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Titolo: Nucleare(forseOT)

  Cito....
"11 ) ECOLOGIA / ENERGIA: - Nucleare sicuro dalla Cina - a cura della
redazione GT
I reattori andranno a grafite
Per far fronte alle sempre più rilevanti richieste energetiche la Cina
dovrà presto decidere se costruire nuove centrali nucleari, esponendo gli
abitanti del Paese e lo stesso pianeta Terra ai pericoli ben noti a tutti
noi, oppure concentrare i propri sforzi nello sviluppo di un nuovo
reattore. La decisione in realtà è stata già presa diversi mesi fa quando
il governo ha annunciato di essere intenzionato a costruire 30 nuovi
reattori entro il 2020. Fortunatamente, chi sta al potere, sembra
consapevole dei rischi che una tale decisione potrebbe comportare.
Per questo motivo diversi fisici ed ingegneri della Tsinghua University di
Pechino sono stati incaricati di costruire una nuova tipologia di impianto
nucleare. Si tratta di un reattore denominato “a letto di ciottoli”,
abbastanza piccolo da poter essere assemblato con parti prodotte in serie
la cui sicurezza dipende da non tanto dall'abilità del personale o dalla
resistenza dei rivestimenti ma da una legge fisica.
Per lo scienziato Qian Jihui, ex vicedirettore generale dell'International
Atomic Energy Agency, nonché presidente onorario dell'Istituto di Energia
nucleare cinese, non ci sono dubbi. Sarà questa la soluzione a tutti i
problemi economici e ambientali del pianeta. “Nessun esponente del
mainstream gradisce le novità – ha detto lo scienziato. Ma nella comunità
internazionale del nucleare molti pensano che il domani sia questo. I
nuovi reattori sono strategicamente competitivi e alla fine avranno il
sopravvento. Quando ciò accadrà, il vecchio nucleare ne uscirà a pezzi.
Ecco cosa si intende per rivoluzione”.
“Se volete avere in Cina 300 gigawatt di nucleare – ha detto Wang Dazhong,
direttore emerito dell'Inet, Institute of Nuclear and New Energy
Technology della Tsinghua, e membro del team di consulenza in materia di
energia del governo di Pechino - non potete permettervi una Three Mile
Island o una Chernobyl. Avrete bisogno di un nuovo genere di reattore”.
Certo a parole è facile trovare soluzioni per salvare il pianeta, avranno
detto in tanti, ma Dazhong sapeva esattamente di cosa stava parlando. A
poca distanza da lì, infatti, circondato da montagne, si trova un enorme
edificio cubico bianco su cinque piani.
Al suo interno, nella sola stanza principale, 100 tonnellate di acciaio,
grafite e ingranaggi idraulici. La capacità dell'impianto, denominato
HTR-10 è al momento limitata. Stando a quanto detto dallo stesso
scienziato a pieno regime da gennaio, è stata in grado di coprire a
malapena il fabbisogno energetico di una cittadina di 4mila abitanti.
Eppure, ciò che è racchiuso in questa centrale, mai visitata prima d'ora
da un giornalista occidentale, ne fa uno dei reattori più interessanti e
sicuri del mondo.
Anziché essere alimentato dalle sbarre a combustibile incandescenti che
azionano un reattore tradizionale, l'Htr-10 è alimentato da 27mila sfere
di grafite delle dimensioni di palle da biliardo rivestite da lamine di
uranio. Invece che da acqua bollente, radioattiva e corrosiva, il nucleo è
bagnato da elio inerte. La sala di controllo, priva di finestre, ospita
soltanto 3 computer e alcune strumentazioni elettroniche caratterizzate da
semplici pulsanti e indicatori colorati. Se qualcosa non dovesse andare
bene, in caso di incidente insomma, non ci sarebbe nessun vero e proprio
pericolo.
Il trucco, ha spiegato Zhang Zuoyi, direttore del progetto, consiste nella
cosiddetta dilatazione Doppler: più gli atomi si surriscaldano e più si
distanziano tra loro. Così facendo per l'elettrone risulterà quasi
impossibile riuscire a colpirne il nucleo.
“Quando si verifica un'emergenza in un reattore tradizionale, si ha solo
una manciata di secondi per prendere la decisione giusta – commenta
orgoglioso Zhang. Con l'HTR-10 si ha un margine di giorni se non
addirittura di settimane, per risolvere il problema”. Gli ingegneri
dell'Inet hanno già fatto qualcosa di inconcepibile per un reattore
normale: hanno disattivato l'impianto di raffreddamento ad elio e
aspettato che il reattore si stabilizzasse da solo. Molto preso Zhang ha
ripeterà l’esperimento nel corso di una conferenza internazionale che si
terrà a Pechino. “Forse – ha concluso - un giorno questo tipo di test sarà
utile anche a livello commerciale”.
Istituzioni scientifiche citate nell'articolo:
Tsinghua University
http://www.tsinghua.edu.cn/
Institute of Nuclear and New Energy Technology
http://www.inet.tsinghua.edu.cn/
In collaborazione con 
http://www.giornaletecnologico.it/
 "
 
 
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Inviato via 
http://arianna.libero.it/usenet/

 I reattori andranno a grafite
Certo sono gli interessanti reattori ad alta temperatura del tipo "pebble 
bed".Anche il Sud-africa sta puntando su questa filiera.
http://www.cnn.com/2004/TECH/11/24/nuclear.pbmr/index.html
South Africa is going to build a new type power station
called a Pebble Bed Modular Reactor
A tal proposito voglio riportare un intervento in merito in un altro 
ng.Secondo gli esperti la sicurezza di tali reattori č tale che non sarebbe 
nemmeno necessario un apparato di contenimento per gli eventi  incidentali 
"interni" piů gravi
Hello,
I would like to point out few facts about the PBMR since some messages
appeared in the list. First of all let me give some information about
the fuel of a PBMR. Very small UO2 kernels are covered with two layers
of graphite and a layer of SiC and then another layer of graphite. This
is the TRISO particles about the size of pin heads. Then the TRISO
particles are mixed with carbon and either 6cm balls or 1cm by 1cm
cylindrical pellets are made. Finally these fuel elements are baked to
make graphite elements. Graphite does not melt but evaporates at around
3800C. Change in temperature does not cause fuel element disruption as
one would see in a metal clad fuel elements of water (light and heavy)
cooled reactors. On the other hand increase in temperature increases the
diffusion through graphite matrix thus allowing fission gases and
particles to migrate out of the fuel balls or compacts. So there is an
upper limit on the fuel temperature and it is around 2000C. If one can
design a reactor such that the maximum furl temperature will never reach
1600C no matter how severe the accident is then one would not need a
containment building. PBMR is such a design so as the Japanese HTTR and
Chinese HTR. It is like putting LWR or HWR fuel in spent fuel transfer
casks into the core of a LWR or a HWR and operating it! If one studies
the design criteria of the containment building one would see the word
LOCA. LOCA is important in metal clad fuel with a coolant that can
change phase. In HTR designs (PBMR, HTTR, HTR) the coolant is a single
phase fluid helium and the fuel is ceramic fuel. So there is no
technical need for a containment building for such reactors.
Nevertheless, since licensing is a political issue a country can insist
on containment with no technical merit in mind.
As for Chernobyl analogy, I can say that it is rather unfortunate
example since HTR and RBMK reactors have almost nothing in common. One
has metal cladding and is cooled by water whereas the other lacks all
these deficiencies.
Late September I was in China and witnessed an experiment in Tsinghua
University HTR 10 reactor close to the Great Wall. When the reactor was
operating at near full power all circulators were switched of while the
control rods were inactivated. The temperature increased and the reactor
scramed. We left the control room and took a tour of the facilities in
the complex. About half an hour later when we returned to the control
room we observed that the reactor was still subcritcal and the
temperatures were all within the allowable limits. Imagine such an test
in a LWR! In about half an hour there would be another Three Mile Island
or rather Chernobyl since HTR dose not have a proper containment building.

 make graphite elements.
Nel GT MHR si utilizza il combustibile costituito da sferette do TRISO (è un 
acronimo? di cosa?) dimensioni inferiori al mm che vengono poi assemblate 
per costituire barrette di combustibile ... queste palle da 6cm di diametro 
sono costituite dalle stesse sferette assemblate in modo differente?. E sono 
proprio queste sferette piccolissime che garantiscono il non rilascio dei 
prodotti di fissione?
Da ultimo ti volevo chiedere una cosa sui reattori a gas, di cui il prof non 
ha trattato dicendo che è una filiera morta:
c'è la possibilità di inserire dei veleni neutronici nel refrigerante ( 
He ), come si inserisce il boro nell'acqua dei PWR? oppure il controllo 
viene effettuato esclusivamente con le barre di controllo?
Ti ringrazio molto 

 viene effettuato esclusivamente con le barre di controllo?
Prof di cosa?Che cdl?Cmq sul fatto che sia morta ho molti dubbi...
Nella versione usata in russia per il bruciamento del plutonio " weapon 
grade" (al solo plutonio,senza elementi fertili) viene usato l'erbio come 
veleno bruciabile,non nel refrigerante gassoso ma nel combustibile.Nella 
versione commerciale all'uranio,non sono usati veleni e le barre di 
controllo per il solo arresto del reattore.I coefficienti di temp sono 
drasticamente negativi per tutti i valori di temp osservati 

Primo: hanno sbagliato la traduzione. Sarebbe letto di biglie. Dopotutto 
sono grandi come palle da biliardo (6 cm). So che sul traduttore si 
potrebbe trovare anche pebble = ciottoli, ma pebble e' anche il nome 
delle sfere colorate con cui si giocava da piccoli. Quindi, dato che si 
tratta di sfere regolari ed identiche, se io vedessi quel mucchio 
(invece di sentirmelo descrivere da un traduttore), lo definerei un 
"mucchio di biglie".
Secondo: la formulazione del testo mi sembra ambigua. Per questo 
sottolineo che la "nuova tipologia" e' nuova per i cinesi, ma esiste nel 
mondo gia' da tempo. Questo sito, ad esempio, e' di 2 anni fa:
http://www.eskom.co.za/nuclear_energy/pebble_bed/pebble_bed.html
e spiega molto chiaramente la tecnologia.
Pekilan


 Primo: hanno sbagliato la traduzione. Sarebbe letto di biglie.
Non sono d'accordo.In quei reattori l'elio asporta il calore delle 
sfere,lambendole,come fosse il letto di un fiume,da qui "letto di ciotoli" 

 mondo gia' da tempo.
certo la tecnologia non č nuova,č stata sviluppata negli anni 70 e 80 in usa 
e germania con buoni risultati 

De gustibus non disputandi, pero' ti avviso, la tua interpetazione a 
livello internazionale porta confusione. Ho rilevato in altri NG, che 
spesso le traduzioni tecniche italiane sono disastrose, tendendo ad 
indurre il lettore a false conclusioni. Tipico e' il caso del 
computerese che sembra fatto apposta per tenere il laico (casalinghe, 
professioni umanistiche, operai, etc.) lontano dal mondo 
dell'informatica con un linguaggio astruso ed innaturale.
Esempio classico: interfacciare (computerese), interagire (italiano 
naturale).
If I would ask a pebble, an english boy would give me a colored glass 
sphere. You would give me a river stone. Do you understand the difference ?
Pekilan


 drasticamente negativi per tutti i valori di temp osservati
Il prof di Termotecnica ... l'unica cosa che è sicuramente morta è il corso 
di ingegneria nucleare di Bologna! E con questa frase ci voglio mettere una 
pietra sopra perchè è veramente vergognoso!
Tornando ai veleni neutronici ... avere un veleno uniformemente distribuito 
nel moderatore (come il boro nei PWR) è sicuramente un'ottima soluzione per 
omogeneizzare il flusso neutronico nel nocciolo. E inoltre, è un secondo 
modo (oltre a quello delle barre di controllo) per effettuare le regolazioni 
di potenza del reattore. I veleni bruciabili e le barre di controllo, 
essendo assorbitori locali, provocano disuniformità nella distribuzione 
neutronica.
I coefficienti di reattività negativi con l'aumentare della temperatura sono 
senza dubbio un'ottima sicurezza passiva ... ma non possono essere usati per 
il controllo della reattività.
Ti ringrazio per le puntuali informazioni e per i link

 usati per il controllo della reattività.
Non ho capito l'ultimo pezzo 

 Non ho capito l'ultimo pezzo
Io interpreto che volesse dire che non è possibile lasciare a coefficenti
negativi
il controllo della reazione (se non in condizioni accidentali).
Ovvero come viene effettuata la conduzione dell'impianto (avviamento,
funzionamento
e fermata normale) senza un controllo (voluto) della reattività, anche
perchè se tu
lasciassi fare ai coefficenti di temperatura all'avviamento il rateo di
potenza sarebbe
(secondo me) un pò altino.
Saluti
Roberto

 all'UO2, che perņ non conosco.
Una domanda a proposito che mi pongo da tempo,cosa si intende per uranio 
"metallico"?L'uranio naturale?
Ho letto qui a proposito dell'Ifr di "combustibile metalico" anzicchč sotto 
forma di ossidi,che vuol dire?
http://www.nuc.berkeley.edu/designs/ifr/wastes.html
 

 
http://www.nuc.berkeley.edu/designs/ifr/wastes.html
L'Uranio è un elemento che si trova in natura abbastanza uniformemente 
distribuito nel pianeta ma con bassa densità.
Una volta estratto l'uranio lo si può lavorare, oltre a fare il solito UO2 
un altra soluzione, usata in passato ma che non credo sia più usata, è 
l'uranio metallico: cioè un reticolo di tipo metallico. Ha tutti i vantaggi 
del metallo, principalmente la duttilità ma ha il problema che cambia stato 
allotropico a temperature non molto elevate. Domani cerco un po' di dati e 
riposto.
gli atomi di U possono aggregarsi tra di loro con un legame di tipo 
metallico originando appunto l'uranio metallico
Non sto scrivendo molto bene ... meglio che vada a dormire! 

 (secondo me) un pò altino.
Sì,non ho capito se intende il controllo della criticità o l'adeguamento a 
carichi parziali della potenza del reattore.Credo Nucleo intenda che si può 
far funzionare il reattore a carichi parziali con le barre di controllo o 
sbaglio? 

 Non ho capito l'ultimo pezzo
Allora, nei PWR ci sono due strumenti per regolare l'intensità del flusso 
neutronico: le barre e l'inserimento di acido borico nell'acqua del 
primario.
Con questa seconda soluzione ho un'assorbimento più omogeneo nel reattore. 
Ovviamente la percentuale di boro nel primario viene costantemente monitora 
e all'occorrenza modificata. Questo mi garantisce un più uniforme 
sfruttamento del combustibile nel reattore: in prossimità delle barre di 
controllo ho una sorgente negativa di neutroni termici e quindi il 
combustibile che è più prossimo alle barre di controllo subisce un minor 
bruciamento con conseguente spreco. Se invece posso regolare la criticità 
operando su un assorbitore che disciolgo nel moderatore ... il flusso 
neutronico non ha dei "pozzi" come per le barre di controllo, ma rimane più 
piatto garantendo un minor sfruttamento del combustibile.
Questo non ha molto a che fare con i coefficienti di reattività negativa dei 
reattori a gas ... che sono però un'ottima sicurezza intrinseca.
Ricapitolando: nei Gas reactor il controllo di potenza viene effettuato solo 
mediante le barre di controllo (mi sembra che i veleni bruciabili abbiano la 
funzione di ridurre l'eccesso di reattività iniziale, non di regolazione) e 
quindi si creano disuniformità nel flusso neutronico.
Intendevo dire che con la riduzione della reattività con l'aumento della 
temperatura non posso fare una regolazione sulla potenza termica generata 
dal nocciolo come invece posso fare con l'aumento di acido borico.

 l'uranio metallico: cioč un reticolo di tipo metallico.
Appunto che vuol dire "reticolo metallico"?E perchč secondo il sito di cui 
sopra č piů facile e economico il ritrattamento ("di un ordine 2")? 

 controllo o sbaglio?
Allora, la massa di combustibile presente nel reattore è sopracritica, con 
l'inserimento di reattività negativa la si controlla fino a raggiungere la 
condizione di criticità (K=1). Durante il funzionamento, a causa del 
bruciamento del combustibile la reattività negativa inserita nel reattore 
deve diminuire.
Questo controllo è più efficace, nei PWR, se effettuato con il boro 
piuttosto che con le barre di controllo. Non ho visto che sistemi di 
controllo utilizzino i GT MHR e i PBMR ma inserire un assorbitore in maniera 
uniforme nel moderatore è vantaggioso rispetto alle barre proprio perchè è 
distribuito più equamente nel volume del nocciolo e non in punti specifici 
(le barre di controllo) 

 sopra è più facile e economico il ritrattamento ("di un ordine 2")?
Mi sembra cubico ... però non mi sbilancio se a facce o corpo centrato.
Guarderò il sito, non ho mai approfondito un discorso sull'economictà del 
ritrattamento. Ma poi, non erano sono i primi reattori a gas (i Magnox) che 
usavano l'uranio metallico? Non sono quasi tutti spenti oggi? 

 ha scritto nel messaggio 
news:_dssd.27192$C94....@tornado.fastwebnet.it...

Sì,ma li dicono che così facendo si può ritrattare in situ senza troppi 
problemi.Puoi cercare pure Ifr (integral fast reactor) 

 Ho letto qui a proposito dell'Ifr di "combustibile metalico" anzicchè sotto 


 giorno questo tipo di test sarà utile anche a livello commerciale".
immagino si usi elio liquido, non e' molto costoso ?
inoltre che tecnologia si usa per mantenere tutto a quelle temperature ?
-- 
Ciao !!
Taffo

 ha scritto nel messaggio 
news:7kssd.255694$b5.12...@news3.tin.it...
È cubico a corpo centrato ... se vuoi sapere altre cose chiedi che giro la 
domanda a lezione ... almeno queste cose le dovrebbero sapere :) 

 L'uranio puro in natura credo non si trovi, ma si trova il suo ossido.
Sě,ma l'uranio naturale sotto forma di ossido (non vorrei sbagliare,credo
sia U3O8) č  cosa diversa dal biossido usato ad esempio nei Lwr o mi
sbaglio?

 inoltre che tecnologia si usa per mantenere tutto a quelle temperature ?
La tecnologia degli htr,cioè grafite di "qualità nucleare" come moderatore e
materiale stutturale e le triso come incamiciamento del combustibile + ciclo
diretto con
turbina a gas.Il rendimento termico è di circa il 47%,contro il 30-33% dei
reattori ad acqua

 ha scritto nel messaggio
news:Au3td.29915$C94...@tornado.fastwebnet.it...

no,mi interessava solo il discorso sul ritrattamento e perchè i processi di
ritrattamento "secchi" piro metallurgici sono più semplici o economici.
In realtà mi chiedevo,anche dopo aver letto una domanda a proposito fatta
altrove,è
possibile accoppiare il reattore con un impianto
termochimico per la produzione di idrogeno,in maniera tale che lavori sempre
a piena potenza e cioè si adegui alle richieste di carico della rete
elettrica,mandando il surplus di calore anzicchè in turbina verso l'impianto
di idrogeno?O altrimenti fare la stessa cosa di notte,lasciando al min
indispensabile la produzione di elettricità eil resto per fare H2?Se non ho
capito male la
funzione dell'IHX (intermediate heat exchanger) dovrebbe essere qualcosa del
genere.

 fortemente i costi di sicurezza del progetto
si ma quanto puo' incidere sul costo finale ?
poco o molto ?
inoltre come viene preparato questo elio gassoso a 70 atm ?
l'acqua di raffreddamento non viene presa da corsi d'acqua limitrofi ? o 
quell'acqua si usa per qualcosa d'altro ?

 genere.
Guarda, anche io stavo pensando ad una cosa analoga:
in Francia, per meglio gestire le centrali nucleari, evitano eccessivi salti 
di potenza e di conseguenza, hanno un surplus di energia nelle ore notturne. 
Fanno due cose: illuminano a giorno Parigi e pompano acqua nei bacini alpini 
per poi utilizzare l'energia idroelettrica nei momenti di massima richiesta. 
Allora io mi chiedo, saremo indietro con la tecnologia relativa allo 
sfruttamento dell'H .... ma tra sprecare energia illuminando le città o 
utilizzarla, con rendimenti che non possono essere elevati, per "accumulare" 
energia sotto forma di energia potenziale dell'acqua nei bacini non è più 
conveniente produrre H (per elettrolisi) e poi ricombinarlo??
Con l'impianto termochimico di cui parli si produrrebbe H per elettrolisi o 
per effetto termico (termoscissione)? Perchè ora come ora, gli impianti non 
raggiungono, se non in condizioni incidentali, temperature sufficienti per 
dissociare l'H2O, e quindi l'H si dovrebbe produrre per elettrolisi.
Da quel che ho letto, gli ultimi HTGR dovrebbero raggiungere temperature 
sufficienti per la dissociazione termica dell'acqua. 

Nuclearmente, la forma chimica non ha molta importanza. Tu invece stai 
confondenti con un diverso isotopo dell'uranio (sbagliando anche la 
scrittura).
In natura trovi gli ossidi di tre tipi prevalenti di Uranio, quello a 
m.a. 234, 235 e 238 (il piu' diffuso). Che si scrive U234, U235 o U238 e 
che non sono diciture chimiche. Meno dell'un per cento e' U235, quello 
che si usa nei reattori piu' semplici.
Ma questo non c'entra con gli ossidi. Infatti, anche l'U235 si trova in 
natura sottoforma di ossidi, come i suoi fratelli.
Ma se, hai un mucchio di ossido di U235 e ne' fai un mucchio compatto di 
alcuni chili, vedrai cosa succede. Ossido o non ossido ... parte la 
reazione. IMHO, l'ossigeno presente non dovrebbe disturbare piu' di 
tanto i neutroni.
Pekilan


 quell'acqua si usa per qualcosa d'altro ?
Questo è un punto importante,a differenza degli impianti ad acqua leggera
che hanno rendimenti termodinamici molto bassi e che hanno bisogno di grossi
quantitativi d'acqua per il raffreddamento,i reattori Htgr possono essere
concepiti
con raffreddamento con torri a secco di dimensioni e costi ragionevoli,con
una maggiore facilità di reperimento dei siti (anche lontano da mari o corsi
d'acqua)

 sufficienti per la dissociazione termica dell'acqua.
Sì.Una caratteristica interesante è che la configurazione a "pebble" riesce
a raggiungere temp max maggiori di quelle a "blocchi",a causa del diverso
meccanismo di scambio termico

 i neutroni.
Sě,č ovvio,ci sono considerazioni termodinamiche  per preferire una chimica 
rispetto ad un altra,ma non discutevo di questo

 
http://inisjp.tokai.jaeri.go.jp/ACT95E/frame0504.html
Siu reattori a gas, essendo gli elementi di combustibile costituiti da 
questo fantomatico composto di C (TRISO) ci sarà un indubbio (che io non 
conosco minimamente) comportamento diverso rispetto alle sollecitazioni 
termiche ... quindi può essere che un HTGR possa seguire il carico in modo 
molto più efficace di un LWR

 attrito, perdite nel gruppo idroelettrico. Non credo che ne rimanga molta!
Precisazione necessaria:
Energia riutilizzabile = energia potenziale dell'acqua * rendimento turbina 
= energia iniziale * rendimento pompaggio * rendimento turbina
rendimento pompaggio * rendimento turbina > 0.8
Fonte: appunti del professore di impianti nucleari
(mi sembra un po' altino, ma è in accordo con il tuo "ottimo metodo") 

 rendimento pompaggio * rendimento turbina > 0.8
Sì,questo però se tu l'energia elettrica andasse nei pompaggi e non si 
"perdesse per strada" o sbaglio?


rendimento pompaggio = rendimento turbina < 0.8
rendimento impianto di pompaggio * rendimento impianto di turbina < 0.64
se poi consideri la perdita in linea dalla centrale francese al bacino...
a occhio, stimando una perdita di 1mm ogni metro di tubazione, un paio di
curve, una valvola di ritegno, la velocità dell'acqua al termine della
tubazione e il rendimento delle giranti
-- 
Ciao Kantossek