Centrale nucleare

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Centrale nucleare di Cofrentes (Spagna)
Centrale nucleare di Cofrentes (Spagna)

Per centrale nucleare si intende normalmente una centrale nucleare a fissione, ovvero una centrale elettrica che utilizza uno o più reattori nucleari a fissione.

Il termine si può applicare anche alle future centrali a fusione nucleare, che impiegheranno un reattore a fusione nucleare; tuttavia la ricerca in questo campo è ancora molto incompleta e sono stati ottenuti solo degli abbozzi di fusione controllata; pertanto l'opinione degli esperti del settore è che non verranno costruite centrali a fusione prima del 2050.

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Storia [modifica]

Origini [modifica]

La fissione nucleare fu ottenuta sperimentalmente per la prima volta da Enrico Fermi nel 1934 bombardando l'uranio con neutroni. Nel 1938 i chimici tedeschi Otto Hahn e Fritz Strassmann, congiuntamente ai fisici austriaci Lise Meitner e Otto Robert Frisch, condussero esperimenti con i prodotti della reazione di bombardamento dell'uranio. Determinarono che il neutrone, relativamente piccolo, è in grado di scindere il nucleo dei pesanti atomi di uranio in due parti pressoché uguali. Numerosi scienziati (tra i primi Leo Szilard) compresero che le reazioni di fissione rilasciavano ulteriori neutroni, con il risultato di potere originare una reazione nucleare a catena in grado di alimentarsi da sola. Gli scienziati in molte nazioni (inclusi gli Stati Uniti, il Regno Unito, la Francia, la Germania e l'URSS) furono spronati dai risultati sperimentali a chiedere ai loro rispettivi governi un supporto alla ricerca sulla fissione nucleare.

Negli Stati Uniti, dove emigrarono sia Fermi che Szilard, fu costruito il primo reattore, conosciuto come Chicago Pile-1, che divenne critico il 2 dicembre 1942. Questo lavoro rientrò nell'ambito del progetto Manhattan, che portò anche alla costruzione di enormi reattori a Hanford allo scopo di produrre plutonio da utilizzare per le prime armi nucleari (parallelamente fu approntato un piano di arricchimento dell'uranio).

Dopo la seconda guerra mondiale, il timore che la ricerca sui reattori potesse incoraggiare il rapido sviluppo di armi nucleari anche in funzione delle conoscenze accumulate, insieme all'opinione di molti scienziati che ritenevano occorresse un lungo periodo di sviluppo, crearono una situazione in cui la ricerca in questo settore fu tenuta sotto stretto controllo dai governi. Effettivamente, la maggioranza delle ricerche sui reattori era incentrata a fini puramente militari. L'elettricità venne prodotta per la prima volta da un reattore nucleare il 20 dicembre 1951, alla stazione sperimentale EBR-I (Experimental Breeder Reactor I) vicino ad Arco, che inizialmente produceva circa 100 kW (fu anche il primo reattore a subire un incidente di parziale fusione del nocciolo nel 1955). Nel 1953 un discorso del presidente Dwight Eisenhower, "Atomi per la pace", enfatizzò l'utilizzo dell'atomo per scopi civili e sostenne un piano politico per porre in prima piano gli Stati Uniti in un'ottica di sviluppo internazionale del nucleare. Nel 1954 Lewis Strauss, presidente della Atomic Energy Commission statunitense, in un convegno di scrittori scientifici sostenne: "Non è troppo aspettarsi che i nostri figli usufruiranno nelle loro case di energia elettrica troppo economica per poter essere misurata".[1]

Primi anni [modifica]

La centrale nucleare di Shippingport fu inaugurata nel 1957 e rappresentò il primo reattore commerciale statunitense.
La centrale nucleare di Shippingport fu inaugurata nel 1957 e rappresentò il primo reattore commerciale statunitense.

Il discorso pronunciato da Strauss nel 1954 contribuì ad alimentare il dibattito pubblico. A quei tempi il consenso politico ed economico sull'uso dell'energia nucleare era dettato dalla speranza di usufruire di energia più economica rispetto alle fonti energetiche convenzionali.

Il 27 giugno 1954, la centrale nucleare di Obninsk divenne il primo impianto al mondo a generare elettricità per una rete di trasmissione e produceva circa 5 MW di potenza.[2][3]

Nel 1955 la "Prima Conferenza di Ginevra" delle Nazioni Unite, il più grande incontro mondiale di scienzati e ingegneri, si riunì per studiare la tecnologia. Nel 1957 venne lanciata l'EURATOM accanto alla Comunità Economica Europea (quella che successivamente divenne l'Unione Europea). Nello stesso anno nacque anche l'Agenzia Internazionale per l'Energia Atomica (IAEA).

La prima centrale nucleare commerciale al mondo fu quella di Calder Hall, a Sellafield in Inghilterra, e iniziò a lavorare nel 1956 con una potenza iniziale di 50 MW (successivamente divenuti 200 MW).[4] Il primo reattore nucleare operativo negli Stati Uniti fu invece il reattore di Shippingport, in Pennsylvania (dicembre 1957).

Una delle prime organizzazioni che svilupparono la tecnologia nucleare fu la Marina Americana, per la propulsione dei sottomarini e delle portaerei. Grande sostenitore di questa applicazione del nucleare fu l'ammiraglio Hyman Rickover, che tra l'altro sostenne anche la costruzione del reattore di Shippingport. La Marina Americana ha utilizzato più reattori nucleari di qualsiasi altra organizzazione, inclusa la Marina Sovietica, mantenendo il riserbo sui maggiori incidenti conosciuti. Il primo sottomarino nucleare, USS Nautilus (SSN-571), solcò i mari nel 1955. Due sottomarini nucleari statunitensi, USS Scorpion (SSN-589) e USS Thresher (SSN-593), andarono dispersi in mare.

Enrico Fermi e Leo Szilard condivisero il brevetto U.S. Patent 2,708,656 nel 1955 per il primo reattore nucleare, garantendosi tardivamente per il loro lavoro svolto durante il progetto Manhattan.

Sviluppo [modifica]

Per approfondire, vedi la voce Abbandono dell'energia nucleare, e in particolare il quadro della situazione nei vari Paesi.
Andamento storico dell'utilizzo di energia nucleare (in alto) e del numero di centrali nucleari attive (in basso).
Andamento storico dell'utilizzo di energia nucleare (in alto) e del numero di centrali nucleari attive (in basso).

La potenza delle centrali nucleari aumentò velocemente, passando da meno di 1 GW nel 1960 a 100 GW nei tardi anni '70 e 300 GW nei tardi anni '80. Dal tardo 1980 la potenza è andata crescendo molto più lentamente, raggiungendo i 366 GW nel 2005, con la maggiore espansione avutasi in Cina. Tra il 1970 e il 1990 furono in costruzione centrali per più di 50 GW di potenza, con un picco a oltre 150 GW tra il tardo 1970 e i primi anni '80; nel 2005 sono stati pianificati circa 25 GW di nuova potenza. Più dei 2/3 di tutti gli impianti nucleari programmati dopo il gennaio 1970 furono alla fine cancellati.[5]

Durante gli anni '70 e '80 il crescere dei costi economici (legati ai tempi di costruzione delle centrali) e la diminuzione dei prezzi dei combustibili fossili resero gli impianti nucleari allora in costruzione meno attrattivi. Negli anni 1980, negli Stati Uniti, e negli anni '90, in Europa, la crescita meno marcata della potenza e la liberalizzazione dell'elettricità hanno anche contribuito a rendere la tecnologia meno attraente.

La crisi del petrolio del 1973 ebbe un forte effetto sulle politiche energetiche: la Francia e il Giappone che usavano soprattutto petrolio per produrre energia elettrica (rispettivamente, in tal modo producevano il 39% e il 73% dell'energia elettrica totale) investirono sul nucleare.[6][7] Oggi le centrali nucleari forniscono rispettivamente circa l'80% e il 30% di elettricità in queste nazioni.

L'opinione pubblica, in seguito a incidenti quali quello di Three Mile Island (USA) nel 1979 e il disastro di Chernobyl del 1986, ha dato vita negli ultimi venti anni del ventesimo secolo ad alcuni movimenti che hanno influenzato la costruzione di nuovi impianti in molte nazioni.

Diversamente dall'incidente di Three Mile Island, il più grave incidente di Chernobyl non influì sulla regolamentazione della costruzione dei nuovi reattori occidentali, dato che la tecnologia di Chernobyl utilizzava i problematici reattori RBMK sfruttati solamente in Unione Sovietica e per esempio carenti di strutture di contenimento.[8] L'Associazione Mondiale di Operatori del Nucleare (WANO) venne creata nel 1989 allo scopo di promuovere la cultura della sicurezza e lo sviluppo professionale degli operatori impiegati nel campo dell'energia nucleare.

In Irlanda, Nuova Zelanda e Polonia l'opposizione ha impedito lo sviluppo di programmi nucleari, mentre in Austria (1978), Svezia (1980) e Italia (sull'onda di Chernobyl nel 1987) un referendum ha bloccato l'utilizzo del nucleare.

In Italia, il Governo Berlusconi il 23 maggio 2008 ha annunciato la ripresa del piano nucleare interrotto da due decenni, con l'impegno ad avviare la costruzione di una centrale entro il 2010.[9]

Centrali elettronucleari in Italia[10]
Centrale Tipo Potenza elettrica netta (MWe) Inizio costruzione 1° accensione reattore Effettiva operatività commerciale Arresto finale
Caorso BWR 850 1/1/1970 31/1/1977 1/12/1981 1/7/1990
Trino* PWR 260 7/1/1961 21/6/1964 1/1/1965 1/7/1990
Garigliano** BWR 150 11/1/1959 5/1/1963 1/6/1964 1/3/1982
Latina gas-grafite 153 11/1/1958 27/12/1962 1/1/1964 1/12/1987
*non ha prodotto elettricità tra fine 1979 ed il 1983; **non ha prodotto elettricità fra il 1979 ed il 1982

Si noti che, considerata la durata media di tali impianti (25-30 anni dal momento dell’accensione del reattore), alla data dei referendum italiani (1987) la centrale di Garigliano era già stata chiusa per raggiunti limiti d’età mentre quelle di Latina e Trino vercellese lo sarebbero state entro pochi anni. L'unica centrale che è davvero stata chiusa prematuramente è quella di Caorso in provincia di Piacenza.

Futuro [modifica]

Al 2007, Watts Bar 1, che divenne operativo il 7 febbraio 1996, è l'ultimo reattore commerciale entrato in funzione negli Stati Uniti. Questo fatto viene spesso citato come riprova del successo della campagna mondiale per il superamento dell'energia nucleare. A dispetto di ciò negli stessi Stati Uniti e in Europa l'investimento nella ricerca è continuato e alcuni esperti attualmente prevedono che la carenza di energia elettrica, l'aumento di costo e l'esaurimento dei combustibili fossili, il riscaldamento globale e le emissioni legate all'utilizzo di tali combustibili, i livelli di controllo e di sicurezza raggiunti porteranno a una nuova domanda di centrali nucleari.[11][12]

Molte nazioni restano particolarmente attive nello sviluppo dell'energia nucleare, tra le quali Giappone, Cina e India, tutte attive nello sviluppo della tecnologie sia veloce sia termica; la Sud Corea e gli Stati Uniti solamente nello sviluppo della tecnologia termica; e Sud Africa e Cina nello sviluppo di versioni di reattore nucleare modulare pebble bed (PBMR). Finlandia e Francia perseguono attivamente programmi nucleari; la Finlandia ha in costruzione uno dei primi reattori nucleari di III generazione del tipo EPR dell'Areva, che attualmente è in ritardo di due anni rispetto ai programmi.[13] Il Giappone ha un attivo programma di costruzione di centrali nucleari con nuove unità divenute operative nel 2005. Negli Stati Uniti tre consorzi risposero nel 2004 alla sollecitazione dello United States Department of Energy riguardante il "Programma di Energia Nucleare 2010" e furono compensati con fondi per la costruzione di nuovi reattori, tra cui un reattore di quarta generazione VHTR concepito per produrre sia elettricità che idrogeno.[14] Nei primi anni del ventunesimo secolo l'energia nucleare ha destato particolare interesse in Cina e India per sostenere il loro rapido sviluppo economico; entrambe stanno sviluppando reattori riproduttori rapidi. [15][16] La politica energetica del Regno Unito riconosce la probabile futura carenza di approvvigionamento energetico, che potrà essere colmata dalla costruzione di nuove centrali nucleari o prolungando il tempo di vita degli attuali impianti esistenti. [17]

Il 20 dicembre 2002 il Consiglio dei Ministri bulgaro si espresse favorevolmente alla ripresa della costruzione della centrale nucleare di Belene. Le fondamenta dell'impianto furono poste nel 1987, però la costruzione fu abbandonata nel 1990, con il primo reattore pronto al 40%. Si prevede che il primo reattore divenga operativo nel 2013, e il secondo nel 2014.[18]

Centrale nucleare a fissione [modifica]

Funzionamento [modifica]

Per approfondire, vedi la voce Reattore nucleare a fissione.
Schema di funzionamento di una centrale nucleare a fissione. Il calore sviluppato dalla reazione di fissione all'interno del reattore viene trasferito tramite un fluido diatermico a un flusso di acqua che genera vapore surriscaldato. Il vapore alimenta una turbina che tramite un generatore produce la corrente che alimenterà la rete elettrica.
Schema di funzionamento di una centrale nucleare a fissione. Il calore sviluppato dalla reazione di fissione all'interno del reattore viene trasferito tramite un fluido diatermico a un flusso di acqua che genera vapore surriscaldato. Il vapore alimenta una turbina che tramite un generatore produce la corrente che alimenterà la rete elettrica.

In una centrale nucleare a fissione, come ogni centrale elettrica basata su un ciclo al vapore, avviene una reazione che libera calore utilizzato per la vaporizzazione dell'acqua e quindi la generazione di lavoro meccanico. Il principio fisico alla base della generazione del calore in una centrale nucleare a fissione è dunque la fissione nucleare, ovvero la scissione del nucleo di atomi pesanti quali uranio e plutonio.

Caratteristiche generali [modifica]

La stima dell'uranio disponibile dipende dalla tipologia di risorse considerate. I quadrati rappresentano le dimensioni relative delle differenti stime, dove i numeri in basso indicano la durata di una specifica fonte in base al consumo attuale. ██ Riserve nelle miniere attuali ██ Riserve economiche conosciute ██ Fonti convenzionali non ancora scoperte ██ Fonti minerarie totali ai prezzi del 2004 ██ Fonti non convenzionali (almeno 4 miliardi di tonnellate)
La stima dell'uranio disponibile dipende dalla tipologia di risorse considerate. I quadrati rappresentano le dimensioni relative delle differenti stime, dove i numeri in basso indicano la durata di una specifica fonte in base al consumo attuale.
██ Riserve nelle miniere attuali
██ Riserve economiche conosciute
██ Fonti convenzionali non ancora scoperte
██ Fonti minerarie totali ai prezzi del 2004
██ Fonti non convenzionali (almeno 4 miliardi di tonnellate)

Ad agosto 2007 vi erano 439 centrali nucleari operative nel mondo, in 31 diversi stati,[19][20] che attualmente producono il 17% dell'energia elettrica mondiale. La potenza degli impianti varia da un minimo di 40 MW fino ad oltre un gigawatt (1000 MW). Le centrali più moderne hanno tipicamente potenza compresa tra i 600 MW e i 1200 MW. Solo le centrali termoelettriche a combustibili fossili e le centrali nucleari raggiungono questa potenza con un singolo impianto, attualmente.

La vita operativa di una centrale nucleare è in genere stata stimata di 25-30 anni, anche se oggi si pensa alla futura progettazione di centrali che possano lavorare per 60 anni.[21] Al termine di questo periodo l'impianto va smantellato, il terreno bonificato e le scorie stoccate adeguatamente. Questi aspetti, in parte comuni ad esempio alle miniere ed agli impianti chimici, assumono particolare rilevanza tecnica ed economica per le centrali nucleari, al punto da vanificare in buona parte il vantaggio dovuto al basso costo specifico del combustibile. Il costo di smantellamento viene oggi ridotto prevedendo un lungo periodo di chiusura della centrale, che permette di lasciar decadere naturalmente le scorie radioattive poco durevoli, costituite dalle parti di edificio sottoposte a bombardamento neutronico.

Per quanto riguarda i consumi, in base ai dati a disposizione una centrale nucleare "media" da 1000 MWe necessita all'incirca di 30 tonn. di uranio arricchito all'anno o 150/200 tonnellate di uranio naturale; a titolo di confronto, una centrale elettrica a carbone da 1000 MWe richiede 2 600 000 tonn. di combustibile fossile[22].

Sicurezza [modifica]

Centrale nucleare di Civaux (Francia). Di proprietà della EDF, utilizza l'acqua della Vienne ed è composta da due unità di 1500 MW ciascuna. È una delle più moderne attualmente in funzione in Francia. Nonostante ciò è oggetto di contestazione da parte delle popolazioni locali a causa dei numerosi incidenti di minore entità cui è stata soggetta.
Centrale nucleare di Civaux (Francia). Di proprietà della EDF, utilizza l'acqua della Vienne ed è composta da due unità di 1500 MW ciascuna. È una delle più moderne attualmente in funzione in Francia. Nonostante ciò è oggetto di contestazione da parte delle popolazioni locali a causa dei numerosi incidenti di minore entità cui è stata soggetta.[23]

In alcune tipologie di reattori l'acqua del ciclo di potenza dei generatori a turbina non ha alcun contatto con il reattore nucleare, e quindi è esente da qualsiasi forma di emissione radioattiva; in altre tipologie (come ad esempio i reattori BWR) invece questa separazione non esiste. Durante l'esercizio normale, l'insieme delle centrali rilascia nell'ambiente una quantità di radiazioni molto bassa: circa 0,2 millirem/anno, quando il totale di radiazioni di origine artificiale risulta essere di 67 millirem/anno. Di contro, l'esposizione alla radioattività naturale risulta essere di 126 millirem/anno (quasi il doppio) composta principalmente da 50 millirem/anno legati alla radiazione cosmica, 47 millirem/anno alle emissioni della Terra e addirittura 21 millirem/anno dovuti ai tessuti umani.[24]

Le centrali nucleari a fissione seguono oggi standard di sicurezza di livello molto elevato e normalmente condensano al loro interno un bagaglio tecnologico molto avanzato per la gestione di tutti i processi. Le centrali nucleari a fissione sono di fatto tra gli impianti più controllati in uso oggi anche se storicamente si sono verificati diversi incidenti di gravità più o meno seria che hanno permesso di affinare procedure e tecniche costruttive inerenti la prevenzione. Prendendo in esame il problema dal punto di vista puramente tecnico, una centrale nucleare recente integra sistemi di protezione (ad esempio di caduta del nocciolo) e di verifica tali da mitigare (ma non annullare) tutti i problemi prevedibili.
La IAEA ha stabilito una scala (scala INES - International Nuclear Event Scale) di gravità degli incidenti possibili in una centrale nucleare, che si articola nei seguenti livelli:

Si noti come in quattro casi, in oltre 50 anni di esercizio, si siano avuti incidenti gravi con contaminazione esterna (e di questi, 3 abbiano riguardato la filiera gas-grafite, oggi obsoleta). Molto più numerosi e spesso poco noti sono gli incidenti anche gravi e con potenziale rischio esterno dovuti principalmente a errori umani e che tuttavia sono stati confinati all'interno delle centrali grazie alle misure di sicurezza ed in qualche caso anche grazie alla fortuna, come nel caso di Browns Ferry in cui un gruppo di tecnici provocarono un incendio nel tentativo di riparare una perdita d'aria da un tubo [25]. Continui e molto frequenti sono gli eventi di livello 0 e 1, sia in occidente che nel resto del mondo.

Centrale nucleare a fusione [modifica]

Per approfondire, vedi la voce Reattore nucleare a fusione.

Le future centrali a fusione nucleare si baseranno su un principio differente: anziché scindere atomi pesanti mediante bombardamento con neutroni come avviene nella fissione, la fusione implica invece l'unione di due atomi leggeri, generalmente trizio e deuterio, ottenendo dal processo una enorme quantità di energia termica, un nuovo nucleo più grande (quale l'elio) e nucleoni. È lo stesso processo utilizzato dal Sole e nelle bombe termonucleari (o bombe all'idrogeno, infatti deuterio e trizio sono isotopi dell'idrogeno). Questo tipo di reattori è da anni allo studio di diversi gruppi di scienziati e tecnici, ma sembra non aver ancora dato risultati apprezzabili in quanto, pur essendo riusciti ad avviare la reazione di fusione, a oggi non si è in grado di mantenerla stabile per tempi significativi. Attualmente si attende la realizzazione del progetto ITER, un impianto che vorrebbe dimostrare la possibilità di ottenere un bilancio energetico positivo (ma senza produzione di energia elettrica). Un altro progetto è DEMO che prevede la realizzazione di una vera e propria centrale a fusione nucleare. Le stime attuali non prevedono l'utilizzo effettivo di energia da fusione nucleare prima del 2050.

Vantaggi e svantaggi [modifica]

Le centrali a fusione nucleare produrrebbero, come principale tipo di scoria, elio 4 che è un gas inerte e assolutamente non radioattivo, inoltre non userebbero sistemi a combustione e quindi non inquinerebbero l'atmosfera (di fatto non avrebbero emissioni di pericolosità rilevante). In più dovrebbero essere in grado di ottenere grandi quantità di energia, superiori rispetto a quelle delle centrali a fissione odierne.

Esistono vari meccanismi di fusione nucleare, tuttavia il più facile da produrre artificialmente richiede l'utilizzo di due isotopi pesanti dell'idrogeno: deuterio e trizio. Il deuterio rappresenta una minima percentuale dell'idrogeno in natura, ma può essere convenientemente ottenuto tramite elettrolisi dall'acqua pesante. Il trizio, al contrario, ha una vita media molto breve e non è presente sulla terra; può essere prodotto con reazioni nucleari indotte tramite bombardamento neutronico di isotopi del litio[26]. Inoltre, a causa della sua instabilità, il trizio non può essere stoccato per lunghi periodi; deve essere prodotto sul momento sfruttando i neutroni prodotti dalle reazioni di fusione oppure da un centrale ausiliaria a fissione.

Si può alimentare una reazione di fusione anche solo con atomi di deuterio, tuttavia il bilancio energetico, meno conveniente della reazione di fusione del deuterio, ne rende molto più difficile lo sfruttamento ai fini della produzione di energia.

La fusione richiede temperature di lavoro elevatissime, tanto elevate da non poter essere contenuta in nessun materiale esistente. Il plasma di fusione viene quindi trattenuto grazie all'ausilio di campi magnetici di intensità elevatissima, e le alte temperature vengono raggiunte con l'utilizzo di potenti laser. Il tutto rende il processo difficile, tecnologicamente dispendioso e complesso.

Inoltre rimane per queste, come per le centrali nucleari a fissione, il problema delle scorie a breve vita derivanti dall'attivazione neutronica di parti degli edifici di centrale, le quali anche se poco durevoli sono, in termini quantitativi, molto grandi.

Classificazione dei reattori nucleari [modifica]

Reattore nucleare a fissione [modifica]

Reattore nucleare a fusione [modifica]

(principi fisici applicati in fase di definizione teorica)

Note [modifica]

  1. ^ Lewis L. Strauss, Speech to the National Association of Science Writers, New York City, 16 settembre 1954. In originale: "Our children will enjoy in their homes electrical energy too cheap to meter"
  2. ^ (EN) From Obninsk Beyond: Nuclear Power Conference Looks to Future, International Atomic Energy Agency
  3. ^ (EN) The Obninsk Nuclear Power Plant
  4. ^ (EN) 1956: Queen switches on nuclear power, BBC news
  5. ^ (EN) 50 Years of Nuclear Energy, Agenzia Internazionale per l'Energia Atomica
  6. ^ (EN) Evolution of Electricity Generation by Fuel
  7. ^ (EN) The Japanese Situation
  8. ^ (EN) Backgrounder on Chernobyl Nuclear Power Plant Accident, Nuclear Regulatory Commission
  9. ^ Agenzia Reuters: "Governo, entro 2013 avvio costruzione centrali nucleari"
  10. ^ Dati tratti dal registro internazionale reattori nucleari presso l'AIEA
  11. ^ Parere del comitato consultivo dell'Agenzia di approvvigionamento Euratom sul Libro verde della Commissione "Verso una strategia europea di sicurezza dell'approvvigionamento energetico", G.U. n. C 330 del 24/11/2001 pagg. 0015 - 0020
  12. ^ Ritornare al nucleare: come e perché, CIDIS - Centro Internazionale per la Documentazione e l'Informazione Scientifica
  13. ^ (EN) EPR: the first generation III+ reactor currently under construction
  14. ^ (EN) Nuclear Power 2010
  15. ^ (EN) China's Fast Breeder Reactor (FBR) Program
  16. ^ (EN) Fast-breeder reactors more important for India
  17. ^ Energy White Paper, Department of Trade and Industry of the United Kingdom (2003)
  18. ^ Dimitar Bogdanov, Completion of Belene Nuclear Power Plant: project perspectives, International Journal of Nuclear Governance, Economy and Ecology, 1 (1) pp. 63 - 81 (2006) DOI 10.1504/IJNGEE.2006.008704
  19. ^ (EN) Number of Reactors in Operation Worldwide
  20. ^ (EN) World Nuclear Power Reactors 2006-07
  21. ^ (EN) Prof. Emerito Bernard L. Cohen, Libro on line, cap.10
  22. ^ (EN) Agenzia Internazionale per l'Energia Atomica
  23. ^ Per un dossier sugli incidenti di Civaux, si veda http://stopcivaux.free.fr/civaux/
  24. ^ W.L. Masterton, E.J. Slowinski, C.L. Stanitski, Principi di chimica, Piccin Nuova Libraria, 1990 (II° ed. italiana) - vedi pag. 849 tabella Esposizioni alle radiazioni tipiche negli Stati Uniti
  25. ^ In inglese: http://www.ccnr.org/browns_ferry.html e http://en.wikipedia.org/wiki/Brown's_Ferry
  26. ^ Energia da Fusione (PDF)

Voci correlate [modifica]

Altri progetti [modifica]

Collegamenti esterni [modifica]

Reattore nucleare a fissione

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Nocciolo di un reattore nucleare
Nocciolo di un reattore nucleare

Un reattore nucleare a fissione è un sistema complesso in grado di gestire una reazione a catena in modo controllato e utilizzato come componente base nelle centrali nucleari che possono contenere più reattori nucleari nello stesso sito. Esistono reattori nucleari di ricerca, nei quali l'energia prodotta è trascurabile e reattori di potenza, utilizzati dalle centrali nucleari nei quali l'energia termica prodotta sotto forma di vapore acqueo viene convertita in energia elettrica attraverso turbine e alternatori. Allo stato attuale tutti i reattori nucleari si basano sul processo di fissione nucleare sebbene vi siano importanti studi su reattori a fusione nucleare che in futuro dovrebbero sostituire o affiancare gli attuali reattori a fissione.

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Storia [modifica]

Volendo essere precisi, il primo (anzi, i primi 16) reattore a fissione nucleare naturale divennero critici (vedi sotto) circa 1,7 miliardi di anni fa.[1] In Gabon, nelle 3 miniere di Oklo, sono stati trovati minerali di uranio con concentrazione anormalmente bassa di 235U; il fenomeno è stato spiegato, grazie anche al ritrovamento di altri prodotti di decadimento, con la formazione naturale di concentrazioni di 235U superiori (1,7 miliardi di anni fa) al 3 %, e disposte in modo da costituire massa critica. Oggi questo non è più possibile a causa del decadimento dell' 235U, la cui concentrazione è ormai ovunque molto più bassa, attorno allo 0,7 %.

Il primo reattore nucleare di costruzione umana è quello realizzato dall'équipe di Enrico Fermi a Chicago, nel reattore CP-1 (Chicago Pile-1), in cui si ottenne la prima reazione a catena controllata ed autosostenuta il 2 dicembre 1942. Quasi contemporaneamente venivano allestiti ad Oak Ridge altri due reattori, l'X-10 (critico nel 1943) ed il MetLab (critico nel 1944), ambedue finalizzati alla produzione di plutonio, il primo come unità pilota ed il secondo per la produzione in grande scala. Nel dicembre 1954 il reattore di Obninsk, URSS divenne critico, e fu il primo reattore nucleare per uso civile; esso produceva solo 5 MW elettrici, ma fu comunque un precursore. Come i successori della filiera sovietica, era un reattore del tipo gas-grafite, in cui il raffreddamento del nucleo veniva assicurato da anidride carbonica, e il contenimento dello stesso da blocchi di grafite, ottimo conduttore del calore oltre che efficace moderatore del flusso neutronico. Nel 1954 il reattore BORAX (Borax-I) divenne critico, ma questo, non avendo turbine, non produceva energia elettrica. Dopo l'aggiunta delle turbine (e il cambio di nome a Borax-II), nel 1955 questo iniziò a produrre commercialmente energia elettrica, fornendo la cittadina che lo ospitava (Arco, Idaho, USA), se pure in piccola quantità (6,4 MW). Borax, a differenza del predecessore Obninsk-1 e del successore Calder Hall, era di tipo BWR (Boiling Water Reactor, o reattore ad acqua bollente, in cui il fluido di raffreddamento è acqua leggera) in cambiamento di fase. Nel 1956, infine, parte il primo reattore commerciale di grande potenza, e quindi economicamente significativo, quello di Calder Hall, in Cumbria, Regno Unito (50 MW), sempre del tipo gas-grafite. In Italia, la prima centrale (sempre del tipo gas-grafite GEC-Magnox, acquistata dall'Inghilterra) fu quella di Latina, critica (cioè "accesa") il 27 dicembre 1962 e che produceva 153 MWe (megawatt elettrici), seguita da quella del Garigliano (1963), del tipo BWR General Electric a ciclo duale, da 150 MWe e da quella di Trino Vercellese (1964), del tipo PWR Westinghouse, da 260 MWe. [2]
L'IAEA ad agosto 2007 elenca 439 reattori nucleari a fissione in attività destinati alla produzione di energia.[3]

Descrizione sommaria di un reattore di potenza [modifica]

Figura 1: Schema di un reattore nucleare
Figura 1: Schema di un reattore nucleare

Qualunque sia la tipolgia di reattore, esso ha alcuni componenti fondamentali, come illustrato in figura 1. La sorgente di energia è il combustibile presente nel nocciolo del reattore, composto da materiale fissile (tipicamente una miscela di 235U e 238U), arricchita fino al 5% in 235U, che, producendo neutroni e subendo la fissione ad opera degli stessi, emette energia sotto forma di calore. Questo calore è asportato da un fluido diatermico (gassoso o liquido, o che subisce un cambio di fase nel processo) che lo trasporta ad un utilizzatore, quasi sempre un gruppo turbo-alternatore. Un moderatore, solitamente grafite o acqua leggera (Fermi usò la paraffina, comunque elementi contenenti molto idrogeno), rallenta i neutroni in modo da aumentare l'importanza delle fissoni termiche dell'235U. Le barre di controllo sono barre metalliche (in genere leghe di argento, cadmio e indio o carburi di boro) atte ad assorbire neutroni, ovviamente senza emetterne a loro volta; possono essere inserite nel nocciolo e servono per tenere sotto controllo ed eventualmente arrestare la reazione a catena di fissione. Il combustibile quindi emette in continuazione una certa quantità (fissa) di neutroni, e quando i sistemi di controllo (le barre) sono sollevate (almeno parzialmente), la quantità statistica di neutroni che scompaiono nel nocciolo è pari alla quantità di neutroni prodotti dallo stesso: questo è il cosiddetto punto di criticità del reattore. Al di sopra di questo punto il reattore si dice sovra-critico.

Tipi di reattore [modifica]

Oggi sono conosciuti vari tipi di reattore nucleare, generalmente classificati in base al tipo di combustibile utilizzato, al sistema di raffreddamento/generazione vapore e al tipo di moderatore. I primi modelli, come si è visto, a partire dal CP-1, erano del tipo gas-grafite, poi commercialmente sviluppato in varie versioni tra cui le principali sono i reattori Magnox (Magnesium Uranium Oxide) (GEC) e RBMK. Ambedue usavano (in realtà vi sono parecchi reattori RBMK tuttora in uso, e qualche Magnox nella versione Advanced Gas Cooler Reactor) uranio arricchito come combustibile.

Il grande vantaggio dei modelli a gas sta nella possibilità di utilizzare fluidi inerti come fluido diatermico, evitando così i problemi di corrosione propri dell'acqua ad alta temperatura (che inoltre, quando irradiata, si scinde parzialmente nei componenti, generando pericoloso idrogeno nonchè ossigeno libero che aggrava ulteriormente i problemi di corrosione). Il problema maggiore, viceversa, sta nel relativamente basso coefficiente di scambio termico del gas, e nell'impossibilità di ottenere la moderazione dei neutroni attraverso il fluido stesso, obbligando quindi all'utilizzazione di costose (e instabili, a temperature elevate) strutture in grafite o all'utilizzo dell'acqua.

Si sono quindi affermati i modelli raffreddati (e moderati) ad acqua, che sostanzialmente sono delle caldaie in cui il focolare è sostituito dagli elementi di combustibile. Di questi esistono due modelli, o filiere: quelli in cui la vaporizzazione dell'acqua avviene a contatto degli elementi di combustibile, o comunque nello stesso recipiente che le contiene, detti di tipo BWR (Boiling Water Reactor - si vedano anche sopra i dati del Borax), che quindi inviano in turbina un vapore più o meno debolmente radioattivo, e quelli che utilizzano un circuito intermedio, per cui un fluido diatermico (di solito ancora acqua) entra a contatto del combustibile, si scalda e, senza cambiare di fase, circola in un generatore di vapore esterno in cui cede calore ad altra acqua, che stavolta vaporizza e genera energia elettrica nel gruppo turbina-alternatore. Sono detti PWR (Pressurized Water Reactor). Il vapore che arriva in turbina in condizioni di normale funzionamento non è più radioattivo.

Vi sono stati tentativi di utilizzare combustibili meno costosi (ossia uranio non arricchito, normalmente presente in natura), e sono stati proposti due modelli di reattore simili, e studiati in parte in collaborazione: il CiReNe (CISE Reattore a Nebbia), sviluppato originariamente dal Centro Italiano Studi Esperienze dell'ENEL, ed il CANDU (Canada Deuterium Uranium) sviluppato dall'Atomic Energy Commission Canadese. Questi reattori, per ovviare alla relativamente economia neutronica dovuta ad un tenore ridotto di 235U, utilizzano come fluido diatermico acqua pesante, che ha una bassissima sezione d'urto (ossia probabilità) di cattura dei neutroni. La differenza tra le due filiere sta nel circuito di raffreddamento, ad acqua bollente per il CiReNe (da cui il nome di reattore a nebbia), che lo qualifica come BHWR (Boiling Heavy Water Reactor), e ad acqua pressurizzata per il CANDU, che lo qualifica come PHWR (Pressurized Heavy Water Reactor).

La possibilità di produrre materiale fissile ha fatto riprendere il progetto, originariamente destinato ad usi militari, dei reattori autofertilizzanti o FBR (Fast Breeder Reactor). Questi (come sopra detto, tra i primi ad essere realizzati, con il progetto MatLab collaterale al Progetto Manhattan) producono di fatto più combustibile fissile di quello che usano essi stessi, sfruttando la reazione 238U + n ----> 239U - e- ---> 239Np - e- ---> 239Pu
che è un materiale fissile utilizzabile nel reattore. Questi reattori sono detti veloci in quanto non hanno moderatore (i neutroni emessi dalla fissione non sono rallentati) - vi è interesse ad aumentare quanto più possibile la produzione di neutroni per aumentare la reazione di fertilizzazione e quindi produrre più 239Pu. A tale scopo utilizzano come mezzo di raffreddamento un metallo liquido, solitamente sodio, che ha il vantaggio di essere liquido a pressione atmosferica fino a oltre 800 °C, e quindi non richiede complessi sistemi di pressurizzazione. A parte questo, il circuito è simile a quello di un reattore PWR. Una particolarità sono gli elementi di combustibile, che utilizzano 235U ad alta concentrazione (15 % e più) o 239Pu, e sono avvolti in 238U appunto per produrre il nuovo combustibile.

Tra i primi reattori progettati vi fu l'italiano PEC (Prova Elementi Combustibile), mai terminato, che era funzionale al progetto Franco-Italo-Tedesco del Phénix, sfociato poi nella realizzazione del reattore NERD Superphénix di Creys-Malville.

Vanno citati, tra i reattori di potenza, quelli utilizzati per la trazione. Le necessità, in questo caso, sono quelle di leggerezza e ottimo contenimento delle radiazioni: a tale scopo, la filiera PWR è generalmente usata, in quanto permette di tenere turbine e generatori in zona sicura, essendo il fluido esente da radiazioni. In realtà il circuito primario è stato realizzato anche con fluidi diversi, come nel reattore italiano R.O.S.P.O. (Reattore Organico Sperimentale Potenza Zero), realizzato come prototipo per la futura (e mai realizzata) nave Enrico Fermi a propulsione nucleare, in cui venivano utilizzati prodotti organici cerosi, simili ai comuni oli diatermici - sempre allo scopo di ridurre le dimensioni. Malgrado i molti progetti (la nave tedesca Otto Hahn, quella americana Savannah, e altre sono state effettivamente realizzate, ma senza grande successo), la propulsione nucleare è oggi usata solo nei sottomarini militari (e alcuni di ricerca), nelle grandi portaerei e nei rompighiaccio russi della classe Lenin.

Reattori Magnox [modifica]

Figura 2: Schema di un reattore Magnox
Figura 2: Schema di un reattore Magnox

Il Magnox è stato il primo reattore nucleare di potenza elevata connesso ad una rete elettrica. Di concezione inglese, il primo esemplare è diventato critico ed è stato allacciato alla rete nel 1956, e disconnesso definitivamente nel 2003. Con riferimento alla figura 2, il funzionamento di questo tipo di reattore è il seguente :

In un blocco di moderatore (grafite) M vengono introdotte le barre di combustibile C, sostanzialmente lamine di uranio naturale metallico contenute in un involucro in fusione di magnesio. Nello stesso corpo sono alloggiate le barre di controllo D usate per modulare l'emissione di neutroni. Attraverso il nocciolo, costituito appunto da moderatore e barre, passa un flusso di gas (anidride carbonica), mosso dai circolatori V; questo gas si riscalda e viene in seguito convogliato a contatto dei tubi della caldaia B, in cui circola acqua grazie alla pompa P; l'acqua vaporizza e passa in una turbina a vapore T cui è connesso un generatore elettrico convenzionale G che produce elettricità. La turbina T è seguita da un condensatore K, che quindi restituisce acqua al sistema, in circuito chiuso. La parte calda del reattore è contenuta in uno schermo biologico S, in pratica un muro di calcestruzzo armato di forte spessore, rivestito internamente di acciaio. Gli ultimi Magnox sono stati installati negli anni '70, nella versione aggiornata AGCR (Advanced Gas Cooled Reactor), non molto diversa dalla configurazione base. Diversi reattori di questo tipo sono tuttora in funzione in varie parti del mondo; il reattore Magnox è considerato però superato come in genere tutti i modelli moderati a grafite e raffreddati a gas.

Era di questo tipo il reattore della centrale di Latina nel basso Lazio.

Reattori RBMK [modifica]

Vedi Reattore nucleare RBMK

Reattori BWR [modifica]

Figura 3: Schema di un reattore BWR
Figura 3: Schema di un reattore BWR

BWR, come detto, definisce i reattori ad acqua bollente, in quanto acronimo di Boiling Water Reactor. Più sopra si è parlato dei reattori Borax-I, Borax-II e Borax-III, dei quali la versione II è stata la prima a produrre commercialmente energia elettrica negli Stati Uniti. Il Borax, che era di fatto un reattore sperimentale, è stato smantellato anni fa. Tuttavia la filiera BWR è col tempo divenuta la seconda più popolare, soprattutto per la relativa semplicità dell'impianto, rispetto alla principale concorrente, dopo la filiera PWR (vedi sotto).

La figura 3 fa riferimento ad un impianto della prima metà degli anni '60, successivamente le barre di controllo furono introdotte dal basso (in modo che si trovassero nella zona dove la reazione era moderata da acqua allo stato liquido, e quindi dove il loro effetto era massimo), mentre l'acqua veniva fatta ricircolare entro il nocciolo del reattore per consentire un miglior controllo del reattore.

Le barre di combustibile C, qui in forma di pastiglie di ossido di uranio parzialmente arricchito, che però sono in contenitori di leghe di zirconio (elementi combustibile), sono immerse nel moderatore M, acqua, che funge anche da fluido diatermico. Nella stessa acqua sono immerse le barre di controllo D usate per modulare l'emissione di neutroni. L'acqua è contenuta in un recipiente in pressione V. L'acqua è fatta circolare da una pompa P, e a contatto degli elementi di combustibile caldi asporta calore e parzialmete vaporizza, raccogliendosi nella parte superiore del recipiente, così da riprodurre all'incirca la funzione del corpo cilindrico di una caldaia. Il vapore così generato, a pressione relativamente bassa (80 bar nella centrale di Caorso), passa nella turbina T accoppiata ad un generatore G che produce elettricità da immettere in rete. Le turbine è seguita da un condensatore K dove il vapore viene condensato mediante l'acqua di raffreddamento, fornendo così l'acqua da reimmettere nel reattore. È evidente il rischio legato ad una rottura del condensatore, che metterebbe in contatto l'acqua a bassa pressione che poi circolerà nel reattore (e, quindi, che deve essere purificata) con l'acqua proveniente dall'ambiente esterno. Lo schermo biologico non è mostrato in figura, ma è evidentemente esterno alla caldaia V. Analogamente agli RBMK, si segnala inoltre il potenziale rischio di usare l'acqua contaminata che circola nel reattore direttamente in turbina, al di fuori dello schermo biologico.

In Italia sia la centrale di Caorso (820 MWe) che quella mai terminata di Montalto di Castro (2 x 1000 MWe) erano di questo tipo, in particolare con tecnologia General Electric.

Reattori PWR [modifica]

Figura 4: Schema di un reattore PWR
Figura 4: Schema di un reattore PWR

I reattori PWR sono stati realizzati per evitare l'uso di vapore d'acqua contaminato come avviene invece nei BWR sopra illustrati. A tale scopo l'acqua di raffreddamento del nocciolo, usata come al solito come moderatore, viene tenuta a pressioni elevate intorno ai 150 bar, in modo da poter raggiungere temperature elevate senza cambiamento di stato. Questo, che è da una parte il vantaggio maggiore dei reattori PWR, ne è anche il limite: la temperatura critica dell'acqua è pari a 374.13 °C, e quindi il circuito primario può funzionare a temperature massime dell'ordine dei 320 °C; ciò limita nella pratica la produzione di vapore nel circuito secondario a pressioni dell'ordine dei 70-80 bar, riducendo quindi il rendimento termico dell'impianto. D'altra parte, l'acqua a contatto del nocciolo è a pressione più alta di quella di un reattore BWR, e quindi più incline a decomporsi in H+ e OH-, con conseguenti problemi di corrosione.

Con riferimento alla figura 4, il funzionamento di un reattore PWR è :

Le barre di combustibile C, anche qui in forma di pastiglie di ossido di uranio parzialmente arricchito, sono immerse nel moderatore M, acqua, che funge anche da fluido diatermico. Nella stessa acqua sono alloggiate le barre di controllo D usate per modulare l'emissione di neutroni. L'acqua è contenuta in un serbatoio V. L'acqua è fatta circolare da una pompa P1, e sottrae calore per contatto al nocciolo caldo. Il circuito, detto circuito primario è mantenuto ad una pressione abbastanza elevata da poter raggiungere senza vaporizzazione temperature atte a consentire lo scambio termico nel circuito secondario.

Il circuito secondario, non radioattivo, è costituito da un generatore di vapore B in cui viene fatta circolare acqua, anch'essa non attiva. Lo scambio senza contatto tra l'acqua del primario e quella del secondario genera vapore che, a pressione relativamente bassa, passa nella turbina T accoppiata ad un generatore G che produce elettricità da immettere in rete. Dalla turbina il vapore passa al condensatore K dove viene condensato, fornendo così l'acqua da reimmettere in ciclo mediante la pompa P2.

Una variante allo schema classico PWR (Westinghouse) è il reattore WWER, progettato nell'allora URSS, che ha uno schema analogo a quello di figura 4; si differenzia per taglie più grandi (fino a 1500 MW elettrici per singolo reattore).

Malgrado la maggiore sicurezza intrinseca dei reattori PWR, l'unico incidente grave avvenuto in reattori non moderati a grafite, quello della centrale USA di Three Mile Island, ha avuto come protagonista un PWR, di tecnologia Babcock&Wilcox e ha portato al rilascio all'esterno di quantità significative di materiale radioattivo (vedi voce per i dettagli).

In Italia è stata installata una sola centrale PWR, con tecnologia Westinghouse, a Trino Vercellese; anche questa è stata smantellata a seguito della decisione di ritirarsi dalla produzione elettrica per via nucleare. Comunque il Piano Energetico Nazionale, sviluppato all'inizio degli anni '80, prevedeva come progetto unificato (PUN) di centrale nucleare un PWR da 1000 MW[citazione necessaria] di produzione di energia elettrica (quindi con 4 circuiti refrigeranti, invece dei 3 di Trino). L'unico sito selezionato per una delle nuovi centrali secondo il PUN fu Trino (4 unità), mentre non si è mai arrivati ad una selezione del sito delle altre 4 centrali che dovevano completare il Piano Energetico Nazionale.

Reattori a metallo liquido [modifica]

In questo tipo di reattori il fluido diatermico a contatto con il reattore è un metallo, liquido per l'alta temperatura, anziché normale acqua. Questo conferisce a questa classe di reattori quattro grandi vantaggi:

Reattori a metalli leggeri [modifica]

In questi reattori il metallo usato come fluido diatermico è in genere sodio liquido: il più famoso di questi è il reattore francese Superphénix, oggi dismesso per problemi tecnici.

Purtroppo il sodio ha alcune caratteristiche che ne rendono l'uso piuttosto pericoloso: è infiammabile a contatto con l'aria ed esplosivo a contatto con l'acqua. Evidentemente questi aspetti ne rendono piuttosto critico l'uso in situazioni estreme come un reattore nucleare.

Reattori raffreddati a metallo pesante [modifica]

I primi reattori di questo tipo vennero sviluppati negli anni '50 dai russi e una loro versione equipaggiava i sottomarini d'attacco della classe Alfa, piccole unità estremamente veloci e in grado di raggiungere profondità piuttosto elevate, che avevano bisogno di un reattore poco ingombrante. In realtà dopo un primo generale interessamento (sia da parte dell'industria statunitense che di quella sovietica) a questa tipologia di reattori per i vantaggi che presentavano in quanto reattori autofertili, in seguito i progetti per lo sviluppo di reattori a metallo pesante vennero progressivamente abbandonati (data anche la buona disponibilità di uranio che favorì l'uso dei più semplici reattori non fertilizzanti), tanto che al giorno d'oggi non esistono reattori civili funzionanti di questa tipologia. Negli ultimi anni, invece, essendo molto più sentite problematiche quali il trattamento delle scorie ad alta attività e della proliferazione bellica di armi nucleari connesse a problematiche terroristiche, questa tipologia è ritornata ad essere considerata promettente e ci sono vari progetti sperimentali di questo tipo, candidati come possibili reattori di IV generazione. Questo grazie ad alcune caratteristiche peculiari di sicurezza intrinseca (sia dal punto di vista degli incidenti che della possibile sottrazione di materiale fissile) e di capacità di trattare come combustibile fissile buona parte delle scorie riducendone la pericolosità e la quantità.

In questi reattori si usa come refrigerante primario piombo puro o una lega eutettica di piombo e bismuto (LBE) il cui punto di ebollizione è di 1750°C, cosa che permette al refrigerante di lavorare a pressione atmosferica e a temperature piuttosto alte, fino a 600 K al di sotto del punto di ebollizione dello stesso; alle alte temperature, oltre ad avere una resa termodinamica migliore, è anche possibile produrre facilmente idrogeno, qualora in futuro fosse avviata l'economia dell'idrogeno. Con ciò si evitano anche i fattori di rischio presenti nei PWR che usano, invece, acqua ad alta pressione come refrigerante: evitando l'uso di un sistema pressurizzato si eliminano i rischi di perdite esplosive di vapore e diminuiscono quelli di incidenti alle condotte e di corrosione delle strutture. Un'altra grande attrattiva di questo tipo di reattore è che, grazie all'azione schermante del piombo, il nucleo non ha quasi bisogno di schermo biologico: inoltre il reattore non consuma fluido diatermico (nessun bisogno di "rabbocchi" di lega LBE) e alla fine della vita utile della centrale si può semplicemente lasciar solidificare il piombo intorno al nucleo, sigillandolo e proteggendolo dalla corrosione.

Un altro vantaggio è che il combustibile nucleare è solubile nel piombo e tende a galleggiare sopra di esso: perciò anche in caso di fusione del nucleo (uno dei peggiori incidenti concepibili, verificatosi parzialmente a Three Mile Island nel 1979) il combustibile si scioglierebbe nella lega LBE diluendosi e la reazione a catena si interromperebbe. Ogni fuga di liquido diatermico dal contenitore, inoltre, si risolverebbe in una colata di metallo fuso che solidificherebbe subito e non potrebbe disperdersi nell'ambiente.

Voci correlate [modifica]

Note [modifica]

  1. ^ (EN) [Meshik, A.P. "The Workings of an Ancient Nuclear Reactor." Scientific American. November, 2005]
  2. ^ Dati IAEA [1].
  3. ^ (EN) Number of Reactors in Operation Worldwide

Altri progetti [modifica]

Collegamenti esterni [modifica]

Estratto da "http://it.wikipedia.org/wiki/Reattore_nucleare_a_fissione"

Reattore nucleare di III generazione

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Viene denominato reattore nucleare di III generazione un reattore nucleare di potenza che incorpori sostanziali sviluppi delle tecnologie della seconda generazione dei reattori nucleari (la stragrande maggioranza di quelli attualmente in funzione), con miglioramenti "evolutivi" nel disegno. Tali miglioramenti possono essere esperimentati durante la vita utile dei reattori nucleari di II generazione attuali, senza l'introduzione di modifiche radicali, cioè senza la sostituzione del refrigerante-moderatore acqua con altri refrigeranti (elio, sodio e/o il piombo fuso, ed i sali minerali fusi). Il target in termini di sicurezza per questi reattori è di 108 anni/reattore senza incidenti, in altri termini un reattore costruito all'epoca della scomparsa dei dinosauri in teoria avrebbe meno del 50% di probabilità di essere soggetto ad un guasto di entità tale da causare un disastro ambientale.

Come combustibile nucleare utilizzano l'ossido di uranio arricchito al 4-6% oppure le miscele di ossidi di uranio e plutonio (combustibile MOX). Il combustibile si trova sottoforma di piccole pile contenute entro barre di combustibile. Spesso vengono impiegate le tradizionali barre in cadmio per moderare e rallentare la velocità di reazione e spegnere il reattore.

Il primo reattore nucleare di III generazione entrò in servizio in Giappone nel 1996 ed è di tipo ABWR (Advanced Boiling Water Reactor), sviluppato dalla General Electric a partire dai BWR di seconda generazione[1]

Indice

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Introduzione [modifica]

Tra le migliorie progressive si possono elencare alcuni sistemi di sicurezza passiva nucleare e di sicurezza attiva nel circuito refrigerante, come p.es l'introduzione di tubazioni concentriche interne a giunti saldati (per assorbire la dilatazione termica), contenute all'interno di tubi in acciaio più spessi, con una intercapedine di acqua naturale, e con le giunzioni delle tubature esterne serrate da viti.

La camera del reattore nucleare è contenuta dentro un doppio contenitore: uno interno metallico che permette la cessione passiva di calore dalla camera del reattore ad una intercapedine esterna, e spruzzatori (di emergenza) di acqua che irrorano dall'esterno questo contenitore in acciaio (ma in alcuni progetti è rinforzato con strati in titanio e carburo di boro, in modo che, nell'eventualità dell'interruzione di tutti i circuti refrigeranti, si possa asportare passivamente il calore del reattore per convezione ed evaporazione.

Tra il contenitore interno e quello esterno vi è una intercapedine dove può circolare l'aria per raffreddare passivamante il contenitore metallico interno. In molti progetti (ad.es EPR) il contenitore esterno è progettato come una doppia parete in cemento armato molto spesso, rinforzata con contrafforti, ed i loro progettisti le ritengono in grado di resistere sia ad impatti di aerei di linea che a terremoti della più elevata intensità.

Questi reattori incorporano sistemi di pompe ridondanti (modelli molto ben conosciuti e collaudati), scambiatori di calore avanzati in lega inconel, ed altri componenti che sono stati migliorati negli anni. Hanno un doppio circuito di raffreddamento ad acqua, uno interno ad alta pressione, a contatto con il reattore ed un altro esterno ad acqua bollente, che diventando vapore d'acqua fornisce pressione a delle turbine avanzate. Hanno bisogno di grandi quantità d'acqua per i condensatori delle turbine e spesso si trovano nei pressi di fiumi o laghi.

Migliorie nel combustibile nucleare [modifica]

Il combustibile consumato in questi reattori, viene "incamiciato" con tecniche di metallurgia avanzata, con metalli come leghe di nichel che resistono all'alta temperatura, ed a sua volta vengono rivestiti da carburi che impediscono la liquefazione del materiale contenuto (ossidi di uranio e|o plutonio) e, soprattutto, dei prodotti di fissione a lungo tempo di decadimento, questo permette maggiori temperature di esercizio all'interno del reattore.

La maggiori temperature di esercizio rispetto a quelli di seconda generazione, danno luogo ad un migliore coefficiente di burn-out del combustibile nucleare (e dunque producono più energia e meno scorie a parità di quantità di combustibile impiegato), e spesso possono impiegare ossido di uranio debolmente arricchito o miscele MOX (plutonio-uranio), fatto che permette di impiegarli come reattori di "secondo passaggio", permettendo di utilizzarli per eliminare il plutonio delle armi nucleari, o per riciclare uranio già "bruciato" in altri reattori, prima di inviarlo al deposito di scorie radioattive. (Senza arrivare ad essere dei reattori autofertilizzanti). Il costo in termini di operabilità di reattori che usano questo tipo di combustibili è che non possono essere la filiera di "start up" (partenza) per la produzione di energia nucleare, in quanto richiedono che vi sia la produzione di plutonio da una precedente filiera operante solo con uranio o uranio/torio come combustibile.

Le maggiore temperatura in questi reattori, con conseguente maggiore energia dei neutroni termici eroga potenze maggiori (superiori ai 800-1000 MW - elettrici - della II generazione), che arrivano fino 1600 MW ed oltre. Hanno anche coefficienti neutronici di potenza negativi, come del resto già i rettori di II generazione. Questo vuol dire che, quando aumenta la temperatura (o si perde il refrigerante), i loro neutroni non vengono più moderati, e le reazioni di fissione cominciano a diventare più rade o si arrestano del tutto, fino al progressivo spegnimento del reattore (sicurezza intrinseca del progetto).

Prototipi in costruzione [modifica]

Alcuni disegni prototipici della III generazione di reattori includono l'EPR, basati sulla classe PWR, ed il Reattore nucleare avanzato ad acqua bollente o ABWR, basato sul BWR.

Alcuni progetti industriali più avanzati che spesso incorporano alcuni elementi molto innovativi, ma sono meno rivoluzionari rispetto ai prototipi di reattori nucleari di IV generazione, e che conservano elementi di tipo "evolutivo" vengono denominati generation III+ reactors. Un prototipo di questi è il reattore economico semplificato ad acqua bollente (Economic Simplified Boiling Water Reactor, sigla ESBWR), che si basa sui principi dei modelli BWR.

Svantaggio nei costi di costruzione [modifica]

L'adozione di numerose misure di sicurezza porta ad un incremento nei costi di costruzione dei reattori III-Generazione, che hanno mantenuto stili costruttivi classici, al contrario dei reattori che invece sono passati alla prefabbricazione di molti componenti. Ad esempio il costo di costruzione del reattore EPR - Franco-Tedesco (di progettazione classica), in costruzione a Olkiluoto in Finlandia, è di tre miliardi e duecento milioni di euro, mentre il costo di un reattore di III generazione Nippo-Americano Westinghouse-Toshiba AP-1000, progettato con ampio uso di prefabbricazioni, ha un costo del megawatt installato pari alla metà di quello del reattore EPR, per un costo d'impianto di un miliardo e quattrocento milioni di euro.

In generale la III-Generazione, comportando investimenti più elevati, fonda la sua competitività economica più sulla capacità di bruciare maggiori quantità di combustibile producendo meno scorie -ricavando dunque più energia dal singolo kg di uranio inserito- che dal contenimento dei costi di costruzione. Il Reattore EPR infatti, a fronte di un costo capitale molto più elevato (più del doppio), garantisce però in fase operativa il doppio dei MW per ogni tonnellata di uranio inserito (il burn-up passa infatti da una media nei reattori odierni di 35.000 MWd/t a un livello pari a 70.000 MWd/t) riducendo al contempo di quasi il venti per cento la quantità di scorie emessa.

Note [modifica]

  1. ^ http://www.enel.it/azienda/ricerca_sviluppo/dossier_rs/nucleare/fissione/reattoriIIIgenerazione.asp

Fonti [modifica]

Voci correlate [modifica]

Collegamenti esterni [modifica]

Reattore nucleare di IV generazione

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I reattori nucleari di IV generazione (Gen IV) sono un vasto gruppo di progetti teorici per nuovi modelli di reattore nucleare a fissione attualmente allo studio. Generalmente non si pensa che questi prototipi possano essere disponibili per la costruzione da impiego commerciale prima dell'anno 2030. Attualmente i reattori funzionanti nel mondo sono generalmente considerati sistemi di seconda o di terza generazione, dal momento che i sistemi di prima generazione sono stati ritirati più di un decennio fa. La ricerca in queste tipologie di reattore venne ufficialmente cominciata dal Forum Internazionale GIF (Generation IV International Forum) basato su otto diversi obiettivi tecnologici. Gli obiettivi primari erano quelli di migliorare la sicurezza nucleare, aumentare la capacità del combustibile esaurito, di sottrarsi alla proliferazione nucleare (uso militare), minimizzare gli sprechi e l'utilizzo di risorse naturali, e di diminuire i costi di costruzione e di esercizio di tali impianti.

Un Modello Integrato di Energia Nucleare viene considerato centrale per rendere standardizzata e credibile la valutazione economica dei sistemi di reattori nucleari di IV generazione. I sistemi nucleari innovativi allo studio per l'utilizzo nella IV generazione richiedono nuovi strumenti per la valutazione del loro impatto economico, dal momento che le loro caratteristiche divergono significativamente da quelli presenti negli impianti di II generazione e di III generazione. I modelli econometrici attuali non sono fatti per valutare i costi di tecnologie nucleari alternative o dei loro sistemi integrati ma piuttosto per confrontare i costi dell'energia nucleare con quella dei combustibili fossili.

Indice

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Roadmap [modifica]

Sono sistemi ad energia nucleare dispiegabile probabilmente non prima del 2030 e che offrono significativi vantaggi di sicurezza, sostenibilità, affidabilità, ed economia di scala.

Tipi di reattore [modifica]

Molti tipi di reattore sono stati considerati all'inizio; comunque, la lista é stata ridotta per focalizzarsi sulle tecnologie più promettenti e soprattutto su quelle che potevano più probabilmente soddisfare gli obiettivi dell'iniziativa "Gen IV". Tre sistemi sono nominalmente reattori termici ed altri tre sono reattori autofertilizzanti a neutroni veloci. Il sistema VHTR é inoltre studiato per la capacità teorica di generare "process heat" calore di alta qualità per la produzione d'idrogeno impiegabile forse in un futuro nelle celle a combustibile degli autoveicoli. I reattori a neutroni "veloci" offrono la possibilità di "bruciare" molti tipi di elementi della serie degli attinidi per ridurre ulteriormente le scorie nucleari e per essere capaci di produrre più combustibile nucleare di quello che consumano. Questi sistemi offrirebbero significativi vantaggi di redditività economica, riduzione delle scorie nucleari, eliminazione del plutonio impiegabile in armi nucleari e protezione fisica sia passiva che attiva dell'impianto.

Reattori termici [modifica]

Very-High-Temperature Reactor (VHTR) [modifica]

Per approfondire, vedi la voce Reattore nucleare a temperatura molto alta.
Very-High-Temperature Reactor (VHTR)
Very-High-Temperature Reactor (VHTR)

Il concetto di reattore nucleare a temperatura molto alta, VHTR acronimo dell'inglese Very High Temperature Reactor, utilizza un nucleo moderato dalla grafite con un ciclo di utilizzo dell'uranio a singolo passaggio. Per questo progetto di reattore si prevede una temperatura di uscita del refrigerante di circa 1.000°C. Il nucleo del reattore può essere sia una pila di blocchi prismatici in grafite (rivestita o no da ceramiche ad alta resistenza termica e meccanica) oppure un disegno a ciottoli "pebble bed". Le alte temperature consentono applicazioni industriali come il "process heat" (calore per usi chimici, come il cracking o il reforming) oppure la produzione d'idrogeno tramite il ciclo termo-chimico zolfo-iodio. Si considera possa essere un progetto intrinsecamente sicuro, cioè passivamente, per meccanismi puramente di fisica nucleare e termodinamica la reazione nucleare si spegne quando viene a mancare il flusso del refrigerante.

Reattore nucleare ad acqua supercritica (SCWR) [modifica]

Per approfondire, vedi la voce Reattore nucleare ad acqua supercritica.
Supercritical-Water-Cooled Reactor (SCWR)
Supercritical-Water-Cooled Reactor (SCWR)

Il concetto di reattore nucleare ad acqua supercritica, (SCWR, acronimo di SuperCritical Water Reactor) utilizza l'acqua acqua supercritica come fluido di lavoro. I SCWR sono fondamentalmente reattori ad acqua leggera, LWR (Light Water Reactor) operanti a temperature e pressioni maggiori con un ciclo diretto, a un solo passaggio. Come più comunemente previsto, opererebbero su un ciclo diretto, simile a quello dei reattori ad acqua bollente, BWR (Boiling Water Reactor), ma dal momento che utilizzano acqua supercritica (da non confondere con la massa critica) come fluido di lavoro, si presenterebbero in una unica fase, come nel reattore ad acqua pressurizzata, PWR (Pressurized Water Reactor). Potrebbero operare a temperature molto più elevate rispetto agli attuali PWR e BWR.

I reattori refrigerati con acqua supercritica (SCWR) sono sulla carta dei sistemi avanzati molto promettenti, perché avrebbero una maggiore efficienza termica (si estima circa il 45% contro il 33% della efficienza per gli attuali LWR) e permetterebbero una notevole semplificazione dell'impianto.

Il principale compito dei reattori nucleari SCWR sarà generazione di elettricità a basso costo. Derivano da due tecnologie ben collaudate: i reattori LWR, che sono i reattori nucleari di potenza più comunemente impiegati nel mondo, e le caldaie a temperatura/pressione supercritica di combustibili fossili, che sono impiegati in gran numero nel mondo. Attualmente i concetti fondamentali dei reattori SCWR sono approfonditi da 32 organizzazioni in 13 paesi.

Reattore nucleare a sali fusi (MSR) [modifica]

Per approfondire, vedi la voce Reattore nucleare a sali fusi.
Molten Salt Reactor (MSR)
Molten Salt Reactor (MSR)

Il reattore nucleare a sali fusi, (MSR, acronimo di Molten Salt Reactor) é un tipo di reattore nucleare a fissione dove il fluido di lavoro é un qualche tipo di sale riscaldato a temperature oltre la propria temperatura di fusione. Sono stati proposti molti progetti per questo tipo di reattore, ma sono stati costruiti pochi prototipi. I primi concetti così come molti di quelli attuali prevedono che il combustibile nucleare sia disciolto dentro un sale fluoridrico che funge da fluido di lavoro come p.es il tetrafluoruro di uranio (UF4), il fluido raggiungerebbe la condizione critica fludendo dentro un nucleo-core in grafite che servirebbe anche come moderatore. Molte delle proposte correnti si affidano a del combustibile che viene disperso in una matrice di grafite con il sale fuso che fornisce un "raffreddamento" a bassa pressione, ed alte temperature.

Reattori nucleari veloci autofertilizzanti (fast-breeders) [modifica]

Per approfondire, vedi la voce Reattore nucleare veloce autofertilizzante.

Si tratta di reattori privi di moderatore e che sfruttano neutroni veloci. La caratteristica principale consiste nell'autosostentamento con produzione da parte dei reattori di materiale fissile (plutonio) in quantità maggiore a quella consumata.

Gas-Cooled Fast Reactor (GFR) [modifica]

Per approfondire, vedi la voce Reattore nucleare veloce refrigerato a gas.
Gas-Cooled Fast Reactor (GFR)
Gas-Cooled Fast Reactor (GFR)

Il sistema del reattore nucleare a neutroni veloci refrigerato a gas (GFR acronimo di Gas-Cooled Fast Reactor) presenta uno spettro di utilizzo di neutroni ad alta velocità ed un ciclo del combustibile nucleare chiuso per la più efficiente trasmutazione dell'uranio fertile e per la gestione degli attinidi. Il reattore é raffreddato ad elio, con temperatura di fuoriuscita del refrigerante di 850°C che viene impiegato per muovere direttamente una turbina a gas a ciclo Brayton per consentire una grande efficienza termica. Vari tipi e conformazioni di combustibile vengono studiati in base al loro potenziale per operare a temperature molto alte e per assicurare una eccellente ritenzione dei sotto-prodotti di fissione: combustibili in ceramiche composite, particelle di combustibile avanzate, o capsule di composti attinidi rivestiti in ceramica. Si studiano configurazioni del "core" che si basano su assemblaggi ad aghi o a piastre degli elementi di combustibile oppure i più tradizionali blocchi prismatici.

Sodium-Cooled Fast Reactor (SFR) [modifica]

Per approfondire, vedi la voce Reattore nucleare veloce refrigerato a sodio.
Reattore Veloce refrigerato a Sodio (SFR)
Reattore Veloce refrigerato a Sodio (SFR)

Il reattore nucleare a neutroni veloci refrigerato a sodio, SFR (acronimo di Sodium-Cooled Fast Reactor) é un progetto che si basa su altri due molto strettamente legati, lo LMFBR ed il reattore nucleare integrale veloce.

Gli obiettivi sono l'incremento dell'efficienza nell'utilizzo dell'uranio grazie alle tecnologie autofertilizzanti del plutonio e la eliminazione della necessità di svuotare il reattore degli isotopi transuranici una volta esausto il combustibile. Il reattore utilizza un core non moderato che funziona a base di neutroni veloci, progettato per bruciare ogni tipo di isotopo transuranico che si possa generare come sottoprodotto di reazione (ed in alcuni casi può caricare questi isotopi come combustibile iniziale). Oltre ai benefici della rimozione degli isotopi transuranici a lunga semivita dal ciclo delle discariche nucleari, il combustibile impiegato dallo SFR si espanderebbe quando il reattore si surriscalda, e dunque la catena della reazione rallenterebbe automaticamente. In questo modo, alcuni scienziati affermano che lo si possa considerare passivamente sicuro.

Liquid Metal Fast Breeder Reactor (LMFBR) [modifica]

Per approfondire, vedi la voce Reattore nucleare LMFBR.

Reattore nucleare veloce "fast breeder" refrigerato a metallo liquido.

Reattore nucleare Integrale Veloce (Integral Fast Reactor) [modifica]

Per approfondire, vedi la voce Integral Fast Reactor.

L'IFR è un progetto per un reattore nucleare con un ciclo di raffreddamento specializzato. Ne è stato costruito un prototipo, ma il progetto venne cancellato prima che potesse essere copiato altrove.

Questo progetto di reattore è raffreddato con il sodio e alimentato da una lega metallica di uranio e plutonio. Il combustibile è contenuto in un rivestimento "spaziato" (cladding) in acciaio con sodio liquido che riempie lo spazio tra il combustibile ed il rivestimento.

Lead-Cooled Fast Reactor (LFR) [modifica]

Per approfondire, vedi la voce Reattore nucleare veloce refrigerato a piombo.
Lead-Cooled Fast Reactor (LFR)
Lead-Cooled Fast Reactor (LFR)

Il reattore nucleare a neutroni veloci refrigerato a piombo, in inglese Lead-cooled Fast Reactor consiste in un reattore raffreddato da un metallo liquido come ad esempio il piombo oppure una miscela eutettica di bismuto/piombo con ciclo chiuso del combustibile nucleare. Varie opzioni includono un ventaglio di impianti che vanno da una "batteria" capace di generare da 50 a 150 MW di elettricità con un lunghissimo intervallo tra le ricariche d'uranio, ad un sistema tarato dai 300 ai 400 MW, fino ad un grosso impianto "monolitico" di 1.200 MW. (Il termine batteria é usato perché si riferisce a "core" a lunga-vita, fabbricati in serie in fabbriche specializzati, soltanto per la produzione di elettricità, senza alcun dispositivo per la conversione in energia elettrochimica.) Il carburante proposto é un metallo oppure una base nitrica contenente uranio fertile ed elementi transuranici. Il reattore nucleare LFR viene refrigerato dal meccanismo termodinamico di convezione naturale con una temperatura di uscita del refrigerante dal reattore di 550 C°, che potrebbe arrivare fino a 800 C° con materiali avanzati come ceramiche. La temperatura più elevata consente la produzione dell'idrogeno, grazie a processi termochimici, utilizzabile p.es in celle a combustione.

Voci correlate [modifica]

Collegamenti esterni [modifica]

Paesi partecipanti [modifica]