Elementi di combustibile di reattori nucleari: tipologie e calcolo termico

Tipologie e caratteristiche di elementi di combustibile e loro utilizzo negli impianti di potenza
CAPITOLO 1
TIPOLOGIE E CARATTERISTICHE DI ELEMENTI DI 
COMBUSTIBILE E LORO UTILIZZO NEGLI IMPIANTI 
DI POTENZA
1.1 Abstract
L’ elemento  di  combustibile  nucleare  è  l’entità  elementare  sede  del 
funzionamento di ogni reattore, sia esso di potenza o sperimentale; ovverosia, il 
componente  principale  che  permette  di  ricavare  energia  da  un  combustibile, 
trasferendola sotto forma interna/termica ad un fluido termovettore, e, tramite 
questo, generare elettricità con un ciclo termodinamico.
In  realtà  esso  è  caratterizzato  da  molte  parti  distinte,  il  cui  insieme 
permette  lo  sfruttamento  di  elementi  soggetti  a  fissione  in  impianti  di 
produzione di energia elettrica. Le parti principali sono due: una contenente il 
combustibile vero e proprio, nella quale è generata tutta la potenza, un'altra con 
funzione essenzialmente protettiva o di supporto, che impedisce la liberazione 
dei  prodotti  di  reazione  nel  refrigerante,  nel  moderatore  o  in  altre  parti  del 
recipiente in cui si confina il materiale soggetto a reazione nucleare. 
La prima delle due parti deve presentare almeno una specie fissile, sede 
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di certa reazione di fissione (U233, U235, Pu239, Pu241), sempre accompagnata da 
una miscela più o meno varia di elementi "di contorno", fissionabili o fertili, che 
partecipano alla vita del reattore fissionandosi a certe energie delle particelle 
neutroniche incidenti o fornendo nuovi elementi  fissili  per trasmutazione. Da 
questo  punto  di  vista  esistono  innumerevoli  possibilità  per  realizzare  un 
combustibile nucleare, essendo molteplici le possibilità di variare tipologie di 
elementi, loro concentrazioni nella miscela finale, possibilità di combinarli con 
materiali leganti. Moltissime sono state le soluzioni proposte e sperimentate nel 
tempo, ma solo alcune hanno avuto maggiore sviluppo, a causa delle migliori 
caratteristiche  che le contraddistinguono.
La seconda parte costituente l'elemento è invece composta da tutto ciò 
che è presente oltre il combustibile. Nel caso di noccioli tradizionali si possono 
evidenziare,  ad  esempio,  l'incamiciatura  del  combustibile  stesso  (il  suo 
“contenitore”), i blocchi d'acciaio che provvedono a mantenere ferme le lunghe 
barre di combustibile incastrandole alle estremità, le griglie spaziatrici che ad 
intervalli  regolari  mantengono  distanziate  le  barre  tra  loro,  impedendone 
vibrazioni nel senso perpendicolare all'asse. 
Tutto questo, assemblato per costituire fasci contenenti un gran numero 
di  barre  disposte secondo un reticolo arbitrario  (circonferenziale concentrico, 
quadrato,  triangolare,  ecc.),  costituisce  quello  che  si  chiama  elemento  di 
combustibile. 
A quanto  detto  si  devono aggiungere  altri  componenti  ausiliari,  non sempre 
presenti e peculiari del tipo di reattore, come le barre di veleni bruciabili o le  
barre ad acqua, o altro ancora.
Bisogna però ricordare  che  non è  questo  l’unico modo di  trovare un 
elemento di combustibile: se è vero che è il modo in cui si è più abituati ad 
identificarlo,  ci  possono  essere  casi  in  cui  esso  è  totalmente  differente.  Per 
esempio sotto forma di sfera di combustibile circondata da guaina protettiva, 
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soluzione raggiungibile con l’uso dei cosiddetti combustibili dispersi,  o come 
barre singole in fori praticati in blocchi geometrici, impilati gli uni sugli altri. Si 
vedrà  nel  seguito  di  questo  capitolo  quali  sono  queste  soluzioni  e  in  che 
situazione possono essere presenti.
Da un punto di  vista  fisico,  un combustibile  nucleare  può trovarsi  in 
forma solida o liquida, e all'interno di questa divisione molte sono le soluzioni 
tecnologiche; la fondamentale differenza è che il combustibile solido trattiene al 
suo interno la massima parte dei prodotti di fissione, mentre quello liquido tende 
a disperderli. È questa una delle ragioni del maggior successo dei combustibili 
solidi, che rimandano il problema del trattamento ad un impianto specifico ed 
esterno  all’edificio  reattore,  nonostante  i  maggiori  costi  di  produzione  e  il 
maggior tempo di immobilizzo. 
I  combustibili  liquidi  sono  
caratterizzati  da  elementi  fissili  e  
fertili disciolti in una fase appunto  
liquida,  che  può  eventualmente  
anche funzionare  da  moderatore  
oltre che da supporto diluente, ed  
eventualmente da fluido
termovettore: il grosso vantaggio risiede nell’intimo contatto tra combustibile e 
refrigerante,  che  consente  di  ottenere  elevate  potenze  specifiche,  oltre  alla 
drastica riduzione di materiali leganti fortemente assorbenti, il che consente di 
migliorare l’economia neutronica del nocciolo. Per tali tipi di combustibile non 
si può individuare un elemento vero e proprio, in quanto le posizioni di ognuno 
dei componenti non sono ben definite né rimangono tali durante l’arco della vita 
del reattore, e questo ne complica molto lo studio del comportamento.
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Figura 1.1: Vista di una piscina per 
nocciolo di reattore nucleare.
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Il combustibile solido, il più diffuso nei reattori di prima, seconda 
e terza generazione fino ad oggi costruiti, si presenta invece sotto forma di barre 
o  di  sfere:  per  motivi  di  incompatibilità  chimica  questo  non  può  essere 
direttamente esposto al refrigerante, ed è per questa ragione che si interpone una 
guaina,  che  unisca  buone  proprietà  neutroniche  (basso  assorbimento)  a 
resistenza  meccanica  alle  sollecitazioni  e  all’irraggiamento,  oltre  a  buone 
proprietà termiche,  poiché è attraverso questa  che deve passare il  flusso che 
riscalda il refrigerante. Le guaine terminano con degli end-caps, che provvedono 
alla stabilità delle pastiglie impilate tramite l'azione elastica di molle elicoidali;  
il  complesso di  barre,  accostate  e  distanziate,  costituisce  il  fuel  assembly,  o 
elemento di combustibile. 
Sottocategorie  dei  combustibili  solidi  sono  quelli  metallici,  quelli  a 
dispersione e quelli ceramici. 
I  metallici  sono  ottimi  conduttori  termici  e  sono  molto  densi,  ma 
insoddisfacenti  riguardo  il  punto  di  fusione,  relativamente  basso  e 
pericolosamente  vicino  alle  temperature  che  si  raggiungono  durante  il 
funzionamento: in particolar modo si evidenziano problemi nei cambiamenti di 
forma allotropica dell’Uranio metallico (tre in tutto), oltre ad un suo punto di 
fusione  di  circa  1300  °C  e  alla  violenta  reazione  con  l’acqua,  che  è  il  
termovettore utilizzato in più del’80% dei reattori attualmente in esercizio. Ad 
alcuni di questi problemi, come i rigonfiamenti sotto irraggiamento, si può porre 
rimedio attraverso leghe opportune.
I combustibili a dispersione sono caratterizzati da una matrice metallica 
o ceramica in cui sono disperse le particelle di fissile: questa soluzione permette 
di raggiungere qualità termomeccaniche molto migliori rispetto alla soluzione 
omogenea, e in particolar modo la resistenza agli sforzi meccanici che la sola 
fase metallica del combustibile non possiede.
I ceramici sono i più diffusi: presentano un alto punto di fusione, stabilità 
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sotto  irraggiamento  e  inerzia  chimica  verso  i  refrigeranti  più  utilizzati;  per 
contro presentano una bassa conducibilità del calore. Attualmente sono in uso 
ossidi di Uranio e Plutonio, e sono in fase di studio i carburi e i nitruri di queste 
due specie. In modo particolare gli ossidi, e tra questo il Biossido di Uranio, 
sono utilizzati nei reattori termici (moderati ad acqua, verso cui l’UO2 è inerte), 
mentre  i  carburi  potrebbero  essere  destinati  a  divenire  il  combustibile  di 
riferimento  per  i  reattori  veloci  del  futuro  (poiché  sono  incompatibili  con 
l’acqua) e già proposti per gli  High Temperature Gas Reactor. Il Biossido di 
Uranio ha un punto di fusione più che doppio rispetto all’Uranio metallico (2800 
°C), reagisce con aria ma non con acqua, è molto stabile sotto irraggiamento, nel 
senso che si deforma poco nell’arco della sua vita operativa all’interno del core.
Figura 1.2: La molecola Biossido di Uranio UO2
Si  è  detto  in  precedenza  che  molte  sono  le  forme  e  le  disposizioni 
tecnologicamente valide in cui si può trovare l’elemento: si vedrà ora come, in 
relazione all’impianto in cui quel combustibile è utilizzato. 
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1.2 Tipologie di reattori nucleari attualmente in 
funzione e progetti dei reattori futuri
1.2.1 Reattori convenzionali moderati a grafite
Il Carbonio nella forma reticolare della grafite può essere utilizzato come 
moderatore, poiché ha una probabilità di assorbimento neutronico molto bassa, 
anche se è caratterizzato da un potere di rallentamento non eccellente, dato il 
suo  numero  di  massa  pari  a  12.  L’insieme  delle  sue  caratteristiche  ne  ha 
determinato la compatibilità operativa con Uranio naturale, sistemato in barre 
metalliche di grande spessore per avere un buon bilancio neutronico. L’uso di 
queste barre ha quindi implicato la presenza di fluidi termovettori non acquosi, 
quali la CO2 o l’Elio. Questi reattori hanno storicamente preso il soprannome di 
Magnox,  dato  l’utilizzo del  Magnesio  come materiale  per le  guaine,  a  basso 
assorbimento,  e  si  sono diffusi  in  modo particolare  per  la  loro  caratteristica 
plutonigena, ovvero per la possibilità di produrre Plutonio dalla trasmutazione 
dell’U238.  I  primi  impianti  furono  sperimentati  e  messi  in  funzione  in 
Inghilterra, e ad oggi non ne esistono più in esercizio, dopo la loro definitiva 
disconnessione nel 2003.  Anche la centrale di Latina realizzata in Italia nella 
prima metà degli anni ’60, in esercizio dal 1963 al 1987, è del tipo Magnox (tra 
le più tecnologicamente avanzate del periodo).
Appartengono  a  questa  filiera  anche  i  reattori  AGR (Advanced  Gas-cooled 
Reactor) inglesi che rappresentano la versione più moderna dei vecchi reattori 
Magnox sviluppati  agli  albori  del  programma nucleare civile  (ad esempio la 
centrale di Calder Hall critica nel 1956). Questi reattori, che hanno il precursore 
nella Chicago Pile 1 (la "pila" con cui Fermi dimostrò nel dicembre del 1942 la 
possibilità di controllare una reazione nucleare a catena), ebbero uno sviluppo 
industriale anche in Francia, ove praticamente tutte le centrali entrate in servizio 
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prima  del  1972  erano  di  questo  tipo,  chiamati  con  l'acronimo  di  UNGG 
(Uranium Naturel Graphite Gaz). 
Negli  AGR, che sono moderati e refrigerati come i  Magnox, il combustibile è 
ossido di Uranio  arricchito al 2.5-3.5%, sotto forma di  pastiglie incapsulate in 
tubi  di  Acciaio  inossidabile,  le  quali  pongono  il  limite  massimo  delle 
temperature da raggiungere. 
L'ulteriore miglioramento degli AGR si ebbe con gli HTGR, in cui le guaine di 
acciaio inossidabile vennero sostituite con la grafite stessa per poter aumentare 
le temperature di esercizio. 
La variante sviluppata nell’ex-Unione Sovietica di questo tipo di reattore è il 
cosiddetto reattore  RBMK (Reactor Bolshoi Moschnosti Kasalynyt), refrigerato 
ad  acqua e  moderato  a  grafite.  Questo  tipo di  reattore  costituiva  la  variante 
elettronucleare dei reattori plutonigeni che alimentavano il programma di armi 
nucleari  dell’ex  URSS.  Si  tratta  di  un  reattore  a  tubi  cilindrici  verticali  di 
lunghezza circa 7 metri realizzati nei blocchi di grafite che fa da moderatore, in 
cui sono alloggiati gli elementi di combustibile, a base di Biossido di Uranio a 
basso arricchimento, lunghi circa 3,5 metri e refrigerati con acqua naturale che 
scorre all’interno dei tubi fino a raggiungere l’ebollizione alla temperatura di 
circa 290°C. 
È  importante  ricordare  che  questo  reattore,  che  mai  avrebbe  potuto  essere 
licenziato nei paesi occidentali, ove peraltro i reattori di tipo Magnox non sono 
stati più costruiti dopo il 1972, era privo sia di contenitore in pressione che di 
edificio di  contenimento.  Un punto debole  per  la  sicurezza  di  questi  reattori 
risiede  nella  moderazione  dei  neutroni,  assegnata  alla  grafite  fissa,  tale  che 
l’eccesso  di  ebollizione  nel  refrigerante  (vaporizzazione)  in  caso  di 
malfunzionamento, porta alla riduzione dell’assorbimento parassita dei neutroni 
nel  refrigerante,  inducendo  in  tal  modo  un’escursione  positiva  di  reattività 
(incremento delle fissioni) suscettibile di pregiudicare il controllo del reattore. 
Queste  caratteristiche  di  scarso  livello  di  sicurezza  insite  nel  progetto, 
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unitamente  alla  condotta  azzardata  degli  operatori,  furono  alla  base  del 
tristemente famoso incidente di Chernobyl dell’aprile 1986 verificatosi appunto 
sul reattore RBMK dell’unità numero quattro della centrale.
Per  la  tecnologia  AGR la  centrale  di  riferimento  è  quella  inglese  di 
Hinkley-point-B,  i  cui  reattori  hanno  una  potenza  unitaria  di  625  MWt:  il 
moderatore è disposto in blocchi poligonali  a sei lati  impilati  l'uno sull'altro, 
provvisti  di  fori  in  cui  possono  essere  inserite  le  barre  di  combustibile  (in 
numero di 308), e le barre di regolazione e controllo, tutte in posizione verticale. 
Peculiarità  che  qui  viene  riportata  è  la  presenza  del  generatore  di  vapore 
direttamente nel recipiente in pressione.
Le  sostanziali  migliorie  introdotte  con  la  tecnologia  HTGR furono la 
sostituzione dell'acciaio con la grafite per le guaine, e l'uso dell'Elio come fluido 
termovettore al  posto dell'Anidride carbonica,  che provocava grossi  disagi  di 
corrosione alle alte temperature. Questo tipo di modello fu ideato e sperimentato 
in Inghilterra ma non solo: in Germania si realizzò un prototipo a letto fluido 
con  sfere  di  combustibile  denominato  THTR,  e  negli  Stati  Uniti  le 
sperimentazioni proseguirono con il reattore di  Fort Saint Vrain nel Colorado, 
sempre con questa tipologia di combustibile. 
Proprio qui si trova un recipiente in pressione al cui interno sono posizionati 
blocchi  esagonali  di  grafite,  in  cui  sono praticati  fori  cilindrici  che  ospitano 
combustibile e refrigerante. Il combustibile si presenta sotto forma di barra con 
migliaia  di  piccole  particelle  sferiche,  di  diametro  dell'ordine  del  decimo di 
millimetro, sparse nella matrice cilindrica di carbonio e rivestite con più strati di 
incamiciatura per renderle impermeabili  ai prodotti di fissione: questo tipo di 
soluzione ha l'inconveniente di  presentare difficoltà maggiori  nel processo di 
trattamento a fine vita. 
Disposizione diversa si trova nel Thorium High Temperature Reactor tedesco, in 
cui le sfere sono del diametro di 6 cm e contengono al loro interno Uranio, Torio 
e  Grafite,  senza  altro  moderatore  che  le  circonda:  questo  rende  possibile  il 
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Tipologie e caratteristiche di elementi di combustibile e loro utilizzo negli impianti di potenza
caricamento in continuo dall'alto del recipiente in pressione e l'estrazione dal 
basso delle sfere esauste.
1.2.2 Reattori moderati ad acqua
È necessario distinguere le due filiere dei Light Water Reactor (LWR) e 
Heavy  Water  Reactor  (HWR),  poiché  le  due  tipologie  di  moderatori  hanno 
portato  a  soluzioni  tecnologiche  per  gli  elementi  di  combustibile 
sostanzialmente differenti. 
Gli LWR sono gli impianti più diffusi al mondo, raccolgono più del'80% 
dei  reattori  attualmente  in  funzione,  e  si  dividono  in  reattori  ad  acqua  in 
pressione PWR e reattori ad acqua bollente BWR. Entrambi vengono alimentati 
con combustibile in barre, con un arricchimento che va dal 3% al 5%, a base di 
ossidi di Uranio e in particolar modo con UO2.  Le guaine sono costituite da 
leghe di Zirconio variamente ricavate in base alle esigenze di inerzia chimica, 
diversa a seconda che si utilizzi fluido monofase o fluido bollente; all'interno di 
queste  vengono  impilate  le  barrette  di  combustibile  solido,  ottenute  per 
pressatura e successiva sinterizzazione del biossido. Gli elementi così preparati 
sono  posizionati  verticalmente,  e  il  termovettore  li  lambisce  in  moto 
ascensionale verso l'alto. 
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Tipologie e caratteristiche di elementi di combustibile e loro utilizzo negli impianti di potenza
Figura 1.3: Vessel del reattore PWR del progetto Westinghouse
Per quanto riguarda i PWR, sono i reattori più diffusi e studiati, in cui è 
presente  un  recipiente  in  pressione  tale  da  non  far  vaporizzare  l'acqua  alla 
temperatura  di  esercizio  (figura  1.3):  tipicamente  si  impongono  pressioni  di 
circa 150 bar, per ottenere liquido mediamente sotto-raffreddato ad oltre 330 °C. 
Il vessel contiene, nel progetto Westinghouse (che è il maggior produttore di 
reattori di questo tipo), elementi con 17x17 posizioni a reticolo quadrato, in cui 
non  tutte  le  posizioni  sono  occupate  da  combustibile,  poiché  alcune  sono 
riservate  a  barre  di  controllo  e  a  strumentazione  per  il  monitoraggio  del 
funzionamento:  trattasi  di  un  impianto  a  quattro  circuiti  indipendenti  di 
refrigerazione, con quattro pompe, quattro pressurizzatori e quattro scambiatori 
di calore del tipo “tubi a U”.
Una  vista  prospettica  dell'impianto,  con  il  reattore  al  centro,  è  la  seguente 
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riportata in figura 1.4
Figura 1.4:
Modello di un reattore PWR Westinghouse con relativi generatori di vapore
mentre nella successiva figura 1.5 si può notare lo schema di circolazione del 
fluido in uno dei quattro circuiti
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Figura 1.5:
Schema di circolazione del refrigerante per un PWR Westinghouse
Tipicamente le barre di controllo sono raggruppate nella struttura denominata 
spider, che le movimenta dall'alto tutte insieme all'interno dell'elemento (figura 
1.21).
Il  concetto di reattore ad acqua bollente  BWR prende vita negli  USA 
negli  anni  '50,  e  prevede  l'uso  di  fluido  in  cambiamento  di  fase  come 
termovettore,  e  anche  come  moderatore.  Nel  vessel  l'evaporazione  avviene 
molto presto nel moto ascensionale dell'acqua, e si realizza un deflusso bifase 
che termina nella parte superiore del recipiente in pressione con un titolo di circa  
il 15%, dopo di che avviene la separazione della fase acquosa dalla fase vapore, 
quest'ultima poi inviata direttamente alle turbine (figura 1.4);
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Tipologie e caratteristiche di elementi di combustibile e loro utilizzo negli impianti di potenza
Figura 1.6:
 Schema di impianto per BWR
il principio costruttivo dell'elemento di combustibile è simile al caso del  PWR, 
anche  se  le  barre  vengono  assiemate  in  reticoli  quadrati  più  piccoli  dei 
precedenti.  Fondamentale  differenza  risiede  nel  fatto  che  viene  inguainato 
l'intero elemento tra pareti cilindriche di Zircalloy a sezione quadrata: si crea 
così un fascio di 8x8 o 9x9 barre, e la presenza della guaina aggiuntiva permette 
il  corretto  deflusso  della  miscela  in  cambiamento  di  fase,  in  modo  che  non 
avvengano miscelazioni trasversali del fluido che lambisce diversi elementi. 
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Tipologie e caratteristiche di elementi di combustibile e loro utilizzo negli impianti di potenza
Figura 1.7:
Veduta prospettica del nocciolo di un reattore BWR General Electric
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Tipologie e caratteristiche di elementi di combustibile e loro utilizzo negli impianti di potenza
La movimentazione delle barre di controllo avviene dal basso, per la presenza di 
miscela bifase e dei separatori nella parte alta del recipiente, inoltre queste sono 
fisicamente differenti dalle loro parenti dei PWR, non sono cilindriche ma piatte, 
e si inseriscono tra quattro elementi di  combustibile adiacenti,  formando una 
sorta di croce. Per i calcoli termici si farà riferimento all'ultima generazione di 
General Electric, di cui un prospetto del nocciolo è mostrato in figura 1.7.
La filiera dei HWR, come si è detto, sfrutta l'acqua pesante o D2O come 
moderatore,  consentendo  in  questo  modo  l'utilizzo  di  Uranio  naturale  per  il 
basso assorbimento e  per  l'alto  potere  rallentante.  La  tipologia  più  diffusa  è 
quella  a  tubi  in  pressione,  a  differenza  dei  PWR caratterizzati  invece  da 
recipienti  in  pressione  (figura  1.5):  in  questo  modo  si  separano  fisicamente 
moderatore e termovettore, il quale può quindi essere anche differente dall'acqua 
pesante. In sostanza, in una vasca che contiene acqua pesante a bassa pressione e 
bassa  temperatura,  vengono  disposti  dei  tubi  orizzontalmente,  secondo  un 
reticolo quadrato, che contengono combustibile e termovettore:  tali  tubi sono 
termicamente isolati dal moderatore, e costituiscono così dei canali di potenza 
collegati a due collettori alle due estremità, dal cui punto in poi si realizza uno 
schema del tutto analogo ai reattori ad acqua naturale (figura 1.8). 
Il reattore di questa tipologia che ha avuto più successo a livello commerciale è 
stato il Pressurized Heavy Water Reactor, sviluppato e adottato specialmente in 
Canada  e  per  questo  soprannominato  anche  CANDU  (Canadian  Deuterium 
Uranium reactor). 
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