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Costume e società: Si punta agli impianti di terza generazione per coprire il 10% dei consumi nazionali. Quattro centrali entro il 2020 Ecco il piano nucleare dell'Enel

Rassegna stampa

dal sito La Repubblica

La "ricetta" dell'Enel per il ritorno al nucleare è ormai pronta: l'amministratore delegato del colosso elettrico, Fulvio Conti, la presenterà al governo nei prossimi giorni consegnando un piano articolato al quale i tecnici del gruppo lavorano ormai da qualche mese e che, ora, si inserirà nel solco dell'accelerazione impressa dal ministro dello Sviluppo Economico, Claudio Scajola.
 "Entro cinque anni la prima pietra delle nuove centrali nucleari italiane", è l'impegno del ministro annunciato giovedì all'assemblea di Confindustria, e il progetto dell'Enel stima una tabella di marcia teorica che si spalma su nove anni: due per l'allestimento del contesto normativo, due per l'iter delle autorizzazioni, quattro per la costruzione e uno da conteggiare per eventuali ritardi in corso d'opera.
La tecnologia indicata è quella del nucleare di "terza generazione migliorata", dal momento che i vertici dell'Enel non vedono prospettive temporali praticabili per le centrali di quarta generazione (quelle, per intenderci, che non produrranno scorie radioattive); verrebbe sfruttata al meglio, inoltre, la competenza tecnologica acquisita dagli uomini del gruppo nel corso degli ultimi anni al di fuori dall'Italia, ovvero in Slovacchia attraverso la Slovenske Elektrarne, in Spagna attraverso l'Endesa e in Francia con la partecipazione al progetto Epr.
 Il piano si dispiega su tre livelli. Innanzitutto quello normativo, con la previsione di una legge delega che fissi il contesto nel quale poi collocare singoli provvedimenti su autorizzazioni e controlli.
"Una legge - è la tesi espressa a più riprese da Conti - che, modificando il titolo V della Costituzione (ripartisce le competenze tra Stato ed enti locali, ndr) presenti a Comuni e Regioni un percorso ben definito.
Si tratterebbe, in sostanza, di riportare le scelte strategiche al livello più alto della politica, cioè al Parlamento e non alla singola amministrazione locale, completando inoltre la filiera del nucleare con il collegamento a università e alla ricerca".
Il secondo livello del progetto riguarda l'identificazione delle zone del Paese dove dislocare le centrali e il sito per lo stoccaggio delle scorie radioattive. Enel nel documento non fa nomi, lasciando la scelta ad una parte terza - dunque, governo e Parlamento - alla quale vengono comunque sottoposti i criteri classici di valutazione utilizzati a livello internazionale (rischi sismici e di esondazione, densità abitativa).
 In questo senso, la pole position spetterebbe ai territori che già ospitano impianti nucleari (quelli realizzati e poi disattivati dal referendum del 1987 - Latina, Trino, Garigliano, Caorso - o bloccati in corso d'opera, come Montalto), mentre per quanto riguarda il sito di stoccaggio delle scorie, i ragionamenti dei tecnici non escludono la scelta di un impianto provvisorio, lasciando inoltre sul tavolo sia l'opzione dell'interramento che quella del deposito in superficie. Terzo livello, infine, sugli aspetti finanziari.
Il piano non fissa una stima certa sul costo complessivo del progetto, mettendolo in relazione alle varie opzioni tecnologiche attualmente a disposizione dell'Enel: da quella nipponico-americana della Westinghouse (utilizzata in Spagna), a quella francese dell'Epr, a quella russa presente in Slovacchia. Stesso discorso per il problema delle coperture assicurative e delle formule di finanziamento.
Un'aleatorietà finanziaria che caratterizza il piano di Enel, ma non il report diffuso ieri da Ubs: secondo la banca svizzera, l'approdo dell'Italia al nucleare entro il 2020-23 comporterebbe per il gruppo controllato dal ministero dell'Economia un aumento del valore nominale di 2 miliardi di euro ogni 1.000 megawatt di potenza installata. Vale a dire un beneficio di 0,1 euro ad azione per i soci Enel.
(24 maggio 2008)


Una centrale nucleare della terza generazione in costruzione ad Olkiluoto in Finlandia
Il reattore nucleare più grande e più efficiente del mondo è in costruzione nella Finlandia occidentale.
Sarà collocato su una bella sporgenza costiera del mare nella località di Olkiluoto del comune di Eurajoki, dove sta sorgendo una centrale nucleare di 1600 megawatt. I lavori di costruzione sono iniziati nel 2005, ma il progetto non è avanzato completamente come previsto.
È dato da sapere che i lavori saranno portati a termine con almeno due anni di ritardo.
Il committente della centrale nucleare è la società finlandese TVO e il costruttore è il consorzio tra la società francese Areva e la società tedesca Siemens. Si sta costruendo la Olkiluoto 3 oppure la OL3, come viene conosciuta nel ambito specialistico.
Tra la fine del ‘900 e l’inizio del nuovo millennio, il governo finlandese ha cominciato a portare avanti il progetto nucleare. Questa è stata un’iniziativa coraggiosa, poiché nel contempo in altre parti del mondo occidentale, progetti nucleari non hanno ricevuto il benestare politico.
I parlamentari finlandesi si sono piegati davanti alla necessità di rendersi indipendenti dall’energia importata nonché davanti all’alternativa più pulita dal punto di vista climatico e alla convenienza della fonte dell’energia.
Con questi argomenti, il Parlamento è riuscito a fare passare la decisione sull’energia nucleare con i voti 107-92, anche se la maggioranza del popolo probabilmente non avrebbe mai approvato il progetto. In Finlandia l’opinione pubblica è diventata più favorevole verso l’energia nucleare e dovrebbe già essere più facile far passare la costruzione delle prossime centrali nucleari. Nuovi progetti sono già in preparazione.
Mentre in Finlandia i lavori di costruzione della centrale nucleare della terza generazione sono in corso da un paio d’anni, il primo reattore nucleare EPR della Francia, superpotenza nucleare, ha ottenuto le dovute autorizzazioni solo nella scorsa primavera.
La centrale nucleare che sarà costruita a Flamanville in Normandia avrà una capacità di produzione leggermente maggiore rispetto ad Olkiluoto, cioè probabilmente arriverà a produrre 1630 megawatt di energia. La Francia possiede 59 centrali nucleari e il 78 per cento del fabbisogno energetico del paese viene soddisfatto dalle centrali nucleari, mentre rispettivamente in Finlandia ci sono quattro centrali nucleari operanti e solamente un quinto del fabbisogno dell’energia elettrica ha l’origine nucleare. In Europa, solo quattro paesi stanno attualmente costruendo delle centrali nucleari.
Oltre alla Finlandia e alla Francia, anche la Romania e la Slovacchia, stanno realizzando progetti nucleari, ma le centrali nucleari di questi paesi raggiungeranno una capacità di produzione notevolmente più limitata.

La futura generazione di centrali nucleari negli USA (di Marsha Freeman)
Mentre le altre nazioni vanno avanti, il budget degli USA per la R&D sul nucleare è solo l’11% di quello del 1980!
Molte nazioni sono oggi impegnate in uno sforzo parallelo per la costruzione di una più avanzata generazione di impianti termonucleari, per affiancare e quindi sostituire, i reattori ad acqua leggera oggi in funzione.
Stiamo parlando di reattori intrinsecamenti sicuri, che vengono anche chiamati della IV generazione. Il problema è che rispetto ai paesi più avanzati in queste ricerche, da cui dipende il futuro della nostra economia, gli Stati Uniti stanno circa 10 anni indietro.
La prossima generazione di reattori nucleari include una serie di tecnologie. La più importante è quella dei reattori ad alta temperatura raffreddati a gas.
Questi reattori produrranno energia ad una temperatura tre volte superiore di quella degli impianti nucleari oggi in funzione, un calore quindi che può essere utilizzato nella desalinizzazione per produrre acqua dolce, per produrre combustibile sintetico, come l’idrogeno.
In Russia, Cina, India, Giappone e Sud Africa si stanno moltiplicando le ricerche, si cominciano a costruire prototipi, si programma già l’entrata in esercizio di questi nuovi rettori.
Negli Stati Uniti invece c’è solo un’ attività di progettazione, e non ci sono si programma di costruire impianti per i prossimi dieci anni.
Come è possibile che negli USA il budget per la R&D sul nucleare sia 11% minore di quello del 1980? Il Congresso recentemente si è mosso per riorentare il programma di R&D dell’amministrazione Bush, che non era diretto verso la costruzione di nuovi impianti, ma verso la “non proliferazione”.
Qualcosa si e fatto per far si che ci si muovesse più spediti verso lo sviluppo dei nuovi reattori nucleari ma ci sarebbe bisogno di molto di più.
Nel 2002, il Dipartimento dell’Energia (DOE) iniziò un nuovo programma per lo sviluppo di un progetto, e quindi dell’impianto dimostrativo, di una reattore di IV generazione.
Nel 2004 il Dipartimento approvò lo sviluppo di tale impianto che doveva combinarsi con la produzione di idrogeno. Fu scelto un reattore ad alta temperatura raffreddato a gas (HTR) che avrebbe operato a circa 950 °C, una temperatura tre volte superiore a quella cui operano gli impianti nucleari in funzione oggi. Riconoscendo che su questa tecnologia gli Stati Uniti erano indietro rispetto ad altri paesi fu iniziato un rapporto di cooperazione con questi paesi.
Fin dall’inizio non fu però data urgenza alla questione; pochi fondi, non c’erano obiettivi da raggiungere in un tempo prefissato ma solo soldi da spendere annualmente (pochi) per la R&D.
Con questo modo di operare la costruzione del reattore HTR dimostrativo, dal costo stimato di 2,4 milioni di dollari, era previsto per il 2016, l’impianto operativo per il 2021. Il Dipartimento per l’Energia proponeva quindi di rendere tali impianti commerciali per il 2030!
Negli Stati Uniti in passato furono costruiti e fatti funzionare due reattori ad alta temperatura raffreddati a gas: l’unità di Peach Bottom (1969-74) e il reattore di Fort Vrain (1979-89), poi più nulla è stato fatto oltre che attività di progettazione.
In Giappone e in Cina attualmente sono stati costruiti e messi in esercizio due piccoli reattori HTR, dimostrando così la realizabilità del progetto.
In Sud Africa si sta costruendo un impianto per la produzione del combustibile nucleare adatto per i reattori HTR, e si sta completando la progettazione per la costruzione, entro i prossimi dieci anni, di un impianto capace di produrre, in serie, reattori ad alta temperatura raffreddati a gas piccoli e modulari.
Il progetto di questi reattori HTR si basa sul cosiddetto “letto di ciottoli” (pebble bed).
Di fronte a questi ritardi il deputato Darrel Issa (D-Calif.), Presidente del Subcommitte on Energy and Resources del Government Reform Committee ha chiesto al General Accountability Office (GAO) di esaminare l’avanzamento del programma in questione.
Nel rapporto del Settembre 2006, ” Status of DOE’ Effort to Develop the Next Generation Nuclear Plant” il GAO ha rivisto i progressi fatti e le raccomandazioni di due gruppi indipendenti di consiglieri.
Il gruppo di esperti dell’Idaho National Laboratory, dove dovrebbe essere costruito il reattore, e il DOE’s Nuclear Energy Research Advisory Committee (NERAC).
Entrambi i gruppi hanno raccomandato che il DOE acceleri i tempi per la costruzione dell’impianto. Come nota il GAO, “per quanto sarà buono e avanzato il nostro nuovo reattore nel 2030, per quella data altri paesi avranno gia pronti per venderei reattori dello stesso tipo?”.
Come suggerisce il gruppo dell’Idaho, si potrebbero guadagnare tre anni con una progettazione più flessibile, non aspettando il pieno sviluppo di un componente per poi passare al successivo, ma procedere in parallelo e aggiustandoli in modo coordinato.
Il gruppo del NERAC ha invece sottolineato che, accelerando i tempi, anche l’industria si dimostrerà più interessata, e potrebbe impegnarsi anche finanziariamente. In una testimonianza di fronte al Senate Committee on Energy and Natural Resources del 26 Giugno 2006, il membro del NERAC Dr. Douglas Chapin ha affermato che ” la data del completamento del primo impianto il 2021 potrebbe essere notevolmente ravvicinata con il contributo dell’industria”.
IL GAO ha notato che secondo i progetto del DOE il primo reattore USA ad alta temperatura raffreddato a gas, dovrebbe essere contenuto in un recipiente di acciaio (vessel) di grandezza doppia rispetto a quelli che si utilizzando negli impianti nucleari oggi in funzione t che c’è solo una compagnia oggi capace di fare una cosa del genere al mondo la Japan Steel.
A questo proposito il gruppo del NERAC ha raccomandato di costruire come primo reattore dimostrativo, una piccola macchina, il prima possibile, per acquisire conoscenze e tecnologie, quindi perfezionare tali tecnologie in un secondo momento.
Nella testimonianza al Senato del 12 Giugno del 2006 il Dottor Regis Matzie, senior vice Presidente della Westinghouse ha sottolineato che il programma USA potrebbe essere anche accelerato dalle ricerche e dai test su larga scala che si stanno facendo in Sud Africa, rendendo superfluo il programma dimostrativo negli USA dei prossimi dieci anni.
Il GAO ha affermato che in aggiunta alle ricerche e ai progetti in corso in Cina, India, Sud Africa e Giappone anche la General Atomics negli USA e il gigante francese Arena, hanno sviluppato e stanno proponendo i loro.
La General Atomics ha gia iniziato il lavoro con il Nuclear Regulatory Commission (NRC) americano per la certificazione di un loro progetto e ha annunciato quello di un reattore di ricerca che potrebbe presto portare ad un reattore commerciale.
Anche la compagnia del Sud Africa Eskom, in collaborazione con la Westinghouse, ha iniziato il lavoro di certificazione con la RNC. E’ chiaro a questo punto che se il programma per la costruzione del reattore HTR del DOE non accelera immediatamente, questi due reattori saranno in vendita negli Stati Uniti prima che sia costruito il reattore di IV generazione americano.
Nel suo rapporto del 11 Giugno 2007, a proposito del budget del DOE, l’House Committee on Appropriations ha affermato che ci sarà un aumento di 70 milioni di dollari per il programma del nucleare di IV generazione, e ha raccomandato al DOE di considerare tale programma di alta priorità.

I Reattori Nucleari Innovativi refrigerati a Gas

Tra i reattori di tipo occidentale definiti a maggior sicurezza intrinseca, il reattore a gas ad alta temperatura (HTR) rappresenta uno dei candidati più quotati, sia per la sicurezza (praticamente assoluta) che per le sue caratteristiche di elevata economicità e di minimo impatto ambientale, compresa la polluzione termica.

Fin dal 1945, un reattore ad alta temperatura refrigerato ad elio e moderato da grafite o da BeO era stato proposto negli Stati Uniti da Farrington Daniels. Tale reattore avrebbe dovuto usare uno scambiatore di calore intermedio (IHX) e come fluido secondario da mandare in turbina aria in ciclo chiuso. Il progetto non fu realizzato in quanto, a quel tempo, avrebbe richiesto troppo sviluppo ed anche perché la priorità fu data, per motivi sostanzialmente politici, ai reattori per sottomarini militari raffreddati ad acqua (LWR). In seguito, alla metà degli anni '50, una serie di studi sul reattore a gas ad alta temperatura sono stati iniziati in diversi paesi, quali il Regno Unito, gli Stati Uniti e la Germania. Essi hanno infine condotto alla costruzione di tre prototipi (DRAGON nel Regno Unito, Peach Bottom negli Stati Uniti e AVR in Germania). L'innovazione fondamentale nel campo della tecnologia degli HTR è stata l'invenzione della microparticella rivestita del combustibile (CP, Coated Particle) con le sue eccezionali qualità di resistenza e di ritenzione dei prodotti di fissione. Anche nell'Università di Pisa questi reattori sono oggetto di studio da lungo tempo, sin dalle prime ricerche condotte dal compianto Prof. Poggi.

Questi reattori sono caratterizzati da un core completamente ceramico e da un refrigerante neutronicamente non attivo e non corrosivo (elio o anidride carbonica) in modo da poter avere alte temperature operative. La grande capacità termica del nocciolo e la sua bassa densità di potenza costituiscono la ragione della lenta progressione dei potenziali incidenti. Queste caratteristiche sono alla base dell'interesse per lo sviluppo dei reattori a gas ad alta temperatura (o HTGR, High Temperature Gas Cooled Reactor, come questi reattori sono chiamati fuori dall'UE).

L’elemento fondamentale della sicurezza per i reattori HTR è costituito dal fatto che, anche in situazione incidentali, i prodotti di fissione sono trattenuti praticamente del tutto (in assenza di acqua e di aria) nelle particelle elementari costituenti il combustibile (CP di tipo TRISO) per temperature inferiori a 1600 °C. Inoltre la già citata bassa densità di potenza, tipica di questi reattori (qualche KW/l), fa anche si che questa temperatura non venga mai raggiunta.

L'ampio numero di differenti concezioni proposte per gli HTR ha spesso nascosto le fasi successive dell'evoluzione di questo tipo di reattori. Comunque oggi tale filiera può essere considerata una risposta innovativa per le attuali richieste del mercato mondiale dell'energia e per quelle (auspicabili) future per la produzione di idrogeno e per gli impianti di desalinizzazione. I risultati ottenuti e quelli che si attendono dai reattori sperimentali in Giappone (HTTR) ed in Cina (HTR-10) insieme all'esperienza disponibile da altri reattori raffreddati a gas, costituiscono un fondamento tecnologico sicuro per uno sviluppo commerciale presente (reattore PBMR in Sudafrica) e futuro (reattore GT-MHR negli USA).

Oltre ai precedentemente descritti reattori a spettro termico, negli ultimi tempi sono divenuti oggetto di studio della comunità scientifica internazionale i reattori a gas a spettro veloce, i cosiddetti GCFR (Gas Cooled Fast Reactor). Questa tipologia di reattori, seppur ancora in una fase preliminare di sviluppo, rappresenta una prospettiva molto interessante perché essi combinano le positive caratteristiche comuni a tutti i reattori veloci (possibilità di autofertilizzazione e quindi di migliore sfruttamento del combustibile, fluenza più elevata con maggiori potenzialità di bruciamento delle scorie) con quelle dei reattori refrigerati con gas inerte (assenza delle problematiche di cambiamento di fase e di reazioni chimiche e/o nucleari fra il refrigerante stesso ed il combustibile e/o i materiali strutturali).

Si parla molto di economia all’idrogeno: numerosi studi hanno dimostrato che l’utilizzo di questo elemento quale combustibile per gli autoveicoli consentirebbe di ridurre drasticamente, se non addirittura di eliminare, ogni forma di inquinamento atmosferico locale legato ai trasporti. Tuttavia l’idrogeno, pur abbondantissimo in natura, non si trova mai allo stato libero, quindi bisogna spendere energia per produrlo: trattassi infatti di un vettore energetico. Attualmente viene prodotto per lo più per via fossile (non rinnovabile e soggetta a notevoli emissioni di anidride carbonica); la sua produzione per via nucleare (utilizzando reattori HTR e/o GCFR) potrebbe costituire la chiave di volta per l’abbattimento degli inquinanti atmosferici originati dallo smog urbano. Il calore di scarico del ciclo consentirebbe inoltre ulteriori applicazioni di notevole interesse, quali il teleriscaldamento o la desalinizzazione dell’acqua di mare.

Le favorevoli caratteristiche di economia neutronica di questi reattori consentono inoltre l’adozione di cicli del combustibile particolarmente favorevoli riguardo al bruciamento delle scorie nucleari (in particolare degli attinidi). Alcuni studi in merito al bruciamento del plutonio (sia di origine militare che derivante dal riprocessamento del combustibile dei reattori LWR) hanno dimostrato (anche per mezzo dell'utilizzo di software di tipo avanzato sviluppati ad hoc) che il problema della pericolosità di tale elemento chimico (principale contributore alla pericolosità a lungo termine delle scorie) può essere significativamente ridotta (di un fattore 10, sia in termini di radiotossicità per ingestione che in termini di massa) ad esempio con l’uso negli HTR di cicli torio/plutonio (che presenterebbero anche la favorevole caratteristica di fertilizzare il torio, elemento 2.5 volte più abbondante dell’uranio ed attualmente inutilizzato per questi scopi). Risultati ancora migliori sembrerebbe dare l'uso di cicli simbiotici LWR-HTR-GCFR.

Le potenzialità dei reattori nucleari innovativi refrigerati a gas potranno esplicarsi anche in campi diversi da quello della produzione di energia elettrica: ad esempio, l'affermarsi della tecnologia basata sull’idrogeno, se si tengono ben presenti i limiti intrinsecamente presenti in essa (l'idrogeno è un vettore energetico e non una fonte di energia e quindi deve essere prodotto), è sicuramente una delle più affascinanti e stimolanti prospettive nell'ottica di uno sviluppo della nostra società veramente sostenibile sia dal punto di vista ambientale che sociale.

Tesi di laurea

Tesi di Laurea in Ingegneria Nucleare - Guglielmo Lomonaco

Tesi di Laurea in Ingegneria Nucleare - Vincenzo Romanello

Tesi di Laurea in Ingegneria della Sicurezza Industriale e Nucleare - Guglielmo Lomonaco

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  Link

GCFR Project (in inglese)

PUMA Project (in inglese)

RAPHAEL Project (in inglese)

SINTER (in inglese)

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Postato il Sabato, 24 maggio 2008 ore 14:01:11 CEST di Salvatore Indelicato
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