Reattori nucleari di nuova generazione - fisica/mente

Indice
Reattori nucleari di nuova generazione
1 Descrizione e funzionamento di un
reattore nucleare
(di Descrizione e funzionamento di un
reattore nucleare) 2
2 Le quattro generazioni dei reattori
3 Reattori raffreddati a gas 3
4 Reattori raffreddati ad acqua 4
5 Reattori raffreddati con metalli
pesanti 5
6 Cicli di combustibile once-through
e multipli 6
7 Conclusione 6
Un dossier di Claudio Sartori,
aggiornato al 03.03.2006
3
Introduzione
Scopriamo come funzionano e quali novità
porteranno.
Sono passati ormai più di sessant’anni da quel
lontano 2 dicembre 1942, quando Enrico Fermi,
sotto gli spalti dello stadio Stagg Field di Chicago,
realizzò la prima reazione nucleare controllata
della storia. Gli sviluppi di quella scoperta
condizionarono profondamente il destino dell’umanità
sia nel bene che nel male: l’avere a disposizione
una fonte di energia pressoché inesauribile
fu di indubbia importanza nello sviluppo
industriale del secondo dopoguerra.
D’altro canto gli effetti terribili dello scoppio
delle bombe atomiche little boy e fat man rispettivamente
su Hiroshima e Nagasaki restano impressi
nella memoria collettiva come due tra gli
atti più spregevoli che l’essere umano abbia mai
compiuto contro dei propri simili. La scoperta
della fissione nucleare trovò le sue prime applicazioni
per la produzione dell’energia elettrica
sul finire degli anni 50, quando entrarono in
funzione i primi reattori ad acqua pressurizzata
PWR (Pressurized Water Reactor).
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Reattori nucleari di nuova generazione 2
1 Descrizione e funzionamento
di un reattore nucleare
(di Descrizione e funzionamento
di un reattore nucleare)
Il combustibile nucleare sotto la forma di piccole
pastiglie (pellets) di biossido di uranio è incapsulato
all’interno di barre di zircaloy (lega a
base di zirconio). A loro volta le barre di combustibile
sono raggruppate in schiere per esempio
da 17x17 a costituire il singolo elemento di
combustibile. Circa duecento di questi elementi,
distribuiti geometricamente in modo opportuno,
formano il nocciolo del reattore.
Quando un neutrone colpisce un nucleo di
uranio 235(composto cioè da 92 protoni e 143
neutroni) ne provoca la fissione, ossia il nucleo
si frantuma in due costituenti più leggeri
con l’emissione di due o tre neutroni. Questi
nuovi neutroni emessi possono colpire altri nuclei
di 235 U, provocando altre fissioni e innescando
quindi la reazione a catena, oppure possono
essere assorbiti da materiale inerte come
il cadmio o sfuggire dal perimetro del nocciolo:
in entrambi i casi non generano altre reazioni di
fissione e non contribuiscono al sostentamento
della reazione a catena. Quando all’interno del
nocciolo vengono inserite le barre di controllo,
costituite da elementi che assorbono i neutroni,
la reazione a catena tende ad estinguersi e la
potenza termica prodotta può essere controllata
fino eventualmente allo spegnimento totale del
reattore.
Un dossier di Claudio Sartori,
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Non tutti gli isotopi dell’uranio sono però fissili:
per esempio l’isotopo più abbondante di questo
elemento, che ha numero di massa 238 (92 protoni
e 146 neutroni), non si spacca se viene colpito
da un neutrone, ma si trasforma in plutonio
239, che invece è fissile. Tali isotopi sono detti
fertili, poiché pur non essendo fissionabili,
quando assorbono un neutrone, si trasformano
in un isotopo fissile. Generalmente un isotopo
che ha numero di massa dispari e che assorbe
un neutrone ha una probabilità di generare una
fissione molto maggiore di quella di un isotopo
di numero di massa pari.
Vi è tuttavia un altro fattore che deve essere
tenuto in considerazione per poter innescare
la reazione a catena. I neutroni che vengono
prodotti dalla reazione di fissione hanno velocità
elevatissime (superiori a 70 milioni di km/h). In
queste condizioni la probabilità che un neutrone
colpisca un nucleo è bassissima: per poterla aumentare
è necessario diminuire la velocità della
particella. A questo scopo il nocciolo è immerso
in un mezzo moderatore di neutroni: ad esempio
l’idrogeno contenuto nella molecola dell’acqua
naturale assolve bene a questo scopo. Se immaginiamo
che il neutrone sia una palla da biliardo
che urta contro un’altra palla pressoché identica,
si verifica che il neutrone trasferisce la maggior
parte della sua energia cinetica al protone
(nucleo di idrogeno), rallentando quindi notevolmente
la sua corsa. Se invece il neutrone urtasse
contro una particella molto più massiccia di lui,
semplicemente rimbalzerebbe via in un’altra direzione
senza alcuna diminuzione apprezzabile
della sua velocità. In seguito alle collisioni con
i nuclei dell’idrogeno presenti nell’acqua il neutrone
diventa termico, ciò significa che la sua
velocità si è ridotta a valori dell’ordine di 8000
km/h: in questo regime è alta la probabilità che
il neutrone durante il suo cammino incontri un
nucleo fissile.
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Reattori nucleari di nuova generazione 3
Le reazioni di fissione producono calore che
viene raccolto dal liquido refrigerante in cui è
immerso il nocciolo: nel caso dei reattori PWR
il refrigerante è acqua naturale che funge anche
da moderatore di neutroni. Esistono tuttavia
soluzioni diverse che utilizzano come refrigerante
un gas, l’anidride carbonica, e come moderatore
la grafite. In altri tipi di reattore viene
impiegata l’acqua pesante (deuterio al posto dell’idrogeno
nella molecola dell’acqua) e in altri
ancora si utilizza come moderatore e refrigerante
un metallo allo stato liquido come il sodio
(reattori a spettro veloce).
Il calore asportato dal nocciolo del reattore aumenta
la temperatura del liquido refrigerante
che fluisce per mezzo di opportune pompe nel
circuito primario, dove viene convogliato in uno
scambiatore di calore in cui cede il suo carico
termico al fluido circolante nel circuito secondario.
In questo secondo circuito viene generato
il vapore che farà muovere le pale della
turbina, la quale trasferirà la propria energia
cinetica all’alternatore che la trasformerà in
energia elettrica.
2 Le quattro generazioni dei
reattori
Gli impianti nucleari sono stati suddivisi in
quattro generazioni. Alla generazione I appartengono
i primi prototipi di reattore costruiti
a cavallo tra gli anni 40 e 50 principalmente
con lo scopo di dimostrare la fattibilità scientifica
e tecnologica di un impianto nucleare per la
produzione di energia elettrica.
Le centrali attualmente in esercizio apparten-
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gono invece alla generazione II e sono caratterizzate
dal fatto di avere una grande stazione
centrale. Proprio gli incidenti di Three Mile Island
negli anni settanta e di Chernobyl dieci
anni dopo hanno dato la spinta per progettare
centrali a sicurezza intrinseca (generazione
III). In questa generazione di reattori si introduce
una notevole semplificazione impiantistica
riducendo il numero dei circuiti e componenti
e conseguentemente abbassando la probabilità
di guasti. Inoltre viene introdotto un
sistema addizionale di spegnimento del reattore
completamente passivo: l’ATSS (Additional
Temperature-actuated Scram System) in
virtù del quale ogni qual volta la temperatura
del nocciolo dovesse superare un determinato
valore, solamente in base alla dilatazione termica
di particolari sensori verrebbe attuato il sistema
di leve che sgancia e inserisce per caduta
le barre di controllo nel nocciolo, senza bisogno
di apporto di energia o di un operatore esterno.
I reattori di questa generazione non hanno però
avuto una grande diffusione e solamente nel 1999
gli Stati Uniti, attraverso il loro Department
of Energy, hanno dato il via al programma
Generation IV allo scopo di progettare dei
reattori nucleari di nuova concezione che assicurino
la sostenibilità ambientale, la sicurezza
e la competitività dal punto di vista economico
rispetto alle altre fonti di energia. A tale programma
hanno aderito altre otto nazioni: Argentina,
Brasile, Canada, Francia, Giappone,
Sudafrica, Corea del Sud e Gran Bretagna. La
Russia è parte attiva nei progetti che riguardano
i reattori a spettro veloce.
3 Reattori raffreddati a gas
Si è detto nelle sezioni precedenti che esistono,
sebbene in numero limitato, dei reattori che
adottano come fluido refrigerante un gas:
l’anidride carbonica o l’elio. Per la generazione
IV è in fase di progettazione il reattore
a letto di sfere, raffreddato ad elio, di cui un
prototipo dovrebbe incominciare a funzionare
nel 2006 in Sudafrica.
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Ogni sfera del diametro di circa 60 mm è costituita
da un guscio di grafite all’interno del quale
sono presenti 15.000 particelle di diametro di
poco più di mezzo millimetro che contengono
il combustibile di ossido di uranio. Ogni particella
possiede una serie di gusci concentrici che
avvolgono il combustibile nucleare: si parte dallo
strato esterno di carbonio pirolitico, che a sua
volta contiene il rivestimento di carburo di silicio
il quale, data la sua notevole resistenza, ha la
funzione di contenitore a pressione per i prodotti
di fissione. Vi è poi un ulteriore strato di carbonio
pirolitico che insieme ad un ultimo strato
di carbonio poroso ospita al proprio interno il
nucleo di ossido di uranio.
Nel nocciolo oltre alle sfere di combustibile
sono presenti anche 100.000 sfere che contengono
solamente grafite: ciò consente di controllare
la distribuzione di potenza e di temperatura
del reattore. In media ogni minuto una
sfera di combustibile viene estratta dal basso del
nocciolo e dall’alto ne viene inserita una nuova.
In tal modo ogni sfera viaggia gradatamente verso
il basso impiegando circa 6 mesi a completare
il suo iter. Il nocciolo si trova quindi sempre in
condizioni ottimali dal punto di vista del combustibile
e ogni sfera è sottoposta a sollecitazioni
inferiori rispetto a quelle che deve sopportare
un elemento di combustibile fisso, aumentando
pertanto il grado di sicurezza di questi nuovi
reattori rispetto agli attuali.
L’elio preleva l’energia termica prodotta dal
nocciolo e viene immesso ad una temperatura
di 900 ◦ C direttamente in una turbina a gas la
quale, accoppiata all’alternatore, produce l’energia
elettrica. L’elio di raffreddamento ha alcuni
vantaggi rispetto all’acqua naturale: in primo
luogo il sistema alternatore-turbina ad elio
ha un rendimento del 40% rispetto a quello del
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25% dell’analogo sistema utilizzato nei reattori
raffreddati ad acqua naturale. In secondo luogo
l’elio è un gas inerte e come tale non reagisce
chimicamente con i materiali con cui viene a
contatto, al contrario dell’acqua che ha invece
una azione corrosiva sulle strutture del reattore.
Un ulteriore vantaggio dei reattori a letto di
sfere è dato dalle dimensioni sicuramente più
contenute rispetto ai reattori attuali; inoltre il
numero ridotto di sottosistemi presenti ne abbatte
il costo complessivo, assolvendo al requisito
di competitività economica richiesto dal
progetto Generation IV.
4 Reattori raffreddati ad acqua
Anche sui reattori convenzionali raffreddati
ad acqua si cerca di apportare alcune migliorie
che consentano di aumentarne la sicurezza e
abbassarne il costo.
La tendenza è quella di progettare reattori a
potenze inferiori rispetto alle attuali in modo
tale da aver moduli di dimensione più piccola.
Inoltre si vuole portare all’interno del contenitore
metallico in pressione anche il generatore
di vapore e il sistema di attuazione delle barre
di controllo. In questo modo il sistema non può
subire in caso di incidente una perdita significativa
del liquido refrigerante, fatto che si verificò
a Three Mile Island. Inoltre le barre di controllo
non possono venire espulse dal nocciolo aumentando
così notevolmente la sicurezza del sistema.
Il reattore IRIS, progettato dalla Westinghouse
Electric con una potenza di uscita fino a 350
MW, è un esempio di impianto di IV generazione
raffreddato ad acqua.
Un ulteriore sviluppo per questa tipologia di
reattori è dato dalla possibilità di funzionamento
a temperature e pressioni superiori a quelle
del punto critico dell’acqua. In tali condizioni
non può esistere la fase liquida dell’acqua che
si presenta quindi esclusivamente sotto la forma
di vapore. Questo fatto costituisce una notevole
semplificazione dell’impianto del ricircolo del
vapore che diventa monofase; inoltre l’acqua al
di sopra del punto critico possiede una elevata
conducibilità termica e un grande calore speci-
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Reattori nucleari di nuova generazione 5
fico, tutte caratteristiche che portano ad avere
un rendimento termico fino al 45%.
Il maggiore svantaggio dell’utilizzo dell’acqua
come refrigerante rimane l’alto livello di corrosione
a cui sono sottoposte le strutture del
reattore: è necessario pertanto sviluppare nuovi
materiali che siano più resistenti al degrado.
5 Reattori raffreddati con metalli
pesanti
Un neutrone affinché possa provocare una
reazione di fissione deve essere rallentato fino
a velocità termiche. Esiste tuttavia una classe
di reattori a spettro veloce che invece utilizzano
neutroni a velocità superiori (dell’ordine di 13
milioni di km/h): questi reattori hanno il vantaggio
rispetto a quelli termici di produrre insieme
con le reazioni di fissione anche elementi
fissili come il plutonio. Per poter moderare
i neutroni fino alle velocità richieste è necessario
farli collidere con bersagli più pesanti dell’idrogeno
in modo tale che nell’urto non cedano
troppa energia cinetica. Per questo motivo come
moderatore vengono utilizzati dei metalli allo
stato liquido, ad esempio il sodio. Tuttavia
questo metallo ha il grosso inconveniente che se
viene a contatto con l’acqua si incendia e può
dare origine anche a delle esplosioni. Inoltre ha
bisogno di due fasi di raffreddamento prima di
entrare in turbina e ciò non lo rende economicamente
conveniente nei confronti degli altri refrigeranti.
Quindi l’attenzione dei progettisti si
è rivolta verso una miscela eutettica di piombo
e bismuto (LBE) che ha le caratteristiche
migliori per questa tipologia di reattori.
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Un reattore a spettro veloce raffreddato a LBE
possiede alcuni vantaggi. L’elevato punto di fusione
della miscela LBE permette di operare a
pressione atmosferica senza bisogno quindi di
pressurizzare il contenitore del reattore con conseguente
miglioramento della sicurezza. Si eliminerebbero
tutte le tipologie di incidente caratteristiche
dei reattori PWR. La presenza del piombo
è utile per schermare le radiazioni (raggi
gamma) riducendo la necessità di utilizzare
pesanti e costose schermature. Inoltre può essere
interessante esaminare la possibilità di far
circolare il refrigerante in modo naturale, solamente
in base alla variazione di densità del liquido
in funzione della temperatura, senza quindi
far uso di pompe che potrebbero guastarsi. Infine
la miscela LBE ha una elevata capacità di
trasferire calore e questo permette di progettare
noccioli molto compatti, quindi più piccoli ed
economici. La Russia ha appena ultimato il progetto
del reattore BREST, raffreddato con LBE,
che con i suoi 1200 MW di potenza potrebbe
soddisfare il fabbisogno di energia elettrica di
più di 900.000 abitazioni.
L’aspetto forse più interessante dei reattori veloci
di IV generazione risiede nella possibilità di
bruciare alcune scorie radioattive prodotte dal
reattore stesso, migliorando sia il rendimento
energetico dell’impianto, sia risolvendo in parte
il grosso problema del trattamento e stoccaggio
delle scorie. Le scorie radioattive possono essere
suddivise in due grossi gruppi: i prodotti di
fissione del nucleo come il cesio e il kripton che
sono altamente radioattivi, ma hanno una vita
media che in genere non è superiore ai 30 anni
e i cosiddetti elementi transuranici (elementi
non presenti in natura che hanno numero atomico
maggiore di 92 cioè dell’uranio) debolmente
radioattivi ma con vite medie che vanno da alcune
decine di migliaia di anni ad alcuni milioni.
Il problema del trattamento delle scorie assume
pertanto due aspetti differenti: i nuclidi radioattivi
a vita media relativamente breve sono destinati
a diventare innocui nel giro di qualche decina
d’anni, mentre per gli elementi transuranici
sussiste la necessità di doverli confinare per
tempi estremamente lunghi, impattando sicuramente
sulla qualità della vita delle generazioni
future. Per questa seconda categoria di scorie
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Reattori nucleari di nuova generazione 6
i reattori a spettro veloce ci vengono in aiuto.
Consideriamo per esempio il nettunio, elemento
transuranico avente numero atomico 93 e numero
di massa 237 e che ha una vita media di
circa 2 milioni di anni. Assorbendo un neutrone
esso diventa nettunio 238 che è molto instabile.
Infatti dopo appena due giorni decade nel plutonio
238. Questo isotopo, sebbene non sia fissile
(numero di massa pari) è tuttavia fertile: infatti
catturando un neutrone diventa plutonio 239
che è fissile. In tal modo nei reattori raffreddati
a metallo liquido è possibile bruciare alcuni elementi
transuranici e trasformarli in combustibile
nucleare evitando di doverli stoccare per tempi
lunghissimi.
6 Cicli di combustibile oncethrough
e multipli
La possibilità offerta dai reattori a spettro veloce
di bruciare alcuni tipi di scorie ha indotto
il progetto Generation IV a occuparsi anche del
ciclo di riprocessamento del combustibile
esausto. Infatti negli Stati Uniti il ciclo del
combustibile è aperto o once-through: ciò
significa che l’uranio estratto dalle miniere viene
bruciato una sola volta e, quando è esausto,
viene depositato per lo smaltimento definitivo.
In paesi come la Francia e la Gran Bretagna
invece si utilizzano cicli di combustibile multipli
che ad ogni passaggio recuperano il materiale fissile
dalle barre del combustibile esausto e lo sottopongono
al riprocessamento. In tal modo l’uranio
opportunamente trattato viene riutilizzato
più volte.
Il ciclo once-through parte dalle miniere di
uranio dove viene estratto il minerale che contiene
essenzialmente l’isotopo 238 U. Occorre
quindi arricchire l’ossido di uranio con l’isotopo
fissile 235 U e ciò viene fatto in appositi impianti.
Successivamente le pastiglie di combustibile vengono
incamiciate nelle barre che a loro volta
sono assemblate negli elementi di combustibile.
Questi ultimi sono inviati agli impianti pronti
per essere utilizzati nel reattore. Quando il combustibile
è esausto, l’elemento viene rimosso dal
nocciolo e depositato in una vasca di stoccag-
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gio temporaneo per permettere che i nuclidi
più radioattivi decadano parzialmente. Infine il
combustibile viene stoccato definitivamente nei
depositi permanenti.
Nei cicli con riprocessamento le barre di combustibile
esausto vengono trattate in modo tale
da separare le scorie non più utilizzabili dall’uranio
e dal plutonio. E’ proprio in questa fase
che, grazie ai reattori a spettro veloce, si possono
riutilizzare gli elementi transuranici come
isotopi fertili.
Lo schema a ciclo singolo è meno costoso, ma
comporta lo stoccaggio di una maggiore quantità
di scorie radioattive; viceversa lo schema a
cicli multipli, sebbene comporti maggiori costi,
offre il vantaggio di dover stoccare una quantità
decisamente minore di scorie radioattive
con livelli di tossicità sicuramente inferiori. Lo
schema a cicli multipli permette anche di massimizzare
il consumo di plutonio, limitando così
la proliferazione delle armi nucleari.
7 Conclusione
L’ipotesi nucleare come fonte sostenibile di energia
ha ripreso corpo dopo gli anni bui seguiti al
disastro di Chernobyl. I fattori su cui il progetto
Generation IV ha posto l’accento sono: sicurezza,
sostenibilità ambientale, competitività economica
del nucleare nei confronti delle altre fonti
di energia e non proliferazione di materiale fissile
a scopi militari. La maggior parte dei paesi più
industrializzati del mondo ha aderito a questo
consorzio. Purtroppo l’Italia resta per ora a
guardare, perdendo sicuramente una grossa opportunità
per migliorare le proprie conoscenze e
il proprio background culturale in un settore ad
elevato contenuto tecnologico ed innovativo.
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