Reattore nucleare a fissione

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Nocciolo di un reattore nucleare nel quale si intravede la luce bluastra caratteristica dell'effetto Čerenkov

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.

Indice

[modifica] Storia

Volendo essere precisi, i primi 16 reattori a fissione nucleare naturale divennero critici (cioè "accesi"), circa 1,7 miliardi di anni fa.[1] In Gabon [2], nelle 3 miniere di Oklo, furono trovati minerali di uranio con una concentrazione anormalmente bassa di 235U; il fenomeno è stato spiegato, anche grazie al ritrovamento di prodotti di fissione, con la presenza naturale di concentrazioni di 235U intorno al 3 %, disposte in modo da costituire una massa critica e con la presenza di acqua liquida. Oggi questo non è più possibile a causa del più veloce decadimento dell' 235U rispetto all' 238U, 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 l'impianto pilota l'X-10 (critico nel 1943) nell'ambito del laboratorio MetLab e a Hanford il B-reactor (critico nel settembre 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 acqua-grafite, in cui il raffreddamento del nocciolo veniva assicurato da acqua leggera e la moderazione dei neutroni 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 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 leggera 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), del tipo gas-grafite. In Italia, la prima centrale (sempre del tipo gas-grafite GEC-Magnox, acquistata dall'Inghilterra) fu quella di Latina, critica 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. [3]
L'IAEA a giugno 2008 elencava 439 reattori nucleari a fissione in attività e 34 in costruzione destinati alla produzione di energia, soprattutto in oriente (Cina, India, Russia, Korea).[4]

[modifica] Descrizione sommaria di un reattore di potenza

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 refrigerante (gassoso o liquido, o che subisce un cambio di fase nel processo) che lo trasporta ad un utilizzatore, quasi sempre un gruppo turbo-alternatore per la produzione di energia elettrica. Un eventuale moderatore, solitamente grafite o acqua leggera (Fermi negli esperimenti sui neutroni termici a Roma utilizzò la paraffina, comunque elementi contenenti molto idrogeno), rallenta la velocità dei 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 genera in continuazione una certa quantità (fissa) di neutroni, e quando i sistemi di controllo (le barre) non sono inseriti (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.

[modifica] Principali tipi di reattore "provato" di I e II generazione

I reattori cosiddetti "provati" sono quelli di cui è stata verificata la stabilità operativa per usi civili commerciali. 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 Cooled Reactor) uranio arricchito come combustibile.

Il grande vantaggio dei modelli a gas è nella possibilità di utilizzare fluidi inerti come fluido refrigerante, evitando così i problemi di corrosione propri dell'acqua ad alta temperatura (che inoltre, quando irradiata, si scinde parzialmente nei componenti, generando pericoloso idrogeno nonché ossigeno libero che aggrava ulteriormente i problemi di corrosione) e nella bassa densità del refrigerante che non assorbe quindi neutroni in maniera significativa. 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 dall'insieme degli 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 refrigerante (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 debole economia neutronica dovuta ad un tenore ridotto di 235U, utilizzano come fluido refrigerante e moderatore 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 filiera CANDU ha avuto una sua affermazione commerciale soprattutto in Canadà ed in nazioni potenzialmente interessata alle sua capacità plutonigene (India, Argentina) mentre il progetto CIRENE è stato sospeso prima della sua conclusione, a causa della moratoria nucleare italiana, durante la realizzazione dell'impianto prototipo a Latina.

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.

[modifica] Reattori Magnox e AGR

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 barre di uranio naturale metallico contenute in una guaina in lega di magnesio, la Magnox-Al 80. 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) entro canali appositi, mosso dai circolatori V; l'anidride carbonica si riscalda e viene in seguito convogliata 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 condensa il vapore e restituisce così acqua liquida da pompare nello scambiatore di calore, in circuito chiuso. La parte calda del reattore è contenuta in uno schermo biologico S, in pratica un muro di calcestruzzo armato di grande spessore, rivestito internamente di acciaio.

Gli ultimi Magnox sono stati installati negli anni '70. Diversi reattori di questo tipo sono tuttora in funzione in varie parti del mondo; il reattore Magnox è considerato però superato nel genere dei modelli moderati a grafite e raffreddati a gas.

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

La filiera dei reattori Magnox è stata abbandonata successivamente a favore della filiera degli AGR. Negli AGR si è passati dall'impiego come combustibile dell'uranio naturale all'uranio arricchito. Il materiale della guaina che racchiude il combustibile è stato sostituito con l'acciaio inossidabile, il quale permette temperature massime più elevate. Le varie migliorie impiegate per questa tipologia di reattori permette di raggiungere elevate temperature di esercizio, con produzione di vapore acqueo di qualità comparabili (160 bar, 540 °C) a quelle di una centrale a combustibile convenzionale. In Inghilterra il programma di costruzione di questa tipologia di reattori iniziò nel 1976 e terminò nel 1989 la costruzione dei 14 reattori previsti.

[modifica] Reattori RBMK

Per approfondire, vedi la voce Reattore nucleare RBMK.

[modifica] Reattori 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. L'ultimo di questi reattori sperimentali, il Borax V, è stato smantellato nel 1964[5]. Tuttavia la filiera BWR è col tempo divenuta la seconda più popolare dopo la filiera PWR (vedi sotto), soprattutto per la relativa semplicità dell'impianto rispetto alla principale concorrente.

La figura 3 fa riferimento ad un impianto della prima metà degli anni '60, successivamente le barre di controllo furono introdotte dal basso dove il loro effetto era massimo, perché si trovassero nella zona dove la reazione era moderata da acqua alla massima densità con maggior effetto moderante, mentre l'acqua è stata fatta ricircolare entro il nocciolo del reattore per consentire un più facile controllo della potenza generata dal reattore.

L'elemento di combustibile C, qui in forma di pastiglie di ossido di uranio parzialmente arricchito, impilate in barrette di leghe di zirconio ed assemblate in elementi di combustibile, sono immerse nel moderatore M, acqua leggera in cambiamento di fase, che funge anche da fluido refrigerante. Nella stessa acqua sono immerse le barre di controllo D usate per modulare l'emissione di neutroni. 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 a pressione V, così da riprodurre all'incirca la funzione del corpo cilindrico di una caldaia. Il vapore così generato, a pressione relativamente bassa (circa 80 bar nella centrale di Caorso), passa nella turbina T accoppiata ad un generatore G che produce elettricità da immettere in rete. La turbina 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, comune a tutti gli impianti a ciclo diretto come il non più sviluppato RBMK o le possibili future filiere del Pebble Bed o del SCWR, legato all'uso del fluido refrigerante del circuito primario direttamente in turbina; ciò comporta, oltre alla necessità di schermare le tubazioni che trasportano il vapore, alla non agibilità delle strutture statoriche delle turbine durante il normale funzionamento dell'impianto; nei periodi di fermo la radioattività nel sistema turbine decade rapidamente, e gli impianti divengono quindi raggiungibili per manutenzione. Infine il condensatore , operando a pressione inferiore a quella atmosferica, non comporta pericoli riguardo al rilascio di vapore radioattivo nel normale esercizio del reattore. Lo schermo biologico non è mostrato in figura, ma è evidentemente esterno al recipiente in pressione V.

In Italia sia la centrale del Garigliano (150 MWe), sia quella di Caorso (820 MWe) che quella mai terminata di Montalto di Castro, composta da 2 unità da circa 1000 MWe ciascuna, erano di questa tipologia anche se di tre generazioni diverse, di tecnologia proprietaria General Electric.

[modifica] Reattori PWR

Figura 4: Schema di un reattore PWR

I reattori PWR (Pressurized Water Reactor) sono stati realizzati inizialmente nella propulsione navale, per le loro ridotte dimensioni e per l'assenza di problemi del movimento del fluido nel recipiente in pressione durante la navigazione. Per la produzione di vapore, a differenza delle filiere BWR, RBMK, AGR ma in comune con i reattori PHWR, si avvalgono di un circuito separato: sono così detti a ciclo duale, cioè il fluido che va in turbina non transita per il nocciolo. In questo reattore l'acqua leggera di raffreddamento del nocciolo (circuito primario), usata anche come moderatore, viene tenuta a pressioni elevate intorno ai 150 bar, in modo da poter raggiungere temperature elevate senza cambiamento di stato. Il circuito primario funziona 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. Ulteriori problemi sono dovuti all'utilizzo di acido borico per il controllo nel lungo periodo della reattività del reattore. A tal scopo, l'interno del reattore è placcato con 5 mm di acciaio inossidabile.

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

Le barre di combustibile C, anche qui contenenti pastiglie di ossido di uranio parzialmente arricchito, sono immerse nel moderatore M, acqua, che funge anche da fluido refrigerante. Nella stessa acqua sono alloggiate 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 P1, e sottrae calore per convezione 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 generatore di vapore con il circuito secondario.

Il circuito secondario, non radioattivo, è costituito da un generatore di vapore B in cui viene fatta circolare acqua. Lo scambio senza contatto tra l'acqua del primario e quella del secondario genera vapore che, a pressione relativamente bassa, passa nella turbina T la quale è 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, Babcock&Wilcox) è il reattore VVER, progettato nell'allora URSS, che ha uno schema analogo a quello di figura 4.

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 ma senza morti accertate per il personale della centrale o la popolazione (vedi voce per i dettagli).

In Italia è stata installata una sola centrale PWR, con tecnologia Westinghouse, a Trino Vercellese; è stata chiusa a seguito della decisione di ritirarsi dalla produzione elettrica per via nucleare, benché fosse comunque vicina alla fine della propria "vita operativa" prevista. Comunque il Piano Energetico Nazionale, sviluppato all'inizio degli anni '80, prevedeva come progetto unificato (PUN) di centrale nucleare un PWR da circa 950 MW di produzione netta di energia elettrica (con 3 circuiti refrigeranti, invece dei 4 di Trino).[6],[7]. 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.

[modifica] Reattori CANDU

Per approfondire, vedi la voce CANDU.

Si tratta di reattori ad acqua pesante pressurizzata di origine canadese. Le principali caratteristiche di interesse sono:

  • la possibilità di usare una vasta tipologia di "combustibili" fra cui normalmente uranio naturale (cioè non arricchito) in forma di ossido oppure torio[8];
  • un'ottima economia neutronica, consentendo il raggiungimento di un rapporto di conversione particolarmente elevato (compreso fra 0.7 e 0.8 rispetto a circa 0.5 dei LWR), con la possibilità di “bruciare” direttamente nel nocciolo una frazione significativa del plutonio fissile prodotto. Per questo motivo rientrano nella categoria dei burner/breeder (bruciatore/auto-fertilizzante);
  • la possibilità di una operatività continua senza necessità di spegnimento per la ricarica del combustibile ma solamente per le normali operazioni di manutenzione: questa caratteristica viene definita come "tempo di disponibilità 100%" (PWR/BWR sono attorno all'80% cioè per il 20% della loro vita operativa sono fermi e non producono elettricità per via della sostituzione del "combustibile" e della manutenzione).

[modifica] Evoluzioni: la 3° generazione

Per approfondire, vedi la voce Reattore nucleare di III generazione.

I reattori cosiddetti di "3° generazione" sono versioni migliorate dei reattori di 2° generazione, di cui riprendono le caratteristiche fondamentali. Non apportano quindi sostanziali differenze concettuali di funzionamento nè riguardo ai fluidi refrigeranti nè al "combustibile" (se non la possbilità di arrivare a tassi di bruciamento più elevati) e pertanto neanche si hanno miglioramenti sostanziali per quanto riguarda le scorie prodotte. Prevedono però un approccio diverso alla filosofia di progettazione, includendo gli incidenti severi negli incidenti base di progetto. Ciò ha portato all'implementazione di ulteriori salvaguardie ingegneristiche (core catcher, sistemi di refrigerazione passivi, ecc.) che dovrebbero rendere queste nuove tipologie di impianto in grado di evitare contaminazioni esterne in caso di incidente.
Le maggiori filiere in questa generazione sono un'evoluzione dei diffusi reattori ad acqua di tipo PWR, BWR o CANDU. Attualmente[9] sono già in esercizio 4 reattori di III generazione della tipologia ABWR in Giappone, 2 EPR sono in costruzione in Europa (Francia e Finlandia), 3 ABWR sono in costruzione in Giappone e Taiwan, 4 unità della filiera AP1000 sono state ordinate[10] in Cina, 2 in Corea del Sud e 2[11] in USA.

[modifica] Sperimentazioni passate e future

Radiotossicità (in sievert per gigawatt termico all'anno) del combustibile esausto scaricato dai reattori per diversi cicli del combustibile, in funzione del tempo. Il torio determina scorie radioattive a vita più breve e meno radiotossiche mentre i reattori di 2° e 3° generazione all'uranio danno i peggiori risultati.

Fin dagli anni '40 sono iniziate teorizzazioni e sperimentazioni su tipologie particolari di reattori, utilizzanti fluidi di raffreddamento differenti e/o utilizzanti neutroni "veloci" anziché "lenti" (o "termici") come quelli di 1° e 2° generazione. Alcune di queste sperimentazioni sono sfociate in prototipi o applicazioni militari o addirittura in "prototipi di centrale" come il Superphénix in Francia (metà anni '70, partecipato al 30% anche dall'Italia), senza tuttavia dare i risultati sperati specialmente dal punto di vista di sicurezza ed affidabilità.


[modifica] Neutroni veloci e neutroni termici

Per approfondire, vedi le voci Reattore nucleare autofertilizzante e Torio.

Una delle possibili evoluzioni parzialmente già sperimentate (finora con scarso successo pratico) è l'uso di neutroni "veloci" anziché neutroni "termici". L'uso dei neutroni veloci permette di rendere "autofertilizzanti" i reattori ad uranio; peraltro, lo stesso obiettivo può essere raggiunto anche con neutroni termici utilizzando il torio al posto dell'uranio.
Tuttavia la ricerca ha ampiamente privilegiato i reattori ad uranio per via della loro abbondante produzione di plutonio. A tal fine è stato necessario studiare reattori raffreddati con sostanze diverse dall'acqua e che non "moderassero" (frenassero) i neutroni, in particolare metalli liquidi.

[modifica] Raffreddamento a metallo liquido

In questo tipo di reattori il fluido refrigerante a contatto con il nocciolo è un metallo, liquido per l'alta temperatura, anziché acqua (leggera o pesante) o un gas. Questo conferisce a questa classe di reattori alcune caratteristiche peculiari:

  • Migliore rendimento termodinamico: grazie all'alta temperatura di ebollizione dei metalli, il fluido refrigerante può trasportare alte temperature a pressioni molto basse (poche atmosfere), superando così il maggiore limite termodinamico dei reattori ad acqua leggera o pesante.
  • Schermo biologico ridotto: la maggiore densità dei metalli scherma parzialmente le radiazioni, rendendo necessario uno schermo biologico meno spesso, problematico date anche le notevoli dimensioni del recipiente del reattore. Di contro il metallo viene in genere fortemente "attivato" dal bombardamento neutronico, con conseguenti rischi di esercizio e problemi di smaltimento.
  • A talune condizioni, rendere "autofertilizzanti" i reattori all'uranio.

[modifica] Reattori a metalli leggeri

In questi reattori il metallo usato come fluido refrigerante 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. Questi aspetti ne rendono problematico l'uso in situazioni estreme come un reattore nucleare ma nonostante questo alcuni reattori di 4° generazione ripropongono l'uso di tale refrigerante ed il design del Superphenix.

[modifica] Reattori raffreddati a metallo pesante

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 autofertilizzanti, 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 praticata l'economia dell'idrogeno. Un'altra grande attrattiva di questo tipo di reattore è che, grazie all'azione schermante del piombo, il nocciolo ha bisogno di uno schermo biologico di peso inferiore: inoltre il reattore, operando a pressione atmosferica e senza necessità di regolazione della pressione, non "consuma" fluido refrigerante, con la conseguenza di nessun bisogno di rabbocchi di lega LBE, e alla fine della vita utile della centrale si lascerebbe semplicemente lasciar solidificare il piombo intorno al nocciolo, sigillandolo e proteggendolo dalla corrosione.

Una volta in esercizio, ogni fuga di liquido refrigerante dal circuito si risolverebbe in una colata di metallo fuso che solidificherebbe in maniera relativamente rapida e non potrebbe disperdersi nell'ambiente.

[modifica] Il "Forum 4° generazione"

Per approfondire, vedi le voci Reattore nucleare di IV generazione e Torio.

A fronte delle sperimentazioni passate -non sempre coronate da successo- di queste tipologie di reattori, lo studio teorico di ulteriori evoluzioni è alla base delle proposte di un consorzio internazionale per la cosiddetta "4° generazione". Questa raggruppa 6 possibili futuri reattori, peraltro senza comunque considerare tutte le strade effettivamente percorribili (ad esempio l'uso del torio in reattori di 3° generazione oppure reattori sottocritici). Non è pertanto detto che uno dei reattori definiti "4° generazione" possa essere l'evoluzione preferibile e/o attuabile a livello tecnico, ambientale ed economico.

[modifica] Voci correlate

[modifica] Note

  1. ^ Meshik, A.P. "The Workings of an Ancient Nuclear Reactor." Scientific American. November, 2005
  2. ^ http://www.ocrwm.doe.gov/factsheets/doeymp0010.shtml
  3. ^ Dati IAEA [1].
  4. ^ (EN) Number of Reactors in Operation Worldwide
  5. ^ http://www.deq.state.id.us/inl_oversight/about/facilities/borax.cfm
  6. ^ Progetto Unificato Nucleare - I Quaderni dell'Energia No. 12 - Direzione delle Costruzioni DIR-PUN ENEL Luglio 1986
  7. ^ http://www.tecnosophia.org/documenti/Articoli/SessioneI/Galli.pdf
  8. ^ The Evolution of CANDU Fuel Cycles and Their Potential Contribution to World Peace
  9. ^ {{{title}}}
  10. ^ {{{title}}}
  11. ^ {{{title}}}

[modifica] Altri progetti

[modifica] Collegamenti esterni

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