CANDU

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CANDU, abbreviazione per CANadian Deuterium Uranium, è una filiera di reattori nucleari ad acqua pesante pressurizzata (cioè PHWR) e uranio naturale (ossia con una concentrazione di 235U di circa lo 0,7%, pari a quella presente nell'uranio estratto in natura) sviluppata dall'AECL (Atomic Energy of Canada Limited) negli anni sessanta e settanta, praticamente in contemporanea con il progetto italiano CIRENE, che però era del tipo BHWR. Il progetto CIRENE non arrivò mai ad uno sbocco pratico, perché l'impianto pilota di Latina, quasi completato, non venne mai fatto entrare in funzione ed infine abbandonato.

Esempi di cicli del combustibile praticabili con il reattore CANDU: questi reattori possono funzionare con una varietà di combustibili, includendo il combustibile usato dai reattori ad acqua-leggera. Prodotto da Atomic Energy of Canada Limited.

Introduzione[modifica | modifica wikitesto]

Il reattore nucleare CANDU è un reattore nucleare ad acqua pesante pressurizzata sviluppato nei tardi anni cinquanta e sessanta sulla base del lavoro precedente del fisico Bruno Pontecorvo da una società congiunta tra la Atomic Energy of Canada Limited (AECL), la Hydro-Electric Power Commission della regione dell'Ontario (attualmente nota come la Ontario Power Generation), dalla General Electric canadese (attualmente GE Canada), ed altre industrie private. Il reattore, alquanto flessibile, utilizza come principale combustibile nucleare l'ossido di uranio naturale UO2, ma può sfruttare anche il diossido di torio e il diossido di plutonio e miscele di ossidi di uranio ed isotopi di plutonio di varia composizione, note come MOX. Come moderatore di neutroni impiega l'ossido di deuterio (acqua pesante, D2O). Tutti i reattori nucleari operativi attualmente in Canada sono della tipologia CANDU. Il Canada commercializza attivamente questi reattori nucleari di potenza all'estero.

Caratteristiche tecniche[modifica | modifica wikitesto]

Diagramma schematico di un reattore CANDU: Il circuito del raffreddamento primario è di color giallo ed arancio, il secondario in blu e rosso. L'acqua pesante fredda, contenuta nella calandria è raffigurata in rosa, sopra di essa ed all'interno si notano le barre di controllo (assorbitori di neutroni) parzialmente inseriti in tubi all'interno del fascio stesso.
Legenda
1 Fascio di cilindri portacombustibile 7 Pompa dell'acqua pesante
2 Calandria (core del reattore) 8 Macchine per il ricambio del combustibile
3 Barre di controllo 9 Acqua pesante (moderatore di neutroni)
4 Acqua pesante (serbatoio di pressurizzazione) 10 Tubo in pressione
5 Generatore di vapore 11 Vapore in afflusso alla turbina a vapore
6 Pompa dell'acqua leggera 12 Acqua fredda di ritorno dalla turbina
13 Edificio di contenimento in cemento armato

Il reattore CANDU è concettualmente simile alla maggior parte dei tipi di reattore nucleare ad acqua leggera, anche se differisce in alcuni dettagli, come il coefficiente di vuoto positivo.

Le reazioni di fissione nel nucleo del reattore nucleare scaldano un fluido, in questo caso si tratta di acqua pesante (vedi sotto). Questo refrigerante viene mantenuto ad alta pressione per innalzare il suo punto di ebollizione ed impedire la formazione di vapore nel nocciolo. L'acqua pesante calda generata nel circuito di raffreddamento primario viene fatta passare dentro un generatore di vapore che riscalda l'acqua leggera nel circuito di raffreddamento secondario, a pressione più bassa. Quest'acqua si trasforma in vapore e aziona una turbina convenzionale, connessa ad un generatore di corrente alternata.

Il vapore, dopo la sua espansione attraverso la turbina, viene condensato. Alcune delle centrali CANDU più recenti, come la Darlington Nuclear Generating Station, nei pressi di Toronto, utilizzano un sistema di diffusione e scarico che limita gli effetti termici a cui viene sottoposto l'ambiente nei limiti di variazioni di temperatura accettabili, consone a quelle naturali.

Tecnologie semplici ma efficaci[modifica | modifica wikitesto]

Negli anni in cui venne progettato il CANDU, il Canada non disponeva di un'industria pesante in grado di forgiare il grosso e pesante contenitore in pressione in acciaio utilizzato nella maggior parte dei reattori ad acqua leggera. Invece, l'acqua pesante calda del circuito primario in pressione è contenuta in tubi orizzontali più piccoli, di diametro pari a circa 10 cm, che contengono le barre di combustibile (detti tubi di forza). Questi tubi più piccoli sono più facili da fabbricare rispetto ad un grande contenitore in pressione. Per permettere una migliore economia di neutroni considerando l'impiego prevalente di uranio naturale in questa filiera, i tubi sono fabbricati in Zr2.5Nb. I tubi di forza sono coassialmente contenuti all'interno di altri tubi (tubi di calandria), saldati ad un serbatoio a bassa pressione (calandria), molto grande, che contiene la maggior parte del moderatore di neutroni (acqua pesante), separata dall'acqua leggera che funziona da refrigerante. L'acqua pesante con funzioni moderanti è quindi separata completamente da quella avente funzioni refrigeranti, al contrario di quello che accade nei reattori ad acqua leggera (LWR - Light Water Reactor), dove le due funzioni sono svolte dalla stessa acqua leggera.

Quando questa filiera fu progettata, il Canada non aveva accesso agli impianti di arricchimento dell'uranio. Il CANDU usa quindi uranio naturale come combustibile. L'acqua leggera, usata nei reattori allora esistenti, non poteva essere utilizzata per la sua elevata sezione di cattura neutronica e considerando che invece l'acqua pesante ha un assorbimento di neutroni molto ridotto, quest'ultima venne utilizzata come fluido moderatore.

Descrizione delle barre di combustibile[modifica | modifica wikitesto]

In un reattore ad acqua leggera (LWR), il nucleo è contenuto in un singolo recipiente a pressione (vessel) nel quale è presente anche l'acqua leggera (H2O), che ha la doppia funzione di moderatore e liquido refrigerante, e il combustibile è in forma di pastiglie impilate l'una sopra l'altra, inguainate in barrette da una struttura di Zircaloy e assemblate in elementi (fuel assemby) che attraversano tutto il nocciolo. In alcune tipologie LWR, precisamente le più diffuse PWR e BWR, la ricarica del combustibile richiede lo spegnimento del reattore, l'apertura del coperchio del vessel e quindi la sostituzione di una parte del nocciolo, circa un terzo o un quarto a seconda della tipologia di filiera, dell'energia prodotta e da altri fattori. Il concetto del CANDU, a fascio tubiero, consente invece la rimozione di elementi di combustibile singoli senza la necessità di interrompere la produzione di energia elettrica, con un vantaggio evidente nell'economia di esercizio. Il sistema è costituito da manipolatori automatici, posti in coppia: uno estrae l'elemento di combustibile esaurito e l'altro, all'altra estremità del tubo in pressione, inserisce il nuovo elemento fresco. La possibilità di ricarica in linea è disponibile anche in altri tipi di reattori, come gli RBMK o il CIRENE, sempre per evitare l'interruzione dell'esercizio.

Due elementi di combustibile CANDU: ognuno circa 50 cm in lunghezza e 10 cm in diametro, in grado di generare circa 1 GWh d'elettricità durante la loro vita operativa nel reattore. Foto cortesia della Atomic Energy of Canada Limited.

L'elemento di combustibile di un reattore CANDU consiste in un certo numero di tubi in zircaloy contenenti pellets ceramici di combustibile, assemblati in elementi di dimensioni corrispondenti al canale di forza nel reattore. Nei progetti precedenti il sistema aveva 28 o 37 tubi di combustibile, lunghi mezzo metro, ed era composto da 12 elementi alloggiati in sequenza in ogni canale di forza. Un sistema relativamente nuovo, detto CANFLEX, è costituito 43 tubi, con due dimensioni differenti di pellet. Ha un diametro di circa 10 cm (quattro inches), è lungo circa 0.5 m (20 inches), pesa circa 20 kg (44 lb) e sostituisce la barra da 37 tubi. È stato progettato specificatamente per aumentare il rendimento del combustibile utilizzando due diverse taglie (diametro) di pellet.

Un certo numero di tubazioni contenenti acqua leggera opportunamente disposte (chiamati barre liquide di controllo) contribuiscono al controllo della reazione. Queste assorbono i neutroni in eccesso e diminuiscono la reattività nella zona in cui sono presenti.

La grande massa termica del moderatore fornisce un enorme potenziale di raffreddamento (heat sink), che costituisce una caratteristica di ulteriore sicurezza intrinseca nucleare. Infatti, se uno degli elementi di combustibile dovesse surriscaldarsi, espandersi e quindi deformarsi all'interno del suo canale, il risultante cambiamento della geometria permetterebbe una maggiore conduzione al moderatore freddo, ritardando la rottura del canale del combustibile, e limitando la possibilità del meltdown nucleare. Inoltre, dal momento che la filiera utilizza ossido di uranio naturale come combustibile (oppure torio o uranio poco arricchito), questo reattore non può sostenere la reazione a catena se la geometria originale del canale del combustibile viene alterata in modo significativo.

Sistemi di arresto rapido[modifica | modifica wikitesto]

I reattori CANDU utilizzano due sistemi indipendenti di arresto rapido. Il primo sistema è costituito da barre di arresto/controllo, che attraversano verticalmente la calandria e penetrano nel nocciolo in caso di spegnimento del reattore dovuto all'intervento dei sistemi di sicurezza. Il secondo sistema, che potrebbe essere attuato in caso di fallimento del sistema precedente, prevede invece l'iniezione di una soluzione di nitrato di gadolinio direttamente nel moderatore a bassa pressione contenuto nella calandra.[1] Un ulteriore sistema consiste nel rapido svuotamento dell'acqua pesante contenuta nella calandria verso la piscina inferiore dell'edificio reattore, interrompendo così la reazione nucleare di fissione per mancanza di moderatore.[senza fonte]

Scopo dell'utilizzo dell'acqua pesante[modifica | modifica wikitesto]

Vedere fissione nucleare ed acqua pesante per i dettagli completi.

La chiave per mantenere una reazione nucleare all'interno di un reattore nucleare è quella di rallentare (moderare) il flusso di neutroni che vengono rilasciati durante la fissione per aumentare la probabilità di causare la fissione in altri nuclei. Con un attento controllo sulla geometria ed i tassi di reazione, si può giungere alla reazione nucleare a catena, condizione in grado di auto-mantenersi, uno stato noto come "criticità".

L'uranio naturale è costituito da una miscela di vari isotopi, principalmente 238U ed una quantità molto inferiore (circa lo 0,72% in peso) di 235U. 238U può essere fissionato da neutroni che sono altamente energetici, con energie di 1 MeV o superiori. Nonostante tutto, nessun quantitativo di 238U può essere reso "critico", dal momento che tende, in modo "parassitario" ad assorbire più neutroni rispetto a quelli che rilascia nel processo. D'altro canto lo 235U può sostenere una reazione a catena automantenentesi ma, a causa della scarsità di 235U nell'uranio naturale, questo è separabile con difficoltà e costi elevati.

Il "trucco" per accendere e mantenere operativo un reattore nucleare è quello di rallentare alcuni dei neutroni in modo da aumentare la possibilità di innescare la fissione nucleare nello 235U, che aumenta sino ad un livello che consente una reazione a catena dell'uranio auto-sostenuta in toto. Questo richiede l'utilizzo di un moderatore di neutroni, che possa assorbire una parte dell'energia cinetica dei neutroni, rallentandoli fino ad un livello di energia paragonabile all'energia termica degli stessi nuclei del moderatore (questo conduce alla terminologia di "neutrone termico" e di "reattori termici"). Durante questo processo di rallentamento è utile separare fisicamente il flusso di neutroni dall'uranio, dal momento che i nuclei di 238U hanno una enorme affinità parassitaria per i neutroni in questo spettro intermedio di energie (una reazione nucleare nota come assorbimento da "risonanza"). Esistono buone ragioni, basate sui fondamenti della fisica del reattore nucleare, per progettare reattori con elementi discreti di combustibile separati da un moderatore, piuttosto che l'impiego di una miscela più omogenea dei due materiali.

L'acqua è un eccellente moderatore. Gli atomi di idrogeno nelle molecole d'acqua sono molto vicine nella loro massa a quella del singolo neutrone e dunque hanno il potenziale per un alto trasferimento di energia, cosa simile concettualmente alla collisione di due palle da biliardo uguali. Comunque, in aggiunta all'essere un buon moderatore, l'acqua è, però, anche efficace nell'assorbire i neutroni. L'utilizzo dell'acqua come moderatore comporta un certo assorbimento di neutroni, tale da impedire il raggiungimento della criticità con la piccola quantità di 235U contenuta nell'uranio naturale. In questo modo, il reattore nucleare ad acqua leggera richiede combustibile arricchito in uranio 235U. Questo viene definito uranio arricchito che in genere, nei reattori nucleari ad uso civile, contiene tra il 3% ed il 5% di 235U in peso (il sottoprodotto di questo processo è noto come uranio impoverito, consistendo principalmente di 238U). In questa forma arricchita l'abbondanza di 235U permette di reagire con i neutroni moderati dall'acqua leggera allo scopo di mantenere le condizioni "critiche".

Una complicazione di questo approccio è il requisito di costruire impianti per l'arricchimento dell'uranio che sono generalmente costosi da costruire e operare. Presentano anche un problema di proliferazione nucleare poiché gli stessi sistemi usati per arricchire il 235U possono essere usati anche per produrre un materiale molto più "puro", detto weapons-grade (90% o più di 235U), adatto per fabbricare una bomba atomica. Gli operatori possono ridurre questo rischio acquistando elementi di combustibile pronti all'uso dal fornitore del reattore, e restituendo allo stesso fornitore gli elementi di combustibile esaurito

Una soluzione alternativa al problema è usare un moderatore che non assorba neutroni così facilmente come l'acqua. In tal caso potenzialmente tutti i neutroni rilasciati possono essere moderati e usati in reazioni con 235U, nel qual caso ci sarebbe abbastanza 235U nell'uranio naturale da sostenere la condizione di "criticità". Un moderatore di questo tipo è l'acqua pesante o ossido di deuterio. Questo reagisce dinamicamente con i neutroni in modo simile all'acqua leggera, pur con minor efficienza nel rallentamento. Il vantaggio è che possedendo già un neutrone in più rispetto all'idrogeno dell'acqua leggera, che tenderebbe normalmente ad assorbire, riduce così il tasso di assorbimento (sezione d'urto).

L'uso di acqua pesante come moderatore è la caratteristica principale dei reattori CANDU, consentendo l'uso di uranio naturale come combustibile (sotto forma di UO2 ceramico). Questo significa che il reattore può essere tenuto in esercizio senza bisogno di essere affiancato da impianti di arricchimento di uranio. Un'altra caratteristica, dovuta alla struttura del reattore CANDU, è che la maggior parte del moderatore si trova a una temperatura minore rispetto ai tradizionali reattori, dove il moderatore invece raggiunge temperature elevate. Questo rende il reattore CANDU particolarmente efficiente, in quanto i neutroni termalizzati dal moderatore sono più "termici", cioè hanno una minore energia. Per questo il reattore CANDU non solo può sfruttare uranio naturale e altri combustibili, ma li può sfruttare in modo più efficiente.

Cicli del combustibile[modifica | modifica wikitesto]

A confronto dei reattori nucleari ad "acqua leggera", un reattore ad "acqua pesante" ha un core "ricco di neutroni" termici. Questo rende il progetto CANDU in grado di "bruciare" diversi tipi di "combustibili nucleari" alternativi. Attualmente, il combustibile più interessante allo studio è il mixed oxide fuel (MOX).

Utilizzo dei MOX[modifica | modifica wikitesto]

Il MOX è una miscela di uranio naturale e plutonio, come quello che si estrae da molte armi nucleari dismesse in seguito ai trattati START e SORT. Attualmente esiste un'abbondante quantità di plutonio proveniente dallo smantellamento delle testate nucleari in base ai molti accordi contratti dagli Stati Uniti e dall'Unione Sovietica.

La sicurezza di questi depositi di plutonio, estremamente pericoloso per la sua radioattività, ed impiegabile per costruire le bombe (soprattutto calcolando i tempi plurisecolari del dimezzamento della radioattività), è attualmente considerato una minaccia a lungo termine che pesa sulle generazioni future.

Quando si "brucia" il plutonio nel reattore CANDU, si pone fine alla sua esistenza, dal momento che si ha la fissione in elementi più leggeri, non impiegabili ad uso bellico, con emivite radioattive più brevi, e con un'ottima resa energetica. Il plutonio si può estrarre anche dal riprocessamento del combustibile nucleare "esaurito" dai reattori convenzionali. Anche se il plutonio che si genera nei reattori nucleari ad acqua leggera consiste abitualmente di una miscela di isotopi non adeguata alla fabbricazione di armi nucleari, può essere convenientemente impiegato nella miscele MOX, per ridurre sia la quantità che la radioattività netta dei rifiuti nucleari che devono essere immagazzinati per essere "raffreddati" ed in seguito vetrificati e rinchiusi in contenitori inossidabili sigillati, posti all'interno di siti geologicamente stabili.

Utilizzo dell'uranio "recuperato"[modifica | modifica wikitesto]

Ma il plutonio non è il materiale fissile di scelta per i reattori CANDU. Dal momento che questo reattore è stato progettato per fissionare l'uranio naturale, il combustibile per i CANDU può essere estratto dalle barre d'uranio impoverito (depleted) che si estraggono quando il reattore nucleare ad acqua leggera (LWR) ha esaurito il combustibile. Questo combustibile, industrialmente noto come "Recovered Uranium" (RU), tipicamente ha un arricchimento in U-235 attorno allo 0,9%, che lo rende inadatto all'uso negli LWR (se non a basse densità di potenza), ma che ancora costituisce una ricca fonte di combustibile per il reattore CANDU (l'uranio naturale ha un'abbondanza in U-235 di circa lo 0,7%). Si stima che un reattore CANDU possa estrarre un ulteriore 30-40% d'energia dal combustibile LWR "spento" grazie al riprocessamento chimico[2][3] (per separazione di elementi ed isotopi radioattivi non fissionabili, come cesio, stronzio, iodio, ecc.).

Ad esempio, riciclando l'uranio utilizzato nei reattori francesi, l'Italia potrebbe fissionare uranio "quasi esaurito" (al 2%), restituendo alla Francia un uranio impoverito (1-0,7%) in minori quantità perché fissionato, evitando così di dover smaltire le scorie nucleari d'uranio nel proprio territorio.[senza fonte]

Il reattore CANDU produce come sottoprodotto il trizio, che un giorno potrebbe essere utilizzato nei reattori a fusione, attualmente sotto studio e sperimentazione.

Utilizzo diretto del combustibile con il ciclo "DUPIC"[modifica | modifica wikitesto]

Il riciclaggio delle barre di combustibile proveniente da reattori convenzionali LWR non comporta necessariamente uno stadio di riprocessamento chimico. In alcuni test del ciclo di combustibile (fuel cycle) è stata provata la metodologia DUPIC (direct use of spent PWR fuel in CANDU), dove il combustibile utilizzato nel reattore nucleare ad acqua pressurizzata viene re-impacchettato nei fusti di combustibile CANDU, con il semplice taglio in pezzetti, ma senza alcun tipo di riprocessamento chimico. Di nuovo, mentre i reattori ad acqua leggera necessitano della grande reattività nucleare associata al combustibile arricchito, l'economia di neutroni presente all'interno di un reattore ad acqua pesante CANDU, permette di svolgere la reazione di fissione anche in presenza della bassa reattività dell'uranio naturale e dell'uranio "impoverito" proveniente dal ciclo "DUPIC".[4]

Utilizzo di combustibile a matrice inerte[modifica | modifica wikitesto]

Sono stati proposti anche alcuni combustibili a matrice inerte (come zirconio o berillio). Questi consentono di bruciare plutonio e altri attinidi derivati dal combustibile esaurito in maniera molto più efficiente che nei combustibili MOX. Questa caratteristica è dovuta alla natura "inerte" del combustibile, così detto in quanto non contiene uranio, quindi non crea altro plutonio nel momento in cui questo viene consumato.

Utilizzo del biossido di torio[modifica | modifica wikitesto]

Lo stesso argomento in dettaglio: Torio.

I reattori CANDU possono essere anche alimentati con torio naturale[5], metallo attinide molto economico, perché tre-quattro volte più diffuso rispetto all'uranio, e non impiegabile per uso bellico. Attualmente il più vasto programma di sfruttamento del torio nell'ambito del nucleare di pace, si svolge in India, paese molto ricco di tale minerale.

Il grande vantaggio dell'uso del torio al posto dell'uranio è la possibilità di rendere "autofertilizzante" il reattore anche senza usare neutroni veloci (che comportano numerosi problemi a livello di materiali con cui costruire il reattore), cosa invece generalmente necessaria nei reattori all'uranio. In altre parole anche un reattore a neutroni termici (cioè più "lenti") può produrre da sé il proprio "combustibile" evitando problemi dovuti agli alti irraggiamenti neutronici.

Inoltre le scorie prodotte, rispetto ai reattori utilizzanti uranio, hanno una vita molto più breve e sono molto meno radiotossiche: dopo meno di un secolo sono infatti meno pericolose dell'uranio che si trova in natura. Si ritiene pertanto che le scorie andrebbero confinate solamente per circa 300 anni complessivi. A titolo di confronto il "combustibile" esausto di un reattore all'uranio di 3º generazione, per ridurre la propria radiotossicità a livelli inferiori a quelli dell'uranio naturale di partenza, impiega circa un milione di anni, mentre il combustibile di un reattore autofertilizzante all'uranio-plutonio (come alcuni di 4º generazione) impiega decine di migliaia di anni.[6]

Il CANDU nel mondo[modifica | modifica wikitesto]

Reattori operativi[7][8][9][10]
dati aggiornati alla pagina nazionale corrispondente
Impianto Potenza netta
(MW)
Modello Inizio costruzione Allacciamento alla rete Produzione commerciale Dismissione
(prevista)
Embalse (Argentina) 600 CANDU 6 1º aprile 1974 25 aprile 1983 20 gennaio 1984
Bruce (Canada) (Reattore 1) 760 CANDU 791 1º giugno 1971 14 gennaio 1977 1º settembre 1977 2035[11]
Bruce (Canada) (Reattore 2) 760 CANDU 791 1º dicembre 1970 4 settembre 1976 1º settembre 1977 2035[11]
Bruce (Canada) (Reattore 3) 750 CANDU 750A 1º luglio 1972 12 dicembre 1977 1º febbraio 1978 2036[12]
Bruce (Canada) (Reattore 4) 750 CANDU 750A 1º settembre 1972 21 dicembre 1978 18 gennaio 1979 2036[13]
Bruce (Canada) (Reattore 5) 817 CANDU 750B 1º giugno 1978 2 dicembre 1984 1º marzo 1985
Bruce (Canada) (Reattore 6) 817 CANDU 750B 1º gennaio 1978 26 giugno 1984 14 settembre 1984
Bruce (Canada) (Reattore 7) 817 CANDU 750B 1º maggio 1979 22 febbraio 1986 10 aprile 1986
Bruce (Canada) (Reattore 8) 817 CANDU 750B 1º agosto 1979 9 marzo 1987 22 maggio 1987
Darlington (Canada) (Reattore 1) 878 CANDU 850 1º aprile 1982 19 dicembre 1990 14 novembre 1992 2025
Darlington (Canada) (Reattore 2) 878 CANDU 850 1º settembre 1981 15 gennaio 1990 9 ottobre 1990 2025
Darlington (Canada) (Reattore 3) 878 CANDU 850 1º settembre 1984 7 dicembre 1992 14 febbraio 1993 2025
Darlington (Canada) (Reattore 4) 878 CANDU 850 1º luglio 1985 17 aprile 1993 14 giugno 1993 2025
Pickering (Canada) (Reattore 1) 515 CANDU 500A 1º giugno 1966 4 aprile 1971 29 luglio 1971 2022[14]
Pickering (Canada) (Reattore 4) 515 CANDU 500A 1º maggio 1968 21 maggio 1973 17 giugno 1973 2022[13]
Pickering (Canada) (Reattore 5) 516 CANDU 500B 1º novembre 1974 19 dicembre 1982 10 maggio 1983 2024
Pickering (Canada) (Reattore 6) 516 CANDU 500B 1º ottobre 1975 8 novembre 1983 1º febbraio 1984 2024
Pickering (Canada) (Reattore 7) 516 CANDU 500B 1º marzo 1976 17 novembre 1984 1º gennaio 1985 2024
Pickering (Canada) (Reattore 8) 516 CANDU 500B 1º settembre 1976 21 gennaio 1986 28 febbraio 1986 2024
Point Lepreau (Canada) 660 CANDU 6 1º maggio 1975 11 settembre 1982 1º febbraio 1983 2037
Qinshan (Cina) (Reattore III-1) 677 CANDU 6 6 giugno 1998 19 novembre 2002 31 dicembre 2002
Qinshan (Cina) (Reattore III-2) 677 CANDU 6 25 settembre 1998 12 giugno 2003 24 luglio 2003
Wolsong (Corea del Sud) (Reattore 1) 661 CANDU 6 30 ottobre 1977 31 dicembre 1982 22 aprile 1983 2022
Wolsong (Corea del Sud) (Reattore 2) 632 CANDU 6 22 giugno 1992 1º aprile 1997 1º luglio 1997 2026
Wolsong (Corea del Sud) (Reattore 3) 648 CANDU 6 13 marzo 1994 25 marzo 1998 1º luglio 1998
Wolsong (Corea del Sud) (Reattore 4) 635 CANDU 6 22 luglio 1994 21 maggio 1999 1º ottobre 1999
Rajasthan (India) (Reattore 1) 90 N.D.[15] 1º agosto 1965 30 novembre 1972 16 dicembre 1973
Rajasthan (India) (Reattore 2) 187 N.D.[15] 1º aprile 1968 1º novembre 1980 1º aprile 1980
Kanupp (Pakistan) (Reattore 1) 125 CANDU-137 MW 1º agosto 1966 18 ottobre 1971 7 dicembre 1972 2019
Cernavodă (Romania) (Reattore 1) 650 CANDU 6 1º luglio 1982 11 luglio 1996 2 dicembre 1996
Cernavodă (Romania) (Reattore 2) 650 CANDU 6 1º luglio 1983 8 agosto 2007 31 dicembre 2007
Reattori in costruzione[10]
Centrale Potenza netta
(MW)
Modello Inizio costruzione Allacciamento alla rete
(Prevista)
Produzione commerciale
(Prevista)
Costo
(Previsto)
Reattori dismessi[9][10]
Centrale Potenza netta
(MW)
Modello Inizio costruzione Allacciamento alla rete Produzione commerciale Dismissione
Douglas Point (Canada) 206 CANDU 200 1º febbraio 1960 7 gennaio 1967 26 settembre 1968 4 maggio 1984
Gentilly (Canada) (Reattore 2) 635 CANDU 6 1º aprile 1974 4 dicembre 1982 1º ottobre 1983 28 dicembre 2012
Pickering[16] (Canada) (Reattore 2) 515 CANDU 500A 1º settembre 1966 6 ottobre 1971 30 dicembre 1971 28 maggio 2007
Pickering[16] (Canada) (Reattore 3) 515 CANDU 500A 1º dicembre 1967 3 maggio 1972 1º giugno 1972 31 ottobre 2008
Rolphton NPD (Canada) 22 CANDU 1º gennaio 1958 4 giugno 1962 1º ottobre 1962 1º agosto 1987

Il reattore italiano CIRENE[modifica | modifica wikitesto]

Lo stesso argomento in dettaglio: Reattore nucleare CIRENE.

Attualmente in Italia non esistono reattori nucleari del tipo CANDU. Tuttavia l'Italia, aveva in progetto di dotarsi di reattori ad acqua pesante simili al CANDU (il reattore nucleare "a nebbia" CIRENE), che possono funzionare con uranio naturale, con uranio arricchito di "seconda mano" e con torio.

In futuro, se si decidesse di costruire reattori CANDU, che possono riciclare l'uranio utilizzato nei reattori francesi, l'Italia potrebbe fissionare uranio "quasi esaurito" (al 2,5%), restituendo alla Francia un uranio impoverito (~1,1%) in minori quantità perché fissionato, evitando così di dover smaltire le scorie nucleari d'uranio nel proprio territorio. Il reattore CANDU produce come sottoprodotto il trizio, che un giorno potrebbe essere utilizzato nei reattori nucleari a fusione, attualmente sotto studio e sperimentazione.

Emissioni di Trizio[modifica | modifica wikitesto]

Il Trizio, il cui pericolo biologico maggiore è l'ingresso nell'organismo (inalazione, ingestione o assorbimento), è generato dai CANDU nel refrigerante e moderatore maggiormente che dalle filiere ad acqua leggera, a causa della cattura neutronica da parte dell'idrogeno pesante (deuterio). Parte di questo trizio sfugge nell'edificio di contenimento ed è generalmente recuperato; ma una piccola percentuale (circa 1%) sfugge dalle strutture di contenimento e costituisce una emissione radioattiva di routine negli impianti CANDU (oltre tutto più grande che in un LWR di dimensioni simili). L'esercizio di una centrale CANDU comprende il controllo di questo effluente nell'ambiente circostante (e la pubblicazione dei risultati), per assicurare che queste emissioni siano inferiori a quelle permesse dalle normative.

In alcuni reattori CANDU la concentrazione di trizio nel moderatore viene periodicamente ridotta con un processo estrattivo, per ridurre questo rischio. Le emissioni tipiche degli impianti CANDU canadesi sono inferiori allo 1% dei limiti normativi nazionali, che sono basati sulle linee guida dello International Commission on Radiological Protection (ICRP)[17] (per esempio, la massima concentrazione di trizio nell'acqua potabile in Canada,[18] MBq/m3, corrisponde a 1/10 del limite di dose al pubblico dell'ICRP'). Emissioni di trizio da altre centrali CANDU sono ugualmente basse.[19][20]

Generalmente ci sono significativi dibattiti pubblici riguardo alle emissioni radioattive dalle centrali nucleari, e per gli impianti CANDU il trizio rappresenta una delle maggiori preoccupazioni. Nel 2009 Greenpeace pubblicò un rapporto sulle emissioni di trizio Archiviato il 20 maggio 2010 in Internet Archive. dalle centrali nucleari Canadesi scritto dal Ian Fairlie. Questo documento fu verificato da Richard Osborne e venne criticato per gli errori contenuti.

Note[modifica | modifica wikitesto]

  1. ^ Canadian Nuclear FAQ, in The Canadian Nuclear FAQ by Dr. Jeremy Whitlock. URL consultato il 5 marzo (archiviato dall'url originale il 1º novembre 2013). A. CANDU Nuclear Power Technology A.12 Come vengono controllati i reattori CANDU? Archiviato il 1º novembre 2013 in Internet Archive. Shutdown System 2 (SDS 2), in most CANDU designs, works by high-pressure injection of a liquid poison (gadolinium nitrate) into the low-pressure moderator.
  2. ^ THE EVOLUTION OF CANDU FUEL CYCLES AND THEIR POTENTIAL CONTRIBUTION TO WORLD PEACE
  3. ^ DUPIC Fuel Cycle : Direct Use of Pressurized Water Reactor Spent Fuel in CANDU Archiviato il 3 gennaio 2010 in Internet Archive. (2010)
  4. ^ DUPIC The Evolution of CANDU Fuel Cycles and Their Potential Contribution to World Peace
  5. ^ Risorse, Economia e Ambiente: Analisi sulla Scelta Energetica
  6. ^ R. Brissot, D. Heuer, E. Huffer, C. Le Brun, J.-M. Loiseaux, H. Nifenecker, A. Nuttin, "Nuclear Energy With (Almost) No Radioactive Waste? Archiviato il 17 settembre 2008 in Internet Archive.", Laboratoire de Physique Subatomique et de Cosmologie, Grenoble, luglio 2001
  7. ^ (EN) IAEA - PRIS database - China, People's Republic of: Nuclear Power Reactors - By Status
  8. ^ AIEA: Nuclear Power Reactors in Romania
  9. ^ a b AIEA: Nuclear Power Reactors in South Korea
  10. ^ a b c AIEA: Nuclear Power Reactors in Canada
  11. ^ a b Refurbishing concluso nel 2012
  12. ^ Refurbishing concluso nel 2004
  13. ^ a b Refurbishing concluso nel 2003
  14. ^ Refurbishing concluso nel 2005
  15. ^ a b La IAEA non li identifica come un modello di CANDU, mentre la WNA li definisce come tali, senza specificarne il modello
  16. ^ a b In Fermata a lungo termine (Long-term Shutdown) dal 1997, è stato poi retroattivamente riclassificati (in dicembre 2012) a spento (Permanent Shutdown) dal 28 maggio 2007
  17. ^ Ontario Power Generation: Safety, su opg.com. URL consultato il 1º dicembre 2008 (archiviato dall'url originale il 5 gennaio 2009).
  18. ^ Canadian Drinking Water Guidelines, su hc-sc.gc.ca. URL consultato il 1º dicembre 2008.
  19. ^ OVERVIEW OF THE TRITIUM-IN-AIR MONITORING OF THE CERNAVODA NPP U1 ROMANIA – MODERNIZATION AND IMPROVEMENT PROJECT
  20. ^ Microsoft Word - Tritiumstudyfinal-11-06-07.doc (PDF), su nirs.org. URL consultato il 1º dicembre 2008.

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