Il reattore nucleare europeo ad acqua pressurizzata, meglio noto con la sigla EPR (European Pressurized Reactor o Evolutionary Power Reactor), è un reattore nucleare ad acqua in pressione di generazione III+. Con il suo impianto di conversione, è progettato per fornire alla rete elettrica una potenza nominale di circa 1600 MW.
Negli impianti ad acqua in pressione, la refrigerazione del nocciolo e la moderazione dei neutroni vengono ottenuti grazie alla presenza nel nocciolo di acqua naturale (detta anche leggera per distinguerla dall'acqua pesante) in fase totalmente liquida.
Introduzione e storia È stato progettato e sviluppato principalmente dalla società francese Areva NP (ex Framatome) ed è al momento prodotto dalla alleanza fra quest'ultima e Siemens. È stato pensato per il mercato europeo, in particolare quello francese dominato dal gruppo EDF, ma è prevista la sua esportazione sia sul mercato cinese, dove sono in costruzione 2 reattori per il sito Taishan 1 nella provincia del Guangdong, che 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.
Prospettive per EPR in Italia L'EPR potrebbe essere uno dei reattori scelti dall'Italia per un eventuale ritorno al nucleareLe Future Centrali Italiane su www.referendumnucleareitalia.com. Sono state valutate le evoluzioni del PWR di matrice americana (l'AP1000 della Westinghouse) e francese (l'EPR della EDF). Nel 2008 l'Enel ha avviato una collaborazione di lungo periodo con la EDF con lo scopo di partecipare con quote di minoranza in tutte le 5 centrali EPR di prevista costruzione su suolo francese, permettendo ad EDF una partecipazione di minoranza in 4 centrali da costruirsi in Italiaarticolo su repubblica.it.
Il 24 febbraio 2009 un memorandum of understandingQuotidiano Energia, 24 febbraio 2009 firmato tra Enel ed EDF previde la costruzione di 4 centrali nucleari EPR in Italia, operative tra il 2020 e il 2023, per un totale di . L'Enel ha finora acquistato una partecipazione del 12.5% negli impianti EPR di Flamanville 3articolo sul Corriere della Sera del 15 maggio 2006 e Penly (24 febbraio 2009). Gli accordi ricadono nel quadro più ampio di una collaborazione di lungo periodo tra Francia e Italia che coinvolga tutta la filiera del nucleare, dalla ricerca alla costruzione (Protocollo di Intesa italo francese per la cooperazione energetica).
Con il referendum abrogativo del 12-13 giugno 2011, il 94.05% dei votanti si è espresso contro il ritorno al nucleare (terzo quesito - abrogazione delle nuove norme che consentono la produzione nel territorio nazionale di energia elettrica nucleare). Sono stati quindi annullati sia gli accordi intergovernativi Italia-Francia sul ritorno dell'Italia nel nucleare civile, sia la partnership industriale Enel-EDF.
Scopi del progetto I principali scopi del progetto dell'EPR sono aumentare la sicurezza e, allo stesso tempo, fornire una migliore competitività economica tramite miglioramenti graduali ai precedenti ed ampiamente collaudati PWR, spinti fino alla taglia di potenza di . Il reattore EPR può utilizzare come combustibili: ossido di uranio arricchito fino al 4.9% in entrata (~3.5% medio considerando gli altri cicli parzialmente bruciati), oppure MOX (miscela di ossidi di uranio e plutonio) fino al 100% del nocciolo.
Caratteristiche del progetto Caratteristiche generali del progetto basecome si può vedere sotto, differenti reattori hanno caratteristiche di potenza differenti Potenza termica Potenza elettrica (netta) Efficienza elettrica (netta) 37%può variare a seconda del sistema di raffreddamento utilizzato Fattore di carico (stimato) >92% Vita operativa (stimata) 60 anni Burnup (massimo) >70 GWd/t Arricchimento combustibile fino al 5% Il progetto del reattore nucleare EPR prevede molteplici sistemi di protezione sia attivi che passivi contro vari tipi di incidente: quattro sistemi indipendenti di refrigerazione d'emergenza, ognuno capace da solo di refrigerare il nocciolo del reattore dopo il suo spegnimento; un contenimento metallico attorno al reattore, a tenuta per le eventuali fuoriuscite di materiale radioattivo in caso di incidente con rottura del circuito primario; un contenitore (core catcher) ed un'area di raffreddamento passivo del materiale fuso, nell'improbabile evento che il nocciolo di combustibile nucleare radioattivo fuso possa fuoriuscire dal recipiente in pressione (vedere edificio di contenimento); doppia parete esterna in calcestruzzo armato, con uno spessore totale di 2,6 metri, progettata per resistere all'impatto diretto di un grosso aereo di linea (ma a tal proposito sono stati sollevati dubbi sul reale effetto che avrebbe un impatto simile) Sollevati dubbi sulla resistenza dell'EPR in caso di impatto aereo
Gran parte di questi sistemi sono per la verità già presenti anche in reattori più vecchi: ad esempio la doppia parete di calcestruzzo è già presente nei reattori francesi di classe N4 (anni '80), una tipologia di core catcher, interno (e non esterno) alla tanca primaria e senza la presenza della zona di dispersione del fuso e di refrigerazione passiva, è presente ad esempio nel reattore Superphenixhttp://books.google.com/books?id=UndUTe_nAmAC&pg=PA61&lpg=PA61&dq=core+catcher+superphenix&source=bl&ots=_wRSEzBNzz&sig=boTcmAf7vpPSUe2xGttU2sJ96UY&hl=it&ei=BVd8SuL8E4nKnAPRq-D8AQ&sa=X&oi=book_result&ct=result&resnum=5#v=onepage&q=core%20catcher%20superphenix&f=false (anni '70), mentre il contenimento metallico è ad esempio presente nei reattori BWR6 della General Electric (anni '80).
Difetti nel progetto dei componenti di controllo e sicurezza Il 2 novembre 2009 le Autorità di Sicurezza Nucleare francese (ASN), inglese (HSE/ND) e finlandese (STUK) hanno riscontrato congiuntamente difetti di progettazione nei sistemi di controllo. È infatti stato rilevato che i sistemi di controllo e di emergenza del reattore non rispettano il principio di indipendenza cioè non sono sufficientemente indipendenti l'uno all'altro. Poiché i sistemi d'emergenza hanno lo scopo di garantire la sicurezza nel caso in cui i sistemi di controllo falliscano o abbiano dei guasti, è evidente che il problema è piuttosto grave e necessita -a detta delle tre Autorità- di risposte tecniche da parte dei gestori e dei progettisti al fine di "attenuare la perdita dei sistemi di sicurezza" (queste, le parole esatte usate nel comunicato) in caso di malfunzionamenti ai sistemi di controllo del reattore.Dichiarazione congiunta delle Autorità di Sicurezza Nucleare sul reattore EPR
Rischio di esplosioni di vapore ed espulsione delle barre di controllo L'Électricité de France, nel "Rapporto preliminare di sicurezza" relativo al costruendo reattore di Flamanville 3, ha rilevato gravi rischi in merito a repentine escursioni di potenza con il rischio di crisi di ebollizione, esplosioni di vapore (in grado di danneggiare seriamente il reattore e le barriere di contenimento) ed altresì il rischio di espulsione violenta delle barre di controllo. Considerato che le barre di controllo hanno la funzione di regolare la potenza del reattore e/o spegnerlo in caso di necessità, la gravità del problema è palese. Poiché si ravvisavano "superamenti significativi dei criteri [di sicurezza]", sono stati proposti da Areva degli interventi correttivi alle barre di controllo per mitigare (ma non rimuovere) il rischio di questa tipologia di incidente, ma tuttavia persistono margini molto ristretti per l'esercizio in sicurezza dell'impianto in quanto il problema è intrinseco al design del reattore EPR (e dei precedenti N4) ed alla modalità di esercizio prevista; inoltre le modifiche apportate rendono più problematica la gestione di altre tipologie di incidente.
È stata fatta una controvalutazione sull'argomento ad opera di Dominique Vignon (ex presidente di Areva) e da Hervé Nifenecker, che hanno firmato congiuntamente un documento in merito.
Scorie maggiormente pericolose Come ogni centrale nucleare, anche gli EPR producono scorie radioattive. In questo ambito, infatti, i cosiddetti "reattori di terza generazione" non apportano alcun sostanziale beneficio. Al contrario, il maggior "bruciamento" del combustibile in questi reattori impatta negativamente sulla produzione di radionuclidi nelle scorie e sulla emissione di calore residuo, rendendo significativamente più problematica la loro gestione.Environmental Impact Assessment prepared by Posiva pag 137Olkiluoto | Greenpeace Suomi. In breve, si ha un peggioramento per quanto riguarda la produzione di rifiuti radioattivi per unità di combustibile iniziale, problema però compensato dalla minore quantità di combustibile necessario, proprio grazie al migliore sfruttamento. Il maggior tasso di bruciamento va anche visto come metodo per il prolungamento del tempo intercorso fra uno spegnimento e l'altro per la sostituzione del combustibile.
Rilascio iodio per evento sismico o contenitori difettosi
Sono stati studiati i rilasci per la eventuale presenza di crepe nei contenitori a causa di difetti di produzione o per evento sismico. La parte immediatamente rilasciata di I-129 è una parte importante della dose di risultante per l'utilizzo di un contenitore difettoso per lo smaltimento finale. Tale quota tende ad aumentare con l'aumento del burnup. Modellizzando i rilasci da parte dei vari carburanti, all'aumentare del burnup la quota di iodio immediatamente rilasciata aumenta significativamente, triplicandosi nei BWR se si passa da 41 a 48 MWd/kgU, mentre a 7 volte per i PWR se si passa da 41 a 75 MWd/kgU. I risultati avuti dalle modellizzazioni sono stati poi comparati con le prove sperimentali, questi modelli sono risultati sovrastimare le quantità di isotopi rilasciati. L'aumento della quantità di iodio liberato non sarebbe comunque portata a superare la dose limite, nel caso di contenitori con un difetto di lavorazione.
Reattori in costruzione Taishan (Guangdong, Cina)
La cerimonia di inizio lavori sul sito di Taishan si è tenuta il 26 agosto 2008 alla presenza del Governatore della provincia di Guangdong e di alcuni rappresentanti dell'Areva.AREVA web site. . I due reattori in questa centrale cinese presumibilmente saranno i primi EPR in costruzione fuori Europa. La costruzione del primo reattore è iniziata nel mese di ottobre 2009, quella del secondo nell'aprile 2010.
Olkiluoto 3 (Finlandia)
Il terzo reattore alla Centrale nucleare di Olkiluoto, che inizialmente aveva entrata in servizio prevista per il 2009, è il primo reattore EPR ad essere costruito nel mondo. La costruzione è uno sforzo congiunto della francese Areva e della tedesca Siemens AG attraverso la loro sussidiaria comune Areva NP. Il costo previsto all'atto del contratto per l'impianto era di circa 3,2 miliardi di euro senza contare le altre strutture logistiche, ma nel corso degli anni questo importo è cresciuto a più riprese fino all'ultima stima di agosto 2009 da parte di Areva, secondo cui il costo finale dell'impianto dovrebbe ammontare a 5,3 miliardi di Euro.
In riferimento a problemi di controllo qualità del calcestruzzo utilizzato durante la costruzione delle fondamenta della centrale, nel 2006 sono stati annunciati ritardi di circa 1 anno per l'ultimazione della centrale stessa. I ritardi sono stati causati in parte dalla mancanza di supervisione del lavoro dei subappaltatori addetti alla costruzione. Difficoltà e ritardi secondo Areva derivano in particolare nell'essere l'impianto il primo del suo genere mai costruito e dalle modalità specifiche del processo autorizzativo finlandese che prevede sia l'approvazione della documentazione tecnica da parte del cliente sia l'approvazione dei progetti dettagliati di impianto da parte dell'autorità di sicurezza finlandese durante lo svolgimento dei lavori.