Discussione:Reattore nucleare europeo ad acqua pressurizzata

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«European Pressurized Reactor» tratta da Teknopedia in inglese.
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Vale la pena creare una nuova voce per l'AP600/AP1000, diretti competitori dell'EPR, con riferimenti a questa voce? --Lurkos (msg)

Come lo ero una volta, avrei sicuramente tradotto la pagina en:AP600/en:AP1000. Il reattore in questione, prodotto dalla americana Westinghouse, azienda che (come risulta dalla pagina smantellamento del reattore nucleare) vanta un grande numero di reattori nucleari con pochi incidenti, e' il frutto di ricerche sulla sicurezza intrinseca e passiva dell'impianto e con la riduzione numerica e sovradimensionamento delle dimensioni di condotte e pompe, che dovrebbero essere piu' resistenti, meno costose e facili da controllare.

L'approccio al contenimento nel reattore e' di tipo "realista" (nella rarissima probabilita' di esplosione del reattore, il contenimento interno in acciaio si solleva, fa "sfuriare" l'esplosione e tende a ricadere).^{[senza fonte]} Il calore dal core esploso del reattore si asporterebbe con un'irrigazione del contenimento interno con acqua, che per fenomeni di evaporazione e convezione dell'acqua asporterebbe molto bene il calore. A differenza dell'EPR, che rivela la tipica tendenza francese a stabilire dei record di produzione elettrica (e di costi), il progetto Westinghouse non prevede un doppio contenitore massiccio e costoso da costruire, ma e' aperto al suo apice, come un bottiglione di latte.

Il problema dele scorie radioattive (che durano milioni di anni), e della necessita' di impiegare energia elettrica di varia fonte per arricchire l'uranio al 2,5-5% rimane immutato.

Io preferirei il CANDU, perche' puo' impiegare Torio e permette di ottenere Trizio, utilizzabile da un ipotetico reattore a fusione nucleare di potenza commerciale. --RED TURTLE (msg) 12:38, 29 gen 2009 (CET)[rispondi]

PS-> Comunque i reattori nucleari sarebbero da affiancare (con un 10-20% dell'energia nazionale prodotta) all'eolico, che attualmente risulta davvero molto competitivo (Io lo impiegherei al 20-40%, off-shore) !

il reattore AP1000 ha un doppio contenimento, uno interno in acciaio che garantisce la tenuto e viene refrigerato con un film di acqua in evaporazione in caso di incidente ed uno esterno in calcestruzzo, aperto in alto per permettere la circolazione di aria in convezione naturale. Non sono previsti "sollevamenti" dell'edificio.

Per produrre il Trizio per un reattore a fusione NON è necessario un reattore a fissione, in quando il trizio dovrebbe essere prodotto all'interno del reattore a fusione stesso ... si veda la soluzione in [ITER]--Red ufo (msg) 20:02, 19 apr 2009 (CEST)[rispondi]

il 4.9% è in entrata, il 3.5% è il medio del reattore alla partenza di ogni ciclo, considerando gli elementi già bruciati una o due volte e quelli nuovi.......i cicli sono 3 e ad ogni ciclo diminuisce l'arricchimento, quello medio del reattore è al 3.5%--Dwalin (msg) 16:52, 2 feb 2010 (CET)[rispondi]

I cicli in vessel dovrebbero essere più di 3 ... 3 erano nelle generazioni PWR precedenti ma ora si arriva a 4 o addirittura a 5 zone di ricambio --Citazione (msg) 18:36, 2 feb 2010 (CET)[rispondi]

non vedo questo come sia in contraddizione con quanto detto da me. all'inizio del ciclo, per il combustibile fresco l'arricchimento è sul 5%, per quello consumato una volta è sul 3.5% e per quello consumato 2 volte è sul 2% (in realtà un pò diverso perchè il primo ciclo si consuma sempre poco e l'ultimo sempre molto di più della media), se fosse la media sul primo ciclo in entrata del 3.5%, ci sarebbero dei picchi di potenza localizzati, e si fanno più ciclo di combustibile proprio per evitarli i picchi di potenza localizzati.......--Dwalin (msg) 21:35, 2 feb 2010 (CET)[rispondi]

Le possibilità di gestione e di pattern di carica sono molte, e dipendono dal tipo di combustibile, dall'arricchimento iniziale, dalla durata del ciclo, dal bruciamento... tutti parametri strettamente interrelati. NON si può prendere il massimo bruciamento, la massima durata del ciclo, il massimo arricchimento, il massimo numero di zone di ricambio e mettere tutto insieme nello stesso minestrone. Ho forti dubbi che l'unico arricchimento delle ricariche sia il 5, anche se il discorso di Dwalin è ragionevole... tuttavia per fare una affermazione "assoluta" come "le ricariche sono sempre tutte interamente al 5" penso servirebbe una fonte molto tecnica. --E·lectric (msg) 10:32, 3 feb 2010 (CET)[rispondi]

NON è l'unico arricchimento quello al 5%, quello iniziale è SUL 5%, poi a seconda dell'elemento di combustibile è leggermente più alto o più basso,. al primo carico se è a contatto con solo altri 2 elementi dovrà avere arricchimento più alto che un'altro elemento della prima carica che è a contatto con 3 elementi, visto che il primo ha meno conti di neutroni per entrare in fissione, e quindi devi avere più obiettivi perchè un minor numero di proiettili ti faccia un numero il più costante possibile di fissioni nell'arco del tempo. è per questo che si diluisce il boro dall'acqua, così sono in circolo più neutroni che ti fanno lo stesso numero di fissioni che il tuo reattore un mese prima quando l'arricchimento era maggiore. non ho ora il libro, ma per il reattore di trino il combustibile all'entrata da progetto iniziale era al 4.47%, però a seconda dell'elemento si metteva un uranio arricchito al 4.6, 4.3, a seconda della posizione (e quello medio nel ciclo era al 3.3%)^{[senza fonte]}, e quello stesso elemento poi dall'arricchimento iniziale, avrebbe avuto una unica posizione nei cicli successivi (ed anche orientamento visto che potevano essere ruotati di 180° attorno all'asse verticale) per avere un flusso il più uniforme possibile. quello medio del reattore qui è il 3.5% (si conta solo l'uranio e non il plutonio per l'arricchimento) ma frattanto c'è del plutonio che è combustibile. insomma, il 5% è quello tipico all'entrata, il 3.5 è il medio dentro al reattore al momento della partenza di un ciclo. se il 3.5% è l'arricchimento medio del primo ciclo, vuol dire che ci sono anche elementi al 3% o meno.....e visto che il primo ciclo è SEMPRE esterno mentre gli altri due sono tendenzialmente più verso il centro, ma in realtà si mischiano abbastanza, come si fa a rendere il flusso costante?--Dwalin (msg) 11:28, 3 feb 2010 (CET)[rispondi]

Le colorate pubblicazioni divulgative di Areva parlano di alto, medio e basso arricchimento, dove sappiamo che quello massimo è il 4.9. Quindi -per quanto il tuo discorso mi sembri funzionare a livello concettuale- prima di dire che le ricariche sono tutte "sul 5%" (Areva dice "fino al ~5%") preferirei una fonte più chiara ed autorevole, anche in considerazione di quanto ho detto nel mio intervento precedente. Non è comunque una tematica prioritaria (anzi forse esula dallo scopo di una enciclopedia), quindi posso accettare la forma del testo attuale con beneficio del dubbio. --E·lectric (msg) 14:37, 3 feb 2010 (CET)[rispondi]

forse in questa pagina si, ma c'è una pagina sul ciclo del combustibile che sto pensando di fare (il link è rosso per il momento), indi in quella pagina va a pennello. devo solo trovare sul mio libro dove parla del ciclo del combustibile.--Dwalin (msg) 14:46, 3 feb 2010 (CET)[rispondi]

non è vero che la ricarica sia sempre all'esterno (almeno cosi' interpreto questa tua frase = il primo ciclo è SEMPRE esterno), Era cosi' nei vecchi PWR con lo shuffling out-in, ma ora ci sono cicli anche in-out o con un buffer di combustibile parzialmente irraggiato nella zona esterna per evitar problemi di fluenza neutronica sul vessel ... --Citazione (msg) 19:25, 4 feb 2010 (CET)[rispondi]

Anche a me risulta quanto dice Citazione. Insomma, le possibilità sono moltissime, e semplificare il tutto dicendo che all'origine tutte le barre sono arricchite al 4.9 è imho poco corretto. --E·lectric (msg) 09:49, 5 feb 2010 (CET)[rispondi]

se out-in è quello che dico io, in-out sul mio libro non c'è. te devi studiare tutto il reattore in funzione della barretta centrale dell'elemento centrale, di quell'unico pellet, che è quello che riceve il flusso statisticamente maggiore. ci sono anche i cicli low leakage in-out-in, very low leakage in-in-out, o ciclo ibrido (unione degli ultimi due, e che è un casino da spiegare la figura a parole), ma che sono solamente usati se c'è necessità di dare minori flussi al vessel, flussi che sono in ogni caso regolati da strutture interne protettive del vessel, e che nell'EPR sono schermati da un riflettore pesante (heavy reflector).--Dwalin (msg) 13:51, 8 feb 2010 (CET)[rispondi]

Quando Olkiluoto sarà in funzione, si vedrà SE manterrà le promesse di Areva. Per ora non ne ha mantenuta NESSUNA (costi, tempi, strandardizzazione che velocizzava i lavori, sicurezza, il fatto che sia "evolutivo" di una filiera provata... ecc ecc ecc ecc. Tutto andato a ......). E Flamanville non è che vada tanto meglio. --E·lectric (msg) 15:26, 8 feb 2010 (CET)[rispondi]

alla faccia del POV ... --Citazione (msg) 10:29, 9 feb 2010 (CET)[rispondi]

http://www.areva-np.com/common/liblocal/docs/Brochure/EPR_US_%20May%202005.pdf qui dice >70.000MWd, che per semplicità ho cambiato in >70GWd--Dwalin (msg) 13:39, 12 feb 2010 (CET)[rispondi]

E' un errore tipografico. >70 vuol dire 100? 1222222? burnup di 1582469547853 GWd? E' ovvio che vuol dire "massimo 70" e che hanno sbagliato a mettere ">". Correggi tu? Grazie. --E·lectric (msg) 13:45, 12 feb 2010 (CET)[rispondi]

non è un errore ... la fonte si riferisce al fatto che l'elemento di combustibile ha un BU metallurgico provato superiore a 70 GWd/ton (quindi utilizzabile fino a 70). Il BU metallurgico non deve essere confuso né con quello effettivo né con quello allo scarico. Sempre dallo stesso documeno "Several types of fuel management (fuel cycle length, IN-OUT/OUT-IN) are available to meet utilities’ requirements", quindi il ciclo non è affatto di 3 batch --Citazione (msg) 13:49, 12 feb 2010 (CET)[rispondi]

se era 90 scrivevano >85, va tutto a loro vantaggio dare informazioni più vicine alla realtà che dare misure minimaliste (poi dovrò anche ricambiare la potenza perchè fra olkiliuoto e le cinesi ci sono 100MWe di differenza, e da qualche parte lo devo scrivere. quindi allora è anche da correggere questa voce:[1], altrimenti fra due voci ci sono incongruenze di fondo, in quella si considerano 3 cicli di combustibile (nel reattore più di 120t circa alla volta non ce ne puoi ficcare......), poi che ne esca solo uno ogni 10 >70 e gli altri siano a 69 o altro questo non è dato sapere, si scrive quello che c'è scritto. se te vuoi scrivere che sono tutti <70 mentre lì è >70, io te lo correggerò....--Dwalin (msg) 13:59, 12 feb 2010 (CET)[rispondi]

INDIA (2 o 4 su 6 totali, a seconda di come intendi quelli del 2016 a jaitapur): http://www.world-nuclear.org/info/inf53.html

FRANCIA (penly):http://www.world-nuclear.org/info/inf40.html

questi reattori sono classificati pianificati. per il sudafrica, effettivamente, si è più in alto mare
http://www.world-nuclear.org/info/inf88.html

ok. ma allora mettiamo 50 stub per tutti i reattori annullati, i contratti non appaltati ecc ecc.? che senso ha? --E·lectric (msg) 17:32, 24 mar 2010 (CET)[rispondi]

io non ho nessuna intenzione di mettere gli stub per tutti i reattori annullati, e menochemeno di mettere tutti i reattori annullati. questi sono PIANIFICATI. poi, se si vogliono scrivere + di 2 righe per reattore in costruzione invece di rimandare tutto alla pagina propria della centrale questo è un'altro discorso......per me sta molto meglio mettere semmai solo i primi tre reattori, max 5 in costruzione, poi si dà una carrellata per le varie nazioni, senza scendere troppo nello specifico (che ci stanno a fare le voci apposite?)--Dwalin (msg) 17:40, 24 mar 2010 (CET)[rispondi]

E perchè quelli "pianificati" si e quelli "pianificati ed annullati" no? paura che l'elenco sia troppo lungo? Lo spot pubblicitario non viene bene? --E·lectric (msg) 18:03, 24 mar 2010 (CET)[rispondi]

se la cina vuole fare 100 AP1000, li vuoi elencare tutti e 100 nella pagina dell'AP????? si mettono dei dati per nazione e poi si rimanda alla pagina nazionale. stesso ragionamento qui. la cina voleva fare 6 AP in una centrale, ha optato per il CPR in quella portando gli AP in un'altra, lo metti nella pagina dell'AP??? no, si mette nella pagina della centrale, altrimenti viene un minestrone infinito e ben poco interessante. (corrispettivo per l'EPR). i reattori annullati si possono mettere, ma non è che ognuno ha bisogno di una sezione propria, si può fare una nuova sezione in tabella con "reattori annullati" e/o mettere una sezione con un elenco di reattori annullati per nazione, ma NON una sezione per ogni reattore annullato, questo no....--Dwalin (msg) 22:15, 24 mar 2010 (CET)[rispondi]

dove sono le informazioni già presenti? stavo per mettere per esempio la brossure sull'us-epr dell'areva, poi ci sono differenze nella potenza termica ed altro. tutte ste informazioni dove sono già presenti? eccetto l'accennino all'inizio che l'us-epr non è ancora approvato, non si dice per esempio nemmeno perchè lo hanno chiamato US, cioè perchè deve rispondere ad altri requisiti di sicurezza.--Dwalin (msg) 17:26, 15 apr 2010 (CEST)[rispondi]

già presente: ...è prevista la sua esportazione [...] sul mercato USA nella versione US-EPR, sottoposta alla certificazione del progetto da parte dell'ente di controllo NRC alla fine del 2007 e ad oggi (aprile 2010) non ancora autorizzata.

tua aggiunta: Per il mercato americano è in corso di approvazione (aprile 2010) una versione modificata del reattore, denominata US-EPR, che deve rispondere ai requisiti dell'ente per la sicurezza nucleare americano (NRC).

No comment. --E·lectric (msg) 09:18, 16 apr 2010 (CEST)[rispondi]

se anche mi fai finire il paragrafo......mi era venuto in mente l'rbmk e ho fatto l'rbmk prima che me ne scordassi (controlla cronologia), ti ricordo che qui manca ancora totalmente di citazioni--Dwalin (msg) 10:11, 16 apr 2010 (CEST)[rispondi]

nella tabella è riportato in modo chiaro e con tutte le note del caso tutti i reattori pianificati e proposti. i reattori pianificati sono quelli per cui sono già stati trovati i siti, firmati contratti e si sa all'incirca la data di inizio lavori e di messa in opera. se nello stesso impianto ci sono anche reattori proposti è specificato in apposita nota. la concretezza è appunto data dal termine pianificato al posto di proposto. una proposta è una cosa che dici che vorresti fare e puoi non fare. una cosa pianificata è una cosa che sai di fare. la presentazione dei contenuti è chiara e le informazioni e le fonti sono in nota (non posso mettere tutte le pagine da cui è tratto per non fare decine di link, visto che c'è una pagina per nazione si va poi a controllare direttamente nella pagina della nazione).

secondo la classificazione di un mesetto fa, ad esempio, i reattori pianificati indiani erano 4, ora sono 2, se diventano proposti si tolgono dalla tabella visto che si mantengono solo quelli pianificati (per molti proposti non si sa ad esempio ancora un sito, quindi si può mettere solamente il numero)

si fa notare che c'è una nota che spiega che il numero dei reattori è indicativo, soprattutto per quelli proposti. la classificazione poi non è mia, prenditela con WNA, sono loro che li hanno classificati pianificati, non io. io mi attengo alla loro classificazione POV rimosso--Dwalin (msg) 16:07, 29 apr 2010 (CEST)[rispondi]

Non capisco perchè dwalin voglia a tutti i costi rimuovere ben due fonti che parlano di maggior pericolosità delle scorie degli EPR. una delle 2 fonti è prioprio la società che deve gestirle, per cui è importantissima.

allora, lo I129 ha una vita media di 1.57*10^7 anni. da ciò una attività di 6.53*10^6Bq/g. dose per fonte puntiforme di 10^6Bq a 30cm non schermata di 0mSv/h per beta su pelle e 1.9*10^-4 per gamma. da ciò 1g di questo materiale genera 0mSv/h per beta e 0.012mSv/h per gamma.

prendiamo il Cs137. vita 30.2 anni ed attività di 3.2*10^12Bq/g. dose per fonte puntiforme di 10^6Bq a 30cm non schermata di 2.13*10^-1 mSv/h per beta su pelle e 1.7*10^-3 per gamma. da ciò 1g di questo materiale genera 664Sv/h per beta e 5440mSv/h per gamma. (spero di non aver sbagliato

da ciò, quanto scritto come estratto da è da reputarsi falso, in virtù del fatto che anche lo yeld di produzione è tutto in favore del cesio rispetto a quell'isotopo dello iodio. non conoscendo il finlandese non posso ricercare il punto, ma non possono aver fatto questo grossolano errore--Dwalin (msg) 20:18, 3 giu 2011 (CEST)[rispondi]

La radiotossicità non c'entra NULLA. Il problema è il calore generato, non la dose in Sievert. Nel deposito geologico nessun uomo sta lì a prendersi le dosi che hai calcolato per 1 milione di anni!! E' la roccia che si becca il calore e la radiazione ionizzante.

Comunque, calcoli a parte, maggior burnup = maggior calore = maggiori problemi. Questo senza alcun dubbio. Quindi se non ti piace il riferimento allo I129 (che comunque è esplicitamente citato nello studio come problematico, che ti piaccia o no), per me si può anche togliere, ma il fatto che lo studio d'impatto ambientale consideri più problematico un maggior burn-up è un dato di fatto e deve essere citato.

la radiotossicità c'entra TUTTO, infatti la radiotossicità è in funzione dell'energia della radiazione ionizzante. facciamo altro conto?

I-129, energia di decadimento 0.194MeV. quindi sono 1.3*10^6MeV per ogni grammo per ogni secondo. sono 2*10^-8W al grammo.

Cs-137, energia di decadimento 1.174MeV. sono quindi 3.8*10^12MeV per ogni grammo per ogni secondo. sono 0.6W al grammo

da ciò, l'affermazione riportata qui di sotto, cioè quella originale:

risulti falsa. se la si cambia in quella attuale......allora chi ha sbagliato? chi la ha messa la prima volta (che risulta totalmente falsa) o chi la sta mettendo ora (che risulta parzialmente falsa)? non sapendo il finlandese, non si può fare altro che cancellare tutto. si prega di non inventarsi le cose in futuro......la fisica è puntuale!--Dwalin (msg) 15:00, 5 giu 2011 (CEST)[rispondi]

POSIVA dice che lo Iodio 129 è un problema. La fonte c'è, quindi evita di fare ricerche originali. Altrimenti sai dove finisci.

Lo studio in inglese a pag 137 (!) dice:

The immediatly relased part of I129 isotope is a major part of the radiation dose [...]. This share tends to increase as burn-up increases. Models describing the immediatly relased substances for PWR and BWR fuels have been developed [...]. The result indicate that the immediatly relased share of the BWR fuel's I-129 isotope could triple when burn-up increases from 41 to 48 MWd/kgU, ad become sevenfold when burnup of PWR fuel incease from 41 to 75 MWd/kgU

Quindi gentilmente smetti di fare le tue personali ricerche.

La fonte dice quello e si mette quello.

la fonte è in finlandese, a pag 137 non c'è una riga in inglese--Dwalin (msg) 19:58, 5 giu 2011 (CEST)[rispondi]

Il mio pigro right click di mozilla ha trovato questo. --Vito (msg) 20:05, 5 giu 2011 (CEST)[rispondi]

provvedo a correggere COME é SCRITTO, e non COME HA CAPITO E VUOLE LASCIAR INTENDERE--Dwalin (msg) 20:18, 5 giu 2011 (CEST)[rispondi]

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• Aggiunta del link all'archivio https://web.archive.org/web/20120119060254/http://www.referendumnucleareitalia.com/index.php/2011/le-future-centrali-nucleari-italiane/ per http://www.referendumnucleareitalia.com/index.php/2011/le-future-centrali-nucleari-italiane/
• Aggiunta del link all'archivio https://web.archive.org/web/20100205215506/http://www.sortirdunucleaire.org/index.php?menu=sinformer&sousmenu=themas&soussousmenu=epr-confidentiel&page=4 per http://www.sortirdunucleaire.org/index.php?menu=sinformer&sousmenu=themas&soussousmenu=epr-confidentiel&page=4
• Aggiunta del link all'archivio https://web.archive.org/web/20100331191256/http://www.sortirdunucleaire.org/actualites/dossiers/EPRrevelations/SDN_1_EPR_une%20technologie_explosive.pdf per http://www.sortirdunucleaire.org/actualites/dossiers/EPRrevelations/SDN_1_EPR_une%20technologie_explosive.pdf

Fate riferimento alle FAQ per informazioni su come correggere gli errori del bot.

Saluti.—InternetArchiveBot (Segnala un errore) 23:16, 2 mag 2019 (CEST)[rispondi]

Gentili utenti,

ho appena modificato 3 collegamenti esterni sulla pagina Reattore nucleare europeo ad acqua pressurizzata. Per cortesia controllate la mia modifica. Se avete qualche domanda o se fosse necessario far sì che il bot ignori i link o l'intera pagina, date un'occhiata a queste FAQ. Ho effettuato le seguenti modifiche:

• Aggiunta del link all'archivio https://web.archive.org/web/20160304102551/http://www.sauvonsleclimat.org/new/spip/IMG/pdf/Commentaires_DV-_Une_technologie_explosive.pdf per http://www.sauvonsleclimat.org/new/spip/IMG/pdf/Commentaires_DV-_Une_technologie_explosive.pdf
• Aggiunta del link all'archivio https://web.archive.org/web/20060709055808/http://www.stop-epr.org/index-eng.php per http://www.stop-epr.org/index-eng.php
• Aggiunta del link all'archivio https://web.archive.org/web/20090810102643/http://www.tvo.fi/www/page/ajankohtaista_en/ per http://www.tvo.fi/www/page/ajankohtaista_en/

Fate riferimento alle FAQ per informazioni su come correggere gli errori del bot.

Saluti.—InternetArchiveBot (Segnala un errore) 08:00, 18 giu 2019 (CEST)[rispondi]

Una procedura automatica ha modificato uno o più collegamenti esterni ritenuti interrotti:

• Aggiunta del link all'archivio https://web.archive.org/web/20070927034349/http://www.largeassociates.com/3149%20Olkiluoto/R3149-A1%20Final%20Issue.pdf per http://www.largeassociates.com/3149%20Olkiluoto/R3149-A1%20Final%20Issue.pdf
• Aggiunta del link all'archivio https://web.archive.org/web/20121130055524/http://www.posiva.fi/files/515/Posiva_YVA_selostusraportti_fi_lukittu.pdf per http://www.posiva.fi/files/515/Posiva_YVA_selostusraportti_fi_lukittu.pdf

In caso di problemi vedere le FAQ.—InternetArchiveBot (Segnala un errore) 19:53, 15 mag 2021 (CEST)[rispondi]

Una procedura automatica ha modificato uno o più collegamenti esterni ritenuti interrotti:

• Aggiunta del link all'archivio https://web.archive.org/web/20151001173855/http://uk.reuters.com/article/2014/09/01/finland-nuclear-olkiluoto-idUKL5N0R20CV20140901 per https://uk.reuters.com/article/2014/09/01/finland-nuclear-olkiluoto-idUKL5N0R20CV20140901

In caso di problemi vedere le FAQ.—InternetArchiveBot (Segnala un errore) 00:19, 16 ott 2021 (CEST)[rispondi]