Tecnica ed esercizio - Kernkraftwerk Gösgen
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Tecnica ed esercizio
er iore
nale sup 10
Ca
Aare
33
D
B 16
32 12
11
9 13
31
8 14
30 15 16
32 1
31 7 4
6 5 17
2
18
3 19 20
29 32
5 24 23
21
28 32 20 22
6
C
27 25
P
26
A – B = muro di protezione contro
le piene
P A C – D = canale di ritenuta dell’acqua
contaminata e condotta di
collegamento con la stazione di
pompaggio
1 Edificio del reattore 18 Sala macchine
2 Edificio dell’alimentazione di riserva 19 Trasformatori principali 380 kV
3 Edificio degli impianti di comando 20 Magazzino
4 Edificio degli impianti ausiliari del reattore 21 Vigili del fuoco e garage
5 Edificio del gruppo diesel di riserva 22 Officina e magazzino ricambi
6 Trasformatori di alimentazione esterni 220 kV 23 Preparazione dell’acqua
7 Camino di espulsione dell’aria 24 Caldaia ausiliaria e centrale termica
8 Deposito per scorie debolmente e mediamente radioattive 25 Centro visitatori
9 Edificio di emergenza 26 Edificio di formazione e simulazione
10 Opera di captazione 27 Ristorante per il personale
11 Edificio di dosaggio 28 Ingresso
12 Deposito dei fanghi 29 Edificio amministrativo
13 Bacino di decantazione/precipitatore della calce 30 Magazzino degli elementi di combustibile
14 Ispessitore del fango 31 Torri di raffreddamento a secco
15 Pompe ausiliarie dell’acqua di raffreddamento 32 Stazioni perimetrali
16 Torre di raffreddamento e parete fonoassorbente 33 Stazione di pompaggio
17 Pompe principali dell’acqua di raffreddamento
Risultati d’esercizio della centrale nucleare di Gösgen
Anno Ore a pieno Fattore di Produzione elettrica Costi annuali Costi di produzione
carico carico % miliardi di kWh milioni di CHF ct./kWh
1980 6535,7 74,4 5,950 377,4 6,3
1985 7376,9 84,2 6,746 415,0 6,2
1990 7796,5 89,0 7,131 402,0 5,6
1995 8152,1 93,1 7,821 407,0 5,2
2000 8105,5 92,3 7,804 320,0 4,1
2005 7840,7 89,5 7,583 329,1 4,3
2010 8182,6 93,4 8,029 333,3 4,15
2011 8061,4 92,0 7,910 315,1 3,98
2012 8227,9 93,7 8,074 378,0 4,68
2013 6543,9 74,7 6,410 319,2 4,98
2014 8065,5 92,1 8,022 361,2 4,50
10 ottobre 2013: la KKG raggiunge la soglia di 250 miliardi di kWh, dopo complessivamente 270 573 ore durante circa 34 anni
di esercizio.
Impianto di comando da 380 kV Impianto di comando da 220 kV
Interruttore
di blocco
Impianti elettrici
Trasformatore monoblocco
380/27 kV
Derivazione del Trasformatore di auto Trasformatore Trasformatore Trasformatore di auto
generatore 27 kV approvvigionamento di rete esterna di rete esterna approvvigionamento
60/32/32 MVA 60/32/32 MVA 60/32/32 MVA 60/32/32 MVA
Generatore
1190 MVA
Distribuzione monoblocco Distribuzione monoblocco Distribuzione monoblocco Distribuzione monoblocco
Circuito ad anello
Circuito ad anello
10 kV linea 4 10 kV linea 3 10 kV linea 2 10 kV linea 1
Derivazioni del motore Derivazioni del motore Derivazioni del motore Derivazioni del motore
Distribuzione principale 380 V Distribuzione principale 380 V Distribuzione principale 380 V Distribuzione principale 380 V
Impianto monoblocco linea 4 Impianto monoblocco linea 3 Impianto monoblocco linea 2 Impianto monoblocco linea 1
Distribuzione Distribuzione Distribuzione Distribuzione
principale 380 V principale 380 V principale principale
impianto accessorio impianto accessorio 380 V impianto accessorio 380 V impianto accessorio
Distribuzione principale Distribuzione principale
380 V riscaldamento 380 V riscaldamento
del pressurizzatore del pressurizzatore
Distribuzione barre di Distribuzione barre
comando 220 V di comando 220 V
Gruppo diesel di emergenza 3550 kVA Gruppo diesel di emergenza 3550 kVA Gruppo diesel di emergenza 3550 kVA Gruppo diesel di emergenza 3550 kVA
Distribuzione elettrica Distribuzione elettrica Distribuzione elettrica Distribuzione elettrica
di riserva 6 kV linea 4 di riserva 6 kV linea 3 di riserva 6 kV linea 2 di riserva 6 kV linea 1
Derivazioni motore Derivazioni motore Derivazioni motore Derivazioni motore
Distribuzione elettrica di riserva Distribuzione elettrica di riserva Distribuzione elettrica di riserva Distribuzione elettrica di riserva
380 V linea 4 380 V linea 3 380 V linea 2 380 V linea 1
Distribuzione elettrica di Distribuzione elettrica di Distribuzione Distribuzione elettrica
riserva 380 V linea 4 riserva 380 V linea 3 elettrica di riserva 380 V linea 2 di riserva 380 V linea 1
Distribuzione corrente continua Distribuzione corrente continua Distribuzione corrente continua Distribuzione corrente continua
24/48 V linea 4 24/48 V linea 3 24/48 V linea 2 24/48 V linea 1
Distribuzione Distribuzione Distribuzione Distribuzione
corrente corrente corrente corrente
continua continua continua continua
220 V linea 4 220 V linea 3 220 V linea 2 220 V linea 1
Invertitore Invertitore Invertitore Invertitore
2x 2x 2x 2x
175 kVA 175 kVA 175 kVA 175 kVA
Sbarra protetta Sbarra protetta Sbarra protetta Sbarra protetta Sbarra protetta
380 V linea 4 380 V linea 3 380 V 380 V linea 2 380 V linea 1
Elaboratore di processo
Diesel di emergenza 750 kVA Diesel di emergenza 750 kVA
Distribuzione di Distribuzione di
emergenza 380 V linea 6 emergenza 380 V linea 5
Distribuzione di emergenza
380 V linea 7
Distribuzione di emergenza Distribuzione di emergenza Distribuzione di emergenza
24/48 V linea 6 24/48 V linea 7 24/48 V linea 5
Sommario
n
2 Contributo all’approvvigionamento elettrico
n
6 Panoramica dell’impianto e caratteristiche
tecniche
n
12 Sistema di raffreddamento del reattore
n
16 Impianti ausiliari e secondari
n
22 Misure di sicurezza
n
32 Impianto a vapore
n
36 Sistemi dell’acqua di raffreddamento
Il presente opuscolo descrive sinteticamente
le principali attrezzature tecniche della cen- n
38 Autoapprovvigionamento
trale nucleare di Gösgen (KKG). La produzione
di calore nucleare è trattata quale parte inte-
grante del sistema globale. Il testo si rivolge a n
40 Esercizio e manutenzione
un pubblico interessato alla tecnica. Non sono
richieste conoscenze specialistiche.
n
46 Aspetti ambientali
n
50 Ciclo del combustibile
n
54 Migliorie, retrofitting e ammodernamento
Kernkraftwerk Gösgen-Däniken AG (KKG)
4658 Däniken, www.kkg.ch
© KKG, 2015
n
l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l
1
L’edificio del reattore della centrale nucleare di Gösgen.
Contributo all’approvvigionamento
elettrico
Sì all’energia nucleare con la centrale da 350 megawatt di Beznau I,
ha potuto essere messa in funzione la prima
Originariamente, l’approvvigionamento elet- centrale nucleare svizzera. Di molti progetti di
trico svizzero si basava esclusivamente sulla centrali nucleari, alla fine in Svizzera ne sono
forza idrica, dato che in Svizzera non esistono stati realizzati quattro. I cinque blocchi risul-
riserve utilizzabili di fonti energetiche fossili.
Con l’espansione congiunturale dopo la Se-
Produzione annua netta
conda guerra mondiale, negli anni 1950 la do- 8,5 1080
manda di elettricità è cresciuta molto rapida-
8 1060
mente. Ben presto, per motivi paesaggistici ed
economici il potenziamento della forza idrica 7,5
1040
ha però raggiunto i suoi limiti. 1020
All’inizio degli anni 1960, mentre le aziende 7
1000
elettriche progettavano impianti di produzione
6,5
di energia elettrica alimentati da combustibili 980
fossili, il Consiglio federale ha puntato sull’in- 6
960
troduzione dell’energia nucleare. Bassi costi di
5,5
940
produzione, sicurezza dell’approvvigionamento
e protezione dell’ambiente: questi gli argomenti 5 920
1980 1985 1990 1995 2000 2005 2010
chiave a favore del nucleare. L’energia nucleare
Produzione netta (miliardi di kWh) Potenza nominale (MW)
pulita doveva completare la forza idrica pulita.
La progettazione delle prime centrali nuclea- Dall’avvio dell’esercizio, la produzione di energia elettrica è stata aumen-
ri è stata avviata rapidamente e già nel 1969, tata di 2 miliardi di kWh.
n
l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l
2
Contributo all’approvvigionamento elettrico
tanti sono stati allacciati alla rete tra il 1969 e
il 1984. Con una potenza netta complessiva di
3253 megawatt, queste centrali nucleari co-
prono il 40 per cento circa del consumo sviz-
zero di elettricità.
Risultati di esercizio
Dalla messa in esercizio commerciale nel no-
vembre 1979, la centrale nucleare di Gösgen
(KKG) ha registrato valori superiori alla me-
dia in materia di disponibilità e sicurezza. Nel
1980, la KKG ha immesso nella rete 5,9 miliardi
di chilowattora. Oggi, la produzione annua è di
circa 8 miliardi di chilowattora, pari al 13 per
cento circa del consumo svizzero di energia
elettrica. Al 31 dicembre 2014 la produzione
elettrica netta era di 260 miliardi di chilowat-
tora e l’alto fattore di carico medio ammontava
all’89,7 per cento.
Nell’intento di migliorare costantemente i pa-
rametri di esercizio e di sicurezza, gli azioni-
sti hanno approvato modifiche dell’impianto La centrale nucleare di Gösgen sul versante sud del Giura.
Diagramma di carico
1000 1000
500
2005 500
2006
0 0
1000 1000
2007 500
2008
500
0 0
1000 1000
500
2009 500
2010
0 0
1000 1000
500
2011 500
2012
0 0
1000 1000
2013 500
2014
500
0 0
Gen Mar Mag Lug Set Nov Gen Mar Mag Lug Set Nov
Feb Apr Giu Ago Ott Dic Feb Apr Giu Ago Ott Dic
Le interruzioni della produzione per la sostituzione degli elementi di combustibile e la revisione annuale
cadono a metà anno. (2013: revisione annuale prolungata per ammodernare il gruppo turbogeneratore)
n
l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l
3
Contributo all’approvvigionamento elettrico
di varia portata, tra cui figurano ad esempio
miglioramenti della gestione del combustibile,
miglioramenti del rendimento delle turbine o il
montaggio di un nuovo scarico della pressione
per il sistema di raffreddamento del reattore.
Oltre ad accorciare i tempi di arresto, questi
progetti hanno contribuito in misura determi-
nante ad aumentare la produzione netta di
energia elettrica del 15 per cento dalla messa
in esercizio dell’impianto, circa due miliardi di
chilowattora in più all’anno. Durante tutti que-
sti anni, le emissioni nell’ambiente e le dosi
di esposizione del personale sono state net-
tamente inferiori ai valori limite stabiliti dalle
autorità.
Grazie all’elevato standard di sicurezza, all’e-
sercizio affidabile, alle emissioni basse, all’e-
conomicità nonché al continuo dialogo con la
popolazione, la KKG è ampiamente accettata
nei Comuni circostanti. La popolazione del
Cantone e segnatamente dei Comuni circo-
stanti lo ha espresso chiaramente nelle quat-
Dalla torre di raffreddamento fuoriesce vapore acqueo. tro votazioni popolari sull’energia nucleare del
1979, del 1984, del 1990 e del 2003.
La KKG occupa circa 500 collaboratori. La
maggior parte di essi abita nelle immediate vi-
cinanze della centrale. Personale supplemen-
tare è impiegato prevalentemente durante le
revisioni annuali.
Emissioni radioattive (dose annua in millisievert)
1000
100
Dose media di esposizione della popolazione provocata da eventi naturali, con intervallo di fluttuazione
10
1
Dose massima provocata dalle emissioni ammessa nei pressi della centrale
0,1
Soglia di rilevanza in base all’ordinanza sulla radioprotezione
0,01
0,001
0,0001
2005 2006 2007 2008 2009 2010 2011 2012 2013 2014
Le emissioni radioattive sono nettamente al di sotto dei valori ammessi.
n
l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l
4
Contributo all’approvvigionamento elettrico
Fattore di disponibilità e elevato. Il calo dei valori nel 2013 si spiega con
fattore di carico l’interruzione pianificata della produzione per
ammodernare il gruppo turbogeneratore.
La disponibilità caratterizza la capacità di un
impianto di trasformare energia, indipenden-
temente dalla produzione effettiva. Influssi
esterni che limitano la potenza dell’impianto,
non controllabili dal gestore, non riducono la
disponibilità. Il fattore di carico misura invece
l’utilizzazione effettiva dell’impianto.
Il fattore di disponibilità è utilizzato quale in-
dicatore per valutare la capacità produttiva e
l’affidabilità di una centrale – sia dal profilo
tecnico che dal profilo economico. È anche un
indicatore della qualità della gestione e della
manutenzione dell’impianto. Un fattore di di-
sponibilità elevato equivale a pochi guasti e
quindi misura anche la sicurezza del reattore.
In combinazione con il fattore di carico, il fat-
tore di disponibilità è il dato più completo per
valutare globalmente gli impianti. Negli ultimi
anni, la KKG ha migliorato continuamente la
propria disponibilità, raggiungendo un livello
Fattore di carico e fattore di disponibilità dell’impianto
%
100
90
80
70
60
50
40
30
20
10
0
2005 2006 2007 2008 2009 2010 2011 2012 2013 2014
Fattore di carico Fattore di disponibilità
I valori elevati per il fattore di carico e il fattore di disponibilità sono indicatori di una gestione
capace e del buono stato tecnico dell’impianto.
n
l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l
5
Il cantiere della centrale nucleare di Gösgen nel 1975.
Panoramica dell’impianto e
caratteristiche tecniche
Pianificazione, costruzione cato all’approvazione del piano delle zone da
e messa in funzione parte dei Comuni di Däniken e Gretzenbach
nonché alle necessarie concessioni e auto-
Gli accertamenti di base sull’idoneità del sito rizzazioni in materia di diritto delle acque da
risalgono al 1966. Nel maggio del 1969 è stato parte del Consiglio di Stato del Cantone di So-
costituito un consorzio di studio, che ha avvia- letta. Nel febbraio del 1973 è stata costituita
to la progettazione preliminare. La decisione la Betriebsgesellschaft Kernkraftwerk Gös-
sul sito è stata preceduta da ampie indagini gen-Däniken AG ed è stato dato il via libera
geologiche, sismiche, ecologiche e meteorolo- alla costruzione.
giche. Nel 1970, il consorzio ha presentato una La KKG ha ordinato la costruzione chiavi in
domanda per la costruzione di una centrale mano del blocco nucleare con reattore ad ac-
nucleare raffreddata con l’acqua del fiume. Per qua pressurizzata alla Kraftwerk Union AG,
contenere l’inquinamento termico dell’Aare e Mülheim, l’attuale Areva NP. I lavori di siste-
del Reno, nel marzo del 1971 il Consiglio fede- mazione e gli altri compiti di progettazione e
rale ha deciso di consentire unicamente il raf- direzione dei lavori di costruzione sono stati
freddamento a circuito chiuso per le centrali affidati all’ex Motor-Columbus Ingenieurunter-
nucleari future. Ciò ha richiesto la progettazio- nehmungen AG. Il terreno di costruzione è sta-
ne di una torre di raffreddamento al posto del to sistemato già nell’estate del 1973. Sono poi
previsto raffreddamento con acqua di fiume. seguiti l’asportazione dell’humus, la pianifica-
Nell’ottobre del 1972, il Dipartimento federale zione e l’abbassamento della falda freatica e a
dei trasporti, delle comunicazioni e dell’ener- metà dicembre dello stesso anno è stato pos-
gia ha rilasciato l’autorizzazione del sito. Il sibile avviare il betonaggio delle fondamenta
periodo fino all’inizio del 1973 è stato dedi- per l’edificio del reattore.
n
l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l
6Panoramica dell’impianto e caratteristiche tecniche
La prima reazione a catena autosostenuta è della potenza termica nominale da 2808 a
stata avviata il 19 gennaio 1979. La prima cen- 3002 megawatt è avvenuto a tappe. È stato re-
trale nucleare svizzera della classe 1000 me- so possibile in particolare dal prolungamento
gawatt ha immesso per la prima volta energia della zona del combustibile nelle barre nonché
nella rete svizzera interconnessa il 6 febbraio dal miglioramento del comportamento alla
1979. In seguito a un incidente alla centrale corrosione delle guaine. Grazie alle modifiche
americana di Three Mile Island presso Harri- apportate, a partire dal luglio del 1992 l’im-
sburg, la messa in funzione sperimentale è pianto ha potuto girare con la potenza termica
stata tuttavia ritardata da una verifica dei si- del reattore massima autorizzata di 3002 me-
stemi di sicurezza e delle prescrizioni di eserci- gawatt, determinando una potenza nominale
zio ordinata dal Consiglio federale. Al termine lorda di 990 megawatt.
della messa in funzione sperimentale, nel no- Nel 1994 e nel 1995 la potenza è stata aumen-
vembre del 1979 la KKG ha avviato l’esercizio tata ulteriormente, esclusivamente attraverso
normale con una potenza elettrica lorda di 970 miglioramenti del grado di rendimento a livello
megawatt. Il 20 dicembre è stata introdotta la del turbogeneratore. L’utilizzazione più effi-
fornitura di vapore di processo alla fabbrica ciente dell’energia termica liberata nel reattore
di cartone di Niedergösgen. Si trattava della attraverso la trasformazione della turbina a
maggior fornitura di calore del genere da parte bassa pressione si è tradotta in un aumento
di una centrale nucleare su scala europea. della potenza nominale lorda a 1020 megawatt
a partire dal 1° gennaio 1996. Il progetto di
Aumento della potenza retrofitting (completamento) ha determinato
una maggior produzione di circa 300 milioni
Siccome le esperienze dei primi anni avevano di chilowattora all’anno, il che corrisponde alla
mostrato che l’impianto disponeva ancora di produzione di una centrale ad acqua fluente
nette riserve di potenza, nel maggio del 1985 svizzera di media grandezza.
è stata presentata una domanda di aumento L’aumento pianificato della potenza termica ed
della potenza netta del 7 per cento. Nel dicem- elettrica della KKG è conforme alle linee gui-
bre del 1985, il Consiglio federale ha rilascia- da del programma federale «Energia 2000»,
to le autorizzazioni corrispondenti. L’aumento che prevedeva un innalzamento della potenza
1 Reattore
Schema di funzionamento del reattore ad acqua pressurizzata 2 Generatore di vapore
7 3 Pompa principale del refrigeratore
6
4 Pressurizzatore
4 5 Turbina ad alta pressione
5 8 6 Separatore dell’acqua
15 7 Surriscaldatore intermedio
2 G 17 8 Turbina a bassa pressione
~ 9 Condensatore
1 10 Pompa principale del condensato
11 Preriscaldatore a bassa pressione
3 14 12 Serbatoio dell’acqua di alimentazione
13 Pompa dell’acqua di alimentazione
9 14 Preriscaldatore ad alta pressione
12 11 15 Generatore
13 10 16 16 Pompa principale dell’acqua di
raffreddamento
17 Torre di raffreddamento
n
l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l
7Panoramica dell’impianto e caratteristiche tecniche
delle centrali nucleari esistenti del 10 per cen-
to. Nel 2010 il miglioramento del rendimento Sezioni dell’edificio del reattore Pianta
+ 18,40 m
A
dell’impianto a parità di potenza termica del 30
14
reattore (3002 megawatt) si è tradotto in un 1 Reattore 11
2 Generatore di vapore
ulteriore aumento della potenza nominale lor- 3 Pompe principali del
10
29 15
refrigeratore 6
da a 1035 megawatt. A questo risultato hanno 4 Pressurizzatore 6 16
5 Vasca di scarico del
contribuito essenzialmente ottimizzazioni a li- pressurizzatore 12
6 Accumulatore
vello della turbina ad alta pressione, delle tur- 7 Serbatoio di allagamento 2
8 Porta di sicurezza 19
bine a bassa pressione, del surriscaldamento 9 Vasca di stoccaggio degli
2
17
elementi di combustibile
intermedio e della torre di raffreddamento. 10 Dispositivo di trasferimento
6
degli elementi di 6 21
L’ultimo aumento consistente della potenza è combustibile
18
2
stato realizzato nel 2013. Grazie all’installa- 11 Vasca di carico degli 21
elementi di combustibile
19
zione di turbine a bassa pressione dell’ultima 12 Macchina di carica
6
6
21
13 Sezione di rallentamento
generazione e alla sostituzione completa dei 14 Cunicolo di trasferimento
15 Deposito degli elementi A
condensatori, la potenza del generatore è sta- di combustibile nuovi
16 Porta di emergenza Pianta +
ta incrementata di altri 25 megawatt. Queste 17 Fondo del reattore A
12,00 m
18 Area di deposito del 14
ristrutturazioni combinate a precedenti inter- coperchio del reattore
11
19 Sistemi di ricircolazione 13
venti di retrofitting sulla turbina ad alta pres- d’aria
10
20 Unità del vapore vivo
sione e sul surriscaldatore intermedio nonché 21 Valvole del vapore vivo e
6
6
a miglioramenti nella torre di raffreddamento dell’acqua di alimentazione 9
22 Silenziatore 3
hanno permesso di innalzare la potenza nomi- 23 Carroponte circolare
2
24 Contenitore di sicurezza 19
nale lorda a 1060 megawatt. 25 Spazio anulare 8 2
1
5
26 Pozzo piezometrico del 4
circuito intermedio di 6 3
raffreddamento
Posizione e disposizione 6 3
27 Pompe di postraffred- 2
damento
degli edifici 28 Pompa di alimentazione
di riserva 19
6
20
6
29 Apertura di trasporto
30 Cancello di montaggio
La KKG è situata sul versante sud del Giura, a
A
metà strada tra le città di Olten e Aarau, nei
pressi dei grandi poli di consumo dell’Altopia-
+ 50,80
no settentrionale. L’area di 14 ettari si trova in Sezione A:A
un’ansa dell’Aare sul territorio del Comune di
26
Däniken, nel Cantone di Soletta. A est, a 300 + 36,50
23
metri di distanza, si trova l’impianto di distribu- 22
zione da 380 chilovolt, uno dei principali punti 24
25 12
nodali della rete svizzera ad alta tensione. 17
2
20
+ 18,40 6
Il terreno è stato innalzato mediante riempi-
+ 12,00 9
mento per proteggere l’impianto dalle inonda-
13
zioni. L’area è situata a 382 metri sopra il mare e
1
+ 0,00
quindi ad almeno un metro sopra il livello mas- 7
- 6,00 27 27 28
simo dell’Aare. Il terreno edificato è composto
da uno strato di ghiaia spesso da 20 a 30 metri,
n
l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l
8Panoramica dell’impianto e caratteristiche tecniche
che poggia su una roccia calcarea compatta, il Le parti dell’impianto sottoposte alla pressione
che offre una base stabile per la centrale. di esercizio del reattore e a radioattività sono
La KKG si trova in una zona a bassa attività racchiuse, assieme alla vasca di stoccaggio
sismica. Oltre alla stabilità del suolo, tra i fat- degli elementi di combustibile situata nell’e-
tori che hanno determinato la scelta dell’ubi- dificio del reattore, in un contenitore di acciaio
cazione figurano in particolare le condizioni a forma di sfera. Questo contenitore di sicu-
favorevoli per il trasporto dell’energia, la vici- rezza (contenimento) garantisce la protezione
nanza all’Aare per il prelievo dell’acqua di raf- dell’ambiente circostante dalle ripercussioni ra-
freddamento nonché il comodo accesso per i diologiche di gravi incidenti, impedendo la fuo-
trasporti pesanti. Un collegamento ferroviario riuscita incontrollata di sostanze radioattive.
diretto agevola il trasporto di carichi pesanti. Il contenitore di sicurezza si trova in posizio-
Nel collocare i vari edifici e parti dell’impianto ne eccentrica nell’edificio del reattore, il cui
è stata prestata attenzione a una disposizione guscio è composto da calcestruzzo armato. Il
mirata, che occupasse il minor spazio possi- contenitore di sicurezza e l’edificio del reatto-
bile. Una chiara separazione fisica tra le parti re formano un doppio involucro di sicurezza.
nucleari e convenzionali dell’impianto confina L’edificio del reattore protegge le parti dell’im-
i sistemi radioattivi in un settore ben definito, pianto radioattive dagli influssi esterni: è resi-
sorvegliato in modo speciale. L’accesso agevo- stente ai terremoti, alle onde di pressione in
lato agli edifici, ai sistemi e alle componenti è caso di esplosione e agli schianti aerei.
comodo anche per i lavori di manutenzione. Nella parte inferiore il contenitore di sicurez-
La disposizione compatta degli edifici sull’area za, saldato ermeticamente e resistente alla
consente tracciati di tubi e cavi brevi tra le singo- pressione, è racchiuso in un anello a forma
le parti dell’impianto. I canali dei cavi e dei tubi di guscio e nella parte superiore è costruito
dei sistemi multipli importanti per la sicurezza a sbalzo. Nel progettare il contenitore di si-
sono introdotti negli edifici sistematicamente curezza quale contenitore in pressione sono
separatamente. La disposizione della sala mac- state ipotizzate la rottura di una conduttura
chine e dell’edificio del reattore consente un del refrigerante principale e l’evaporazione di
flusso energetico breve dall’impianto del reatto- tutta l’acqua contenuta nel sistema di raffred-
re ai trasformatori principali, situati sul lato est damento del reattore nonché in un generatore
della sala macchine. Dai trasformatori, l’elettrici- di vapore supplementare. A tal fine l’involucro
tà è derivata verso l’impianto di distribuzione da di acciaio è progettato con una sovrapressione
380 chilovolt mediante una linea aerea. di 4,89 bar a una temperatura di 135 °C. L’ac-
cesso al contenitore di sicurezza avviene attra-
Settore controllato verso una doppia porta ermetica e resistente
alla pressione.
Il settore nucleare comprende l’edificio del Nell’edificio degli impianti ausiliari del reattore
reattore, l’edificio degli impianti ausiliari del si trovano tra l’altro gli impianti di trattamento
reattore e il magazzino degli elementi di com- dell’acqua di scarico, dei concentrati e dei gas
bustibile, ultimato nel 2008, che costituiscono di scarico, l’impianto centrale d’immissione ed
un settore controllato chiuso, a cui si accede espulsione dell’aria del settore controllato, le
attraverso un passaggio sorvegliato. officine, i laboratori per l’analisi delle sostanze
n
l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l
9Panoramica dell’impianto e caratteristiche tecniche
radioattive, le attrezzature di decontaminazio- massiccia di 280 chilogrammi per metro cubo
ne nonché i depositi per le scorie debolmente e di calcestruzzo, pari a circa cinque volte il te-
mediamente radioattive. Nel giugno del 2007, nore di ferro delle costruzioni convenzionali.
dopo 20 mesi di costruzione, è stato ultimato Ciò spiega le circa 700 tonnellate di acciaio
un annesso a tre piani, che amplia l’edificio di necessarie per l’annesso dell’edificio degli im-
8000 metri cubi destinati a officine e deposi- pianti ausiliari.
ti. L’offerta di spazio supplementare ottimizza L’8 aprile 2008, l’autorità di vigilanza ha ri-
anche lo stoccaggio del materiale e migliora la lasciato l’autorizzazione di esercizio per un
protezione antincendio. magazzino destinato agli elementi di com-
L’annesso è stato progettato come opera indi- bustibile irraggiati. Siccome le condizioni di
pendente e separata dall’edificio degli impian- spazio nell’edificio del reattore non consen-
ti ausiliari del reattore mediante un giunto di tivano un ampliamento del deposito, è stato
dilatazione (strato di aria). Il comportamento costruito questo nuovo magazzino con la
dinamico dell’edificio degli impianti ausiliari stessa destinazione all’esterno della struttura
del reattore non subisce così alcun influsso in attuale dell’edificio, a nord-ovest del camino di
caso di terremoto. Per via di questa separazio- espulsione dell’aria, nelle immediate vicinanze
ne, l’annesso snello ha dovuto essere ancorato dell’edificio degli impianti ausiliari del reattore.
al suolo con 54 pali di trazione e compressione Del nuovo impianto fanno parte un annesso
in modo da garantire la stabilità al ribaltamen- con una passerella verso l’edificio degli im-
to in caso di terremoto. Questi pali sono lunghi pianti ausiliari del reattore nonché due torri di
13 metri e hanno un diametro di 1,3 metri. Per raffreddamento a secco. Le strutture interne
scaricare le forze sismiche, la platea di fon- dell’edificio sono separate dalle pareti ester-
dazione spessa 2 metri contiene un’armatura ne e la vasca degli elementi di combustibile
protetta dalle vibrazioni mediante sospensio-
ni e ammortizzatori. L’edificio di calcestruzzo
armato è lungo 37 metri, largo 17 metri e alto
25 metri. Siccome le sue strutture esterne so-
no spesse almeno 1,5 metri, il magazzino degli
elementi di combustibile è protetto da even-
ti straordinari come terremoti, inondazioni e
schianti aerei. Gli elementi di combustibile so-
no introdotti mediante contenitori di traspor-
to attraverso il sistema di binari interno. Una
volta ultimato, il bacino all’interno del magaz-
zino potrà accogliere fino a 1008 elementi di
combustibile. Il bacino amplia l’attuale capa-
cità della vasca di stoccaggio degli elementi
di combustibile nell’edificio del reattore, che
comprende circa 600 posti.
Il sistema di raffreddamento del bacino è com-
Magazzino degli elementi di combustibile. posto da quattro linee indipendenti e simme-
n
l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l
10Panoramica dell’impianto e caratteristiche tecniche
triche, due per ciascuna torre di raffreddamen-
to. Attraverso un circuito intermedio di raffred-
damento, a ricircolazione naturale, il calore di
scarico liberato dagli elementi di combustibile
è ceduto all’ambiente. Il fluido refrigerante in-
termedio passa attraverso scambiatori di calo-
re appesi nel bacino di stoccaggio, dopodiché
cede il calore all’aria esterna mediante scam-
biatori di calore acqua-aria. In caso di vasca di
stoccaggio degli elementi di combustibile pie-
na e temperature ambiente molto alte, la circo-
lazione dell’aria nella torre di raffreddamento
può essere sostenuta mediante ventilatori. A
metà maggio 2008 sono stati immessi i primi
elementi di combustibile nel nuovo bacino di
stoccaggio. Durante la revisione annuale vengono sostituiti
gli elementi di combustibile.
Sostituzione degli elementi
di combustibile calore di decadimento è smaltito attraverso
un sistema di raffreddamento allacciato alla
Una volta all’anno, l’impianto è arrestato per vasca di stoccaggio degli elementi di combu-
la sostituzione degli elementi di combustibi- stibile. Il deposito intermedio degli elementi
le. Lo scarico degli elementi di combustibi- di combustibile nel deposito compatto può
le, la ridisposizione degli elementi restanti durare anni.
nel reattore e il carico dei nuovi elementi Nello spazio anulare a forma di falce tra la
richiedono da due a tre settimane. Durante parete esterna dell’edificio del reattore e il
l’intera durata di arresto vengono effettuati contenitore in acciaio si trovano, ben protetti,
ispezioni e lavori di manutenzione in tutti i il bacino di carica, il cunicolo di trasferimen-
settori della centrale. Gli elementi di com- to, il sistema di raffreddamento di emergenza
bustibile rimossi dal recipiente in pressione e di postraffreddamento, il magazzino per i
del reattore vengono immessi dapprima nel nuovi elementi di combustibile nonché la se-
supporto compatto della vasca di stoccaggio zione di rallentamento dei gas di scarico. Nel
degli elementi di combustibile. Sono disponi- bacino di carica, gli elementi di combustibile
bili oltre 600 posti, in cui oltre agli elementi irraggiati vengono caricati sui contenitori di
di combustibile vengono conservati anche trasporto. A tal fine vengono fatti passare
lance, elementi di controllo e utensili. Nel dalla vasca di stoccaggio degli elementi di
deposito compatto le radiazioni e il calore combustibile nel bacino di carica mediante
di decadimento diminuiscono, dopodiché gli un sistema telecomandato. I contenitori di
elementi di combustibile vengono trasferiti trasporto vengono introdotti e fatti uscire
mediante speciali contenitori di trasporto nel dallo spazio anulare attraverso il cunicolo di
magazzino degli elementi di combustibile. Il trasferimento.
n
l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l
11Pozzo del reattore con reattore aperto, area di deposito per le strutture del nocciolo e vasca di stoccaggio degli elementi di combustibile.
Sistema di raffreddamento
del reattore
Il reattore ad acqua pressurizzata di Gösgen è sul coperchio. Una struttura formata da due
approvato per una potenza termica nominale di parti, inferiore e superiore, fissa il nocciolo del
3002 megawatt. La pressione di esercizio è di reattore nel recipiente in pressione. La struttura
154 bar e la temperatura di esercizio media di inferiore del nocciolo fissa, mediante la griglia
308 °C. Il sistema di raffreddamento del reatto- di supporto e il deflettore, la disposizione del
re è composto dal reattore, dal pressurizzatore nocciolo del reattore in modo tale che l’intero
e da tre circuiti di circolazione paralleli. Ciascu- nocciolo sia attraversato uniformemente dal
no di questi tre loop è formato da un generatore fluido refrigerante. L’involucro della struttura
di vapore, una pompa principale del refrigeran- del nocciolo sospesa nel recipiente in pressio-
te nonché le condutture di collegamento. ne del reattore funge contemporaneamente da
scudo di protezione dall’irraggiamento neutro-
Recipiente in pressione nico del recipiente in pressione del reattore.
del reattore Il fluido refrigerante entra nel reattore attraver-
so tre bocchelli d’ingresso a una temperatura di
Il recipiente in pressione del reattore, in cui 292 °C e scende nello spazio anulare tra il reci-
è inserito il nocciolo del reattore, è fatto di piente del nocciolo e il recipiente in pressione.
acciaio a grano fino a bassa lega, che unisce Sul fondo della caldaia del reattore, a forma di
buona qualità di saldatura, elevata tenacità e semisfera, la corrente è deviata di 180 gradi.
scarsa tendenza alla fragilizzazione sotto l’azio- Durante la risalita attraverso il nocciolo del reat-
ne dell’irraggiamento neutronico. Il coperchio tore, l’acqua di raffreddamento si riscalda a 325
amovibile è fissato con 52 viti pretese. I soste- °C. Attraverso i tre bocchelli di uscita trasporta
gni dei meccanismi degli elementi di controllo il calore ai tre generatori di vapore. La portata
e della strumentazione del nocciolo si trovano totale del refrigerante attraverso il nocciolo è di
n
l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l
12Sistema di raffreddamento del reattore
le barre è di 3520 millimetri. Complessivamente,
Recipiente in pressione ogni elemento di combustibile ha 225 possibili
del reattore posizioni delle barre di combustibile (15 per 15),
205 delle quali sono occupate. Le barre sono
fissate nella loro posizione mediante distanzia-
Comandi delle barre di controllo
tori. La costruzione degli elementi di combusti-
bile aperta lateralmente favorisce la miscela-
zione del fluido refrigerante determinando così
Tubo guida per le barre di controllo un riscaldamento più uniforme. Nel nocciolo vi
Griglia superiore
sono oltre 36 000 barre, pari a una colonna di
combustibile lunga circa 130 chilometri.
Uscita del refrigerante
Elementi di controllo
Sostegno
Griglia La potenza del reattore è regolata mediante
assorbitori di neutroni. La regolazione a breve
Elemento di combustibile
termine è assicurata da barre di comando, che
Contenitore in pressione regolano il flusso di neutroni e di conseguenza
Deflettore del nocciolo la potenza del reattore. Sopra il nocciolo del re-
Contenitore del nocciolo attore sono distribuiti 48 elementi di controllo
Griglia inferiore con 20 barre di comando ciascuno, che posso-
Gonna di flusso no entrare in 48 dei 177 elementi di combusti-
bile. Ogni elemento di combustibile dispone di
20 posizioni senza barre di controllo, occupate
57’500 tonnellate all’ora e si ripartisce unifor- da tubi guida degli elementi di controllo. Per gli
memente nei tre circuiti. elementi di combustibile che si trovano nelle
posizioni senza barre di controllo, una parte dei
Elementi di combustibile tubi guida è utilizzata per accogliere le lance
della strumentazione del nocciolo. Queste ser-
Il nocciolo del reattore è composto da 177 ele- vono a sorvegliare la distribuzione della densità
menti di combustibile identici disposti uno ac- di potenza nel nocciolo.
canto all’altro. Ogni elemento di combustibile Gli elementi di controllo vengono mossi median-
racchiude 205 barre disposte in una griglia te dispositivi di sollevamento elettromagnetici
quadrata. In ogni barra di combustibile è impie- disposti sul coperchio del recipiente in pressio-
gata una colonna di pastiglie di combustibile, ne del reattore. Per regolare la potenza, gli ele-
racchiusa in una guaina di zircaloy saldata in menti di controllo possono essere immersi più o
modo da risultare impermeabile e resistente al- meno in profondità nel nocciolo del reattore. Lo
la pressione. Le pastiglie di combustibile sono spegnimento rapido del reattore avviene tuffan-
composte da diossido di uranio (UO2) sinteriz- do tutti gli elementi di controllo nel nocciolo del
zato con materiale fissile arricchito uranio-235. reattore. A tal fine, le bobine di sostegno elettro-
La lunghezza delle colonne di combustibile nel- magnetiche sono private di corrente.
n
l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l
13Sistema di raffreddamento del reattore
Generatori di vapore
Uscita del vapore
Generatore di vapore
I tre generatori di vapore trasmettono il calore Separatore fine (essiccatore
del vapore)
del refrigerante del reattore al ciclo acqua-va-
pore. Si tratta di scambiatori di calore a U verti-
Foro di accesso
cali, che producono vapore vivo per azionare il Separatore grosso (acqua)
Bocchelli d’ingresso dell’acqua
turbogeneratore partendo dall’acqua di alimen-
tazione. La camera di raccolta è collegata alle Conduttura ad anello dell’acqua
condotte del refrigerante principale del sistema Tubi riscaldanti
di raffreddamento del reattore attraverso boc-
chelli d’ingresso e di uscita. Dalla camera di Involucro guida
raccolta, il refrigerante del reattore scorre attra-
verso i tubi a U cedendo calore fino alla camera
Contenitore
di uscita, da dove è convogliato nella pompa
principale del refrigerante. Il fascio di tubi a U,
composto da un materiale particolarmente re- Griglia di supporto dei tubi
sistente alla corrosione e ancorato saldamente,
Foro di controllo
è integrato e saldato alla piastra tubiera del ge-
Spruzzi di supporto e guida
neratore di vapore.
Piastra tubiera
L’acqua di alimentazione in entrata scende nella Entrata del refrigerante
circolazione naturale tra la parete del contenito- Uscita del refrigerante
re e un involucro guida che circonda il fascio di
tubi e dopo l’assorbimento del calore risale ver-
so l’alto formando vapore. Nella cupola di va-
pore sulla piastra tubiera, l’umidità residua del pensazione del volume è collegato a uno dei
vapore è separata mediante i separatori grosso tre circuiti di raffreddamento del reattore. La
e fine, prima che il vapore secco sia fatto fuoriu- pressione è regolata mediante un riscaldamen-
scire attraverso i bocchelli di uscita. to elettrico nel settore dell’acqua e un nebuliz-
zatore di acqua nel settore del vapore.
Pressurizzatore Il sistema di nebulizzazione permette di con-
densare il vapore e di conseguenza di ridurre
Il pressurizzatore ha il compito di mantenere la pressione; il riscaldamento mediante le barre
costante la pressione di esercizio nel sistema di riscaldanti elettriche permette di far evaporare
raffreddamento del reattore. In caso di variazio- acqua e di conseguenza di aumentare la pres-
ne del carico del reattore si verificano variazioni sione.
della temperatura e del volume, che in assenza
del pressurizzatore provocherebbero fluttuazio-
ni della pressione.
Il pressurizzatore è un contenitore verticale ri-
empito parzialmente di acqua con un volume di
circa 42 metri cubi. Attraverso la linea di com-
n
l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l
14Sistema di raffreddamento del reattore
Pompe e condutture principali
del refrigerante Sistema di raffredda-
mento del reattore
Dal recipiente in pressione del reattore, il refri-
gerante principale riscaldato entra nei tre gene-
ratori di vapore attraverso le condutture del re-
frigerante. Le pompe principali del refrigerante
riportano il fluido refrigerante raffreddato nel
recipiente in pressione del reattore.
Le pompe principali del refrigerante sono costi-
tuite da pompe centrifughe monofase disposte
verticalmente con girante a sbalzo. Le compo-
nenti essenziali sono il corpo della pompa a for- Recipiente in pressione del reattore
ma di sfera, la girante montata sull’albero della Generatore di vapore
pompa e il diffusore composto da due parti Pompe principali del refrigerante
avvitato nel corpo della pompa. Il corpo della Pressurizzatore
pompa è saldato nella conduttura del refrige-
rante principale. Quale motore è impiegato un
Pompa principale del refrigerante motore asincrono ad alta tensione tradizionale.
Flangia del motore Le guarnizioni delle pompe principali del refri-
gerante sono composte da una tenuta idrodi-
namica ad anello scorrevole a tre livelli e una
Lanterna del valvola di non ritorno. Quest’ultima entra in
motore
funzione solo se le guarnizioni a monte non
funzionano. In ciascuno dei primi due livelli è ri-
Cuscinetto radiale
dotto il 40 per cento della pressione e nel terzo
assiale il restante 20 per cento. Ogni livello è progettato
per l’intera differenza di pressione.
Giunto di
accoppiamento
Scatola delle
guarnizioni
Cuscinetto radiale
Diffusore
Girante
Corpo della
pompa
n
l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l
15Le scorie radioattive vengono racchiuse in fusti.
Impianti ausiliari e secondari
Il sistema di raffreddamento del reattore com- tore e nell’edificio degli impianti ausiliari, che a
prende impianti ausiliari e secondari, che svol- sua volta fa parte del settore controllato.
gono funzioni importanti sia durante l’eserci- Durante l’esercizio della centrale nucleare si
zio operativo sia in caso di incidente. Tra gli formano sostanze radioattive allo stato solido,
impianti ausiliari e secondari figurano essen- liquido o gassoso. Gli impianti ausiliari hanno
zialmente sistemi di: tra l’altro il compito di separare queste sostan-
J immissione e prelievo del fluido refrigerante, ze dal fluido refrigerante, dalle acque di scari-
J regolazione della concentrazione di acido co ed eventualmente dall’aria ambiente. Un’e-
borico, missione minima di radioattività all’ambiente
J stoccaggio, pulizia, degasaggio e tratta- circostante è inevitabile, malgrado i molteplici
mento chimico del fluido refrigerante, dispositivi di contenimento.
J scarico del calore residuo, Per garantire che fuoriescano sostanze radio-
J separazione e trattamento delle sostanze attive solo in piccolissime quantità e in modo
radioattive. controllato sono previsti i seguenti impianti
ausiliari:
Gli impianti ausiliari del reattore sono diretta- J impianti di ventilazione,
mente adiacenti al sistema di raffreddamento J sistema di scarico dei gas,
del reattore e di conseguenza sono in contatto J impianto di preparazione dell’acqua di scarico,
con il refrigerante principale, mentre gli im- J trattamento e stoccaggio delle scorie.
pianti secondari svolgono compiti non diret-
tamente legati al funzionamento del reattore.
Questi sistemi, che contengono sostanze ra-
dioattive, sono installati nell’edificio del reat-
n
l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l
16Impianti ausiliari e secondari
Sistemi di trattamento del nellate di fluido refrigerante all’ora. Per ridurre
refrigerante principale al minimo la quota di sostanze radioattive nel
sistema di raffreddamento del reattore, vengo-
Il sistema di regolazione del volume collega il no rimossi i prodotti di corrosione e fissione.
sistema di raffreddamento del reattore sotto La depurazione del refrigerante è assicurata
pressione con i sistemi a bassa pressione degli mediante filtri a letto misto, riempiti con due
impianti ausiliari e secondari. Il sistema di raf- resine scambiatrici di ioni differenti. Al termine
freddamento del reattore è riempito e svuotato della depurazione del refrigerante, il fluido re-
attraverso il sistema di regolazione del volume, frigerante può essere degassificato. Nell’ambito
che compensa le variazioni del volume del re- del trattamento del refrigerante, il fluido refrige-
frigerante del reattore dovute alla temperatura rante è nuovamente separato in acido borico e
durante le fasi di avvio e di spegnimento non- acqua demineralizzata (acqua interamente dis-
ché le variazioni del carico. Alimenta inoltre salata e degassificata) mediante evaporatori.
con acqua di tenuta le guarnizioni rotative mul- L’acido borico e l’acqua demineralizzata vengo-
tiple delle pompe principali del refrigerante. no utilizzati per modificare la reattività.
Per depurare il refrigerante, al sistema di raf- Nel sistema di dosaggio dei prodotti chimici
freddamento del reattore sono sottratte 30 ton- sono preparati e aggiunti al fluido refrigerante
Sistemi di prodotti chimici, regolazione del volume e trattamento delle scorie
Sistema di depurazione della vasca
degli elementi di combustibile
Camino
Sistema di depura- Sistema di
zione del refrigerante scarico dei gas
Sistema di degasag-
Sistema di regola- gio del refrigerante
zione del volume
Alimentazione di
acqua di tenuta Stoccaggio del Trattamento del
refrigerante refrigerante
Sistema di apporto di
acido borico e acqua
demineralizzata
Sistema di dosaggio Trattamento delle acque Aare
dei prodotti chimici di scarico radioattive
Acqua demineralizzata Drenaggio dell’edificio
Prodotti chimici Acqua di lavaggio radioattiva
Deposito dei Trattamento dei con-
fusti centrati radioattivi
n
l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l
17Impianti ausiliari e secondari
i prodotti chimici necessari per il trattamento sicurezza: in caso di spegnimento dell’impianto
del refrigerante del reattore. Anche le quantità del reattore pianificato, assicurano il raffredda-
di acido borico e di acqua demineralizzata ne- mento del nocciolo del reattore. In caso di in-
cessarie per regolare la reattività sono immes- cidente con perdita di refrigerante, assicurano
se nel sistema di raffreddamento del reattore il raffreddamento di emergenza del nocciolo. Al
attraverso il sistema di dosaggio dei prodotti di fuori delle fasi di postraffreddamento e raf-
chimici; quantità di refrigerante corrispondenti freddamento di emergenza, le stesse attrezza-
sono prelevate e convogliate nei serbatoi del ture sono utilizzate per il raffreddamento della
refrigerante per il deposito intermedio. Se il te- vasca degli elementi di combustibile.
nore di boro del fluido refrigerante deve essere In caso di spegnimento dell’impianto, durante la
aumentato, è immesso acido borico. Vicever- fase iniziale il calore di decadimento prodotto è
sa, il tenore di acido borico è ridotto mediante evacuato attraverso i generatori di vapore. Suc-
diluizione con acqua demineralizzata. Per lo cessivamente, il sistema di postraffreddamento
stoccaggio del refrigerante sono disponibili assicura l’ulteriore abbassamento della tempe-
complessivamente sei serbatoi del refrigeran- ratura.
te di 100 metri cubi l’uno. In una catena di postraffreddamento per ogni
linea, il calore assorbito dal sistema di postraf-
Sistemi di smaltimento del freddamento è immesso nel canale superiore
calore residuo dell’Aare attraverso un circuito di riscaldamento
intermedio. Il circuito di riscaldamento interme-
I sistemi di smaltimento del calore residuo svol- dio costituisce la barriera tra il refrigerante prin-
gono sia funzioni di esercizio che funzioni di cipale e l’acqua del fiume.
Per il raffreddamento della vasca di stoccaggio
degli elementi di combustibile sono a disposizio-
ne due linee di raffreddamento collegate al siste-
ma di postraffreddamento nonché un’ulteriore li-
nea di raffreddamento indipendente dal sistema
di postraffreddamento.
Il sistema di postraffreddamento è in grado di
raffreddare l’impianto del reattore nel giro di
qualche ora. Le pompe di postraffreddamento
aspirano refrigerante dalle condotte del refrige-
rante principale che fuoriescono dal reattore e
attraverso i raffreddatori secondari lo immetto-
no nelle condotte del sistema di raffreddamento
del reattore che entrano nel reattore.
In caso di incidente con perdita di refrigerante, il
sistema di postraffreddamento deve assicurare
l’allagamento del nocciolo del reattore e lo smal-
Accumulatore di pressione con acqua di raf- timento del calore residuo dal recipiente in pres-
freddamento di riserva. sione del reattore a lungo termine, indipendente-
n
l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l l
18Impianti ausiliari e secondari
mente dall’entità della fuga. Il sistema è proget-
Linea di postraffreddamento (tre linee in totale)
tato in modo da coprire il nocciolo del reattore 2
1 Reattore
di acqua borata e assicurare un raffreddamento 4 M 2 Generatore di vapore
1 3 Pompe principali del
sufficiente anche in caso di rottura completa di 3 refrigerante
4 Accumulatore di pressio-
una condotta del refrigerante principale. M M
ne (6x34/45 m3)
5 Verso la vasca di stoc-
In sei accumulatori, allacciati ai tre circuiti di caggio degli elementi di
combustibile
circolazione del reattore attraverso condotte e M M
6 Dalla vasca di stoccaggio
degli elementi di combu-
valvole di non ritorno, è tenuta in riserva acqua 5 M
stibile
7 Refrigeratore del calore
borata di raffreddamento di emergenza. residuo
M M
8 Serbatoio di allagamento
Se in caso di grossa fuga la pressione nel si- 6
(4x236 m3)
M 9 Pompa di postraffredda-
stema di raffreddamento del reattore scende al 12 mento
7
10 Pompa di postraffredda-
di sotto della pressione dell’accumulatore, at- 13
mento di emergenza
11 Pompa di alimentazione
traverso le condotte del refrigerante principale di sicurezza
14 8 12 Sistema di raffreddamen-
questi accumulatori si svuotano nel recipiente in 9 10 11 to nucleare intermedio
13 Refrigeratore intermedio
pressione del reattore. M
14 Sistema di raffreddamen-
to nucleare ausiliario
M
15
Non appena la pressione nel sistema di raffred- 15 Aspirazione del pozzetto
16 16 Canale superiore
damento del reattore scende al di sotto di 10 bar,
il sistema di alimentazione a bassa pressione si
disinserisce e, attraverso linee di alimentazione Sia nel sistema di alimentazione di sicurezza a
separate, le pompe di postraffreddamento pom- bassa pressione che nel sistema di alimentazio-
pano acqua borata dalle quattro unità del serba- ne di sicurezza ad alta pressione sono dispo-
toio di allagamento nei circuiti di raffreddamento. nibili tre linee di alimentazione completamente
Se la pressione diminuisce più lentamente, in indipendenti, ciascuna con un proprio circuito
caso di fuga piccola o media, partono prima di circolazione. Vi è poi una linea di riserva, in-
le pompe di alimentazione del sistema di ali- nestata sulle altre tre linee. Per controllare un
mentazione di sicurezza ad alta pressione, che incidente con perdita di refrigerante è sufficien-
pompano acqua contenente boro dai serbatoi di te una linea di alimentazione. Siccome tutte le
allagamento nel sistema di raffreddamento del valvole sono alimentate attraverso la rete elet-
reattore fino a che la pressione è così bassa da trica di emergenza, la disponibilità dei sistemi
far scattare automaticamente l’alimentazione a di emergenza e postraffreddamento resta intat-
bassa pressione. ta anche in condizioni estreme.
Una volta riempito il recipiente in pressione del
reattore, l’acqua immessa nel nocciolo del re- Impianti di ventilazione
attore scorre attraverso il punto di rottura nella
parte più bassa del contenitore di sicurezza. Non Nel settore controllato, sistemi di immissione,
appena sono state riversate le intere scorte di espulsione e ricircolazione dell’aria assicurano
acqua borata dei serbatoi di allagamento e degli la ventilazione, il riscaldamento, il raffredda-
accumulatori, l’acqua è aspirata dal fondo dell’e- mento, il mantenimento della sottopressione
dificio con le pompe di postraffreddamento e ri- e la climatizzazione. La ventilazione nei locali
pompata nel recipiente in pressione del reattore degli impianti e di esercizio avviene principal-
attraverso i refrigeratori del calore residuo. mente mediante ricircolazione. In caso di eser-
n
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19Impianti ausiliari e secondari
cizio normale, nel contenitore di sicurezza sono te dei gas nobili xeno e cripto. Un’eliminazione
immessi e sottratti solo circa 1000 metri cubi di efficace di questi gas può essere raggiunta con
aria all’ora. Date le piccole quantità immesse e il sistema di degasaggio del refrigerante. Me-
sottratte, sono piccole anche le sezioni del ca- diante evaporazione e successiva condensazio-
nale di passaggio dell’aria attraverso il conte- ne del fluido refrigerante, i gas sono espulsi e
nitore di sicurezza. Nei locali degli impianti che convogliati nel sistema di scarico dei gas.
ospitano il sistema di raffreddamento del reat- Il compressore dei gas di scarico del sistema di
tore, eventuali contaminazioni nell’aria ambien- scarico dei gas assicura la circolazione costan-
te possono essere trattenute dal filtro parziale te di gas di spurgo. Una parte del gas di spurgo
del sistema di ricircolazione dell’aria. è convogliata da carbone attivo attraverso una
Gli impianti di ventilazione assicurano una sotto- sezione di rallentamento. Tutti i gas nobili sono
pressione costante rispetto ai locali di esercizio trattenuti nella sezione di rallentamento fintanto
e all’atmosfera esterna, di modo che vi è sempre che buona parte della radioattività è diminuita.
una corrente di aria dai locali a bassa radioatti-
vità verso i locali con una radioattività potenzial- Impianto di preparazione
mente più elevata. Le sottopressioni graduate dell’acqua di scarico
impediscono il passaggio di aria contaminata
dai locali degli impianti ai locali d’esercizio. L’impianto di trattamento dell’acqua di scarico ra-
L’aria aspirata dal contenitore di sicurezza dioattiva ha il compito di raccogliere e depurare le
per mantenere la sottopressione è depurata acque di scarico prodotte nel settore controllato
nell’impianto dell’aria di scarico, prima di esse- della centrale. Le acque di scarico del sistema di
re liberata attraverso il camino per l’espulsione raffreddamento del reattore e degli impianti ausi-
dell’aria. I filtri aerosol e iodio impiegati hanno liari e secondari possono presentare una radioat-
un grado di rendimento di separazione supe- tività specifica elevata sotto forma di sostanze di-
riore al 99 per cento. L’attività specifica dell’aria sciolte e sospese. L’attività delle acque di scarico
di scarico è sorvegliata nel camino. Dispositivi provenienti dal laboratorio, dalla lavanderia, dalle
di misurazione registrano l’attività degli aero- docce, ecc. è invece nettamente più bassa.
sol, dello iodio e dei gas nobili nonché il radio- A seconda della provenienza, le acque di scarico
carbonio. In combinazione con la misurazione sono raccolte in gruppi di contenitori separati. La
della quantità di aria sono così controllate le depurazione delle acque di scarico avviene negli
emissioni complessive di radioattività. impianti dell’evaporatore. Il distillato è stoccato
in serbatoi di controllo e controllato mediante il
Sistema di scarico dei gas prelievo di campioni. L’acqua distillata può essere
riversata nel canale superiore dell’Aare, monito-
Alle emissioni del camino contribuisce anche randone l’attività. L’attività e i volumi sono regi-
l’esercizio del sistema di scarico dei gas. strati. Le acque di scarico radioattive, sottoposte
I prodotti di fissione si diffondono nel refrige- a concentrazione negli evaporatori, sono raccolte
rante del reattore attraverso la guaina degli ele- nei serbatoi del concentrato e stoccate fino alla
menti di combustibile. Mediante degasaggio dei solidificazione. Il fattore di ritenzione della radio-
vari contenitori, i gas di fissione passano nel si- attività raggiunge valori fino al 99,9999 per cento.
stema di scarico dei gas. Si tratta essenzialmen- Dei 7000 metri cubi di acque di scarico prodotte
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