Reattore nucleare VVER

VVER-1000

Il Reattore nucleare VVER (in russo Водо-водяной энергетический реактор^?, Vodo-Vodjanoj Ėnergetičeskij Reaktor; Reattore Energetico Acqua-Acqua) è una serie di reattori nucleari ad acqua pressurizzata progettati e costruiti dall'Unione Sovietica. Le differenze macroscopiche ed esteriori rispetto ai reattori occidentali sono la presenza di un gran numero di generatori di vapore, in genere da 6 a 8, contro i 4 o meno dei modelli occidentali, e che questi sono posizionati in orizzontale e non verticale. Altre differenze poi sono date dalla struttura degli elementi di combustibile, che sono di forma esagonale al posto di quella quadrata utilizzata di solito in occidente, e le pastiglie di combustibile nucleare sono forate al centro per ridurre la probabilità di fusione in transitori incidentali.

Scopi del progetto

Gli scopi del progetto sono quelli di produrre una serie di reattori a basso costo ma al tempo stesso sicuri, utilizzando dei sistemi di sicurezza che rendano inutile la costruzione di un grande edificio di contenimento, che racchiuda al suo interno tutta la centrale. La costruzione infatti di tale scudo esterno, normalmente adottato in tutte le moderne filiere occidentali, è un costo rilevante per una centrale nucleare.

Le ultime versioni dei reattori hanno mantenuto bassi costi di installazione ma aumentando notevolmente i livelli di sicurezza equiparandoli a quelli occidentali.

Caratteristiche ingegneristiche

L'abbreviazione VVER è la sigla in russo di Vodo-Vodjanoj Ėnergetičeskij Reaktor ovvero "Reattore Energetico Acqua-Acqua", un reattore nucleare di potenza refrigerato e moderato ad acqua. Questo descrive un tipo di progetto inquadrabile come reattore nucleare ad acqua pressurizzata. Le barre di combustibile del reattore sono completamente immerse in acqua alla pressione di 15 MPa, in modo che non bolla alle normali temperature operative (da 220 a più di 300 °C). L'acqua nel reattore serve sia come refrigerante che come moderatore, fatto che costituisce una caratteristica decisiva di sicurezza passiva. Se la circolazione del refrigerante dovesse mancare l'effetto di moderazione dei neutroni prodotto dall'acqua verrebbe a mancare, riducendo l'intensità della reazione e compensando per la perdita del refrigerante, una condizione nota come coefficiente di vuoto negativo. L'intero reattore è racchiuso in un massiccio contenitore in acciaio. Le pastiglie sono in uranio a basso arricchimento (circa 2,4–4,4% ²³⁵U) diossido di uranio (UO₂) o equivalente compresso.

A differenza di quanto avviene nelle controparti occidentali, nei VVER gli elementi sono disposti in uno schema a triangolo equilatero, e non usano gruppi di barre di controllo in corrispondenza degli elementi di combustibile, ma elementi di controllo a loro adiacenti, ad inserimento dall'alto come nei reattori occidentali. Quando pienamente inseriti alcuni vani per gli elementi di combustibile sono quindi occupati da elementi di controllo.

Circuito di refrigerazione primario

Schema del circuito primario di un VVER-1000. Le lettere indicano: SG generatore di vapore; CP pompa di ricircolo; P pressurizzatore; NR reattore

Nel circuito primario degli impianti di seconda generazione l'acqua è tenuta a una pressione di 12,4 MPa, sempre superiore a quella di ebollizione corrispondente alle normali temperature operative, ma inferiore a quella nelle controparti occidentali. L'acqua contenuta nel vessel, assolve la duplice funzione di moderare e refrigerare il nucleo. Il calore sottratto dal refrigerante viene a sua volta ceduto nel secondario, tramite i generatori di vapore.

Nel circuito primario distinguiamo 4 componenti essenziali:

1. Vessel: è il recipiente in pressione al cui interno è contenuto il core, cioè il luogo in cui hanno sede le reazioni nucleari di fissione, responsabili della produzione di potenza termica. Grazie al passaggio del refrigerante il calore viene asportato. Il controllo è effettuato tramite le barre di controllo, inseribili dall'alto.
2. Pressurizzatore: è un grosso recipiente, al cui interno si trova acqua e vapore. Ha la funzione di mantenere costante la pressione del primario. Al suo interno si trovano i riscaldatori e le docce con le quali si riesce ad operare la compensazione del volume del primario. In alto presenta delle valvole di sicurezza che permettono la fuoriuscita di vapore soltanto nel caso in cui, in scenari anomali, la pressione interna dovesse superare un dato valore di sicurezza.
3. Generatore di vapore (4): è un grande scambiatore di calore di forma cilindrica, il cui asse di simmetria è orizzontale. All'interno una grande piastra separa i fluidi, permettendone lo scambio termico. L'acqua del primario scorre nella parte bassa, mentre il vapore si produce nella parte alta. Dato che nel secondario regna una pressione inferiore al primario, le temperature sono sufficienti a permettere l'ebollizione dell'acqua con conseguente produzione di vapore.
4. Pompe di ricircolo (4): sono pompe progettate per smaltire notevoli portate con ridotta prevalenza e hanno il compito di permettere il ricircolo dell'acqua del primario.

Al fine di assicurare la sicurezza dell'impianto tali componenti assolvono la filosofia della ridondanza.

Circuito secondario e potenza elettrica

Nel circuito secondario troviamo i seguenti sottosistemi:

1. Generatori di vapore: come sopra, si tratta di grandi scambiatori di calore, che permettono la produzione di vapore sul lato secondario. Prima che il vapore prodotto finisca in turbina, è previsto il passaggio attraverso separatori ed essiccatori al fine di produrre un vapore secco.
2. Turbina: è l'organo rotante, comune a tutte le centrali termoelettriche convenzionali, mediante il quale si converte la potenza termica del vapore, in potenza meccanica. L'albero rotante è connesso tramite un'apposita frizione al generatore elettrico. La turbina è divisa in due blocchi: alta e bassa pressione. Al fine di limitare la produzione di condensa, le cui goccioline danneggerebbero gravemente le pale della turbina, è previsto l'uso di un riscaldatore tra i due blocchi.
3. Riscaldatore: si tratta di uno scambiatore di calore il cui fine è quello di essiccare il vapore in uscita dal blocco alta pressione della turbina. Il calore viene fornito tramite una modesta portata di vapore spillata prima dell'ingresso della turbina.
4. Condensatore: il vapore ormai a bassa pressione condensa in questo grande scambiatore di calore. La sottrazione del calore è permessa da un circuito di raffreddamento che usa acqua a temperatura ambiente.
5. Degasatore: è un dispositivo che permette la rimozione di eventuali incondensabili presenti nel fluido.
6. Pompe di alimento: Si tratta di pompe ad alta prevalenza e modesta portata indispensabili per portare l'acqua in uscita dal condensatore a bassa pressione, alla relativamente alta pressione presente sul secondario del generatore di vapore.

L'acqua in questo circuito normalmente non è radioattiva.

Circuito di refrigerazione

Si tratta del circuito che permette la sottrazione del calore dal condensatore. Ciò è reso possibile dall'uso di acqua prelevata dall'ambiente, ad esempio da laghi o fiumi. Nel caso in cui la disponibilità di acqua fosse modesta si ricorre all'uso delle torri evaporative, cioè di grandi camini in cui l'acqua viene spruzzata in alto e, durante la sua discesa, scambia calore con l'aria. In tale processo si registra una ridotta evaporazione dell'acqua, pertanto è prevista una portata di reintegro. Oltre alla generazione di energia elettrica, molti impianti VVER assolvono anche alla capacità di fornire calore alle utenze residenziali e industriali.

Barriere di sicurezza

Le due unità VVER-440 di Loviisa hanno edifici di contenimento che soddisfano gli standard occidentali.

Le centrali nucleari devono scongiurare la fuga di materiali radioattivi nell'ambiente. Per assolvere tale mansione le centrali VVER, analogamente ad altre filiere, presentano 4 livelli di barriere:

1. Pellet di combustibile: Gli elementi radioattivi, costituiti dagli atomi frammentati, sono trattenuti in grande parte nello stesso materiale che costituisce il combustibile.
2. Barre di combustibile: Ogni barra è foderata con un rivestimento in lega di Zirconio, resistente al calore e all'alta pressione.
3. Vessel: Il massiccio recipiente in acciaio rappresenta un imponente scudo contro la fuga di radiazioni e materiali radioattivi.
4. Edificio del reattore: Si tratta di un vero e proprio edificio di contenimento che racchiude al suo interno tutto il circuito primario ed è capace di resistere alla stessa pressione presente nel primario.

Attualmente i reattori VVER operativi presentano un'attenzione alla sicurezza che non ha nulla a che vedere con i progetti dei reattori di tipo RBMK, ossia della stessa filiera del reattore che causò il disastro di Černobyl'.

Nei reattori RBMK, dell'Unione Sovietica, il moderatore era costituito da grafite (materiale infiammabile). Il reattore non presentava alcun edificio di contenimento, al fine di contenere i costi e permettere la sostituzione del combustibile durante la normale marcia del reattore. Questo fatto ha importanza in campo bellico: la facile sostituzione del combustibile permette l'irraggiamento del combustibile per breve tempo in modo da produrre Plutonio di qualità compatibile con la preparazione di armamenti nucleari.

I reattori VVER, come si è detto, presentano invece un robusto edificio di contenimento. La sostituzione del combustibile è possibile soltanto spegnendo l'impianto.

Le varie versioni del reattore

I reattori VVER hanno moltissime versioni, denominate ognuna come V-XXX, per semplicità organizzativa si procede quindi a una schematizzazione secondo le classi di potenza e non secondo le generazioni, visto che una stessa potenza ha visto numerose evoluzioni che hanno fatto avanzare di generazione la classe di potenza, come il VVER-1000 che dalla versione V-320 di II generazione si è arrivati (al momento) allo sviluppo del V-466B che era proposto per Belene ed ora per Kozloduj7 che è di III+ generazione.

VVER-1000

Sezione trasversale dell'elemento di combustibile dei VVER-1000. In blu le barre di combustibile, in magenta le barre di controllo

I reattori VVER hanno molte versioni che si differenziano per taglia elettrica e grado di sviluppo. Vi sono alcuni impianti che assolvono la duplice funzione di produrre energia termica ed elettrica per le utenze civili e industriali. Con la stessa sigla, spesso si confondono impianti di generazioni diverse. Vediamo in breve l'impianto tipico VVER-1000.

Il suffisso 1000 si riferisce alla taglia elettrica dell'impianto: si tratta di una centrale nucleare capace di erogare in rete fino a 1000 MW di potenza elettrica. Il nocciolo ha una taglia termica di poco più di 3 GW. La produzione del calore avviene dentro un grande scafo in acciaio, sulla cui sommità sono disposti i canali che permettono l'introduzione delle barre di controllo.

Disposizione degli elementi esagonali nel nocciolo dei VVER (a sinistra) e degli elementi quadrati in quello di un PWR occidentale.

Lo scafo, in posizione centrale, è connesso al circuito primario, costituito da 4 circuiti in parallelo. In ogni circuito di refrigerazione figura una pompa di ricircolo e il generatore di vapore. È presente un unico grande pressurizzatore, collegato alle tubazioni del circuito primario, con lo scopo di mantenere sotto controllo la pressione del circuito, dato che nel primario l'acqua refrigerante si mantiene allo stato liquido, nelle normali condizioni di funzionamento. La pressione interna del circuito è dell'ordine di 15,7 MPa, con temperature comprese tra i 300 e i 325 °C. L'impianto appartiene alla famiglia dei reattori PWR, e si differenzia dai PWR occidentali sotto due aspetti:

• Orientazione del generatore di vapore: ad asse orizzontale, mentre nella filiera occidentale ha asse verticale.
• Sagoma dell'elemento di combustibile: l'elemento di combustibile ha sezione esagonale, mentre in entrambe le tecnologie occidentali PWR e BWR ha sezione quadrata.

VVER-1200

Caratteristiche generali del progetto base
Potenza termica	3200 MWt
Potenza elettrica (netta)	1150 MWe
Efficienza elettrica (netta)	36%
Fattore di carico (stimato)	>92%
Vita operativa (stimata)	60 anni
Burnup (massimo)	>70GWd/t
Frequenza danneggiamento grave	<10−6
Pressione circuito primario	16,2 MPa
Temperatura acqua in uscita	328,9 °C
Pressione circuito secondario	7,00 MPa

Questa classe di potenza di reattori consta al momento di 2 differenti versioni, il V-392M derivante dai VVER-1000 modelli V-392 e V-412 e il V-491 derivante dal VVER-1000 modello V-428.

I VVER nel mondo

Operativi

Reattori operativi dati aggiornati alla pagina nazionale corrispondente
Impianto	Modello	Potenza netta (MW)	Inizio costruzione	Allacciamento alla rete	Produzione commerciale	Dismissione (prevista)
Metsamor (Armenia) (Reattore 2)	V-230	376	1º luglio 1975	5 gennaio 1980	3 maggio 1980	2016
Bielorussia (Bielorussia) (Reattore 1)	V-491	1110	6 novembre 2013	3 novembre 2020	inizio 2021
Kozloduj (Bulgaria) (Reattore 5)	V-320	963	9 settembre 1980	29 novembre 1987	23 dicembre 1988
Kozloduj (Bulgaria) (Reattore 6)	V-320	963	1º aprile 1982	2 agosto 1991	30 dicembre 1993
Tianwan (Cina) (Reattore 1)	V-428	990	20 dicembre 1999	12 maggio 2006	17 maggio 2007
Tianwan (Cina) (Reattore 2)	V-428	990	20 ottobre 2000	14 maggio 2007	16 agosto 2007
Tianwan (Cina) (Reattore 3)	V-428M	1060	27 dicembre 2012	30 dicembre 2017	metà 2018
Tianwan (Cina) (Reattore 4)	V-428M	990	27 settembre 2013	27 ottobre 2018	inizio 2019
Loviisa (Finlandia) (Reattore 1)	V-213	502	1º maggio 1971	8 febbraio 1977	9 maggio 1977	2027
Loviisa (Finlandia) (Reattore 2)	V-213	507	1º agosto 1972	4 novembre 1980	5 gennaio 1981	2030
Bushehr (Iran) (Reattore 1)	V-446	915	1º maggio 1975	3 settembre 2011	30 luglio 2012
Kudankulam (India) (Reattore 1)	V-392	932	31 marzo 2002	22 ottobre 2013	31 dicembre 2014
Kudankulam (India) (Reattore 2)	V-392	932	4 luglio 2002	29 agosto 2016	31 marzo 2017
Dukovany (Repubblica Ceca) (Reattore 1)	V-213	468	1º gennaio 1979	24 febbraio 1985	3 maggio 1985	2025
Dukovany (Repubblica Ceca) (Reattore 2)	V-213	471	1º gennaio 1979	30 gennaio 1986	21 maggio 1986	2026
Dukovany (Repubblica Ceca) (Reattore 3)	V-213	468	1º marzo 1979	14 novembre 1986	20 dicembre 1986	2026
Dukovany (Repubblica Ceca) (Reattore 4)	V-213	471	1º marzo 1979	16 giugno 1987	19 luglio 1987	2027
Temelín (Repubblica Ceca) (Reattore 1)	V-320	1026	1º febbraio 1987	21 dicembre 2000	10 giugno 2002	2042
Temelín (Repubblica Ceca) (Reattore 2)	V-320	1026	1º febbraio 1987	29 dicembre 2002	18 aprile 2003	2043
Balakovo (Russia) (Reattore 1)	V-320	950	1º dicembre 1980	28 dicembre 1985	23 maggio 1986	2043
Balakovo (Russia) (Reattore 2)	V-320	950	1º agosto 1981	8 ottobre 1987	18 gennaio 1988	2033
Balakovo (Russia) (Reattore 3)	V-320	950	1º novembre 1982	25 dicembre 1988	8 aprile 1989	2049
Balakovo (Russia) (Reattore 4)	V-320	950	1º aprile 1984	11 aprile 1993	22 dicembre 1993	2053
Kalinin (Russia) (Reattore 1)	V-338	950	1º febbraio 1977	9 maggio 1984	12 giugno 1985	2045
Kalinin (Russia) (Reattore 2)	V-338	950	1º febbraio 1982	3 dicembre 1986	3 marzo 1987	2047
Kalinin (Russia) (Reattore 3)	V-320	950	1º ottobre 1985	16 dicembre 2004	8 novembre 2005	2065
Kalinin (Russia) (Reattore 4)	V-320	950	1º agosto 1986	24 novembre 2011	25 dicembre 2012	2072
Kola (Russia) (Reattore 1)	V-230	411	1º maggio 1970	29 giugno 1973	28 dicembre 1973	2028
Kola (Russia) (Reattore 2)	V-230	411	1º maggio 1970	9 dicembre 1974	21 febbraio 1975	2029
Kola (Russia) (Reattore 3)	V-230	411	1º aprile 1977	24 marzo 1981	3 dicembre 1982	2027
Kola (Russia) (Reattore 4)	V-230	411	1º agosto 1976	11 ottobre 1984	6 dicembre 1984	2039
Leningrado 2 (Russia) (Reattore 1)	V-491	1085	25 ottobre 2008	9 marzo 2018	29 ottobre 2018
Leningrado 2 (Russia) (Reattore 2)	V-491	1085	15 aprile 2010	22 ottobre 2020	fine 2020
Novovoronež (Russia) (Reattore 4)	V-179	385	1º luglio 1967	28 dicembre 1972	24 marzo 1973	2032
Novovoronež (Russia) (Reattore 5)	V-187	950	1º marzo 1974	31 maggio 1980	20 febbraio 1981	2035
Novovoronež 2 (Russia) (Reattore 1)	V-392M	1114	24 giugno 2008	5 agosto 2016	27 febbraio 2017	2077
Novovoronež 2 (Russia) (Reattore 2)	V-392M	1114	12 luglio 2009	1º maggio 2019	metà 2019
Rostov (Russia) (Reattore 1)	V-320	950	1º settembre 1981	30 marzo 2001	25 dicembre 2001	2030
Rostov (Russia) (Reattore 2)	V-320	950	1º maggio 1983	18 marzo 2010	10 dicembre 2010	2040
Rostov (Russia) (Reattore 3)	V-320	950	15 settembre 2009	27 dicembre 2014	17 settembre 2015	2045
Rostov (Russia) (Reattore 4)	V-320	1011	16 giugno 2010	2 febbraio 2018	metà 2018
Bohunice (Slovacchia) (Reattore 3)	V-213	471	1º dicembre 1976	20 agosto 1984	14 febbraio 1985	2024
Bohunice (Slovacchia) (Reattore 4)	V-213	471	1º dicembre 1976	9 agosto 1985	18 dicembre 1985	2025
Mochovce (Slovacchia) (Reattore 1)	V-213	436	13 ottobre 1983	4 luglio 1998	29 ottobre 1998
Mochovce (Slovacchia) (Reattore 2)	V-213	436	13 ottobre 1983	20 dicembre 1999	11 aprile 2000
Chmel'nyc'kyj (Ucraina) (Reattore 1)	V-320	950	1º novembre 1981	31 dicembre 1987	13 agosto 1988	2032
Chmel'nyc'kyj (Ucraina) (Reattore 2)	V-320	950	1º febbraio 1985	7 agosto 2004	15 dicembre 2005	2050
Rivne (Ucraina) (Reattore 1)	V-213	381	1º agosto 1973	31 dicembre 1980	21 settembre 1981	2026
Rivne (Ucraina) (Reattore 2)	V-213	376	1º ottobre 1973	30 dicembre 1981	30 luglio 1982	2027
Rivne (Ucraina) (Reattore 3)	V-320	950	1º febbraio 1980	21 dicembre 1986	16 maggio 1987	2032
Rivne (Ucraina) (Reattore 4)	V-320	950	1º agosto 1986	10 ottobre 2004	6 aprile 2006	2050
Ucraina del Sud (Ucraina) (Reattore 1)	V-302	950	1º marzo 1977	31 dicembre 1982	18 ottobre 1983	2027
Ucraina del Sud (Ucraina) (Reattore 2)	V-338	950	1º ottobre 1979	6 gennaio 1985	6 aprile 1985	2030
Ucraina del Sud (Ucraina) (Reattore 3)	V-320	950	1º febbraio 1985	20 settembre 1989	29 dicembre 1989	2034
Zaporižžja (Ucraina) (Reattore 1)	V-320	950	1º aprile 1980	10 dicembre 1984	25 dicembre 1985	2030
Zaporižžja (Ucraina) (Reattore 2)	V-320	950	1º gennaio 1981	22 luglio 1985	15 febbraio 1986	2031
Zaporižžja (Ucraina) (Reattore 3)	V-320	950	1º aprile 1982	10 dicembre 1986	5 marzo 1987	2032
Zaporižžja (Ucraina) (Reattore 4)	V-320	950	1º aprile 1983	18 dicembre 1987	14 aprile 1988	2033
Zaporižžja (Ucraina) (Reattore 5)	V-320	950	1º novembre 1985	14 agosto 1989	27 ottobre 1989	2034
Zaporižžja (Ucraina) (Reattore 6)	V-320	950	1º giugno 1986	19 ottobre 1995	16 settembre 1996	2041
Paks (Ungheria) (Reattore 1)	V-213	470	1º agosto 1974	28 dicembre 1982	10 agosto 1983	2032
Paks (Ungheria) (Reattore 2)	V-213	473	1º agosto 1974	6 settembre 1984	14 novembre 1984	2034
Paks (Ungheria) (Reattore 3)	V-213	473	1º ottobre 1979	28 settembre 1986	1º dicembre 1986	2036
Paks (Ungheria) (Reattore 4)	V-213	473	1º ottobre 1979	16 agosto 1987	1º novembre 1987	2037

In costruzione e programmati

Reattori in costruzione dati aggiornati alla pagina nazionale corrispondente
Impianto	Modello	Potenza netta (MW)	Inizio costruzione	Allacciamento alla rete (prevista)	Produzione commerciale (prevista)	Costo (stimato)
Rooppur (Bangladesh) (Reattore 1)	V-523	1080	30 novembre 2017	2023	2023
Rooppur (Bangladesh) (Reattore 2)	V-523	1080	14 luglio 2018	2024	2024
Bielorussia (Bielorussia) (Reattore 2)	V-491	1110	26 aprile 2014	2018	2018
Tianwan (Cina) (Reattore 7)	V-491	1200	19 maggio 2021	2026	2026
Xudabao (Cina) (Reattore 3)	V-491	1200	19 maggio 2021	2026	2026
Kudankulam (India) (Reattore 3)	V-412	917	29 giugno 2017	2025	2025
Kudankulam (India) (Reattore 4)	V-412	917	23 ottobre 2017	2022	2022
Kudankulam (India) (Reattore 5)	V-412	917	29 giugno 2021	2027	2027
Bushehr (Iran) (Reattore 2)	V-528	974	27 settembre 2019	2024	2024
Bushehr (Iran) (Reattore 3)	V-528	974	25 gennaio 2021	2026	2026
Kaliningrad (Russia) (Reattore 1)	V-491	1109	22 febbraio 2012
Kursk 2 (Russia) (Reattore 1)	V-510	1175	29 aprile 2018	2022	2022
Kursk 2 (Russia) (Reattore 2)	V-510	1175	15 aprile 2019	2023	2023
Mochovce (Slovacchia) (Reattore 3)	V-213	440	27 gennaio 1987	2018	2018
Mochovce (Slovacchia) (Reattore 4)	V-213	440	27 gennaio 1987	2018	2018
Akkuyu (Turchia) (Reattore 1)	V-491	1114	3 aprile 2018	2023	2023	20 miliardi $
Akkuyu (Turchia) (Reattore 2)	V-491	1114	8 aprile 2020	2024	2024	20 miliardi $
Akkuyu (Turchia) (Reattore 3)	V-491	1114	10 marzo 2021	2025	2025	20 miliardi $
Chmel'nyc'kyj (Ucraina) (Reattore 3)	V-320	950	1º marzo 1986
Chmel'nyc'kyj (Ucraina) (Reattore 4)	V-320	950	2 febbraio 1987
Reattori pianificati ed in fase di proposta
Soprattutto nei paesi dell'ex blocco sovietico, in Cina ed in India. In discussione in altre nazioni.
NOTE: Molte agenzie per la sicurezza nucleare stanno ancora valutando al momento il design del reattore VVER per essere adottato nelle proprie nazioni. Molti stati o compagnie elettriche sono interessati a questa tipologia di reattori, quasi solamente in nazioni non occidentali.

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Collegamenti esterni

• (EN) VVER-1200 Reactor (PDF), su aem-group.ru. - on AEM official pdf
  • (EN) VVER 1200 Construction - on AEM Official YouTube Channel