Reattore nucleare ad acqua bollente: differenze tra le versioni

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L'elemento di combustibile '''C''', <!--qui--> in forma di pastiglie di [[ossido di uranio]] parzialmente arricchito, impilate in barrette di leghe di zirconio ed assemblate in elementi di combustibile, è immerso nel moderatore '''M''', acqua leggera in cambiamento di fase, che funge anche da [[fluido refrigerante]]. Nella stessa acqua sono immerse le barre di controllo '''D''' usate per modulare l'emissione di neutroni. L'acqua è fatta circolare da una pompa '''P''', e, a contatto degli elementi di combustibile caldi, asporta calore e parzialmente vaporizza, raccogliendosi nella parte superiore del recipiente a pressione '''V''', così da riprodurre all'incirca la funzione del corpo cilindrico di una [[caldaia]]. Il vapore così generato, a pressione relativamente bassa (circa 8 M[[Pascal (unità di misura)|Pa]] nella [[Centrale elettronucleare Caorso]]), passa nella turbina '''T''' accoppiata ad un generatore '''G''' che produce elettricità da immettere in rete. La [[turbina a vapore|turbina]] è seguita da un condensatore '''K''' dove il vapore viene condensato mediante l'acqua di raffreddamento, fornendo così l'acqua da reimmettere nel reattore. È evidente il rischio, comune a tutti gli impianti a ciclo diretto come il non più sviluppato RBMK o le possibili future filiere del Pebble Bed o del SCWR, legato all'uso del fluido refrigerante del circuito primario direttamente in turbina; ciò comporta, oltre alla necessità di schermare le tubazioni che trasportano il vapore, alla non agibilità delle strutture statoriche delle turbine durante il normale funzionamento dell'impianto; nei periodi di fermo la radioattività nel sistema turbine decade rapidamente e gli impianti divengono quindi raggiungibili per manutenzione. Infine il condensatore, operando a pressione inferiore a quella atmosferica, non comporta pericoli riguardo al rilascio di vapore radioattivo nel normale esercizio del reattore. Lo schermo biologico non è mostrato in figura, ma è evidentemente esterno al recipiente in pressione '''V'''.
 
In Italia sia la [[centrale del Garigliano (150 MWe)]], sia quella di [[Caorso]] (820 MWe) che quella mai terminata di [[Montalto di Castro]], composta da 2 unità da circa 1000 MWe ciascuna, erano di questa tipologia anche se di tre generazioni diverse, di tecnologia proprietaria [[General Electric]].
 
== Note ==
<references/>
 
==Voci correlate==
* [[Rapporto Rasmussen]] (1975), sulla sicurezza dei reattori nucleari ad acqua naturale
* [[Reattori ad acqua pressurizzata]]
 
== Altri progetti ==