) 

Reattori in costruzione 

(agosto 2007) 

P ia n ificati (a go sto 

2007) 

Miliardi kWh % unità Potenza (MW e) unità Potenza(M W e) unità Potenza (MWe) 

ARGENTINA 7,2 6,9 2 935 1 692 1 740 

ARMENIA 2,4 42 1 376 0 0 0 0 

BELGIO 44,3 54 7 5.728 0 0 0 0 

BRASILE 13,0 3,3 2 1.901 0 0 1 1.245 

BULGARIA 18,1 44 2 1.906 0 0 2 1.900 

CANADA 92,4 16 18 12.595 2 1.540 4 4.000 

CINA 51,8 1,9 11 8.587 5 4.540 26 27.640 

COREA DEL 

NORD 

COREA DEL 

SUD 

0 0 0 0 0 0 1 950 

141,2 39 20 17.533 3 3.000 5 6.600 

FINLANDIA 22,0 28 4 2.696 1 1.600 0 0 

FRANCIA 428,7 78 59 63.473 1 1.630 0 0 

GERMANIA 158,7 32 17 20.339 0 0 0 0 

GIAPPONE 291,5 30 55 47.577 2 2.285 11 14.945 

GRAN 

BRETAGNA 

69,2 18 19 11.035 0 0 0 0 

INDIA 15,6 2,6 17 3.779 6 2.976 4 2.800 

IR AN 0 0 0 0 1 915 2 1.900 

LITUANIA 8,0 69 1 1.185 0 0 0 0 

MESSICO 10,4 4,9 2 1.310 0 0 0 0 

PAESI BASSI 3,3 3,5 1 485 0 0 0 0 

PAKISTAN 2,6 2,7 2 400 1 300 2 600 

REP.CECA 24,5 31 6 3.472 0 0 0 0 

ROMANIA 5,2 9,0 2 1.310 0 0 2 1.310 

RUSSIA 144,3 16 31 21.743 7 4.920 7 7.800 

SLOVACCHIA 16,6 57 5 2.064 2 840 0 0 

SLOVENIA 5,3 40 1 696 0 0 0 0 

SUD AFRICA 10,1 4,4 2 1.842 0 0 1 165 

SPAGNA 57,4 20 8 7.442 0 0 0 0 

SVEZIA 65,1 48 10 9.086 0 0 0 0 

SVIZZERA 26,4 37 5 3.220 0 0 0 0 

TURCHIA 0 0 0 0 0 0 3 4.500 

UCRAINA 84,8 48 15 13.168 0 0 2 1.900 

UNGHERIA 12,5 38 4 1.826 0 0 0 0 

USA 787,2 19 104 99.049 0 0 7 10.180 


MONDO 2.658 16 439 372.002 34 27.838 81 89.175 

Fonte: World Nuclear Association; International Atomic Energy Agency 

117

• 1 kg di Uranio produce circa 2x10 10 ( 20.000.000.000 

ventimiliardi) di kcal 

• il volume di 1 kg di uranio è circa quello di un cubetto di 

3,7cm di lato (densità 19.000 kg/m 3 a 293°K) 

• 1 kg di olio combustibile ( ottimisticamente) produce 

10.000 ( diecimila) kcal 

• ovvero servirebbero 2.000.000 (duemilioni di chili), 

ovvero 2.000 tonnellate, di olio combustibile per produrre 

la stessa quantità di energia di 1 kg di combustibile 

nucleare. 

• Duemila tonnellate di olio combustibile, occupano un 

volume che è quello di un cubo di circa 13m di lato 

(densità olio combustibile 980 kg/m 3 288°K). 


118

Per una centrale termoelettrica di potenza 1000 MWe ( un 

miliardo di watt ) 

• Occorrono in un anno: 

• 1.300.000 tonnellate di olio combustibile 

l’equivalente di 45 PETROLIERE DA 30.000 TONNELLATE 


119

• Invece per un reattore nucleare che 

sviluppa la stessa elettrica 

• occorrono in un anno: 

• 150 tonnellate (PWR) 

• 20 tonnellate all’anno (ricarica) 

• di Uranio arricchito l’equivalente di 


120

eattori termici 

Processo di conversione e breeding 

materiale fertile Th232 

materiale fissile che si consuma U235 

materiale fissile che produce U233 

materiale fertile U238 


materiale fissile che produce Pu239 

reattori veloci 

materiale fertile U238 


materiale fissile che produce Pu239 


121

con conversione si intende il processo in cui 

si trasforma un materiale fertile in fissile 

ad es. Th232 U233 

U238 Pu239 

Il rapporto di conversione si definisce come: 

C = 

nuclei 

nuclei 



fissile 

fissile 

prodotti per conversione 

consumati nel reattore 

I nuclei di fissile possono essere 

di diversa specie o della stessa specie ad es. il Pu239 e l’U235 sono fissili e 

possono essere bruciati contemporaneamente nello stesso reattore 


122

indichiamo con 

η = 

numero di neutroni prodotti da fissione 

neutroni assorbiti combustibile 

η = ν 

σ 

σ 

f 

f 

+ σ 

c 

ν è il numero medio di neutroni emessi in ogni atto di fissione. 


123

U235 U233 Pu239 

E = 0,025 eV η = 2,10 η = 2,30 η = 1,95 

E = 0,2 MeV η = 2,20 η = 2,40 η = 2,64 


124

Consideriamo il caso del plutonio di un reattore che bruci U235 e che abbia 

un mantello formato da uranio naturale ( composti da isotopi di U235 e U238) 

avremo che una parte dell’U238 si trasforma in Pu239. 

quindi η rappresenta il numero si neutroni prodotto dalle fissione, 

ma anche quanto materiale fertile diventa fissile. 

Durante la fissione abbiamo che degli η neutroni prodotti almeno 1 servirà 

per mantenere la fissione e pertanto possiamo scrivere il bilancio: 

C= η -1 

Dove il secondo membro rappresenta il numero di neutroni disponibili 

per la cattura da parte del materiale fertile 


125

Combustibile fresco 

Uranio (4% 235 U) : 500 kg 

Uranio (0,9% 235 U ; 94% 238 U) : 475 kg Pu : 5kg FP : 20 kg 

riciclabili 

Combustibile esaurito 


126

Si definisce guadagno G di conversione la differenza in più o in meno rispetto all’unità: 

G = C −1 G = η −1−1 

= η − 2 

il guadagno di conversione rappresenta il numero di nuclei fissili 

ottenuti per ogni nucleo della stessa specie consumati: 

G ≤ 0 si ha conversione η ≤ 2 

G ≥ 0 si autofertilizzazione ≥ 2 

Tipo di reattore 

Combustibile 

iniziale 

η condizione minima di breeding 

Ciclo di 

conversione 

Fattore di 

conversione 

BWR 235U (2-4%) 238U → 239Pu 0.6 

PWR 235U (2-4%) 238U → 239Pu 0.6 

PHWR (CANDU) Unat 238U → 239Pu 0.8 

HTGR 235U (5%) 232Th → 233U 0.8 

LMFBR 239Pu (10-20%) 238U → 239Pu da 1.0 – a 1.6 


127

T 

d 

EF 

NFσ 

f 

= ( B −1 ) = breeding gain 

( B −1) RMσ 

a 

dati: 

−11⎡ 

E f = 3, 36 ⋅10 

⎢ 

⎣ 

21⎡atomi 

N F = 2, 52 ⋅10 

⎢ 

⎣ g 

σ a = 2, 15 barn 

σ f = 1,8 barn 

⎡ MW 

R M = 500 

⎢ 

⎣ tonn Pu 

T 4, 

4 

= d B − 1 

( ) anni 

J 

fissione 

239 

⎤ 

⎥ 

⎦ 

⎤ 

⎥ 

⎦ 

⎤ 

⎥ 

⎦ 

B − 1 = 1, 

2 −1 

= 0, 

2 

T d = 22anni 

B − 1 = 16 , −1 

= 0, 

6 

T d = 7, 

3anni 


128

spettro veloce 

nocciolo autosostentesi (G = 0) 

riciclo totale degli attinidi 

limitata quantità iniziale di 

Pu < 15 t/GWe 


129

Ciclo chiuso del combustibile 

• Il ciclo di combustibile chiuso è un ciclo del 

combustibile con riciclaggio di plutonio ed 

uranio che sono recuperati e altri nuclei 

per esempio il curio e/o l’americio. Gli FR 

hanno la capacità di usare combustibile 

con il quale gli altri impianti non 

funzionerebbero e il ciclo del combustibile 

chiuso in combinazione con tale reattore è 

chiamato ciclo integrale. 


130


131

FAST BREEDER - ciclo del combustibile 

Uranio depleto 

Rigenerazione DU per 

inserimento in pila 

Fissile 

Fertile 

Isotopi del Plutonio 

Uranio238 

Riprocessamento 

del Blanket 

Uranio naturale 

(DU o LOE) 

miscela per 

nuovi elementi 


combustibile 

MOX 

Fabbricazione 

elementi 

blanket 

Fabbricazione 

elementi 

combustibile 

Fertile 

Fissile 

DU elementi comb. 

Elementi di 

combustibile 

fissile 

Blanket Fertile 

Isotopi del Plutonio 

Uranio238 

97% 

Comb.non bruciato 

------------------------------- 

prodotti di fissione 

Riprocessamento 

comb. esaurito 

Miscela 

DU 

25:1 a 16:1 

Uranio-235 e 

Plutonio-239 da armi 

nucleari 

3% residui di 

fissione per 

ogni ciclo 

Vetrificazione 

deposito geologico 


132

• Un impianto nucleare da 1000 MWe produce 

annualmente scorie ad alto livello vetrificate, 

pari ad un volume di circa 3÷4 m 3 che 

• 12 cilindri di altezza 1.3 e diametro 0.4 metri 

con 400 Kg di vetro 


133

PWR 

2°/3°Gen 

Spent 

Fuel 

PUREX 

P.F. 

M.A. 

Partitioning 

FP 

U enr 

Waste 

U, Pu 

FR 

4° Gen 

Fuel 

I.T. R.* 

U nat 

Spent 

U nat 

FP 

Waste 

Actinides 

*I.T.R. : Integrated Treatment & Refabrication 


134

Ricilclo del Pu 

U 

Pu 

PWR 

Riciclo Pu 2° generazione 

Separazione/ sotccaggio 

degli MA 

U 

Pu 

MA 

EPR 

Pu 

Separazione 

sotccaggio 

MA 

Riciclo Pu 

Riciclo MA 

MA 

EPR 

Pu + AM 

MA 

( legenda: MA = Attinidi Minori, Pu = Plutonio, U = Uranio, PWR= Pressurized Water 

Reactor, EPR European Pressurized Reactor, GFR = Gas Fast Reactor) 

Pu 

U 

GFR 

U, Pu + MA 


135


136

Prospettive per la gesione degli attinidi 

2000 2010 2020 2030 2040 2050 2060 2070 2080 

U 

Pu 

Pu Riciclato 

in LWR 

( MOX ) 

Gen 2 

LWR 

GANEX 

Combustibile depleto 

LWR (MOX e UOX) 

Pu(U) 

U 

Gen 3 

LWR 

Riciclaggio del Pu e MA 

di un 

LWR 

in Gen 4 FR 

U,Pu,MA 

Gen4 

FR 

(U,Pu,MA) 

Gesione totale degli attinidi 

(estrazione e riciclaggio) 

in Gen 4 FR 


137

Sorgente 

Esposizione 

esterna (mSv/anno) 

Esposizione 

interna (mSv/anno) 

Totale (mSv/anno) 

Raggi cosmici 0,36 0,36 

Potassio-40 0,15 0,18 0,33 

Uranio-238 e radiosotopi 

associati 

Torio-232 e radioisotopi 

associati 

0,10 1,24 1,34 

0,16 0,18 0,34 


138

Dosi efficaci annue in mSv 

Radiazioni Dose media 

popolazione 

Raggi cosmici 0.39 

Radiazione terrestre 0.46 

Radionuclidi naturali nel corpo 0.23 

Radon e suoi discendenti 1.3 

TOTALE rad.naturali 2.4 


139

Effetti biologici. 

La dose in un deposito nucleare di rifiuti LLW ( Low Livel Waste – rifiuti a basso livello) non 

supera 1mrem/h e la dose massima per un operaio nel deposito non supera i 2,0 rem/anno. 

1 Sv = 100 rem 1rem = 0,01 Sv per cui 1millirem/ora x 2000 ore l’anno =0,001x2000=2,0 

rem 2rem/anno = 0,020 Sv/anno Dose (Sv): 

Effetto: 

< 0.25 nessuno 

0.25 – 1 lievi alterazioni sangue, raddoppio rischio 

Nel perimetro di una centrale nucleare si hanno valori misurati inferiori a 0.05 mSv/anno 

(0,00005Sv/anno), una frazione ( 300 volte di meno) del fondo di radioattività naturale di 1.6 

mSv /anno 0,0016 Sv/anno 


140

Centro di Ricerca sulle Biomasse

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