Visto che nessuno risponde ti dò qualche info generale raccattata in rete:

La meccanica dell'incidente:
"Il 26 Aprile 1986, un gruppo di ingegneri decise di effettuare un test di sicurezza sul reattore numero 4 della centrale nucleare di Chernobyl, che si trova a meno di 100 km da Kiev.
Gli ingenieri, che avevano una scarsa conoscenza del funzionamento di un reattore nucleare, volevano vedere se le turbine del reattore potevano alimentare la pompe di emergenza con una potenza inerziale.
Gli ingenieri, quindi, disabilitarono il sistema di sicurezza e il controllo di potenza del reattore.
Avviarono, il reattore con un potenza così bassa che la reazione presto divenne istabile e cercando di aumentare la potenza, rimossero tutte le barre di controllo. Questo provocò un immediato aumento dell’energia, prodotta dal reattore difficile da controllare.
Comunque, gli ingenieri, continuarono l’esperimento e spensero le turbine del sistema di raffreddamento per vedere se la potenza inerziale bastasse da sola ad alimentare le pompe d’acqua.
Senza energia l’afflusso d’acqua nel reattore diminuì rapidamente innalzando il calore prodotto dal nocciolo. Cercando di prevenire la fusione, gli ingenieri inserirono tutte le barre di sicurezza che avevano rimosso in precedenza, contemporaneamente. Le barre di sicurezza, però avevano una punta di un metro di grafite prima dei cinque metri di carbonato di borio che serve ad assorbire i neutroni. Questo non fece altro che accelerare la fusione, provocando un esplosione, non nucleare, ma chimica.
Nell’esplosione, più di 50 tonnellate di materiale radioattivo entrarono nell’atmosfera, trasportate dalle correnti d’aria.
In seguito all’esplosione, 31 persone morirono e altre 200 vennero ricoverate per l’esposizione alle radiazioni.
L’area interessata dalle radiazioni coprì l’Ucraina, la Bielorussia, e la Russia.
Le autorità sovietiche, disposero subito l’evacuazione dimmediata di 130.000 civili, e cercarono di coprire l’accaduto, ma il 28 Aprile un osservatorio Svedese rilevò a quasi mille km all’area di Chernobil radiazioni alte più del 40% rispetto al normale, rivelando al mondo quello che era accaduto."

Altre info su http://it.wikipedia.org/wiki/Disastro_di_Chernobyl

Sui danni che Chernobyl ha provocato esistono visioni del tutto opposte:
http://www.ilgiornale.it/a.pic1?ID=83562
http://www.progettohumus.it/chernobyl.php?name=dintonumeri

Pur senza schierarsi è d'obbligo segnalare che sono le agenzie internazionali dell'ONU e dell'Agenzia Internazionale per l'Energia Atomica a sostenere i dati meno tragici.

Anche sulle prospettive del nucleare esistono opinioni drasticamente divergenti. Indico due link, uno coi dati a favore, uno contro.
http://www.lavoce.info/news/view.php?id=40...1297&from=index
http://www.beppegrillo.it/2006/04/i_nostalgici_di.html

Comunque con un pò di lavoro sui motori di ricerca trovi tutto quel che serve.

Ciao

Edited by BrightingEyes - 23/5/2006, 15:11

cavolo grazie mille, in questo periodo sono stato molto preso dallo studio, però da settimana prossima inizio a buttare giù qualcosa e il tuo materiale è un buon punto di partenza. ho trovato qualcosa in internet, proverò ad andare in biblioteva, vediamo cosa ne esce fuori.
grazie!

bisogna poi fare qualche precisazione :
I 4 reattori ospitati dalla centrale di Chernobyl erano del tipo RBMK, che potevano utilizzare acqua leggera per il raffreddamento e uranio non arricchito come combustibile.
Gli RBMK erano SEVERAMENTE vietati in tutto l'occidente a causa dei loro risaputi problemi di sicurezza.
Infatti in caso di guasto un reattore occidentale tende a spegnersi, mentre un reattore RBMK tende ad aumentare esponenzialmente la potenza erogata.
Quando gli "ingenieri" si accorsero che dopo il loro tentativo di portare il reattore sotto i 200 w prodotti il reattore aveva raggiungo una potenza erogata di 100 volte quella nominale (circa 100 GW) riattivarono subito i sistemi di sicurezza che ovviamente affondarono le barre di controllo (che contenevano però anche una parte di grafite ) nel nocciolo.
Solo che a questo punto l'acqua che non se ne sta zitta di fronte a una temperatura 100 volte oltre quella nominale si surriscaldò a tal punto da distrurre letteralmente il nocciolo.
Una volta esposta all'aria , la grafite si incendiò a causa della temperatura mostruosa che aveva raggiunto.
I gas prodotti ovviamente erano altamente radioattivi e si diffusero in tutta europa (ovviamente con maggior concentrazione vicino alla centrale).
Bisogna anche dire che la centrale non era munita di un (o meglio, di 4) sarcofago di contenimento, che venne costruito in fretta e furia dai liquidatori, che sono morti quasi tutti pochi anni dopo l'accaduto.
Ora quel sarcofago che ha rappresentato una corsa contro il tempo da parte di 800 persone, sta letteralmente cascando a pezzi e le infiltrazioni d'acqua trasportano regolarmente via una minima parte del materiale radioattivo rimasto , che si stima essere il 95% del totale esistente.

spero di esserti stato d'aiuto ">

[OT]
Ma lo sapevate che le due superpotenze (USA e Russia) hanno abbastanza plutonio da far saltare in aria l'intero pianeta decine di volte? :"> ">
[/OT]



EDIT: ho aggiunto gli accenti ... avevo fatto 'na strage

Edited by demonbl@ck - 29/1/2007, 13:46

ecco, questo mi interessa veramente molto...l'hai preso da un sito o lo sai di tuo?
mi servono le differenze tra le varie centrali, quindi tra i reattori RBMK e gli altri...così faccio il confronto...
parlo dell'energia nucleare, della centrale in se e dei diversi tipi che esistono. da lì inizio a parlare di chernobyl in particolare, com'era la centrale, il contesto storico (politica energetica unionesovietica-statiuniti) ecc ecc
e cosa non ha funzionato. ---> catastrofe ---> cosa si è fatto per limitare i danni ---> effetti ambientali e sociali di cui parlerò un bel po'

come percorso mi piace, mi manca ancora molto materiale...

Ciao Ghilli, se ti interessa anche il mio contributo ti espongo un paio di considerazioni da chimico industriale che lavora nel campo dell’energia, quale sono.

Difetti del reattore RBMK
Il difetto primo di questo sistema è che l’acqua del circuito primario bolle nei canali ricavati nel nocciolo, mentre nei reattori PWR l’acqua viene mantenuta liquida e fatta vaporizzare successivamente. L’acqua liquida e il vapore hanno capacità diversa di moderare i neutroni, per cui una variazione di frazione di vapore nel nocciolo causa una variazione nella velocità della reazione nucleare. La velocità della reazione nucleare, a sua volta, determina il calore prodotto e quindi il rateo di vaporizzazione dell’acqua: siamo di fronte a due parametri pericolosamente interdipendenti ed esposti, quindi, a quello che in gergo impiantistico si dice “run away”, ovvero perdita di controllo della reazione. Nel PWR il tasso di vaporizzazione non influisce sulla reazione, perché avviene a parte, e la reazione può essere comodamente controllata con le barre di controllo. Questo difetto dell’RBMK è quello che viene definito”coefficiente di vuoto positivo”; ciò significa che, per un aumento della frazione di bolle di vapore nel nocciolo, si ha un aumento del tasso di fissione( che a sua volta causa un ulteriore aumento nell’ebollizione). Per fortuna l’aumento della temperatura nell’RBMK, invece, inibisce la reazione e questo viene detto coefficiente di temperatura negativo(all’aumentare della temperatura il tasso di fissione decresce). A condizioni di funzionamento normali, il coefficiente di temperatura è dominante, mentre quello di vuoto diventa dominante solo al di sotto del 20% della potenza nominale del reattore. In pratica il reattore RBMK-1000 diventa instabile solo al di sotto dei 200MWe, ed è proprio questa la condizione di funzionamento in cui è stato condotto per quello sciagurato esperimento!
Oltre a questo difetto, il reattore RBMK non è nemmeno dotato di un involucro contenitivo che eviterebbe, in caso di incidente, la dispersione di materiale nell’ambiente, come avvenne a Three Miles Island. Altri fattori di progettazione contribuirono sensibilmente all’incidente, informazioni complete le trovi qui http://www.fisicamente.net/index-500.htm

Considerazioni sull’energia nucleare in genere
Tutti gli impianti di oggi sono di seconda generazione, ad eccezione di quello che si sta costruendo in Finlandia che è di terza.
Oggi come oggi il ciclo dell’uranio è detto “once-through”, cioè “ad un solo passaggio”. Ciò significa che l’uranio viene estratto, viene più o meno arricchito dell’isotopo 235, viene assemblato in barre di combustibile e dopo un passaggio in reattore tutto ciò che c’è nelle barre diventa scoria. Questo è uno spreco enorme, perché nelle barre usate vi sono ancora materiali potenzialmente fissili o fertili(cioè che possono generare materiale fissile), tanto che, con il sistema “once-through” si utilizza solo l’1% dell’energia contenuta nell’uranio naturale. Inoltre, il sottoprodotto dell’arricchimento è l’uranio impoverito, vale a dire 238-U quasi puro. Questo materiale non viene oggi utilizzato nelle centrali, nonostante contenga una quantità enorme di energia nucleare; trova impiego, invece, nell’industria civile e militare. Il più tristemente noto di questi impieghi è quello della fabbricazione di proiettili; grazie alla densità ed alle proprietà meccaniche di questo materiale, i proiettili di uranio sono le migliori munizioni anticarro oggi esistenti, denominate con la sigla APFSDS. Purtroppo il particolato generato dall’impatto di questi proiettili è fortemente tossico, cancerogeno e teratogeno, tanto che nei teatri di guerra si registra, oggi, un’elevata insorgenza di tumori e malformazioni. Una piccola precisazione: anche il particolato generato dalle esplosioni convenzionali è cancerogeno, tanto è vero che nelle biopsie dei militari morti per la “sindrome dei Balcani” non è stato ritrovata alcuna traccia di uranio e tali patologie si riscontrano anche nei pressi del poligono di Perdasdefogu, dove l’uranio non viene impiegato.
La tecnologia attuale si basa sull’isotopo 235 perché è il materiale fissile più semplice da gestire. La fissione può, a determinate condizioni, avvenire anche a carico di numerosi altri nuclidi che oggi non sfruttiamo.
Un progresso verso il completo sfruttamento dell’energia contenuta nell’uranio naturale viene dal riprocessamento del combustibile esaurito, in modo da ottenere il cosiddetto MOX(mixed oxides).
La vera rivoluzione in tal senso arriverà dai reattori di quarta generazione. Essi si differenziano profondamente dai reattori odierni, per svariati motivi:
_si tratta di reattori veloci. Invece di lavorare con neutroni a spettro termico, si utilizzano neutroni veloci, in grado di produrre la fissione nella quasi totalità degli attinidi
_il fluido del circuito primario non è più acqua pressurizzata ma si va dall’acqua supercritica al piombo fuso all’elio; questo per garantire temperature di funzionamento maggiori e quindi maggior rendimento termodinamico
_il ciclo del combustibile sarà pulito. Si sfrutterà la maggior parte dell’energia contenuta nell’uranio naturale e non sarà più necessario l’arricchimento, operazione energeticamente dispendiosa e antieconomica. La totalità degli attinidi verrà incenerita nel reattore, dando vita a scorie a bassa radiotossicità e non più pericolose dopo due o tre decine d’anni, anziché migliaia.
_si potrà sfruttare anche il torio, che in natura è quattro volte più diffuso dell’uranio
_con l’alta temperatura esiste l’opzione di produrre idrogeno per via termochimica dall’acqua, nel caso questo venisse ritenuto interessante come combustibile
_non uscirà plutonio dal reattore, scongiurando il pericolo della proliferazione delle armi nucleari.
Maggiori informazioni su questo argomento le trovi su http://gif.inel.gov/ mentre per il ciclo del materiale fissile le trovi su www.ba.infn.it/~nardulli/pompili.pdf

Nucleare ed associazioni ambientaliste
Ho l’impressione che il giudizio sull’energia nucleare da parte degli ambientalisti rimarrà sempre negativo, a prescindere dall’evoluzione della tecnologia. Il verde, infatti, ha nella sua cultura l’esaltazione della natura e la scarsa fiducia nell’operato dell’uomo. Ho letto articoli sulla quarta generazione di reattori, redatti da associazioni ambientaliste, zeppi di errori e contraddizioni che denotavano malafede o assoluta mancanza di comprensione degli argomenti tecnici.

Ho scritto queste cose da appassionato di problemi sull’energia, spero ti siano utili. Nella nebulosa dei migliaia di siti web è non è così facile trovare materiale accurato e redatto da gente competente.

Buona tesina

Complimenti per la spiegazione chiara e i riferimenti...

E' chiaro che la tecnologia puo' fare passi da gigante e migliorare le cose,
resta il fatto che una tecnologia la cui base e' una cosa pericolosa per la salute come la radioattivita' e' potenzialmente pericolosa
non solo per la scarsa fiducia nella tecnologia umana, ma perche' c'e' sempre qualche esaltato che puo' sfruttare un impianto del genere
come spunto per creare intenzionalmente disastri...

Certo eliminare le scorie a lunga durata sarebbe gia' un bel problema in meno, ma comunque 30-50 anni di pericolosita' non sono pochi.

Vedo altri due problemi....
la 4 generazione si parla di averla disponibile nel 2030 secondo uno dei siti che hai segnalato. Che potrebbe essere ottimista essendo di parte ">
E nel frattempo cosa facciamo? Stiamo ad aspettare? Ci sono altre strade da sperimentare facciamolo...

l'uranio e il torio sono comunque risorse non rinnovabili... usandola meglio (non hai detto a quanto si arriva, la maggior parte significa il 95%) forse si potra' allungare la vita dell'era fissile di 100, 200 anni ma poi?
Ci sono stime di quanto uranio e torio sfruttati dai reattori di 4' generazioni potrebbero durare?

alessandro, sei stato gentilissimo, mi hai dato dell'ottimo materiale da cui partire e degli ottimi siti di riferimento.
se dovessi avere qualche domanda in particolare, se avessi bisogno di qualche chiarimento, posso chiedere a te?

una cosa che non mi è molto chiara, ad esempio.
il sistema di tipo RBMK ha il difetto di avere l'acqua a contatto con il nocciolo, quindi l'aumento di vapore determina l'aumento della velocità della reazione...giusto? nel PWR l'acqua è liquida, evapora in un secondo momento quindi non influisce direttamente sulla reazione? può essere?

hai detto

il coefficiente di vuoto positivo credo di averlo capito, aumento calora, aumento vapore, aumento della fissione. la seconda parte invece non mi è chiara...nell'RBMK all'aumento della temperatura il tasso di fissione decresce? è il contrario di quello che c'è scritto poco prima...

grazie delle informazioni cmq, spero di risentirti ancora

ciao!

X Alexdoor73

Io non sono un nuclearista convinto, però ci tengo a fare delle analisi obiettive, non condizionate dalla paura e dalla non conoscenza.
Ad oggi l’energia nucleare è quella che ha causato meno danni, soprattutto in rapporto alla potenza generata. Ogni anno muoiono migliaia di minatori nelle miniere di carbone. Nell’esplosione della piattaforma petrolifera Piper Alpha perirono 168 persone in un colpo solo. In Nigeria i”vampiri degli oleodotti” hanno causato incidenti gravi con centinaia di vittime. Nell’area del petrolchimico di Gela si riscontra la più alta incidenza di tumori e malformazioni d’Italia. Certo, i materiali nucleari sono pericolosi ma la quantità in gioco è talmente esigua da consentire l’adozione di misure tali da rendere la tecnologia “pulita” a tutti gli effetti. E’ stato calcolato che se tutta l’energia consumata da una persona occidentale nell’arco della sua vita fosse di origine nucleare, essa corrisponderebbe a pochi grammi di uranio! Io noto che la maggior parte delle persone che contesta il nucleare non sa nemmeno cosa sia una radiazione ionizzante e come ci si può proteggere da essa. Oppure non sa che nella sua vita è costantemente esposta a radiazioni ionizzanti: quelle naturali! Mi riferisco al radon che respiriamo e ai raggi cosmici; con questo non voglio dire che facciano bene.
Io sono un fautore delle energie alternative, e le vedo come una soluzione obbligata. Non sono, però, tra quelli cui si accappona la pelle solo a sentire la parola “nucleare”. Non è possibile, oggi, pensare di soddisfare tutte le nostre esigenze con le energie alternative, al massimo si può iniziare ad investire in esse. Ricordo che il consumo di energia in un paese occidentale è, più o meno, imputabile solo per il 30% all’energia elettrica, poi c’è un 30% di autotrazione e il 40% restante per il riscaldamento. Soluzioni ne abbiamo ma non si può ancora risolvere tutto con il rinnovabile.
Per quanto riguarda l’estensione delle riserve mondiali di materiale fissile con i reattori veloci, si parla di diverse centinaia di anni. Non saprei darti ora il link, se capita sotto mano ti faccio sapere.

X Ghilli

In un reattore il tasso di fissione è controllato da diversi parametri. In un reattore ad acqua leggera si individuano il coefficiente di vuoto ed il coefficiente di temperatura, che sono due cose diverse ma che agiscono contemporaneamente, per cui non è contraddittorio affermare che abbiano l’effetto opposto! L’effetto complessivo sulla reazione è determinato dal bilancio dei due effetti. Entrambi agiscono sul numero di neutroni disponibili per la fissione. Non vorrei entrare nel dettaglio del motivo fisico per il quale il numero di neutroni utili cresca o decresca, basta sapere che nell’RBMK il coefficiente di temperatura era negativo mentre quello di vuoto positivo, però a condizioni di funzionamento normali quello dominante era il primo. Qualsiasi reattore al mondo, per funzionare, DEVE avere il coefficiente di temperatura negativo; se così non fosse, si tratterebbe di una bomba e non di un reattore. Dal momento che si entrasse in una condizione dove domina il coefficiente di vuoto e se questo dovesse essere positivo, ecco che il run away sarebbe assicurato entro pochi secondi; questo è ciò che è accaduto a Chernobyl.

io ancora non ho capito il coefficiente di vuoto e il coefficiente di temperatura...non riesco a capirli

Questione dei coefficienti di vuoto e di temperatura

I neutroni efficaci ai fini della fissione di 235-U sono quelli termici(lenti), mentre quelli provenienti dalla fissione sono veloci. Per rallentarli si frappongono dei materiali in grado di rallentarli(moderatori). La grafite è un discreto moderatore e viene utilizzata principalmente per la sua resistenza alle alte temperature. Quando la grafite si riscalda si espande, diminuendo la sua densità e peggiorando la sua azione di moderatore(meno nuclei con cui collidere per unità di volume). In questo modo, ad un aumento di temperatura in un reattore moderato a grafite, corrisponde una diminuzione di neutroni utili per la fissione e, di conseguenza, di potenza generata dalla reazione. Si raggiunge, così, una temperatura di equilibrio risultante dal bilancio di questi due fattori. C’è da precisare che l’aumento di temperatura ha lo stesso effetto anche sul combustibile nucleare e su tutti i componenti attraversati dal flusso di neutroni. Questo è l’effetto che si riassume nel coefficiente di temperatura, che è negativo perché un aumento di potenza del reattore comporta una diminuzione di neutroni disponibili.
L’acqua è, invece, un forte moderatore. Nell’RBMK il numero giusto di neutroni termici si ottiene con grandi quantità di grafite, mentre l’acqua, che dovrebbe svolgere solo l’azione di fluido diatermico, sottrae invece neutroni utili per la fissione. Il discorso è diverso per il vapore, che ha una densità mille volte minore ed è, di conseguenza, mille volte meno efficace nella moderazione dei neutroni. Un aumento della potenza del reattore genera un aumento nell’ebollizione dell’acqua del circuito primario e, quindi, di frazione di bolle di vapore(frazione di “vuoto”). L’aumento di vuoti nei canali del circuito primario permette il passaggio di un flusso neutronico maggiore attraverso ad essi, con conseguente aumento della velocità di reazione e quindi ulteriore aumento di potenza prodotta. Questo è l’effetto che si riassume nel coefficiente di vuoto, che è positivo perché un aumento di potenza del reattore comporta un ulteriore aumento di neutroni disponibili.
Il discorso forse è un po’ ingarbugliato ma, del resto, stiamo parlando di fattori di progettazione del nocciolo di un reattore nucleare, non di donne al bar del paese!
Per quanto riguarda i reattori PWR, l’acqua del circuito primario svolge, in essi, la duplice funzione di fluido diatermico e di moderatore. In pratica, nei PWR i condotti del circuito primario hanno un diametro tale da fornire il giusto effetto di moderazione dei neutroni, mentre l’estrazione di calore si regola variando la portata d’acqua. Nel caso dovessero formarsi delle bolle, verrebbe meno l’effetto di moderazione dell’acqua liquida e, con esso, diminuirebbe il flusso di neutroni termici e, di conseguenza, la potenza del reattore. L’acqua, che nell’RBMK assorbiva i neutroni termici generati dalla grafite, in questo caso li genera, e questa è una delle differenze peculiari tra i due sistemi. Ecco perché nel PWR anche il coefficiente di vuoto(oltre a quello di temperatura) è negativo e il reattore non può essere portato a funzionare in maniera instabile.
Riassumendo, i vantaggi del PWR sono:

_l’acqua funge da moderatore, per cui una perdita dal circuito primario spegne il reattore. Nell’RBMK, invece, la reazione andrebbe avanti, sostenuta dalla grafite. Inoltre, perdendo acqua dal circuito primario, la temperatura aumenterebbe con il rischio di danneggiare il nocciolo.
_l’acqua del circuito primario viene mantenuta liquida, per cui la sua conduttività è costante. Nell’RBMK, invece, la conduttività termica del fluido del circuito primario dipende dalla frazione di vapore(che a sua volta dipende dalla potenza generata ecc. ecc.), e questo è un altro motivo di instabilità.
_tutti i parametri di controllo della reazione variano in maniera continua e”lineare”, mentre nell’RBMK l’ebollizione dell’acqua determina una variazione di proprietà fisiche estremamente discontinua nel mezzo che deve trasportare il calore e che assorbe buona parte del flusso neutronico

Tutte queste caratteristiche portano ad una certa “docilità” di funzionamento dei PWR, che costituiscono infatti l’architettura più diffusa al mondo tra i reattori oggi funzionanti. L’EPR(European pressurized-water reactor), il reattore di III generazione in costruzione in Finlandia, è il figlio del PWR. Il difetto principale dello schema PWR consiste nella massima temperatura di funzionamento, che è determinata dalle massime temperatura e pressione a cui è conveniente mantenere l’acqua liquida. Poter operare a temperature più alte consentirebbe di migliorare il rendimento termodinamico del sistema e di produrre di idrogeno per via termochimica. Questo è, infatti uno degli obiettivi prefissi dalla IV generazione, che prevede una serie di architetture che si avvalgono di fluidi diatermici alternativi. Particolarmente interessante, a mio modo di vedere, è lo schema GFR(gas-cooled fast reactor), che prevede l’elio nel circuito primario e il combustibile nella forma di letto di sfere. Tra i vantaggi del sistema si hanno:

_ inerzia chimica e nucleare dell’elio; l’acqua è, invece, corrosiva, specialmente ad alta temperatura
_ ingombro contenuto del sistema a letto di sfere
_ basso numero di sottosistemi che abbatte i costi complessivi dell’impianto

Tra gli altri schemi riporto l’LFR(lead-cooled fast reactor), in cui il fluido diatermico è il piombo fuso. Si tratta di un’evoluzione dei reattori veloci raffreddati a sodio, come il famoso Super Phoenix francese, oggi chiuso dopo mille polemiche. I reattori a sodio hanno l’enorme( e insormontabile) inconveniente della reattività del sodio stesso. Una rottura nel circuito primario causerebbe un incendio spaventoso, senza contare che i circuiti subiscono una costante corrosione da parte del sodio. I costi di gestione e i problemi dei reattori a sodio non consentiranno mai, a mio parere, che questi entrino in servizio. L’LFR non presenta, invece, i problemi dei reattori al sodio ed è impiegato con successo nei sottomarini della flotta russa, dove è apprezzato soprattutto per il suo disegno compatto (si pensi ad un motore da 40’000 cavalli in una stiva di pochi metri).
Interessante è anche l’MSR(Molten salt reactor), in cui il combustibile è presente sotto forma di miscela di sali fusi che circola attraverso il moderatore di grafite e scambia calore con un altro fluido al di fuori del nocciolo.
Tutti questi schemi sono a ciclo chiuso del combustibile nucleare, cioè sono pensati per minimizzare la produzione di scorie ad elevata radiotossicità, che invece sono prodotte in gran quantità dagli odierni reattori a ciclo aperto(once-through).
Mi rendo conto di essermi fatto un po’ prendere la mano ma questi sono argomenti che mi appassionano; spero di essere stato chiaro sul coefficiente di vuoto e di temperatura e …in bocca al lupo per l’esame!
Ciao

aaah mi è venuto un dubbio disumano. devo descrivere in 2 parole, molto sinteticamente come funziona un rbmk. ci sono le barre di uranio inserite nella grafite che è il moderatore. ci sono le barre di controllo che funzionano da freno e acceleratore. e c'è l'acuq, il refrigerante che scorre nei canali della grafite.
mi è venuto un dubbio. l'acqua che scorre nei canali ricavati nella grafite deve essere per forza il refrigerante. ma l'acqua che poi fa girare la turbina da dove viene? è la stessa del refrigerante????

l'acqua della turbina viene da un evaporatore collegato al circuito principale ">

Il fluido in uscita dal nocciolo è una miscela liquido-vapore, e viene mandata ad un separatore di fase, in cui appunto il vapore viene separato dal liquido. In pratica si tratta di un ampio serbatoio con due scarichi: uno in alto per il vapore e uno in basso per l'acqua liquida. Il vapore, che è molto più ricco di energia, viene inviato alla turbina, dove si espande cedendo energia alle pale della turbina stessa. Il ciclo termodinamico che descrive questo processo è il ciclo Rankine. Il vapore a bassa pressione in uscita dalla turbina viene, quindi, fatto condensare e ripompato nel circuito primario. Il pompaggio è necessario per riportare il condensato alla stessa pressione del circuito primario; il guadagno sta nel fatto che l’energia rilasciata dal vapore nell’espansione dal circuito primario a quello a bassa pressione è molto maggiore dell’energia necessaria per pompare l’acqua liquida in senso opposto, e questo è il concetto alla base del ciclo Rankine. L’acqua liquida in uscita dal separatore, invece, si trova già alla pressione del circuito primario e viene quindi direttamente reimmessa nel nocciolo tramite una pompa che ne regola la portata.
Questo processo è ben visualizzato nella figura 2 su http://www.fisicamente.net/index-500.htm . Una piccola precisazione sulle due pompe in figura: quella in uscita dal condensatore deve vincere la forte differenza di pressione tra i due circuiti; l’altra, invece, deve solo fornire la spinta necessaria a far circolare la giusta portata d’acqua liquida nel circuito primario.
Se io dovessi descrivere il funzionamento dell’RBMK, farei anche una descrizione del PWR, altrimenti l’interlocutore non riuscirebbe ad apprezzare l’effetto delle caratteristiche costruttive sul funzionamento. In poche parole, batterei su questi punti:
_ in entrambi il fluido diatermico è l’acqua
_ nell’RBMK l’acqua bolle nel nocciolo mentre nel PWR no
_ nell’RBMK la reazione è sostenuta dalla grafite, mentre nel PWR dallo stesso fluido diatermico
Da qui puoi continuare con l’instabilità generata dalla formazione più o meno intensa di bolle nel nocciolo, senza scendere troppo nel dettaglio se non te lo chiedono, e con il problema che nell’RBMK la reazione continua anche senza il fluido di raffreddamento(come, infatti, avvenne a Chernobyl), mentre nel PWR senza l’acqua la reazione si fermerebbe inesorabilmente. Infine, concluderei che, nonostante le cattive caratteristiche costruttive dell’RBMK, i tecnici di quell’esperimento “maledetto” ce la misero proprio tutta per distruggere il reattore! Disinserire il sistema automatico di spegnimento, portare il reattore a funzionare ad un regime a cui non deve, lasciare meno di 30 barre nel nocciolo anche se quello è il numero minimo che consente di controllare la reazione e commutare la regolazione di portata dell’acqua sul manuale per accorgersi che bisogna regolarla ogni 1-2 secondi per non farsi sfuggire una macchina da 3000MWt, sono cose che denotano un’incompetenza grottesca, mancanza di responsabilità e lassismo nei confronti della sicurezza. Quantomeno, dopo Chernobyl l’AIEA è più vigile e presente a livello mondiale nel monitoraggio degli impianti in funzione.

hehe alessandro , si vede che queste cose tiu appassionano (come me del resto... hihihi) , ma non sapevo che negli RBMK il vapore della turbina venisse prelevato direttamento dal refrigerante :">

credevo che come nei PWR venisse preso da un evaporatore ....



da ogi so una cosa in + ">