Reattore nucleare a fissione

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

In ingegneria nucleare un reattore nucleare a fissione è un sistema complesso in grado di gestire una reazione nucleare a fissione a catena in maniera controllata[1] (diversamente da quanto accade invece per una ordigno nucleare) ed utilizzato come componente base nelle centrali nucleari le quali possono contenere anche più reattori nucleari nello stesso sito.

Esistono reattori nucleari sperimentali di ricerca, nei quali l'energia prodotta è trascurabile, e reattori di potenza utilizzati dalle centrali nucleari nei quali l'energia termica prodotta dal reattore viene usata per vaporizzare dell'acqua, la cui energia viene convertita prima in energia meccanica attraverso l'uso di turbine ed infine in energia elettrica dagli alternatori.

Allo stato attuale tutti i reattori nucleari commerciali si basano sul processo di fissione nucleare, mentre quelli a fusione sono ancora nella fase di studio e sono quindi unicamente reattori di ricerca, visto che attualmente non riescono a produrre più energia di quella che consumano.

Storia[modifica | modifica sorgente]

Volendo essere precisi, i primi 16 reattori a fissione nucleare naturale divennero critici (cioè "accesi"), circa 1,7 miliardi di anni fa.[2] In Gabon[3], 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%.

Storicamente invece il primo reattore nucleare di costruzione umana fu quello sperimentale-dimostrativo 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, il primo reattore nucleare, chiamato Avogadro RS-1 fu costruito a Saluggia nel 1959 da un gruppo di aziende private, di cui la Fiat era capofila, comprendente anche la Montecatini; era un reattore di ricerca di tipo a piscina, fu utilizzato principalmente per scopi sperimentali e non venne mai connesso alla rete elettrica nazionale, il suo funzionamento venne arrestato nel 1971 e quindi trasformato in deposito per elementi di combustibile nucleare irraggiato[4]

La prima centrale Italiana per la produzione di elettricità (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.[5]
L'IAEA al 31 dicembre 2009 elencava nel mondo 443 reattori nucleari a fissione in attività e 56 in costruzione destinati alla produzione di energia, soprattutto in oriente (Cina, India, Russia, Korea), mentre altri 142 sono pianificati e 327 proposti.[6][7]

Descrizione sommaria di un reattore di potenza[modifica | modifica sorgente]

Schema di un reattore nucleare

Fondamentalmente a livello logico-funzionale un reattore nucleare non è altro che una tecnologia ideata e sviluppata per sfruttare, a fini energetici, la reazione di fissione nucleare da parte di un combustibile nucleare in maniera controllata, garantendo cioè determinati livelli o standard di sicurezza.

La sorgente di energia del reattore è dunque il combustibile presente nel nocciolo o nucleo del reattore, composto da materiale fissile (tipicamente una miscela di 235U e 238U), arricchita fino al 5% in 235U. È poi possibile utilizzare il combustibile MOX che è una miscela di ossidi di uranio e plutonio, oppure uranio naturale. Per il secondo combustibile si devono operare modifiche nel reattore, mentre per l'uranio naturale si devono utilizzare reattori che utilizzano come moderatore acqua pesante o grafite.

Per rallentare i neutroni e termalizzarli cioè rallentarli fino ad un'energia cinetica inferiore all'eV ed aumentare così la probabilità di fissionare il combustibile, secondo la fisica stessa della reazione, è necessario utilizzare un moderatore.

La fissione del nucleo del combustibile genera energia, principalmente sotto forma di energia cinetica dei frammenti della fissione e di raggi gamma. I frammenti di fissione rallentando nel combustibile generano calore che viene asportato da un fluido refrigerante termovettore (gassoso o liquido, o che subisce un cambio di fase nel processo) che lo trasporta ad un utilizzatore, direttamente o indirettamente per mezzo di generatori di vapore, quasi sempre un gruppo turbo-alternatore per la produzione di energia elettrica nella parte termoelettrica della centrale nucleare. Il termovettore refrigerante può anche essere il moderatore stesso, come avviene nel caso dei reattori ad acqua leggera.

Il reattore raggiunge la cosiddetta condizione di criticità ovvero possiede una massa critica tale che la reazione di fissione a catena possa autosostenersi in maniera stabile.

Il reattore dispone anche delle cosiddette barre di controllo cioè barre metalliche (in genere leghe di argento, cadmio e indio o carburi di boro) atte ad assorbire i neutroni in eccesso liberati dalla reazione che a loro volta alimentano; possono essere inserite nel nocciolo e servono a modulare in funzione della potenza energetica da generare, a tenere sotto controllo ed eventualmente arrestare la reazione a catena di fissione in caso di criticità. Questo evita ad esempio che la reazione diventi incontrollata con la liberazione di enormi quantitativi di energia che possano condurre alla cosiddetta fusione del nocciolo (parziale o totale) per temperature elevatissime, al successivo cedimento dei vari strati di contenimento del reattore incapaci di resistere meccanicamente a tali livelli di temperatura con dispersione nell'ambiente del materiale radioattivo, e/o alla produzione di gas esplosivi come l'idrogeno con conseguente possibile esplosione del reattore stesso e gravissime conseguenze sulla sicurezza pubblica per diffusione diretta di grandi quantità di materiale altamente radioattivo e livelli di radiazione altrettanto nocivi (si veda incidente nucleare).

Spesso anche a reattore arrestato deve continuare l'afflusso del fluido termovettore refrigerante per abbassare la temperatura del reattore e continuare a dissipare il calore residuo prodotto dalla radioattività del materiale combustibile evitando ancora una volta i problemi di surriscaldamento di cui sopra.

Ad ogni modo nello specifico ogni tipologia di reattore possiede, in base alla sua progettazione e realizzazione, le proprie caratteristiche in termini di sicurezza (tipicamente un reattore possiede uno o più strati esterni di contenimento), costi ed efficienza.

Il consumo progressivo del combustibile nucleare nel nocciolo comporta la formazione di materiale di scarto detto anche residuo o prodotto di fissione non più utile alla fissione stessa e a sua volta radioattivo (le ben note scorie nucleari) e che quindi deve essere in qualche modo periodicamente rimosso dal reattore e successivamente smaltito.

Reattori di I e II generazione[modifica | modifica sorgente]

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 leggera, 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 Canada ed in nazioni potenzialmente interessata alle sue 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 prima per il mai realizzato sottomarino a propulsione nucleare Marconi e successivamente per l'altrettanto mai realizzata nave a propulsione nucleare Enrico Fermi, 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 nucleari russi. Ultimamente poi è iniziata la costruzione di alcuni reattori di potenza installati su navi apposite, per fornire energie alle trivelle artiche per l'estrazione di petrolio e gas.

Reattori nucleari a gas (GCR)[modifica | modifica sorgente]

Exquisite-kfind.png Per approfondire, vedi Reattore nucleare a gas.

Sono moderati ad anidride carbonica-grafite.

I GCR, ormai in disuso, erano in grado di usare l'uranio naturale come combustibile, permettendo così alle nazioni che li avevano sviluppati di produrre uranio arricchito per fabbricare plutonio e armi nucleari, senza dover dipendere dalle importazioni di altri paesi di cui, al tempo, gli unici fornitori erano solo Stati Uniti e Unione Sovietica. L'evoluzione inglese di questa tipologia fu l'AGR, acronimo per advanced gas-cooled reactor (reattore avanzato raffreddato a gas) è un tipo di reattore nucleare sviluppato dalla Gran Bretagna di seconda generazione, basato sul disegno Magnox. A differenza del Magnox, il gas termovettore viene tenuto ad una temperatura più elevata per aumentarne l'efficienza termica. Di conseguenza come rivestimento del combustibile viene usato acciaio inossidabile per permetterne la resistenza alle alte temperature, il che comporta la necessità di usare uranio arricchito come combustibile, non più naturale, proprio a causa del fatto che l'acciaio ha una notevole capacità di assorbire neutroni.

Reattori nucleari ad acqua leggera (LWR)[modifica | modifica sorgente]

Exquisite-kfind.png Per approfondire, vedi Reattore nucleare ad acqua leggera.

Filiera RBMK[modifica | modifica sorgente]

Exquisite-kfind.png Per approfondire, vedi Reattore nucleare RBMK.

Sono reattori moderati ad acqua-grafite.

Il moderatore è sia la grafite che l'acqua, che fa anche da termovettore. Questa caratteristica dà al reattore un pericoloso coefficiente di vuoto positivo che generano forti escursioni di potenza, soprattutto alle basse potenze. La filiera è stata costruita solamente in paesi ex-URSS; l'incidente di Chernobyl ha coinvolto un reattore di questo tipo.

Filiera BWR[modifica | modifica sorgente]

Exquisite-kfind.png Per approfondire, vedi Reattore nucleare ad acqua bollente.

Sono reattori ad acqua bollente.

In questi reattori l'acqua nel vessel cambia stato ed è sia moderatore che termovettore, passando da liquido a vapore, con un titolo medio in uscita dal nocciolo del reattore di circa il 15%. Il vapore prodotto è inviato direttamente alla turbina per la generazione elettrica, questo consente di avere un rendimento termodinamico leggermente superiore rispetto alla filiera PWR.

Filiera PWR[modifica | modifica sorgente]

Exquisite-kfind.png Per approfondire, vedi Reattore nucleare ad acqua pressurizzata.

Sono reattori ad acqua in pressione.

In questi reattori l'acqua nel vessel viene mantenuta allo stato liquido aumentandone di molto la pressione. L'acqua è sia moderatore che termovettore, per la generazione elettrica si passa però per degli scambiatori di calore, chiamati generatori di vapore. Essendoci quindi uno scambiatore termico fra la fonte di calore e la turbina, il rendimento termodinamico è leggermente inferiore rispetto alla filiera BWR.

Reattori nucleari ad acqua pesante (HWR)[modifica | modifica sorgente]

Exquisite-kfind.png Per approfondire, vedi Reattore nucleare ad acqua pesante.

Filiera HBWR[modifica | modifica sorgente]

Exquisite-kfind.png Per approfondire, vedi Reattore nucleare ad acqua pesante bollente.

Per i reattori ad acqua pesante della classe BWR si segnala il grave problema dell'instabilità, per il loro coefficiente positivo temperatura-potenza. Attualmente non esistono modelli in funzione.

Filiera PHWR[modifica | modifica sorgente]

Exquisite-kfind.png Per approfondire, vedi Reattore nucleare ad acqua pesante pressurizzata e CANDU.

Un tipo di reattore PWR di seconda generazione moderato ad acqua pesante.

Principali tipi di reattore di III e III+ generazione[modifica | modifica sorgente]

Exquisite-kfind.png Per approfondire, vedi Reattore nucleare di III generazione.

I reattori cosiddetti di 3ª generazione sono versioni migliorate dei reattori di 2ª generazione, di cui riprendono le caratteristiche fondamentali. Non apportano quindi sostanziali differenze concettuali di funzionamento né riguardo ai fluidi refrigeranti né al "combustibile" (se non la possibilità di arrivare a tassi di bruciamento più elevati, quindi aumentare il fattore di carico ed avere all'uscita meno plutonio[8]) 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) e due in Cina, 3 ABWR sono in costruzione in Giappone e Taiwan e due proposti per gli USA[10], 4 unità della filiera AP1000 sono state ordinate[11] in Cina, 2 in Corea del Sud e 14 in USA[10].

Filiera GCR[modifica | modifica sorgente]

Nazione Design
Stati Uniti Stati Uniti

Reattore Nucleare Modulare Pebble Bed (PBMR)[modifica | modifica sorgente]

Exquisite-kfind.png Per approfondire, vedi Reattore nucleare modulare pebble bed.

Filiera BWR[modifica | modifica sorgente]

Nazione Design
Giappone Giappone / Svezia Svezia
Stati Uniti Stati Uniti

Filiera PWR[modifica | modifica sorgente]

Nazione Design
Francia Francia / Germania Germania
Cina Cina
Giappone Giappone
Corea del Sud Corea del Sud
Russia Russia
Stati Uniti Stati Uniti

Filiera PHWR[modifica | modifica sorgente]

Nazione Design
Canada Canada
India India

Reattori sperimentali e a-generazionali[modifica | modifica sorgente]

Fin dagli anni quaranta 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 1ª e 2ª 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 settanta, partecipato al 30% anche dall'Italia), senza tuttavia dare i risultati sperati specialmente dal punto di vista di sicurezza ed affidabilità.

La possibilità di produrre materiale fissile ha fatto riprendere il progetto, originariamente destinato ad usi militari, dei reattori autofertilizzanti veloci o FBR (Fast Breeder Reactor). Questi 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 con spettro energetico veloce 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 secondario 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 da altri elementi in 238U appunto per produrre il nuovo combustibile.

Tra i primi reattori progettati vi fu l'italiano PEC (Prova Elementi Combustibile), la cui costruzione sul sito del Brasimone nell'appennino tosco-emiliano non fu mai terminata, che era funzionale al progetto Franco-Italo-Tedesco del Phénix, sfociato poi nella realizzazione del reattore NERD Superphénix di Creys-Malville.

Reattore Autofertilizzante Veloce a Metallo Liquido (LMFBR)[modifica | modifica sorgente]

Exquisite-kfind.png Per approfondire, vedi Reattore nucleare autofertilizzante.

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.

Reattore LFR[modifica | modifica sorgente]
Exquisite-kfind.png Per approfondire, vedi Reattore nucleare al piombo.

In questo tipo di reattori il fluido refrigerante a contatto con il nocciolo è piombo, 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'elevate temperatura di ebollizione del piombo, il fluido refrigerante può trasportare elevate potenze termiche ad alte temperature, mantenendosi comunque liquido anche a pressioni molto basse, ossia di poco superiori a quella atmosferica. Le elevate temperature portano così ad un rendimento maggiore in confronto ai reattori ad acqua, leggera o pesante.
  • Schermo biologico ridotto: la maggiore densità del piombo 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, rende autofertilizzanti i reattori all'uranio.
Reattore SFR[modifica | modifica sorgente]
Exquisite-kfind.png Per approfondire, vedi Reattore nucleare al sodio.

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 4ª generazione ripropongono l'uso di tale refrigerante ed il design del Superphenix.

Reattore IFR[modifica | modifica sorgente]
Exquisite-kfind.png Per approfondire, vedi Reattore nucleare integrale veloce.

L'IFR è un reattore nucleare autofertilizzante che utilizza la raffinazione elettrolitica sul posto per il riprocessamento delle scorie. Ne è stato costruito un prototipo, ma il progetto venne cancellato prima che potesse essere copiato altrove. Il programma fu iniziato nel 1983, ma il Congresso degli Stati Uniti ritiró i fondi nel 1994, tre anni prima che il progetto potesse essere ultimato.

Reattore Nucleare ad Amplificazione di Energia (ADS)[modifica | modifica sorgente]

Exquisite-kfind.png Per approfondire, vedi Reattore subcritico e Rubbiatron.

Reattori di IV generazione[modifica | modifica sorgente]

Exquisite-kfind.png Per approfondire, vedi Reattore nucleare di IV generazione.

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 4ª 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 3ª generazione oppure reattori sottocritici). Non è pertanto detto che uno dei reattori definiti di 4ª generazione possa essere l'evoluzione preferibile e/o attuabile a livello tecnico, ambientale ed economico.

Note[modifica | modifica sorgente]

  1. ^ (EN) IUPAC Gold Book, "nuclear reactor"
  2. ^ Alex P. Meshik, The Workings of an Ancient Nuclear Reactor. Scientific American. Novembre 2005.
  3. ^ Oklo: Natural Nuclear Reactors - Fact Sheet
  4. ^ Comprensorio Nucleare di Saluggia (Vercelli)
  5. ^ Dati IAEA [1].
  6. ^ (EN) I reattori operativi al mondo
  7. ^ (EN) http://www.world-nuclear.org/info/reactors.html
  8. ^ in ogni caso non weapons grade a causa dell'alto Burnup
  9. ^ Advanced Boiling Water Reactor.
  10. ^ a b (EN) http://www.nrc.gov/reactors/new-reactors/col.html
  11. ^ (EN) url=http://www.world-nuclear.org/info/inf08.html

Voci correlate[modifica | modifica sorgente]

Altri progetti[modifica | modifica sorgente]

Collegamenti esterni[modifica | modifica sorgente]