CANDU

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CANDU, abbreviazione per CANadian Deuterium Uranium, è una filiera di reattori nucleari ad acqua pesante pressurizzata (cioè PHWR) e uranio naturale (ossia debolmente arricchito) sviluppata dall'AEC (Atomic Energy of Canada) negli anni '60 e '70, praticamente in contemporanea con il progetto italiano CIRENE, che però era del tipo BHWR. Il progetto CIRENE non ha mai avuto uno sbocco pratico (anche l'impianto pilota di Latina è stato smantellato a seguito del referendum antinucleare).

Qinshan Phase III Units 1 & 2, localizzati a Zhejiang in Cina: Due reattori CANDU 6, progettati dalla Atomic Energy of Canada Limited (AECL), operati dal proprietario Third Qinshan Nuclear Power Company Limited. Foto cortesia della AECL.

Indice

1 Introduzione
2 Caratteristiche tecniche
- 2.1 Tecnologie semplici ma efficaci
  - 2.1.1 Descrizione delle barre di combustibile
  - 2.1.2 Sistemi di arresto rapido
3 Scopo dell'utilizzo dell'acqua pesante
4 Cicli del combustibile
5 Attuale localizzazione dei reattori nucleari ad acqua pesante "CANDU"
6 Voci correlate
7 Collegamenti esterni

[modifica] Introduzione

Il reattore nucleare CANDU e un reattore nucleare ad acqua pesante pressurizzata sviluppato inizialmente nei tardi anni cinquanta e sessanta da un societa congiunta tra la Atomic Energy of Canada Limited (AECL), la Hydro-Electric Power Commission della regione dell' Ontario (attualmente nota come la Ontario Power Generation), dalla General Electric canadese (attualmente GE Canada), ed altre industrie private. Il reattore, alquanto flessibile, utilizza come principale combustibile nucleare l'ossido di uranio debolmente arricchito, ma puo "fissionare" anche il biossido di torio, il biossido di uranio naturale ed il biossido di plutonio e miscele di ossidi di uranio ed isotopi di plutonio di varia composizione, note come (MOX). Come moderatore di neutroni impiega l'ossido di deuterio (acqua pesante, D₂O). Tutti i reattori nucleari operativi attualmente in Canada sono della tipologia CANDU. Il Canada attivamente commercializza questi reattori nucleari di potenza all'estero.

[modifica] Caratteristiche tecniche

Diagramma schematico di un reattore CANDU: Il circuito del rafreddamento primario è di color giallo ed arancio, il secondario in blu e rosso. L'acqua pesante fredda, contenuta nel fascio tubiero è raffigurata in rosa, sopra di essa ed all'interno si notano le barre di controllo (assorbitori di neutroni in berillio) parzialmente inseriti in tubi all'interno del fascio stesso.

Key
1	Fascio di cilindri portacombustibile	7	Pompa dell'acqua pesante
2	Calandria (core del reattore)	8	Macchine per l'inserimento combustibile
3	Barre di controllo (in berillio)	9	Acqua pesante (moderatore di neutroni)
4	Acqua pesante (serbatoio di pressurizzazione)	10	Tubo in pressione
5	Generatore di vapore	11	Vapore in afflusso alla turbina a vapore
6	Pompa dell'acqua leggera	12	Acqua fredda di ritorno dalla turbina
13	Edificio di contenimento in cemento armato

Il reattore CANDU e concettualmente simile alla maggior parte dei tipi di reattore nucleare ad acqua leggera, anche se differisce in alcuni dettagli.

Le reazioni di fissione nel nucleo del reattore nucleare scaldano un fluido, in questo caso si tratta di acqua pesante (vedi sotto). Questo refrigerante viene mantenuto ad alta pressione per innalzare il suo punto di ebollizione ed impedisce una significativa formazione di vapore nel "core". L'acqua pesante bollente generata nel circuito di raffreddamento primario viene fatta passare dentro uno scambiatore di calore che riscalda acqua leggera nel circuito di raffreddamento secondario, a pressione più bassa. Quest'acqua si trasforma in vapore e aziona una turbina convenzionale connessa ad un generatore di corrente alternata.

Il vapore, dopo il suo deflusso attraverso la turbina viene condensato. Alcune delle centrali CANDU piu recenti, come quella della Darlington Nuclear Generating Station, nei pressi di Toronto, Ontario, utilizzano un sistema di diffusione e scarico che limita gli effetti termici a cui viene sottoposto l'ambiente nei limiti di variazioni di temperatura accettabili, consone a quelle naturali.

[modifica] Tecnologie semplici ma efficaci

Negli anni in cui venne progettato il CANDU, il Canada non disponeva di un industria pesante in grado di fondere e lavorare il grosso e pesante contenitore in pressione in acciaio utilizzato nella maggior parte dei reattori ad acqua leggera. Invece, l'acqua calda del circuito primario in pressione e contenuta in tubi piu piccoli, di diametro 10 cm, che contiene le barre di combustibile. Questi tubi piu piccoli sono piu facili da fabbricare rispetto al grande contenitore in pressione. Per permettere un flusso libero di neutroni tra i fusti, i tubi sono fatti di zircaloy, una lega di zirconio trasparente ai neutroni. I tubi in zircaloy sono contenuti dentro un serbatoio a bassa pressione, molto piu grande, che contiene la maggior parte del moderatore di neutroni (acqua pesante).

Quando questa filiera fu progettata, Il Canada non aveva accesso agli impianti di arricchimento dell'uranio. Il CANDU usa quindi uranio naturale come combustibile. A causa dell'effetto moderatore dell'acqua leggera, usata nei reattori allora esistenti, e considerando che l'acqua pesante ha un assorbimento di neutroni molto ridotto, questa venne usata come fluido di raffreddamento. Inoltre, la bassa temperatura del fluido di raffreddamento (inferiore al punto di ebollizione) riduce la probabilità di collisione con i neutroni, che quindi viaggiano a una velocità ottimale per il processo di fissione.

[modifica] Descrizione delle barre di combustibile

La grande massa termica del moderatore fornisce un enorme "ricettacolo del calore" (heat sink) che costituisce un caratteristica di sicurezza intrinseca nucleare ulteriore. Se uno dei fusti di combustibile dovesse surriscaldarsi e si espandesse deformandosi all'interno del suo canale di combustibile, il risultante cambiamento della sua geometria permette un maggiore trasferimento del calore (per conduzione termica) al moderatore freddo, dunque prevenendo che si formi una breccia nel canale de combustibile, ed impedendo la possibilità della fusione del nocciolo. Inoltre, dal momento che utilizza ossido di uranio naturale come combustibile (oppure torio o uranio poco arricchito), questo reattore non può sostenere la reazione a catena se la geometria originale del canale del combustibile viene alterata in modo significativo.

In un reattore ad acqua leggera (LWR), il nucleo è un singolo recipiente a pressione contenente appunto l'acqua leggera (H₂O), che ha la doppia funzione di moderatore e liquido refrigerante, e il combustibile è in forma di barre che atraversamo tutto il nucleo. Nei LWR, la ricarica delle barre richiede lo spegnimento del reattore, l'apertura del coperchio del recipiente e quindi si procede alla sostituzione di una parte del nucleo, circa un terzo. Il concetto del CANDU, a fascio tubiero, consente la rimozione di elementi di combustibile singoli senza la necessità di interrompere la produzione, con vantaggio evidente nell'economia di esercizio. Il sistema è costituito da manipolatori automatici, posti in coppia: uno estrae la barra esaurita e l'altro, all'altra estremità del tubo, inserisce la nuova.

Due fusti di combustibile CANDU: ognuno circa 50 cm in lunghezza e 10 cm in diametro, in grado di generare circa 1 GWh d'elettricità durante la loro vita operativa nel reattore. Foto cortesia della Atomic Energy of Canada Limited.

Un basso contenuto di²³⁵U implica in generale che una quantità minore di combustibile viene usato prima di raggiungere il livello inferiore a cui si conserva la massa critica (a causa soprattutto dell'esaurimento del ²³⁵U in proporzione alla creazione di prodotti di fissione indesiderati). Tuttavia, l'assenza di arricchimentofa si che nel processo CANDU si utilizzi un 30-40% in meno di combustibile, allo stato attuale della tecnica.

Una certa quantità di acqua leggera opportunamente disposta agisce come moderatore per il controllo della reazione.

[modifica] Sistemi di arresto rapido

I reattori CANDU usano due sistemi indipendenti ad azione di arresto rapida. Le barre di controllo e arresto cadono nel fascio di tubature e nel nucleo in caso di anomalia del sistema di sicurezza. Un secondo sistema prevede l'iniezione di una soluzione di nitrato di gadolinio direttamente nel moderatore a bassa pressione.^[1]

[modifica] Scopo dell'utilizzo dell'acqua pesante

Vedere fisica del reattore nucleare, fissione nucleare ed acqua pesante per i dettagli completi.

La chiave per far mantenere una reazione nucleare all'interno di un reattore nucleare e quello di rallentare (moderare) il flusso di neutroni che vengono rilasciati durante la fissione per stimolare la fissiond in altri nuclei. Con un attento controllo sulla geometria ed i tassi di reazione, si puo giungere alla reazione nucleare a catena, condizione in grado di auto-mantenersi, uno stato noto come "criticalita'".

L'uranio naturale e costituito da una miscela di vari isotopi, principalmente ²³⁸U ed una quantita molto inferiore (circa lo 0,72% in peso) di ²³⁵U. ²³⁸U puo essere fissionato da neutroni che sono altamente energetici, con energie di 1 MeV o superiori. Nonostante tutto, nessun quantitativo di ²³⁸U puo essere reso "critico", dal momento che tende, in modo "parassitario" ad assorbire piu neutroni rispetto a quelli che rilascia nel processo. D'altro canto lo ²³⁵U, puo sostenere una reazione a catena automantenentesi,ma a causa della bassa abbondanza naturale dello ²³⁵U, l'uranio naturale non puo raggiungere la massa critica da solo.

Il "trucco" per accendere e mantenere operativo un reattore nucleare è quello di rallentare alcuni dei neutroni in modo di aumentare la possibilità di innescare la fissione nucleare nello ²³⁵U, che aumenta sino ad un livello che consente una reazione a catena dell'uranio auto-sostenuta in toto. Questo richiede l'utilizzo di un moderatore di neutroni, che possa assorbire una parte dell'energia cinetica dei neutroni, rallentandoli fino ad un livello di energia paragonabile all'energia termica degli stessi nuclei del moderatore (questo conduce alla terminologia di "neutrone termico" e di "reattori termici"). Durante questo processo di rallentamento è utile il separare fisicamente il flusso di neutroni dall'uranio, dal momento che i nuclei di ²³⁸U hanno una enorme affinità parassitaria per i neutroni in questo spettro intermedio di energie (una reazione nucleare nota come assorbimento da "risonanza"). Esistono buone ragioni, basate sui fondamenti della fisica nucleare, per progettare reattori con elementi discreti di combustibile separati da un moderatore, piuttosto che l'impiego di una miscela più omogenea dei due materiali.

L'acqua é un eccellente moderatore. Gli atomi di idrogeno nelle molecole d'acqua sono molto vicine nella loro massa a quella del singolo neutrone e dunque hanno il potenziale per un alta trasferenza di energia, cosa simile concettualmente alla collisione di due palle da biliardo. Comunque, in aggiunta all'essere un buon moderatore, l'acqua è anche molto efficace nell' assorbire i neutroni. L'utilizzo dell'acqua come a moderatore permette l'assorbimento di neutroni, in modo che vi siano pochi rimasti a reagire col la piccola quantità di ²³⁵U nell'uranio naturale, di nuovo precludendo la "criticalità". In questo modo, il reattore ad acqua leggera richiede combustibile arricchito in uranio ²³⁵U, questo viene definito uranio arricchito che in genere, nei reattori nucleari ad uso civile, contiene tra lo 3% ed il 5% di ²³⁵U in peso (il sottoprodotto di questo processo é noto come uranio impoverito, consistendo principalmente di ²³⁸U). In questa forma arricchita l'abbbondanza di ²³⁵U permette di reagire con i neutroni moderati dall'acqua leggera in modo di mantenere le condizioni "critiche".

[modifica] Cicli del combustibile

A confronto dei reattori nucleari ad "acqua leggera", un reattore ad "acqua pesante" ha un core "ricco di neutroni" ad elevata energia. Questo rende il progetto CANDU in grado di "bruciare" diversi tipi di "combustibili nucleari" alternativi. Attualmente, il combustibile più interessante allo studio è il mixed oxide fuel (MOX).

[modifica] Utilizzo dei MOX

Il MOX è una miscela di uranio naturale e plutonio, come quello che si estrae da molte armi nucleari dismesse in seguito ai trattati START e SORT. Attualmente esiste un abbondante quantità di plutonio proveniente dallo smantellamento delle testate nucleari in base ai molti accordi contratti dagli Stati Uniti e dall'Unione Sovietica.

La sicurezza di questi depositi di plutonio, estremamente tossico, radioattivo, ed immediatamente impiegabile per ricostruire le bombe (soprattutto calcolando i tempi plurisecolari del dimezzamento della radioattività) é attualmente considerato una minaccia a lungo termine che pesa sulle generazioni future.

Quando si "brucia" il plutonio nel reattore CANDU, si pone fine alla sua esistenza, dal momento che si ha la fissione in elementi più leggeri, non impiegabili ad uso bellico, con emivite radioattive più brevi, e con una ottima resa energetica. Il Plutonio si può estrarre anche dal riprocessamento del combustibile nucleare "esaurito" dai reattori convenzionali. Anche se il plutonio che si genera nei reattori nucleari ad acqua leggera, consiste abitualmente di una miscela di isotopi non adeguata alla fabbricazione di armi nucleari, può essere convenientemente impiegato nella miscele MOX, per ridurre sia la quantità che la radioattività netta dei rifiuti nucleari che devono essere immagazzinati per essere "raffreddati" ed in seguito vetrificati e rinchiusi in contenitori inossidabili sigillati, posti all'interno di siti geologicamente stabili.

[modifica] Utilizzo dell'uranio "ricuperato"

Ma il Plutonio non è il materiale fissile di scelta per i reattori CANDU. Dal momento che questo reattore è stato progettato per fissionare l'uranio naturale, il combustibile per i CANDU può essere estratto dalle barre d'uranio depauperato (depleted) che si estraggono quando il reattore ad acqua leggera (LWR) ha esaurito il combustibile. Questo combustibile, industrialmente noto come "Recovered Uranium" (RU), tipicamente ha un'arrichimento in U-235 attorno allo 0,9%, che lo rende inadatto all'uso negli LWR (se non a basse densità di potenza), ma che ancora costituisce una ricca fonte di combustibile per il reattore CANDU (l'uranio naturale ha una abbondanza in U-235 di circa lo 0,7% ). Si stima che un reattore CANDU possa estrarre un ulteriore 30-40% d'energia dal combustibile LWR "spento" grazie al riprocessamento chimico (separazione di elementi ed isotopi radioattivi non fissionabili, come cesio, stronzio, iodio, ecc).

[modifica] Utilizzo diretto del combustibile con il ciclo "DUPIC"

Il riciclaggio delle barre di combustibile proveniente da reattori convenzionali "LWR" non comporta necessariamente uno stadio di riprocessamento chimico. In alcuni test del ciclo di combustibile (fuel cycle) é stata provata la metodologia DUPIC (direct use of spent PWR fuel in CANDU), dove il combustibile utilizzato nel reattore nucleare ad acqua pressurizzata viene re-impacchettato nei fusti di combustibile CANDU, con il semplice taglio in pezzetti, ma senza alcun tipo di riprocessamento chimico. Di nuovo, mentre i reattori ad acqua leggera necessitano della grande reattività nucleare associata al combustibile arricchito, l'economia di neutroni presente all'interno di un reattore ad acqua pesante CANDU, permette di svolgere la reazione di fissione anche in presenza della bassa reattività dell'uranio naturale e dell'uranio "impoverito" proveniente dal ciclo "DUPIC".

[modifica] Utilizzo del biossido di torio, economico ed abbondante

I reattori CANDU possono essere anche alimentati con torio naturale, metallo attinide molto economico, perché tre-quattro volte più diffuso rispetto all'uranio, e non impiegabile per uso bellico. Attualmente il più vasto programma di sfruttamento del torio nell'ambito del nucleare di pace, si svolge in India.

[modifica] Attuale localizzazione dei reattori nucleari ad acqua pesante "CANDU"

I reattori nucleari del tipo CANDU sono stati realizzati in 32 centrali, tra cui :

Douglas Point, Canada : Unità semiindustriale da 200 MWe
Pickering, Canada : 4 unità da 1000 MWe
Bruce, Canada : 2 unità da 1000 MWe
Kanupp, Pakistan
Rio Terceiro, Argentina
Point Lepreaux, Canada
Darlington, Canada
Wolsong, Corea del Sud
RAPS, India
Kaiga, India
Cernavodă, România 2 unitá.

[modifica] Voci correlate

[modifica] Collegamenti esterni

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