0205. Perchè i reattori a bassa densità consumano meno?

Perché i reattori a bassa densità di potenza consumano meno rispetto a quelli a densità maggiore (ad esempio un PWR consuma meno uranio di un BWR)?(2019)

Per poter sviluppare un confronto adeguato fra un PWR ed un BWR può risultare utile far riferimento alle tabelle di seguito allegate, dove vengono riportate le caratteristiche tecniche di due reattori con la stessa potenza termica generata appartenenti alle due filiere in esame (3830 MWth per il BWR e 3800 MWth per il PWR).

In ingegneria nucleare un parametro di progetto fondamentale che indica l’efficienza di sfruttamento del combustibile è il burn-up che si definisce come la misura dell’ammontare totale di energia termica generata per unità di combustibile caricato nel nocciolo e viene tipicamente misurato in MW(termici)days/ton.

L’obiettivo di raggiungere alti burn-up è chiaramente legato al desiderio di ricavare tanta più energia quanto possibile da un assegnata quantità di combustibile.

Aumentando il burn-up il costo unitario dell’elemento di combustibile diminuisce, ma d’altra parte il costo di realizzazione del combustibile progettato per raggiungere alti burn-up aumenta. Per accrescere il burn-up, infatti, bisogna usare uranio arricchito ed il processo di arricchimento dell’uranio ha dei costi ben altro che trascurabili. In generale si cerca di trovare un burn-up optimum di compromesso per soddisfare al meglio sia le esigenze neutroniche che economiche di un reattore di potenza.

Nel seguente link si trova una definizione dell’arricchimento del combustibile nucleare e si risponde alla domanda del nostro web nauta su quale relazione esista fra l’arricchimento del combustibile e il consumo di uranio naturale.

Premesso ciò si può passare al confronto di interesse fra il consumo di uranio in un PWR ed un BWR della stessa taglia.

Come si può vedere dalla tabella allegata, tipici valori di progetto per i burn-up sono rispettivamente: circa 2.85 TJ/Kg (equivalenti a 33000 MW*day/ton) per i PWR e 2.38 TJ/Kg (equivalenti a 27500 MW*day/ton) per i BWR.

Questa differenza fra PWR e BWR deriva essenzialmente da considerazioni relative alla capacità di gestire in sicurezza le alte reattività ad inizio ciclo e da considerazioni di carattere termoidraulico (per rispettare i limiti sulle temperature e i flussi termici massimi ammissibili, sia in condizioni di regime che di transitori di perdita di refrigerante). L’arricchimento nei reattori bollenti, ad esempio, è limitato essenzialmente dal fatto che non essendo questi dotati di un sistema di controllo chimico (contrariamente ai PWR dove viene usato acido borico in soluzione con l’acqua) la reattività massima non deve superare quella controllabile con le sole barre di controllo. In definitiva, a parità di potenza termica generata, tipicamente, un PWR ha un’efficienza di sfruttamento del combustibile leggermente maggiore di quella di un BWR, proprio in virtù del maggiore arricchimento medio consentito al combustibile caricato nel nocciolo del reattore .

Un PWR ammette tipicamente un arricchimento medio del 2.6% contro l’1.8% del BWR (si vedano le tabelle allegate). Si tenga conto che le differenze di arricchimento in oggetto, con riferimento ai valori medi, non sono cospicue e di fatti i PWR hanno un burn-up solo leggermente superiore rispetto a quello di un BWR. A parità di potenza termica da generare si può, dunque, caricare meno ossido di uranio in un PWR che in un BWR, grazie al fatto che il combustibile utilizzato nei pressurizzati è mediamente più arricchito di quello caricato nei bollenti.

Con conti piuttosto semplici si può verificare che, in realtà, la quantità di U-235 fissile caricato è praticamente la stessa nei due casi. In definitiva il confronto fra i due casi deve tener conto che il combustibile usato non ha esattamente le stesse caratteristiche nucleari per cui il maggior consumo apparente di ossido di uranio nei BWR rispetto ai PWR deve imputarsi alla diversità di arricchimento del combustibile usato nei due casi: se anche è vero che si caricano più tonnellate di ossido di uranio nel BWR, bisogna considerare che si tratta di combustibile con minor resa di quello del PWR (benché, si vuole ribadire, si tratti di una lieve differenza). In un’analogia senza dubbio un po’ forzata e portata all’estremo, ma che probabilmente può aiutare a capire, si può pensare al combustibile di un BWR e a quello di un PWR come a due benzine di differenti qualità (anche se le differenze sono nel nostro caso meno drastiche).

A parità di chilometri percorsi bastano pochi litri di quella a più alto rendimento di combustione rispetto ad un pieno di benzina verde, per esempio. Bisogna quindi fare il bilancio fra un pieno a più basso costo rispetto a pochi litri di combustibile aventi maggior resa ma più costosi. Se, poi, i costi fossero complessivamente simili la preferenza per un tipo di soluzione o per l’altro potrebbe essere determinata dalla scelta dei tempi: con un tipo di benzina la macchina potrebbe per esempio essere più efficiente che non con l’altra, permettendo di arrivare prima a destinazione. Nel nostro caso (PWR w BWR) i tempi di arrivo sono gli stessi. Infatti, un’altra chiave di lettura dei differenti burn-up può essere fatta in relazione al tempo di vita utile del combustibile nel reattore.

Il rapporto fra il valore del burn-up allo scarico e la potenza specifica media fornisce il tempo di permanenza di un elemento di combustibile nel nocciolo. Se si fa il calcolo per i due casi citati, si trova che il tempo di permanenza è essenzialmente lo stesso (è solo del 3 % più lungo in un BWR) a dimostrazione dell’equivalenza energetica fra i due casi (i reattori producono la stessa potenza sostanzialmente per lo stesso periodo di tempo). Nel link seguente si espongono altre considerazioni sull’efficienza complessiva di un impianto PWR a confronto con un BWR di stessa taglia e si risponde ad un’altra domanda del nostro web-nauta (come si giustifica che i PWR e i BWR hanno grossomodo lo stesso rendimento? ).

Per concludere si vuole brevemente chiarire che la densità di potenza in un reattore nucleare eterogeneo (dove cioè il combustibile ed il moderatore sono fisicamente separati) dipende fortemente dalla disposizione spaziale del combustibile e del moderatore all’interno del nocciolo, dettata da considerazioni neutroniche e da specifiche di progetto atte a garantire condizioni adeguate di scambio termico tra il combustibile ed il fluido refrigerante.

Il nocciolo di un bollente è tipicamente più ingombrante di un pressurizzato con la stessa potenza termica, in relazione al fatto che le barre di combustibile devono essere tenute più distanziate fra loro al fine di garantire il ‘corretto’ valore del rapporto “nuclei di moderatore/nuclei di combustibile” per cella di combustibile (unità base dei reattori eterogenei), necessario per avere un fattore di moltiplicazione unitario fattore di moltiplicazione. L’acqua in un BWR cambia di fase all’interno del nocciolo, e per questo ha minore densità rispetto a quella di un PWR e ciò comporta di conseguenza la necessità di aumentare il volume di efflusso dell’acqua nelle celle di combustibile (questo spiega perché un BWR ha un maggior volume del nocciolo rispetto a quello di un PWR di stessa taglia e quindi una minore potenza volumetrica)

Lina Quintieri – Ingegnere Nucleare