In questa rubrica che ripercorre tutti i concept di reattori esistenti, passati e futuri siamo arrivati al quarto in classifica. Stiamo parlando dei reattori a gas-grafite? No, oggi tocca ai famigerati LWGR (che sta per “Light-Water Cooled, Graphite Moderated Reactor”), che i più assidui frequentatori di questa pagina sapranno sicuramente associare ad un altro nome ben più comune: RBMK (in russo: Реактор Большой Мощности Канальный, traslitterato: Reaktor Bol’šoj Moščnosti Kanal’nyj, che significa letteralmente “reattore di grande potenza a canali”), il reattore di Chernobyl.

Attualmente ben 11 di questi reattori sono in operazione nel mondo, tutti in territorio russo, ma un tempo erano molti di più, alcuni anche in altri stati [1] [2].

Di questi 11, tre si trovano a Bilibino, una remota località della Russia artica, e hanno una potenza di una decina di MW elettrici l’uno: nei prossimi anni saranno tutti decommissionati ora che la fornitura di energia elettrica alla zona è stata rimpiazzata dagli SMR galleggianti della Akademik Lomonosov.

Gli altri otto reattori sono tutti RBMK-1000.

In seguito al nefasto incidente di Chernobyl, nessun altro reattore di questo tipo è stato costruito, ma fino a quel momento questo design stava venendo installato quasi in modalità flotta, e forse senza quell’evento oggi potrebbe essere comune quasi quanto i reattori ad acqua leggera.

Ad alcuni di voi si sarà raggelato il sangue a ipotizzare una simile eventualità, ma l’obiettivo di oggi è proprio capire come funziona questo tipo di reattore e comprenderne i vantaggi: vedremo in effetti come gli svantaggi non siano necessariamente intrinseci del concept di LWGR, quanto nello specifico degli RBMK pre-Chernobyl (in seguito all’incidente sono stati effettuati dei retrofit per risolvere i problemi di sicurezza rivelati dal disastro).

Come avrete intuito dal nome, il moderatore è diverso dal liquido di raffreddamento, esattamente come avevamo visto nel caso dei PHWR, con la differenza che qui il moderatore è la grafite e non l’acqua pesante. Come l’ultima volta, vi rinfresco la memoria su cosa sia un moderatore [3].

Nel seguito faremo riferimento spesso ai reattori PHWR, quindi vi consiglio di rileggere il post che avevamo fatto al riguardo [4].

Dal punto di vista neutronico non cambia tantissimo tra acqua pesante e grafite, ma per quest’ultima le sezioni d’urto (cioè le probabilità che i nuclei di grafite interagiscano con i neutroni) in caso di cattura o collisione sono molto basse (anche se con il deuterio il loro rapporto è migliore). Per chi non lo sapesse, la grafite è composta da carbonio e il suo nucleo (C-12) risulta sei volte più pesante di quello dell’idrogeno contenuto nell’acqua (H-2); ciò implica che per ogni collisione tra nucleo e neutrone l’energia persa dal neutrone sia minore, richiedendo così un numero maggiore di collisioni per raggiungere basse energie (ricordiamo che più l’energia del neutrone è bassa e più risulta facile ottenere la fissione nucleare). Il risultato finale è che il nocciolo di un RBMK ha dimensioni notevoli: circa 12 m di diametro e 7 m di altezza, contro i già notevoli 7 di diametro e 4 di lunghezza dei CANDU.

Da qui si capisce perché la struttura di questo reattore sia simile a quella dei CANDU, con un design a tubi pressurizzati; la differenza principale risiede nel fatto che il nocciolo è in posizione verticale e l’equivalente della “calandria” (il grosso cilindro che racchiude il nocciolo) è riempita di blocchi di grafite anziché di acqua pesante.

I Sovietici decisero di usare la grafite per via del suo costo molto ridotto, ma sfortunatamente l’utilizzo di un moderatore solido implica tutta una serie di complicazioni: l’effetto Wigner, variazioni delle dimensioni, del coefficiente di espansione termica, della conducibilità termica, del modulo elastico, il fatto che debba essere raffreddato forzatamente con un circuito ausiliario di gas inerte e problemi sul back-end (rifiuti radioattivi a base di grafite attivata).

Tutti questi problemi limitano il tempo di permanenza della grafite nel nocciolo, ma il minore costo rispetto all’acqua pesante ha comunque incentivato l’utilizzo di questo materiale.

Inoltre, un RBMK non è così efficiente come un CANDU nell’economia neutronica e pertanto non è in grado di utilizzare uranio naturale come combustibile, anche se può comunque operare con un arricchimento del 2% (nettamente più economico del 3-5% richiesto dai PWR).

Esattamente come i CANDU, gli RBMK sono in grado di fare refueling online, ma in questo caso una “assembly” (assemblamento di barre di combustibile) occupa tutto il tubo e viene estratta ed inserita dall’alto. Questo fa sì che il combustibile possa essere estratto anche molto di frequente, cosa che consente di riprocessare plutonio weapon-grade (cioè per scopi militari) evitando l’accumulo dell’isotopo 240. Per questo molti reattori RBMK erano dual-purpose, cioè destinati sia alla produzione di energia che di Plutonio per ordigni atomici.

Il nome LWGR non specifica un dettaglio piuttosto importante di questo design: l’acqua leggera utilizzata per raffreddare il nocciolo non rimane liquida e pressurizzata, come nei CANDU e nei PWR, ma viene mantenuta a pressione minore e raggiunge l’ebollizione. Questo semplifica il design in quanto non risultano necessari né scambiatori di calore in circuiti separati né pressurizzatori (serve solo un semplice separatore di vapore); inoltre, la bassa pressione dell’acqua permette di adoperare un ridotto spessore dei tubi, cosa che rese la costruzione e forgiatura molto più abbordabili per l’industria sovietica.

Tutti queste scelte progettuali (grafite, refueling online, acqua bollente ecc.) avevano l’obiettivo di ottenere un design estremamente economico, e infatti, per risparmiare ulteriormente, non venne progettato alcun edificio di contenimento per separare fisicamente il nocciolo dall’ambiente esterno. C’è da dire che il nocciolo di un RBMK è molto voluminoso e la gru utilizzata per estrarre il combustibile ne aumenta ulteriormente la dimensione; di conseguenza la realizzazione del contenimento sarebbe costata parecchio, e questo andava contro agli obiettivi di economicità dei Sovietici. Bisogna sottolineare inoltre che la questione della sicurezza negli impianti nucleari in URSS non era al primo posto e infatti gli RBMK erano appositamente progettati con un grande numero di canali nel nocciolo per poter creare reattori di qualsiasi potenza. In questo modo, bastava solo aumentare il numero di elementi di combustibile oltre alle turbine per ottenere potenze diverse, mentre i reattori occidentali avrebbero richiesto una riprogettazione totale dell’impianto per lo stesso scopo. Ovviamente questo dettaglio rendeva la costruzione dell’edificio di contenimento ulteriormente impraticabile.

Adesso veniamo al bello.

Forse avrete sentito che nei RBMK l’acqua funziona come veleno neutronico, ovvero che assorbe neutroni inibendo le reazioni.

D’altra parte, noi vi ripetiamo di continuo che l’acqua svolge il ruolo di moderatore, rallentando i neutroni e aumentando il tasso di fissioni. Quale delle due cose è vera? In realtà lo sono entrambe.

Nel caso degli RBMK, però, nel nocciolo sono presenti sia la grafite che l’acqua leggera: dal momento che neutroni vengono già rallentati (in gergo si dice “termalizzati”) principalmente dalla grafite; la presenza dell’acqua non migliora la moderazione in maniera significativa. D’altra parte, l’acqua assorbe molti più neutroni della grafite e se è in forma liquida l’assorbimento risulta maggiore; come conseguenza, se la potenza del reattore aumento, cresce la quantità di vapore nei tubi: questo diminuisce l’assorbimento di neutroni e causa quindi un ulteriore aumento della potenza, il che produrrà ancora più vapore, e così via in un circolo vizioso.

Questo si chiama in gergo “coefficiente di vuoto positivo”.

Chiaramente non si tratta dell’unico coefficiente che agisce sulla neutronica del nocciolo, ne sono presenti molti altri (effetto Doppler, coefficiente di espansione termica del combustibile, della grafite, ecc.), ma si tratta comunque di una fonte di instabilità, e oggi non sarebbe mai accettata in alcun reattore (neanche all’epoca in Occidente, in effetti).

A tutto questo va aggiunto che sulla punta delle barre di controllo erano stati montati degli estensori in grafite, in modo da aumentare ulteriormente la crescita della potenza del reattore durante l’estrazione delle barre dal nocciolo. Pertanto, quando la barra di controllo veniva reintrodotta nel recipiente in pressione per ridurre la potenza generata, il volume di acqua inferiore cedeva il posto alla grafite, causando inizialmente un aumento del tasso di reazioni e della potenza [5]. Anche questo dettaglio è stato decisivo durante l’incidente di Chernobyl.

Oggi tutti gli RBMK hanno subito delle modifiche (elencate in [5]) che risolvono tutti i problemi sopracitati (meno la presenza di un edificio di contenimento), e in ogni caso tutti i reattori ancora esistenti di questa tipologia verranno smantellati negli anni a venire.

Per quanto riguarda gli sviluppi di futuri design potete immaginare come ogni sforzo verso questa direzione sia stato abbandonato da tempo.

Tuttavia è interessante notare quanto fosse facile con questi tipi di reattori produrre quantità di energia molto significative: un RBMK-1000 è in grado di sprigionare circa 1000 MW elettrici, che per allora era una potenza di tutto rispetto, ma erano già in giro anche dei progetti di varianti come gli RBMK-1500 (sono stati costruiti in Lituania presso Ignalina) e gli RBMK-3600 (senza influire eccessivamente sulla dimensione del nocciolo, agendo quasi unicamente sulla dimensione delle canale e il tipo di flusso). Era stato persino ipotizzato un design “modulare”, con unità da 2400 MW ciascuna che potevano essere assemblate assieme per scalare la potenza a piacere: si tratta di numeri da capogiro anche se paragonati ai reattori moderni (grandeur sovietica). Anche l’efficienza termica di queste macchine è tranquillamente paragonabile ai PWR di nuovissima generazione di oggi.

Questi vantaggi avevano portato inizialmente allo sviluppo del MKER, una sorta di terza generazione degli RBMK, che prevedeva un edificio di contenimento adeguato agli standard, introduzione di raffreddamento passivo con convezione naturale, ed inoltre prometteva di risolvere il problema del coefficiente di vuoto positivo mediante diversi accorgimenti durante il design, ad esempio con modifiche all’arricchimento [6]. Purtroppo, questo progetto è stato sepolto quando la costruzione del primo prototipo (Kursk-5) fu cancellata nel 2012.

[1] https://pris.iaea.org/…/CountryS…/CountryDetails.aspx…

[2] https://pris.iaea.org/…/CountryS…/CountryDetails.aspx…

[3] Quali sono i migliori materiali moderatori di neutroni?

[4] Episodio 5: We CANDU it!

[5] https://www.world-nuclear.org/…/appe…/rbmk-reactors.aspx

[6] https://www.sciencedirect.com/…/abs/pii/0029549394902526

-Leonardo, Enrico e Fulvio.