Usando acqua leggera, cioè "normale", per il raffreddamento e grafite come moderatore, i reattori RBMK rendevano possibile l'utilizzo di uranio naturale come combustibile ed escludevano  la  necessità  di  impiegare  acqua   pesante come moderatore: le risorse economiche per far funzionare questo reattore erano quindi decisamente inferiori rispetto ad altri modelli.

In altri tipi di reattore, in cui il moderatore e il refrigerante coincidono, quando si perde l'acqua di raffreddamento le reazioni nucleari a catena diminuiscono perchè i neutroni non vengono più rallentati (in questo caso le barre di controllo rappresentano un secondo e ulteriore sistema di sicurezza); quando il moderatore è la grafite e si perde l'acqua leggera di raffreddamento, invece, i neutroni continuano ad essere rallentati dalla grafite e le reazioni a catena proseguono indisturbate!

Grafite e acqua leggera, nei reattori tipo l'RBMK, svolgono due ruoli completamente diversi e separati: l'acqua serve a raffreddare e, quindi, a "contenere" la reazione a catena ma la reazione stessa avviene grazie alla grafite. Se l'azione dell'acqua viene meno, la reazione nucleare prosegue indisturbata, senza però il ruolo "di contenimento" del refrigerante. In questo caso diventa assolutamente decisivo l'inserimento rapido delle barre di controllo che, assorbendo neutroni, rappresentano quindi un sistema di controllo di prima linea. Il problema è che l'inserimento delle barre (la cui velocità è comunque molto bassa: circa 20 secondi laddove, in altri tipi di reattore, i tempi richiesti sono circa 1/10!) dipende in maniera assoluta dalla fornitura elettrica.

La perdita improvvisa di acqua può causare un vero e proprio black-out nella rete elettrica e, di conseguenza, diventa indispensabile poter disporre di un secondo sistema elettrico di emergenza che fornisca energia separatamente a ogni gruppo di barre di controllo (da 30 a 36 barre per ciascun gruppo) e che sia indipendente dalla fornitura elettrica del generatore stesso. 

Inoltre gli RBMK non hanno "barre di emergenza ad inserimento rapido" e le barre di controllo, costituite di carburo di boro, hanno all'estremità una punta in carbonio che, nella fase iniziale di inserzione delle barre, aggiunge reattività, invece di diminuirla!

 

Un'occhiata più attenta al reattore n°4

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Sarà ormai chiaro come i reattori della NPP di Chernobyl fossero modelli RBMK-1000: sviluppavano, cioè, una potenza pari a 1000 MW elettrici (circa 3,2 GW termici).

La più importante caratteristica tecnica di questo reattore, in quanto di tipo RBMK, era di possedere una grande instabilità a basse potenze. Tutti gli RBMK condividono questo aspetto. Se la potenza aumentava o il flusso dell'acqua diminuiva si verificavano: 

   A) un aumento di produzione del vapore nei canali in cui era contenuto il combustibile, cosicchè i neutroni assorbiti dall'acqua più densa originavano un numero maggiore di fissioni nel combustibile;

  B) un aumento della temperatura del combustibile, cosicchè diminuiva il flusso di neutroni e quindi il numero di fissioni tendeva a diminuire.

L'effetto complessivo di queste due opposte caratteristiche variava con il livello di potenza: operando normalmente ad alta potenza, predominava l'effetto temperatura, di modo che non avevano luogo escursioni di potenza per eccessivo surriscaldamento, ma a bassa potenza (a meno del 20% di quella massima), l'instabilità era dominante ed il reattore diventava propenso ad improvvisi sbalzi di potenza...

Cerchiamo di capire cause e implicazioni di questa instabilità alle basse potenze: essa è dovuta in gran parte alla positività del coefficiente di vuoto degli RBMK. Il "coefficiente di vuoto" è un indice usato per stimare quanto cambia la reattività di un reattore nucleare quando si ha una variazione (positiva o negativa) del grado di vuoto (rapporto tra il volume occupato dal vapore rispetto al volume totale occupato dalla miscela liquido/vapore), a causa della formazione di vapore nel moderatore e/o nel refrigerante oppure per il collasso delle bolle di vapore stesso. Il vapore è acqua allo stato gassoso e ricordo che in un reattore RBMK l'acqua funge solamente da termovettore. 

Valori positivi del coefficiente di vuoto indicano un aumento della reattività, valori negativi una diminuzione della reattività, mentre un valore nullo indica che la reattività non dipende dal grado di vuoto del moderatore/termovettore all'interno del reattore.

La quantità di vapore presente nel liquido di raffreddamento e la reazione nucleare a catena sono quindi proporzionali (aumentando l'una, aumenta anche l'altra). Questo significa che le bolle di vapore, che si formano nell'acqua usata come refrigerante, incrementano la reazione nucleare e, come ho accennato, alle basse potenze il coefficiente positivo di vuoto non è compensato da altri fattori, rendendo il reattore instabile e pericoloso in tali condizioni. All'epoca dell'incidente il reattore RBMK presentava poi un difetto nelle barre di controllo (successivamente corretto).