Reattore nucleare di IV generazione

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1leftarrow.pngVoce principale: Reattore nucleare a fissione.

I reattori nucleari di IV generazione (Gen IV) sono un gruppo di 6 famiglie di progetti per nuove tipologie di reattore nucleare a fissione che, pur essendo da decenni allo studio, non si sono ancora concretizzati in impianti utilizzabili diffusamente in sicurezza. Alcuni ritengono che saranno disponibili commercialmente fra alcune decine di anni (2030-2040), altri che saranno fruibili già nel 2020.

Non si tratta delle uniche possibilità di sviluppo dopo la 3ª generazione: la ricerca sulla "4ª gen." è stata promossa dal Forum Internazionale GIF (Generation IV International Forum) fondato nel 2000 dal Department of Energy degli Stati Uniti d'America (DOE) ed a cui hanno aderito alcuni paesi.

Rappresenta una proposta di evoluzione del settore, non l'unica. Inoltre, non tutti i paesi che hanno firmato il documento d'intenti del GIF hanno poi firmato effettivi protocolli di collaborazione tecnologica.[1] Si può inoltre ravvisare una certa propensione dei paesi partecipanti alla riproposizione di tipologie di reattore chiaramente riferibili a passati tentativi operati autonomamente in ambito nazionale, ora presentati come "4ª gen".

Parallelamente ai reattori "4ª Gen" si stanno facendo ricerche sui reattori a fusione (radicalmente diversi in quanto basati sul principio fisico opposto, cioè l'unione di nuclei atomici anziché la loro divisione) per i quali però non si può prevedere una data poiché sulla Terra non si è ancora riusciti a controllare tale reazione. Tuttavia a Cadarache, nel sud della Francia è stato avviato un progetto di ricerca denominato ITER sostenuto da Unione Europea, Cina, Stati Uniti, Corea, India, Giappone e Russia a tale scopo.


Roadmap[modifica | modifica wikitesto]

Percorso della IV Generazione

I pro ed i contro[modifica | modifica wikitesto]

A differenza dei reattori di 2ª generazione (la stragrande maggioranza di quelli attualmente in funzione) e 3ª generazione (attualmente proposti sul mercato e realizzati o ordinati nelle tre tipologie EPR, ABWR e AP1000), quelli di 4ª generazione dovrebbero introdurre marcate differenze soprattutto nei materiali impiegati, pur continuando ad usare come "combustibile" principalmente uranio e plutonio.

Gli obiettivi primari del "Forum 4ª gen" sono quelli di migliorare la sicurezza nucleare, ridurre la produzione di scorie nucleari, 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. Secondo i promotori, questi sistemi offrirebbero significativi vantaggi di redditività economica, riduzione delle scorie nucleari prodotte, eliminazione del plutonio impiegabile in armi nucleari e protezione fisica sia passiva che attiva dell'impianto. Naturalmente l'effettivo raggiungimento di tali obiettivi dovrà essere verificato sul campo.

Tuttavia 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 differiscono 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.

Inoltre, il GIF ritiene che questi prototipi non saranno disponibili per l'impiego commerciale prima dell'anno 2030.

Tipi di reattore[modifica | modifica wikitesto]

Molti tipi di reattore sono stati considerati all'inizio del programma GIF; comunque, la lista è 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. Alcuni possono essere teoricamente implementati come termici o come veloci.

Il sistema VHTR è inoltre studiato per la capacità teorica di generare calore di alta qualità (cioè ad altissima temperatura) per la produzione d'idrogeno impiegabile forse in un futuro nelle celle a combustibile o per altre applicazioni industriali. Tuttavia non ha un ciclo del combustibile chiuso.

I reattori a neutroni "veloci" offrono la possibilità di "bruciare" molti tipi di elementi della serie degli attinidi e di produrre più combustibile nucleare di quello che consumano (in gran parte plutonio, con i rischi connessi).

Reattori termici[modifica | modifica wikitesto]

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

Exquisite-kfind.png Per approfondire, vedi Reattore nucleare a temperatura molto alta.
Schema del VHTR (Very High Temperature Reactor).

Il concetto di reattore nucleare a temperatura molto alta, (VHTR, acronimo di Very High Temperature Reactor), utilizza un nocciolo con grafite come moderatore e un ciclo di utilizzo dell'uranio a singolo passaggio (quindi il ciclo del combustibile non è "chiuso"). Per questo progetto di reattore si prevede una temperatura di uscita del refrigerante di circa 1.000 °C. Il nocciolo 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 insieme di sfere di grafite multistrato contenente il combustibile all'interno "pebble bed". Le alte temperature consentono applicazioni industriali come la produzione di "calore di processo", ovvero calore utilizzabile per usi chimici, come il cracking o il reforming, oppure la produzione d'idrogeno tramite il ciclo termo-chimico zolfo-iodio.

Reattore nucleare ad acqua supercritica (SCWR)[modifica | modifica wikitesto]

Exquisite-kfind.png Per approfondire, vedi Reattore nucleare ad acqua supercritica.
Supercritical-Water-Cooled Reactor (SCWR)

Il concetto di reattore nucleare ad acqua supercritica (SCWR, acronimo di SuperCritical Water Reactor) utilizza l'acqua supercritica come fluido di lavoro. I SCWR sono fondamentalmente reattori ad acqua leggera (LWR - Light Water Reactor) operanti a temperature e pressioni maggiori ai dati critici (374 °C, 22.1 MPa): opererebbero quindi con un ciclo diretto, simile a quello dei reattori ad acqua bollente BWR (Boiling Water Reactor), ma dal momento che impiegano come fluido termodinamico acqua oltre le condizioni di pressione e temperatura critiche, questa si presenterebbe in una unica fase, come nel reattore ad acqua pressurizzata PWR (Pressurized Water Reactor). Per definizione, opererebbero 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 un maggiore rendimento termico (si stima circa il 45% contro il 33% degli attuali LWR) e permetterebbero una notevole semplificazione dell'impianto.

Il principale compito dei reattori nucleari SCWR potrà essere la produzione di elettricità. 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 operanti con combustibili fossili, che sono impiegate in Giappone ed Europa [2]. Attualmente i concetti fondamentali dei reattori SCWR sono approfonditi da 32 organizzazioni in 13 paesi.

Reattore nucleare a sali fusi (MSR)[modifica | modifica wikitesto]

Exquisite-kfind.png Per approfondire, vedi Reattore nucleare a sali fusi.
Molten Salt Reactor (MSR)

Il reattore nucleare a sali fusi, (MSR, acronimo di Molten Salt Reactor) è un tipo di reattore nucleare a fissione dove il combustibile è un qualche tipo di sale mantenuto 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 venga disciolto dentro un fluoruro, come ad esempio il tetrafluoruro di uranio (UF4); il fluido raggiungerebbe la condizione critica fluendo dentro un nocciolo in grafite. Molte delle proposte correnti si affidano all'impiego di combustibile disperso in una matrice di grafite, con il sale fuso che opera da refrigerante, assicurando il raffreddamento a bassa pressione ed alte temperature. È stato sperimentato a partire dalla seconda metà degli anni '60 [3].

Reattori veloci autofertilizzanti (FBR)[modifica | modifica wikitesto]

Exquisite-kfind.png Per approfondire, vedi 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. ATTENZIONE! questo non vuol dire che pruduce più combustibile di quello che usa. In realtà questo reattore sfrutta solo più isotopi radioattivi rispetto al solito uranio, ma comunque il suo combustibile perde gradualmente massa ed è destinato ad esaurirsi.. Alcuni reattori di ricerca o prototipi sperimentali (ad esempio il francese Superphénix) sono stati realizzati a partire dagli anni '60-'70 ma finora con esiti non positivi (guasti, incidenti ecc). Sono quindi in fase di studio teorico alcune evoluzioni illustrate nel seguito.

Gas-Cooled Fast Reactor (GFR)[modifica | modifica wikitesto]

Exquisite-kfind.png Per approfondire, vedi Reattore nucleare veloce refrigerato a gas.
Gas-Cooled Fast Reactor (GFR)

Il reattore nucleare a neutroni veloci refrigerato a gas (GFR acronimo di Gas-Cooled Fast Reactor) presenta uno spettro neutronico 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 è raffreddato ad elio, con una temperatura di uscita pari a 850 °C, che viene impiegato come fluido termodinamico per muovere direttamente una turbina a gas in un ciclo Brayton per consentire un'elevata efficienza termica. Vari tipologie e configurazioni del combustibile vengono studiati in base al loro potenziale per operare a temperature molto alte e per assicurare una eccellente ritenzione dei 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.

Reattore al sodio (SFR)[modifica | modifica wikitesto]

Exquisite-kfind.png Per approfondire, vedi Reattore nucleare veloce refrigerato a sodio.
Reattore Veloce refrigerato a Sodio (SFR)

Il reattore nucleare a neutroni veloci refrigerato a sodio, (SFR, acronimo di Sodium-Cooled Fast Reactor) è un progetto che si basa su altri due molto strettamente legati, lo LMFBR ed il reattore nucleare integrale veloce; ha una stretta parentela con il Superphénix francese.

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 con spettro neutronico veloce, progettato per bruciare ogni tipo di isotopo transuranico che si possa generare come sottoprodotto della reazione di cattura (ed in alcuni casi può caricare questi isotopi come combustibile iniziale). Oltre ai benefici della rimozione degli isotopi transuranici a lunga emivita dal ciclo delle discariche nucleari, il combustibile impiegato dallo SFR si espanderebbe quando il reattore si surriscalda, e dunque la reazione a catena rallenterebbe automaticamente. In questo modo, alcuni scienziati affermano che lo si possa considerare passivamente sicuro.

Reattore al piombo (LFR)[modifica | modifica wikitesto]

Exquisite-kfind.png Per approfondire, vedi Reattore nucleare al piombo.
Reattore nucleare veloce al piombo (LFR)

Il reattore nucleare a neutroni veloci refrigerato a piombo, (LFR, acronimo di Lead-Cooled Fast Reactor), consiste in un reattore veloce raffreddato da piombo liquido (oppure da una miscela eutettica che lo contiene come quella 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 è usato perché si riferisce a "core" a lunga-vita, fabbricati in serie in fabbriche specializzate, soltanto per la produzione di elettricità, senza alcun dispositivo per la conversione in energia elettrochimica. Il carburante proposto è un metallo oppure una base nitrica contenente uranio fertile ed elementi transuranici. Il nocciolo del reattore nucleare LFR viene refrigerato dal meccanismo termodinamico di convezione naturale con una temperatura di uscita del refrigerante secondario dallo scambiatore di calore immerso nel reattore di circa 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.

Note[modifica | modifica wikitesto]

  1. ^ http://www.gen-4.org/GIF/About/membership.htm Membri del GIF
  2. ^ http://www.berr.gov.uk/files/file18320.pdf [collegamento interrotto]
  3. ^ (EN) http://www.ornl.gov/~webworks/cppr/y2001/pres/124832.pdf Oak Ridge National Laboratory - Molten Salt Reactor Experience

Voci correlate[modifica | modifica wikitesto]

Collegamenti esterni[modifica | modifica wikitesto]

Paesi partecipanti[modifica | modifica wikitesto]