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ENERGIA NUCLEARE
1.1.6 Breve storia
La storia dell’energia nucleare comincia nel 1942, quando Fermi accende il primo reattore a
Chicago. Dopo i drammatici eventi della Seconda Guerra Mondiale, durante la quale se ne
sperimentano le potenzialità distruttive, gli studi si indirizzano verso obiettivi più nobili come
la produzione di energia elettrica. Nel 1951 viene avviato il primo reattore di potenza negli
Stati Uniti; 3 anni dopo accade la stessa cosa nell’ex URSS.
La diffusione delle centrali nucleari ha subito un rapido incremento a partire dagli anni ’70, in
seguio alla crisi energetica, poi, l’incidente di Chernobyl del 26 aprile 1986 ha fortemente
penalizzato il settore: caso emblematico è quello degli USA, dove è maturata la decisione di
non installare più nuove centrali e di procedere alla messa in sicurezza e al miglioramento
dell’efficienza di quelle esistenti, proprio in seguito alle conseguenze del drammatico evento.
L'Italia, in seguito al referendum del novembre 1987, ha bloccato la realizzazione e
l'installazione di nuove centrali nucleari sul suolo nazionale ed ha sospeso l'attività di quelle
già funzionanti, situate a Latina (200 MW), Garigliano (160 MW) e Trino Vercellese (257
MW).
Oggi, la disponibilità limitata di fonti convenzionali a fronte di una domanda di energia in
costante aumento rappresenta la più importante tesi a favore del nucleare che, oltretutto, si
presenta come una tecnologia esente da emissioni di CO2: questa si scontra, in primo luogo,
con la forte opposizione dell’opinione pubblica, e con tutti i problemi legati alla gestione di
scorie radioattive. Non trascurabile è pure l’ostacolo che il nuovo assetto del settore
energetico interpone alla crescita del nucleare: i costi di investimento necessari per una
centrale non possono essere sostenuti dagli operatori indipendenti che si affacciano sul
mercato libero dell’energia.
1.1.7 Atomi e radioattività
Gli elementi esistenti in natura sono costituiti da atomi, a loro volta formati da un compatto
nucleo centrale di neutroni e protoni, avente un raggio dell’ordine di 10 -15 m, attorno al quale
orbitano gli elettroni.
Protoni e neutroni sono tenuti uniti dall’interazione nucleare forte, una forza attrattiva la cui
intensità è molto maggiore della repulsione elettrostatica: da essa derivano le enormi energie
liberate durante le reazioni nucleari. Poiché gli atomi sono neutri le cariche elettriche si
devono bilanciare e dunque il numero degli elettroni deve essere uguale a quello dei protoni.
Il numero atomico Z designa il numero totale di protoni (e quindi di elettroni); il numero di
massa, invece, viene semplicemente definito come la somma del numero dei protoni e dei
neutroni N, quindi A = Z + N. In generale, un nucleo X viene simbolicamente rappresentato
A
come Z X . Due nuclei aventi lo stesso numero Z, ma diverso A e dunque un numero diverso di
neutroni, vengono detti isotopi.
L'energia di legame media per nucleone 1 , che equivale all'energia necessaria per rimuovere un
nucleone dal nucleo, è una funzione del numero di massa A. Dalla curva dell'energia di
legame media per nucleone (Figura 17) si desume che, se due nuclei leggeri si fondono a
formare un nucleo più pesante o, se un nucleo molto pesante si spezza in due nuclei più
leggeri, si ottengono in entrambi i casi specie atomiche più stabili.
I nuclei pesanti e instabili possono trasformarsi spontaneamente in nuclei più leggeri,
emettendo radiazioni. Tale processo, scoperto alla fine dell’Ottocento da Becquerel e dai
1 Il termine nucleone indica una particella costituente il nucleo
11

coniugi Curie viene definito decadimento radioattivo. Spesso, per raggiungere una
configurazione nucleare stabile è necessaria un’intera sequenza di trasformazioni.
235
Entrambi gli isotopi dell’uranio, U
Figura 17: energia di legame media per nucleone.
238
92 (0.7% dell’uranio disponibile in natura) e 92 U
(99.3%
del totale), sono radioattivi: nel loro primo decadimento emettono raggi alfa, trasformandosi
in isotopi del torio, a loro volta instabili. Tuttavia, a causa della lentezza del processo (tempi
di dimezzamento di 704⋅10 6 anni e 4470⋅10 6 anni, rispettivamente) non è possibile sfruttare
queste emissioni radioattive a fini energetici.
1.1.8 La fissione nucleare
Per la produzione di energia si realizza la fissione nucleare, fondata sul principio secondo il
quale un nucleo instabile, se urtato da una particella, si rompe immediatamente.
Nel 1938, i chimici tedeschi Hahn e Strassmann scoprirono che, bombardando il nucleo
235
di 92 U con neutroni lenti 2 , questo si spacca in 2 nuclei mediamente pesanti, liberando altri
neutroni ed energia. L’assorbimento di un neutrone produce, infatti, uno stato eccitato del
236
nucleo 92 U con energia più che sufficiente per scinderlo.
I prodotti della fissione dell’uranio-235, a loro volta radioattivi, comprendono nuclei di bario
e cripto, selenio e cesio, bromo e lantanio, rubidio e cesio o stronzio e xeno:
235
92
235
92
1
0
1
0
U+
n→
U+
n→
144
56
137
55
Ba+
Cs+
89
36
96
37
1
0
1
0
Kr + 3 n + energia
Rb + 3
n + energia
La fissione dell’uranio-238 è, invece, molto improbabile. Tuttavia, se un neutrone lento viene
238
239
catturato dal nucleo di 92 U si forma l’isotopo radioattivo 92 U che, tramite decadimento β, si
trasforma in Plutonio 239, il quale può essere scisso da neutroni veloci.
2 I neutroni non avendo carica elettrica, sono particolarmente idonei per la fissione perché non vengono respinti
dalle cariche positive del nucleo.
12

238
92
1
0
239
92
239
93
U+
n→
U⎯⎯→
− Np⎯⎯→
−
β
Attualmente, l’uranio-235 e il plutonio-239 rappresentano i migliori combustibili per la
fissione nucleare.
La quantità di energia prodotta da ogni singola fissione deriva dalla corrispondente perdita di
massa, di circa 0.1%, degli elementi partecipanti alla reazione, secondo la legge formulata da
Einstein. Si riporta, di seguito, un calcolo semplificato della quantità di energia che si
sprigiona in un reattore nucleare.
235
Fissione nucleare di 1 kg di 92 U
235 1 137 96 1
92 U+
0n→
55Cs+
37Rb
+ 30
n +
energia
2
2 −3
8 2 m
6
ΔE
= Δm
⋅ c = 10 kg ⋅ ( 3⋅10
) = 25⋅10
kWh
2
s
Affinché le reazioni di fissione si autoalimentino, è necessario che i neutroni originati
colpiscano altri nuclei scindendoli, producendo così una reazione a catena. Un reattore
nucleare deve quindi contenere combustibile in quantità sufficiente a liberare neutroni per
l’autosostentamento del processo: la quantità minima occorrente per scatenare una reazione a
catena spontanea viene chiamata “massa critica”. Per l’uranio-235 puro essa è pari a 50 kg
(una sfera di 8.4 cm di raggio).
Per ottenere una reazione a catena controllata si deve fare in modo che un solo neutrone
produca una successiva fissione e che i rimanenti vengano assorbiti. A tal fine, si impiegano
materiali altamente assorbenti come leghe di boro, indio, argento e cadmio. Se la reazione a
catena fosse lasciata libera di procedere, senza alcuna regolazione, si otterrebbe il
meccanismo di base per il funzionamento della bomba atomica.
Per evitare che i neutroni veloci siano assorbiti dall’uranio-238 o dai nuclei dei prodotti di
fissione o che vengano deviati sullo schermo in cemento, bisogna rallentarli attraverso urti
con materiali leggeri. I materiali moderatori devono essere capaci di ridurre la velocità dei
neutroni senza catturarli. I moderatori impiegati con più frequenza sono la grafite o l’acqua
pesante D2O, molto più costosa dell’acqua naturale. Quest’ultima viene usata solo con uranio
arricchito poiché tende a catturare i neutroni invece di rallentarli, con conseguente riduzione
dell’efficienza del processo, che viene compensata dall’aumento di materiale fissile.
1.1.9 Il reattore nucleare
I componenti principali di un reattore nucleare sono:
il combustibile,
il moderatore per la decelerazione dei neutroni,
il fluido termovettore, avente il compito di trasportare all’esterno il calore nucleare
generato nel nocciolo,
il fluido motore, ossia vapor d’acqua, a cui il fluido termovettore cede la propria
energia termica,
lo schermo protettivo contro le radiazioni.
Il trasferimento del calore all’esterno del nocciolo e la sua trasformazione in energia elettrica
avviene secondo due possibili schemi. Nel primo caso (Figura 18), denominato “ciclo
indiretto”, il fluido termovettore cede il calore asportato nel reattore al fluido motore che, a
sua volta, evolve in una turbina collegata al generatore elettrico. Poiché il fluido motore è
vapor d’acqua, lo scambiatore di calore fra i due circuiti funge da generatore di vapore.
β
239
94
Pu
13

Figura 18: schema reattore a ciclo indiretto.
Nel secondo caso, denominato “ciclo diretto” (Figura 19), il fluido termovettore, costituito da
acqua evaporante, funge anche da fluido motore, evolvendo direttamente in turbina.
Figura 19: schema reattore a ciclo diretto.
Esiste una gran varietà di reattori per la produzione di energia nucleare, che differiscono l'uno
dall'altro per il tipo di combustibile, il moderatore o il sistema di raffreddamento.
Secondo la classificazione basata sul tipo di moderatore, si distinguono i reattori a grafite, ad
acqua leggera, ad acqua pesante e quelli veloci, senza moderatore.
Reattori moderati a grafite
Fra i reattori appartenenti a questa categoria, quelli più interessanti dal punto di vista
industriale utilizzano come fluido termovettore un gas con ciclo indiretto. Le possibili
soluzioni prevedono:
reattori ad uranio naturale refrigerati a CO2, del tipo MAGNOX;
reattori ad uranio arricchito refrigerati a CO2, del tipo AGR, Advanced Gas-cooled
Reactor;
reattori ad uranio arricchito refrigerati ad elio, del tipo HTGR, High Temperature Gascooled
Reactor.
I reattori MAGNOX presentano il vantaggio di utilizzare materiali poco costosi, sia per il
fatto che sono alimentati da combustibile non arricchito sia perché il fluido termovettore è
economico ed abbondante. L’impiego dell’uranio naturale e della grafite impone, per il
rispetto del bilancio neutronico, la scelta di un combustibile ad alta densità, come l’uranio
metallico, e di un materiale a basso assorbimento, come il magnesio. Quest’ultimo limita le
prestazioni dell’impianto, infatti, poiché la massima temperatura che la lega di magnesio
14

dell’incamiciatura può sostenere è 455°C, si fissa a 400°C il limite superiore della
temperatura della CO2. Date le basse temperature del termovettore, si adotta il ciclo duale che
consiste in due rami (Figura 20).
Figura 20: schema del ciclo duale per un reattore a gas.
L’acqua di alimento viene rigenerata nei preriscaldatori e, mediante due gruppi di pompaggio,
portata a due diverse pressioni ma a temperature simili. L’acqua a bassa pressione passa
nell’economizzatore (a-b), nell’evaporatore (b-c) e nel surriscaldatore (c-d) per poi giungere
alla turbina di bassa pressione. L’acqua ad alta pressione, invece, viene preriscaldata in due
economizzatori in serie (a’-a” e a”-b’), quindi, trasformata in vapore (b’-c’) e surriscaldata
(c’-d’), per poi essere inviata nella turbina di alta pressione.
Il rendimento di questo impianto può arrivare fino al 33%, valore superato dalle centrali con
reattori AGR e HTGR. Bisogna inoltre evidenziare che, dopo parecchi anni di funzionamento,
il reattore MAGNOX presenta problemi di corrosione degli acciai dei generatori di vapore, ad
opera dell’anidride carbonica a 400°C. Per questo, è necessario ridurre la temperatura
massima dal ciclo a 360°C, con conseguente penalizzazione delle prestazioni.
Per aumentare il rendimento della soluzione impiantistica appena descritta, pur conservando
la grafite come moderatore e la CO2 come fluido termovettore, si sostituisce l’uranio naturale
con uranio arricchito, cioè ossido di uranio, racchiuso in guaine di acciaio inossidabile. Lo
scopo è quello di innalzare la temperatura massima di funzionamento che, in questo caso, è
pari a 825°C.
In un reattore AGR (Figura 21) il termovettore entra, dal basso, nei canali di potenza (si
chiamano così i canali per il combustibile, nei quali sono alloggiati i tubi di acciaio contenenti
pastiglie di ossido di uranio arricchito) alla temperatura di 310°C ed alla pressione di 43 bar;
fluisce verso l’alto per effettuare il raffreddamento e poi scende, alla temperatura di 656°C,
verso i generatori di vapore, dai quali fuoriesce alla temperatura di 136°C.
Successivamente, viene destinato al raffreddamento del moderatore e di altre parti
dell’impianto.
15

Figura 21: schema di circolazione del termovettore in un reattore AGR.
Figura 22.schema del circuito secondario di un reattore AGR.
16

Lo schema del circuito secondario (Figura 22), ad un unico valore di pressione, è più semplice
di quello adottato nei reattori Magnox. Le condizioni di pressione e di temperatura del vapore
sono rispettivamente pari 170 bar e 541°C; il rendimento complessivo dell’impianto supera il
40%. Nella centrale di Hinkley Point-B (Figura 33), il rendimento raggiunge il 41,7%.
I reattori HTGR costituiscono un sostanziale passo in avanti rispetto ai reattori descritti in
precedenza, sia perché sostituiscono l’elio alla CO2 sia perché utilizzano la grafite come
materiale per il rivestimento del combustibile, con il risultato di poter aumentare
ulteriormente la temperatura di esercizio. La Figura 23 mostra una sezione del reattore della
centrale elettrica di Fort Saint Vrain, nel Colorado. L’intero reattore ed il circuito primario
sono racchiusi in un recipiente a pressione, realizzato con calcestruzzo rinforzato e
precompresso. Le aperture collocate nel duomo superiore del recipiente sono necessarie per il
ricambio del combustibile mentre quelle disposte nella parte inferiore servono per i generatori
di vapore.
Figura 23: sezione verticale del reattore HTGR di Fort Saint Vrain
Il fluido termovettore, elio alla pressione di 50 bar circa, entra nel nocciolo dall’alto, ad una
temperatura di 450°C, fluisce verso il basso ed esce dal nocciolo a 780°C. Poi, prosegue verso
il basso per entrare nei generatori di vapore, dove passa, sempre dall’alto verso il basso, nel
surriscaldatore, vaporizzatore ed economizzatore. A questo punto, il gas, dopo aver percorso
un tratto orizzontale attraverso un collettore, entra nelle soffianti per poi essere nuovamente
inviato presso la parte superiore del nocciolo. Il vapore prodotto lascia i generatori a 165 bar,
17

540°C. La turbina è suddivisa in due o più sezioni: all’uscita della sezione di alta pressione si
surriscalda il vapore alla temperatura di 540°C, ad una pressione pari a 41 bar.
Il rendimento dell’impianto si aggira intorno al 40%.
Figura 24: schema dell'impianto HTGR.
Reattori moderati ad acqua leggera
La maggior parte delle centrali elettronucleari è dotata di reattori ad acqua leggera, ossia
acqua naturale, alimentati con combustibile a base di ossido di uranio arricchito in uranio 235.
Vi sono due tipi di reattori ad acqua leggera:
i reattori ad acqua pressurizzata (PWR, Pressurized Water Reactor);
i reattori ad acqua bollente (BWR, Boiling Water Reactor).
Nel reattore ad acqua pressurizzata, l'acqua nel circuito primario viene portata ad una
pressione di circa 160 bar (in modo che non evapori all’interno del nocciolo), pompata nel
nocciolo del reattore, quindi immessa in un generatore di vapore, dove cede la propria energia
termica al fluido motore che percorre il circuito secondario. Il vapore così prodotto aziona uno
o più generatori a turbina e viene poi nuovamente inviato al generatore di vapore. Il circuito
secondario è isolato dal nucleo del reattore, perciò non è radioattivo. Un terzo circuito di
acqua, proveniente da un fiume, un lago o una torre di raffreddamento, serve per condensare il
vapore. La (Figura 25) mostra lo schema semplificato di un sistema PWR. Il circuito di
sinistra o circuito primario utilizza il calore nucleare per generare vapore mentre il circuito
secondario comprende la turbina, il condensatore, i preriscaldatori e le pompe di
alimentazione.
Figura 25. schema impianto PWR.
18

Nel reattore ad acqua bollente (Figura 26), l'acqua refrigerante è mantenuta ad una pressione
inferiore in modo tale che evapori nel nocciolo. Il vapore prodotto (70 bar) viene inviato
direttamente in turbina, condensato, e quindi rinviato al reattore.
Sebbene il vapore sia radioattivo, non è necessario alcun scambiatore di calore intermedio tra
reattore e turbina, con il conseguente guadagno in efficienza. Come nel PWR, l'acqua di
raffreddamento del condensatore proviene da un'altra fonte, come un fiume o un lago.
In un BWR, il fluido termovettore segue
un percorso un po’ più complesso che in
un PWR (Figura 27).
Dalla camera inferiore del recipiente in
pressione esso sale attraverso il nocciolo;
la miscela acqua-vapore, con un titolo del
14%, entra nella camera superiore, da cui
passa nei separatori: il vapore è inviato in
turbina mentre l’acqua viene ricircolata
nel nocciolo scendendo lungo il down
comer, lo spazio anulare compreso fra le
pareti del recipiente in pressione e quello
del mantello interno. Essa si miscela con
l’acqua proveniente dal condensatore e
opportunamente preriscaldata.
L’acqua viene fatta circolare all’interno
del recipiente in pressione attraverso un
sistema di circolazione esterna che aziona
una serie di eiettori.
Figura 26: schema impianto BWR.
Figura 27:schema di circolazione del termovettore di un
reattore BWR.
In un BWR la potenza del reattore influenza la quantità del moderatore presente nel nocciolo:
si tratta di reattori “sottomoderati”, dove un aumento di potenza corrisponde ad una maggiore
produzione di vapore e ad una riduzione dalla densità media del moderatore.
19

Parametri PWR BWR
Potenza termica (MW) 2775 2894
Potenza elettrica (MW) 920 985
Reattore
Pressione (bar)
Temperatura ingresso (°C)
Temperatura uscita (°C)
Portata (t/h)
Turbina
Pressione ingresso (bar)
Temperatura ingresso (°C)
Scambio termico
Superficie di scambio (m 2 )
Flusso termico massimo (W/cm 2 )
Potenza lineare massima (W/cm)
Combustibile
Peso complessivo uranio (t)
155
292
328
49500
66,5
282
4515
139
413
73
278
289
38400
68
284
5700
114
440
Tabella 3: tipici parametri funzionali per reattori ad acqua leggera.
Reattori veloci
Il reattore veloce è un reattore nucleare in cui non vengono deliberatamente introdotte
sostanze moderanti che riducano l’energia dei neutroni emessi dalla fissione. Il materiale
fissile viene dunque bombardato con neutroni veloci.
La finalità è quella di produrre, per trasformazione dei nuclei fertili, più fissile di quanto ne
venga bruciato, per questo, questi reattori sono detti “autofertilizzanti”.
Di conseguenza, i materiali del nocciolo devono avere un basso potere moderante, quindi, o
alto numero di massa o bassa densità. La scelta del fluido termovettore è limitata ai gas ed ai
metalli liquidi: i secondi sono preferibili ai primi in virtù delle elevate temperature di
ebollizione e dell’ottima conducibilità termica. Nei reattori commerciali, si impiega, il sodio
come fluido termovettore: fonde a 98°C, bolle a 882°C ed è economico.
Il combustibile di un reattore veloce è caratterizzato da potenze specifiche molto elevate ed
anche il nocciolo, molto compatto, è capace di garantire densità di potenza di un ordine di
grandezza superiori a quelle dei reattori ad acqua leggera. Il sistema ad autofertilizzazione più
diffuso al mondo impiega uranio 238 come materiale fertile da cui si ottiene plutonio 239,
secondo la catena di trasformazioni spiegata in precedenza. La successiva fissione di un
nucleo di plutonio 239, innescata da un neutrone veloce, avviene con emissione di una media
di 2,8 neutroni, uno dei quali è necessario per indurre la fissione nello stadio successivo della
reazione a catena.
Lo schema di un reattore veloce a sodio è rappresentato in Figura 28. Il circuito intermedio,
anch’esso a base di sodio, impedisce il contatto diretto fra il sodio del circuito primario
altamente radioattivo e l’acqua del circuito secondario. Si evita così la reazione sodio-acqua,
esotermica ed esplosiva, se avviene in ambiente chiuso.
Il reattore che sfrutta il sistema autofertilizzante più avanzato è l'LMFBR (Liquid Metal Fast
Breeder Reactor, Reattore autofertilizzante rapido a metallo liquido). Lo sviluppo del sistema
LMFBR è iniziato negli Stati Uniti prima del 1950, con la costruzione del primo reattore
autofertilizzante sperimentale, EBR-1. Sono stati poi installati reattori autofertilizzanti
operativi in Gran Bretagna, Francia, Russia e in altri paesi dell'ex Unione Sovietica; nel
contempo, procede il lavoro a scopo sperimentale in Giappone e in Germania.
In un grosso impianto LMFBR, il nucleo del reattore è costituito da tubi sottili di acciaio
inossidabile contenenti il combustibile, composto da ossido di plutonio per il 15-20% e da
ossido di uranio per la frazione rimanente. L'apparato centrale contenente il nucleo del
72
114
20

eattore misura circa 3 m di altezza e 5 m di diametro ed è sospeso in un grosso contenitore di
sodio liquido che, grazie ad un sistema di pompe e scambiatori di calore, mantiene il reattore
a 500°C circa.
Il primo importante impianto di questo tipo per la generazione di elettricità, chiamato Super-
Phénix, è entrato in funzione in Francia nel 1984. Un impianto di medie dimensioni, il BN-
600, è stato costruito sulle coste del Mar Caspio per la produzione di energia e la dissalazione
dell'acqua.
Figura 28:schema reattore veloce a sodio.
Parametri Superphenix
Potenza elettrica (MW) 1200
Rendimento 40%
Circuiti primari
Massa totale sodio (t)
Temperatura ingresso nocciolo (°C)
Temperatura uscita nocciolo (°C)
Circuiti intermedi
Massa totale sodio (t)
Temperatura ingresso scambiatori (°C)
Temperatura uscita scambiatori (°C)
Circuito secondario
Temperatura acqua ingresso generatore di vapore (°C)
Temperatura vapore ingresso turbina (°C)
Pressione acqua ingresso generatore di vapore (bar)
Pressione vapore ingresso turbina (bar)
Tabella 4: parametri operativi della centrale Superphenix.
3500
395
545
1500
345
525
Se da un lato i reattori autofertilizzanti presentano maggiori criticità rispetto a quelli termici,
dall’altro sono capaci di generare vapore di qualità superiore, con caratteristiche di pressione
e temperatura che poco si discostano da quelle del vapore prodotto in centrali termoelettriche
convenzionali. Rispetto a queste ultime, nelle centrali nucleari, a parità di potenza, si
235
487
210
177
21

elaborano portate di vapore 4-5 volte maggiori a causa di salti entalpici in turbina inferiori (a
pari pressione di condensazione, è minore la temperatura massima del vapore prodotto).
Date le ingenti portate di vapore, è necessario che le turbine di una centrale nucleare siano
progettate ad hoc: una possibile soluzione è quella di adottare turbine multiflusso in media e
bassa pressione, oppure, sempre in bassa pressione, si cerca di limitare il problema relativo
alle elevate altezze di pala riducendo il numero di giri a 1500.
Un reattore in funzione viene costantemente controllato: la potenza in uscita viene regolata
mediante l'inserimento o la rimozione dal nocciolo del reattore di barre di controllo, costituite
da materiali capaci di assorbire neutroni. La posizione delle barre viene determinata in modo
che la reazione a catena proceda a ritmo costante.
Durante il funzionamento e anche dopo l'interruzione, un grosso reattore ha una radioattività
di miliardi di Curie; le radiazioni emesse dal materiale radioattivo vengono assorbite da
opportune schermature poste intorno al reattore e al circuito di raffreddamento primario. Le
strutture di sicurezza comprendono, inoltre, il sistema di raffreddamento del nucleo, che evita
che quest'ultimo raggiunga temperature pericolosamente elevate in caso di avaria dei sistemi
di raffreddamento principali, mediante introduzione di fluido refrigerante, ed uno schermo di
contenimento in acciaio e calcestruzzo, per impedire qualsiasi fuga radioattiva.
1.1.10 Il ciclo di vita del combustibile nucleare
Il ciclo del combustibile consta di tre stadi fondamentali: la preparazione del materiale che
alimenta il reattore, la fase di sfruttamento ed, infine, l'immagazzinamento o il riciclaggio del
combustibile esausto.
Nei reattori ad acqua leggera, l'uranio naturale, che contiene circa lo 0,7% di uranio 235,
viene estratto da giacimenti superficiali o sotterranei. Il minerale viene macinato e trasportato
in un impianto di conversione, in cui viene trasformato in esafluoruro di uranio gassoso (UF6).
Nell'impianto di arricchimento isotopico, questo gas viene indirizzato contro una barriera
porosa che funge da setaccio: l'uranio 235, più leggero, vi penetra più facilmente dell'uranio
238. Il prodotto arricchito viene mandato ad un impianto di fabbricazione del combustibile,
dove il gas di UF6 viene trasformato in polvere di ossido di uranio, e quindi nelle pastiglie di
cui sono composte le barre di combustibile. Queste ultime vengono assemblate e trasportate al
reattore, pronte per essere utilizzate.
Parte del combustibile deve essere sostituito ogni anno a causa dell'impoverimento in uranio
235 e dell'accumulo di prodotti di fissione che assorbono neutroni. Il combustibile usato viene
generalmente conservato, entro un tubo pressurizzato, per circa un mese e mantenuto, per
circa un anno, all'interno di vasche di raffreddamento, presso il reattore. Al termine del
periodo di raffreddamento, le barre vengono trasportate, all'interno di barili fortemente
schermati, in strutture di immagazzinamento permanenti o in impianti di riprocessamento
chimico; in questi ultimi l'uranio e il plutonio vengono separati dal resto delle scorie
radioattive e in parte recuperati per la produzione di nuovo combustibile. Occorre precisare
che, oggi, questa operazione non viene più effettuata poiché considerata non conveniente.
Lo stadio finale è l'immagazzinamento a lungo termine delle scorie radioattive, che
rimangono biologicamente pericolose per migliaia di anni. Le possibili alternative prevedono
l’immagazzinamento in depositi adeguatamente schermati e sorvegliati, la conversione in
composti stabili, l’inglobamento in vetri o ceramiche, l’incapsulamento in contenitori di
acciaio inossidabile ed, infine, il seppellimento sottoterra a profondità opportune, in siti
geologici particolarmente stabili.
22

Figura 29: trasformazione del combustibile dopo tre anni di sfruttamento in un reattore.
1.1.11 La sicurezza intrinseca dell’impianto
La sicurezza di un impianto nucleare poggia su tre punti cardine:
qualità del prodotto,
protezioni specifiche,
scelta del sito.
All’impianto, costruito a regola d’arte e secondo standard di qualità elevatissimi, si aggiunge
una serie di sistemi di protezione, aventi lo scopo di intervenire in caso di incidente, per
limitarne le conseguenze. Tra i più importanti vi sono: i sistemi aggiuntivi per la riduzione
della reattività, i sistemi di raffreddamento d’emergenza, i generatori autonomi di potenza
elettrica, i dispositivi d’iniezione d’emergenza ed il contenitore per il reattore. In particolare,
il sistema d’iniezione d’emergenza ha il compito di raffreddare il combustibile in caso di
perdita di refrigerante mentre il contenitore che avvolge il reattore ed i suoi circuiti ausiliari
funge da estrema difesa contro il rilascio di prodotti di fissione all’esterno dell’impianto.
L’insieme di tutti questi sistemi di protezione se, da un lato comporta un aggravio della
complessità della centrale e dei relativi costi, dall’altro contiene entro livelli accettabili gli
effetti di eventuali incidenti.
Anche un’accurata scelta del sito contribuisce a ridurre la probabilità di eventi avversi.
Bisogna dunque effettuare uno studio dettagliato di tutte le caratteristiche del territorio; le
competenze maturate nell’ambito di scienze come la sismologia, l’idrologia, la
geologia…consentono di individuare la collocazione ottimale, che minimizzi i rischi per la
popolazione.
1.1.12 La situazione attuale
Allo stato attuale, sono operativi nel mondo 439 reattori nucleari per la generazione di energia
elettrica, per un totale di 361 GW (Tabella 6).
Dall’energia nucleare proviene il 16% del totale di energia elettrica prodotta, contributo ben
più modesto al confronto dei combustibili fossili. I paesi in cui la presenza del nucleare è
significativa sono principalmente quelli del Nord America (USA), dell’Europa (Belgio,
Bulgaria, Francia, Slovacchia, Slovenia, Svizzera) e dell’ex URSS (Figura 30).
Le riserve di uranio attualmente conosciute ammontano a circa 3 milioni di tonnellate;
considerando che il consumo annuo di uranio è circa pari a 40000 tonnellate (si sottraggono,
dal valore riportato nell’ultima riga della Tabella 6, i consumi relativi ai reattori in
costruzione), si può dedurre che le centrali nucleari potranno continuare a funzionare per altri
70-75 anni.
Occorre precisare che questa previsione fa riferimento ai reattori termici, alimentati da un
combustibile che, al pari di quelli fossili, è destinato ad esaurirsi nel tempo. Per i reattori
autofertilizzanti, invece, non esiste alcuna limitazione relativa alla disponibilità di
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combustibile in natura: alimentati da nuclei fissili artificiali, rappresentano la possibilità
concreta di produrre energia elettrica da fonte inesauribile.
Paesi Riserve di uranio (t) %
Australia 863.000 28%
Kazakhistan 472.000 15%
Canada 437.000 14%
Sud Africa 298.000 10%
Namibia 235.000 8%
Brasile 197.000 6%
Russia 131.000 4%
USA 104.000 3%
Uzbekistan 103.000 3%
Totale mondiale 3.107.000 100%
Tabella 5: riserve di uranio (dati relativi al 2003).
Dal punto di vista economico, per stabilire se sia conveniente produrre energia elettrica per
mezzo di centrali nucleari, è opportuno confrontare i costi totali di produzione per kWh
associati a diverse tecnologie.
Tecnologia Costo totale di produzione di
energia elettrica (Euro/MWh)
Carbone 37
Olio combustibile 57
Gas naturale 45
Idroelettrica 20
Nucleare 15-25
La competitività delle centrali nucleari rispetto a quelle convenzionali è fuori discussione.
La peculiarità che caratterizza la struttura dei costi di un kWh nucleare consiste nell’assai
maggiore importanza del costo di investimento rispetto a quanto avviene per il kWh prodotto
in una centrale termoelettrica tradizionale. Ne derivano due importanti conseguenze:
l’impianto nucleare deve essere affidabile (almeno 6500 ore di funzionamento
all’anno);
sono convenienti impianti di grossa taglia per consistenti economie di scala.
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Figura 30: produzione di energia nucleare (milioni di tonnellate di petrolio equivalente.
Elettricità da energia Reattori Reattori in Reattori in Richiesta
nucleare operativi costruzione programma di uranio
KWh*10 9 % e.e. N° MW N° MW N° MW t
Argentina 5.4 7.2 2 935 0 0 1 692 140
Armenia 2.1 41 1 376 0 0 0 0 54
Belgio 44.7 57 7 5728 0 0 0 0 1163
Brasile 13.8 4.0 2 1855 0 0 1 1245 303
Bulgaria 20.2 47 4 2722 0 0 0 0 340
Canada* 71.0 12 17 13051 0 0 3 1545 1692
Cina 23.5 1.4* 8 6002 3 2535 4 3800 1172
Taiwan 33.9 21* 6 4884 2 2600 0 0 955
Repubblica Ceca 18.7 25 6 3472 0 0 0 0 474
Finlandia 21.4 30 4 2656 0 0 1 1600 542
Francia 415.5 78 59 63473 0 0 0 0 10181
Germania 162.3 30 18 20609 0 0 0 0 3704
Ungheria 12.8 36 4 1755 0 0 0 0 271
India 17.8 3.7 14 2550 8 3728 1 440 299
Iran 0 0 0 0 1 950 1 950 125
Giappone 313.8 39 53 44153 3 3696 12 15858 7661
Korea del Nord 0 0 0 0 1 950 1 950 0
Korea del Sud 113.1 39 18 14870 2 1900 8 9200 2819
Lituania 12.9 80 2 2370 0 0 0 0 290
Messico 9.4 4.1 2 1310 0 0 0 0 233
Paesi Bassi 3.7 4.0 1 452 0 0 0 0 112
Pakistan 1.8 2.5 2 425 0 0 1 300 57
Romania 5.1 10 1 655 1 655 0 0 90
Russia 130.0 16 30 20793 6 5575 0 0 3013
Slovacchia 18.0 65 6 2472 0 0 0 0 370
Slovenia 5.3 41 1 679 0 0 0 0 128
Sud Africa 12.0 5.9 2 1842 0 0 0 0 356
Spagna 60.3 26 9 7433 0 0 0 0 1629
Svezia 65.6 46 11 9460 0 0 0 0 1536
Svizzera 25.7 40 5 3170 0 0 0 0 596
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Ucraina 73.4 46 13 11195 2 1900 0 0 1512
Regno Unito 81.1 22 27 12082 0 0 0 0 2488
USA 780.1 20 104 98622 0 0 0 0 22353
Totale 2574 16 439 361051 29 24489 35 37645 66658
Tabella 6: reattori nucleari per la generazione di potenza e richiesta di uranio.
1.1.13 Appendice
L’arricchimento del combustibile, necessario per aumentare la concentrazione di uranio 235
in modo da favorire le reazioni di fissione, non è uniforme nella sezione del nocciolo. Questo
è suddiviso in tre parti all’incirca uguali, i cui fasci presentano un diverso arricchimento: circa
2,25%, 2,80% e 3,30%. I fasci ad arricchimento basso ed intermedio sono disposti nella zona
centrale secondo uno schema a scacchiera mentre quelli ad arricchimento elevato sono
disposti lungo la corona periferica (Figura 31).
Il rinnovamento del combustibile viene effettuato a reattore spento, scoperchiando il
recipiente a pressione: durante il primo ricambio, i fasci a più basso arricchimento vengono
scaricati, quelli a più alto arricchimento ne prendono il posto ed i fasci di combustibile fresco
sostituiscono questi ultimi.
Figura 31: distribuzione degli arricchimenti nella carica iniziale di un reattore PWR.
Figura 32. reattore BWR.
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Figura 33: centrale di Hinkley Point-B.
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