L'opzione nucleare, e la"green economy"                                     capitolo 5
      
Vivere con le radiazioni

     
         
 

Capitolo 1
 
Vivere con le radiazioni
 

 Capitolo 2
 L'opzione nucleare e la "green economy"
 
Capitolo 3
L'incidente di Cernobyl:
i danni maggiori  vennero dai media

Capitolo 4
Le scorie nucleari non rappresentano un rischio

Capitolo 5
Il riprocessamento del combustibile nucleare

Capitolo 6
Le origini aristocratiche dei movimenti verdi

Capitolo 8
Il WWF in Africa

Capitolo 9
Il mondo poco pacifico
di Greenpace

 

Appendice

l rischio di cancro per basse
dosi di radiazioni

Una confutazione completa della "Linear no Threshold Theory (LNT)"
Prof. Bernard L. Cohen


Una misura scientifica del rischio nucleare
Prof. Bernard L. Cohen

 

   

ll riprocessamento del combustibile nucleare

Introduzione
Il combustibile nucleare esaurito non è un rifiuto
Gli Stati Uniti: dal blocco allo sviluppo di nuovi sistemi di riprocessamento
Il sistema di riprocessamento PUREX
I 6 reattori nucleari di IV generazione attualmente in fase di sviluppo 
I vantaggi del reattore veloce integrale IFR

I vantaggi del reattore al Floruro di Torio Liquido

 

.

Introduzione

Gli impianti nucleari di tutto il mondo utilizzano non più del 1% dell'energia del combustibile nucleare. Sviluppando la tecnologia del riprocessamento del combustibile esaurito teoricamente quasi tutto il combustibile di carica del reattore  potrebbe essere usato per produrre energia. Ogni impianto nucleare oggi funzionante è stato costruito con l'idea che l'uranio fissile del combustibile esaurito sarebbe stato ritrattato e riutilizzato al 95- 98 % e anche il plutonio prodotto dalle reazione di fissione, usato per la costruzione di armi nucleari, sarebbe stato distrutto producendo energia elettrica risolvendo così alla base il problema della proliferazione nucleare.
Gli impianti di riprocessamento del combustibile nucleare sono quindi importantissimi, indispensabili per chiudere il ciclo della produzione di energia con il nucleare.
Le barre di combustibile nucleare rimangono nel reattore a produrre energia per circa 4-4,5 anni prima di essere rimosse. In genere in un reattore ogni anno si sostituiscono le sbarre per 1/3 del combustile caricato. Il combustibile è considerato esaurito quando la concentrazione di uranio fissile U-235 diventa minore dell'1%. Il combustibile esaurito appena rimosso dal reattore viene messo in una piscina di raffreddamento per un anno. In questa fase la radioattività degli elementi a breve vita decade. Praticamente alla fine rimane solo il 12 % della radioattività che c'era quando le sbarre del combustibile furono estratte.
In alcuni paesi, in particolare negli Stati Uniti il combustibile esaurito tolto dalle piscine di raffreddamento è considerato "rifiuto nucleare ad alto livello" pronto per essere stoccato nei depositi geologici per migliaia di anni. Come vedremo questa decisione fu presa nel 1978 dalla Presidenza Ford su basi politiche, una misura contro la proliferazione nucleare. L'opinione di tutti i principali tecnici americani era e rimane ben diversa, nel 1981 Ronald Reagon tolse il blocco  alla costruzione di impianti industriali per il riprocessamento civile del combustibile  nucleare, ma tuttora  ci si aspetta che il governo USA vari un programma adeguato per realizzare  gli impianti necessari poter riprocessare  il combustibile nucleare esaurito accumulato nel frattempo.

Il combustibile nucleare esaurito non è un rifiuto

Una caratteristica unica dell'energia nucleare è che il combustibile esaurito può essere utilizzato per recuperare materiali fissili e fertili, al fine di fornire combustibile fresco per le attuali e future centrali nucleari. Il combustibile esaurito contiene ancora 90-95% dell'Uranio-235 che può essere separato e usato per fabbricare nuovo combustibile; contiene piccole quantità di Plutonio, circa 1%, che è un combustibile per i reattori autofertilizzanti e con il quale, insieme all'uranio fissile, si produce oggi il combustibile MOX utilizzato da 1/3 delle centrali nucleari europee. Contiene, in piccole quantità, altre sostanze radioattive che possono essere anche loro separate e utilizzate essendo  richieste dal mercato.

Sempre più spesso, i reattori usano combustibile arricchito ad oltre il 4% di U-235. Il combustibile esaurito contiene meno dello 0,5%  di U-235 .
 Il combustibile esaurito dei reattori ad acqua leggera contiene circa:
95,6% di uranio (meno dell' 1% di questo è U-235)
2,9%   prodotti di fissione stabili
0,9%  plutonio (circa due terzi fissile,Pu-239 e Pu-241)
0,3%  cesio e stronzio (prodotti di fissione)
0,1%  iodio e tecnezio (prodotti di fissione)
0,1%  altri prodotti di fissione a lunga vita
0,1%  attinidi minori (americio, curio, nettunio
)

In pratica il combustibile esaurito di una centrale da 1000MW che opera per 40 anni contiene combustibile nucleare utilizzabile equivalente a 130 milioni di barili di petrolio o 47 milioni di tonnellate di carbone, come si fa a chiamarlo rifiuto.
Sono diversi i paesi dove attualmente si fa il riprocessamento del combustibile nucleare, ottenendo in questo modo anche una notevole riduzione della quantità e della radioattività dei rifiuti ad alto livello. Sono anche state sviluppate  nuove tecnologie di riciclaggio da utilizzare in combinazione con reattori a neutroni veloci e con i reattori ad alta temperatura di IV generazione. [1] Questi reattori  "bruciano" oltre al plutonio anche gli attinidi a lunga vita, le scorie nucleari più difficili da smaltire.
Il riprocessamento e il riciclaggio del combustibile nucleare esaurito permette quindi prima di tutto di recuperare l'uranio e il plutonio non utilizzati e chiudere il ciclo del combustibile, ottenendo circa il 25% in più di energia dall'uranio originale caricato, percentuale che aumenterà in modo esponenziale con l'uso dei reattori veloci autofertilizzanti che in pratica moltiplicano per cento l'energia estraibile da una stessa carica di uranio.
In secondo luogo permette di ridurre gia ora la quantità del materiale da smaltire come rifiuti ad alto livello a circa un quinto e riducendo notevolmente  la  radioattività dei rifiuti. In particolare dopo 100 anni la radioattività dei rifiuti nucleari ad alto livello ottenuti dopo il riprocessamento diminuisce molto più rapidamente rispetto a quella del combustibile esaurito non riprocessato [2].
In futuro, con il reattori a neutroni veloci e quelli ad alta temperatura di IV generazione,  "bruciando" nei reattori oltre al  plutonio ma anche gli attinidi minori, si potrà ridurre in modo definitivo le scorie nucleari ad alto livello accorciando a meno di 500 anni il tempo di permanenza di tali rifiuti nei depositi geologici.

Gli Stati Uniti: dal blocco allo sviluppo di nuovi sistemi di riprocessamento

Negli Stati Uniti fu costruito il primo impianto di riprocessamento a Savannah River nella Carolina del Sud per scopi militari. Questo impianto funzionava molto bene, un simile modello poteva benissimo essere usato anche per il combustibile civile. Questo impianto era chiamato a "canyons" a causa della sua forma. Il combustibile esaurito era maneggiato con comandi radio a distanza da tecnici protetti da spesse pareti di cemento. In cima a queste pareti era montata una gru per spostare il materiale radioattivo che era sul fondo, in pratica un piccolo canyon. Questo era un impianto industriale su larga scala che ebbe un notevole successo, efficiente e molto sicuro. Una volta che l'uranio era separato esso veniva inviato in un'altra parte dell'impianto per fabbricare nuovo combustibile o armi nucleari. Quello che rimaneva dei prodotti HLW, una piccola quantità, il 3%, veniva inviata alla vetrificazione e quindi al deposito permanente. Attualmente esistono tecniche per estrarre e utilizzare praticamente quasi tutti gli isotopi radioattivi presenti in questi rifiuti.
Gran Bretagna , Francia, Russia e India riprocessano il combustibile nucleare civile esaurito usando il metodo Purex (Plutonium Uranium Extraction) il Giappone ha costruito un impianto di riprocessamento che è in fase avanzata di collaudo. La Cina ha impianti di riprocessamento per scopi militari. Le altre nazioni mandano normalmente il combustibile esaurito in Gran Bretagna e in Francia per il riprocessamento. Malgrado gli Stati Uniti siano stati la nazione guida nel campo del nucleare e abbiano sviluppato con successo i primi impianti di riprocessamento del combustibile, nonostante le sue 104 centrali nucleari sfornino annualmente  25-30 tonnellate ci combustibile esaurito ciascuna, attualmente non sono previsti sistemi di riprocessamento su scala industriale
La principale obbiezione allo sviluppo del riprocessamento per il combustibile nucleare civile negli Stati Uniti fu il paventato pericolo della "proliferazione nucleare". In pratica permettere di riprocessamento, si disse e si dice ancora, renderebbe più facile costruire bombe nucleari. A questa obbiezione rispose William P. Bebbington il direttore dell' impianto di riprocessamento di Savannah River e veterano del Progetto Manhattan in un articolo del 1976, The Reprocessing of Nuclear Fuels” , Scientific American, December 1976, pp. 30-41, " La nostra più grande speranza è che in qualche giorno nel futuro il Plutonio sia più richiesto e apprezzato per funzionare da combustibile nucleare che per fare bombe e che le nazioni del mondo usino quindi le loro bombe per farne barre di combustibile per i reattori nucleari". A questa obbiezione rispondiamo: se la preoccupazione è quella che il Plutonio che viene estratto dal riprocessamento possa essere utilizzato per fare bombe nucleari non è meglio allora "bruciare" questo plutonio nei reattori veloci autofertilizzanti invece che tenerlo per millenni nei depositi per i rifiuti HLW?
Una seconda obbiezione è che il  riporcessamento  non è economico, costa meno mettere nei depositi direttamente il combustile esaurito appena estratto dalle piscine di raffreddamento invece di riprocessarlo. Occorre considerare però anche il costi del non riprocessamento, in particolare l'aumento dei costi per i depositi permanenti del combustibile esaurito. Per dare un'idea di tali costi ricordiamo  le ultime richieste che l'EPA  (Environmental Protection Agency) negli Stati Uniti ha formulato per il deposito dei rifiuti HLW di Yucca Mountin nel Nevada [3].
Il Presidente Ford nel 1976 bloccò i progetti di riprocessamento negli Stati Uniti, il Presidente Carter, che vinse le elezioni in quello stesso anno, confermò questa politica e il Presidente Reagan revocò il divieto nel 1981 ma  le sue idee di "privatizzare" il riprocessamento così come la costruzione dei reattori autofertilizzanti non sbloccarono la situazione. La cosa strana è che mentre il riprocessamento del combustibile nucleare civile veniva bloccato negli USA con il pretesto della proliferazione nucleare, le autorità americane non fecero nulla per fermare gli altri paesi che progettavano di farlo. Il che ha portato alla situazione di oggi, in cui solo 90.000 tonnellate di combustibile esaurito, delle 290.000 tonnellate estratte dai reattori di potenza commerciale di tutto il mondo è sottoposto a riprocessamento. La capacità attuale del riprocessamento è di circa 4000 tonnellate / anno, ben 4 volte minore di quello che servirebbe per riprocessare le 400.000 ton di combustibile esaurito che saranno prodotte nei prossimi 30 anni. 60,000 solo negli USA, rimanendo la percentuale di elettricità prodotta dal nucleare come l'attuale. In pratica si accumula combustibile esaurito. Rif 1

Capacità di riprocessamento del combustibile nucleare civile a livello mondiale

(tonnellate per anno)

 

Combustibile per reattori LWR  :

France, La Hague

1700

 

 

UK, Sellafield (THORP)

900

 

 

Russia, Ozersk (Mayak)

400

 

 

Japan (Rokkasho)

800

 

 

Total (approx)

3800

 

 

Altri combustibili nucleari:

UK, Sellafield (Magnox)

1500

 

 

India

275

 

 

Total (approx)

1750

 

 

Capacità totale civile

 

5550

 

 

Negli odierni reattori, l' uranio ritrattato (Rep U) ha bisogno di essere arricchito, il plutonio invece è usato direttamente per fabbricare il MOX, miscela di ossidi di uranio e plutonio (U2O + Pu2O), usato come combustibile nei reattori ad acqua leggera. Il Plutonio non viene mai quindi separato allo stato puro perché ciò è ritenuto un potenziale rischio per la proliferazione. Gli attinidi minori quindi restano nei rifiuti HLW, il che rende la radioattività di tali rifiuti a vita molto più lunga.
La distruzione degli attinidi minori è importante per ottenere il massimo rendimento dal ciclo del combustibile nucleare e delle scorie nucleari che alla fine del ciclo abbiano un tempo di vita radioattiva non superiore ai 500 anni. Attualmente, a livello mondiale, il 2% dei reattori ad acqua leggera utilizzano il MOX come combustibile mentre quello che rimane del combustibile esaurito va al deposito come rifiuti HLW, si tratta quindi di un riciclaggio solo parziale.
In futuro l'obiettivo è quello di rimuovere tutti gli attinidi presenti nel combustibile esaurito e "bruciarli" con l' uranio e il plutonio recuperati nei reattori a neutroni veloci di IV generazione o quelli ad alta temperatura, si tratta di sviluppare quindi tecnologie in grado di determinare una fase superiore nel riciclaggio del combustibile nucleare. Come vedremo si stanno approntando anche nuove tecniche con le quali i prodotti della fissione a più lunga vita potranno essere separati dai rifiuti e trasmutati in elementi stabili.
Il riprocessamento del combustibile esausto e il suo riutilizzo nei reattori ad acqua leggera oggi esistenti deve essere visto quindi come una fase dello sviluppo dell'energia nucleare, in attesa di un uso più diffuso di reattori a neutroni veloci e dei reattori di IV generazione ad alta temperatura.
Tutti tranne uno dei sei reattori di IV generazione oggi in via di sviluppo sono progettati per funzionare con un ciclo chiuso del combustibile che ricicla tutti gli attinidi .  Anche se la politica americana in passato è stata quella di evitare il riprocessamento, il bilancio degli Stati Uniti per il 2006, includeva 50 milioni di dollari per sviluppare un piano proprio per raggiungere questo obiettivo con reattori di IV generazione.
Nel novembre 2005 l'American Nuclear Society ha pubblicato un statement  (Rif 2 ) dicendo :
"L' American Nuclear Society ritiene che lo sviluppo e la diffusione di tecnologie avanzate per i reattori nucleari sulla base di neutroni veloci a fissione è importante per la sostenibilità, l'affidabilità e la sicurezza dell' approvvigionamento energetico a lungo termine. "Questo permetterà di "aumentare di un centinaio di volte la quantità di energia prodotta dalla stessa quantità di uranio". La dichiarazione prevede da una parte che i il riporcessamento del combustibile esaurito venga effettuato dai reattori veloci e dice che "la quasi totalità dei prodotti della reazione a lunga vita saranno eliminati proprio dal bombardamento neutronico nei reattori veloci, lasciando una piccola quantità di rifiuti radioattivi ad alto livello, che richiede un isolamento dall'ambiente circostante per meno di 500 anni. "
Nel febbraio 2006 il governo degli Stati Uniti annunciò il Global Nuclear Energy Partnership (GNEP) attraverso il quale gli USA "collaboreranno con le altre nazioni che possiedono avanzate tecnologie nucleari per sviluppare nuove tecnologie di riciclaggio al fine di produrre più energia, ridurre i rifiuti e ridurre al minimo i rischi di proliferazione". Gli obbiettivi del GNEP mirano alla riduzione della dipendenza dalle importazioni di combustibili fossili negli Stati Uniti, e la costruzione di una nuova generazione di centrali nucleari.

Il sistema PUREX

1. Decladding: è il processo con cui si apre o si scioglie il rivestimento in cui è contenuto il combustibile irraggiato
2.
Dissoluzione del combustibile irraggiato. Il combustibile viene  disciolto in acido nitrico  Il rivestimento è eliminato come rifiuto nucleare. Entrambi i processi ( decladding scioglimento) rilasciano gas radioattivi.
3.
La separazione del plutonio e uranio. La soluzione è trattata con un solvente chiamato tributilfosfato fosfato (TBP) mescolato con il kerosene. La TBP selettivamente
separa il plutonio e l'uranio da prodotti di fissione.
4. La separazione del plutonio e uranio, gli uni dagli altri. L'uranio e il plutonio sono separati mediante estrazione con un solvente, si ottiene il nitrato di plutonio e il nitrato di uranio. Quiesti prodotti possono essere ulteriormente trattati per ridurre i rischi di incidenti. Il Plutonio, in particolare, è generalmente convertiti in ossido solido o sotto forma di metallo. L'uranio viene convertito in triossido di uranio.

 

Gli impianti di riporcessameneto commerciali utilizzano oggi la tecnica idrometallurgica PUREX (estrazione di uranio, e plutonio). L'uranio e il plutonio vengono separati, su rischiesta è possibile separare anche il nettunio. L'uranio va poi all'impianto per l'arricchimento e quindi alla fabbricazione del combustibile nucleare mentre il plutonio va all'impianto per la produzione di combustibile MOX.
In alternativa si usa il sistema COEX (co-estrazione degli attinidi) , in questo casouna piccola quantità di uranio può essere lasciata con il plutonio che viene inviato al MOX, in modo che il plutonio non sia mai separato allo stato riducendo così i rischi di proliferazione. Questa tecnica  è stata sviluppata in Francia. A Rokkasho in Giappone un nuovo impianto di riporcesssamento utilizza un processo PUREX modificato per raggiungere un risultato simile, in pratica si riutilizza una piccola parte dell'uranio dopo la denitrazione per formare una miscela di ossidi misti al 50:50 di uranio e plutonio. In entrambi i casi, il liquido che rimane dopo l'estrazione dell' uranio e del plutonio è un rifiuto nucleare ad alto livello che contiene ancora il 3% del combustibile  nella forma di prodotti di fissione e attinidi minori (Np, Am, Cm), è altamente radioattivo e continua a generare calore. Deve essere condizionato con la calcinazione e infine incorporato in vetro borosilicato prima di essere stoccato  in un deposito in attesa dello smaltimento.
Una versione modificata del PUREX  che non prevede di ottenere il plutonio allo stato puro è l’UREX (Uranio extraction). Questo sistema può essere usato anche per ricavare altri prodotti di fissione come  lo iodio, attraverso processi di volatilizzazione e il tecnezio attraverso processi elettrolitici.  Ricerche della Commissariat à l'Energie Atomique, CEA francese,  hanno mostrato la possibilità di recuperare il 95% e il 90% rispettivamente dello iodio e del tecnezio. Ugualmente è possibile recuperare il cesio.
L’US Department of Energy, all’interno del  programma Global Nuclear Energy Partnership (GNEP), stà sviluppando oltre all' UREX altri  processi secondo i quali inizialmente si recupera solo l’uranio per il riciclaggio, mentre il plutonio rimane con gli altri elementi transuranici. La logica di questo sistema è ridurre i rischi di proliferazione mantenendo il plutonio insieme agli altri elementi, predisporre in modo adeguato la  miscela di elementi radioattivi rimasti, plutonio e gli elementi transuranici, prevedendo che potrà riciclati in futuro nei reattori veloci di IV generazione.
L'Areva e la CEA hanno sviluppato 3 processi simili al PUREX. Uno è il Coex basato sulla coestrazione dell'uranio e del plutonio e anche dell'uranio allo stato puro. Il Plutonio non viene mai separato allo stato puro. Il sistema permette di produrre combustibile MOX per reattori ad acqua leggera. Il secondo è il sistema Diamex -Sanex che opera una separazione selettiva dei radionuclei a lunga vita (Americio e Curio). Anche l'uranio il plutonio e gli attinidi  sono separati e possono diventare in futuro combustibile per reattori veloci. Il terzo sistema è il Ganex in cui si separano uranio e plutonio come nel Coex, vengono separati però anche gli attinidi e una certa quantità di lantanidi. Il plutonio, l'uranio e gli attinidi diventano combustibile per reattori veloci di IV generazione, i lantanidi sono invece rifiuti nucleari a breve vita. Questo procedimento è stato realizzato come parte della Dimostrazione Internazionale del Ciclo Globale degli Attinidi GACID, (Francia, USA, Giappone). La trasmutazione dei prodotti veniva fatta inizialmente nel SuperPhenix e quindi nel reattore giapponese di Monju. 
Tutti questi processi di riprocessamento saranno in fase di perfezionamento fino al 2012 anno in cui  sarà costruito un impianto per la dimostrazione industriale. Entro il 2020 la CEA ha progettato inoltre di costruire un impianto industriale con sistema COREX.
A medio termine l'obbiettivo è quello di sviluppare una tecnica valida industrialmente per riprocessare il combustibile nei reattori di IV generazione.


Note

[1] (Rif4)

             I 6 reattori nucleari  di IV generazione attualmente in fase di sviluppo (Rif 4)

  Neutroni Refrigerante Temperature
(°C)
Pressione Combustibile Ciclo del
combustibile
Taglia
(MWe)
Produzione
Gas-cooled fast reactors veloci Elio 850 alta U-238 + Chiuso,
 nel sito
288 elettricità
& idrogeno
Lead-cooled fast reactors veloci Pb-Bi 550-800 bassa U-238 + Chiuso regionale 50-150
300-400
1200
elettricità
& idrogeno
Molten salt reactors epitermici Sali di Fluoro 700-800 bassa UF sale Chiuso 1000 elettricità
& idrogeno
Sodium-cooled fast reactors veloci Sodio 550 bassa U-238 & MOX Chiuso 150-500
500-1500
elettricità
Supercritical water-cooled reactors termici o veloci Acqua 510-550 molto alta UO2 Aperto (termici)
chiuso(veloci)
1500 elettricità
Very high temperature gas reactors termici Elio 1000 alta UO2 open 250 elettricità
& idrogeno

Reattori veloci raffreddati a gas (Gas-cooled Fast Reactors - GFR)
Il GFR è un reattore veloce raffreddato ad elio con un cilo del combustibile chiuso.Come gli altri reattori raffreddati ad elio, che sono in attività o in fase progettuale, queste unità funzioneranno ad alte temperature (circa 850°C) e saranno adatte per la produzione elettrica, la produzione termochimica di idrogeno e la produzione di calore per altri scopi. Nelle centrali elettriche il gas azionerà direttamente una turbina a gas. La potenza elettrica prevista è 288 MW. I combustibili impiegati potranno includere l’uranio impoverito e altri materiali fissili o fertili. Il combustibile esaurito sarà riprocessato in sito e tutti gli attinidi saranno riciclati per rendere minima la produzione di rifiuti radioattivi a lunga durata.

Reattori veloci raffreddati al piombo (Lead-cooled Fast Reactors -LFR)
Il raffreddamento con metalli liquidi (Pb o Pb-Bi) è ottenuto per convezione naturale. Il combustibile è uranio impoverito metallico o allo stato di nitruro. E’ prevista un’ampia gamma di potenze: dalla taglia di 50÷150 MW per piccole reti (senza necessità di ricarica per 15-20 anni) agli impianti modulari da 300÷400 MW, fino ai grandi impianti singoli da 1200 MW. Temperature di funzionamento di circa 550°C sono già raggiungibili, ma si prevede di salire a 800°C con l’utilizzo di adeguati materiali e ciò permetterebbe la produzione termochimica di idrogeno. Questo tipo di reattore, oltre alla produzione di energia elettrica e di idrogeno, è rivolto principalmente alla gestione degli attinidi, con peculiari caratteristiche di resistenza alla proliferazione e di protezione fisica, grazie ad un nocciolo che può essere anche a lunghissima vita (fino a 30 anni).

Reattori a sale fuso (Molten Salt Reactors - MSR)
Il combustibile uranio è sciolto nel refrigerante fluoruro di sodio che circola nel nocciolo attraverso i canali di grafite: si ottiene così un effetto di moderazione e uno spettro neutronico epitermico. La temperatura raggiunta dal refrigerante è di 700°C a bassa pressione (circa 5 bar), con prospettiva di salire a 800°C. E’ possibile la produzione di idrogeno. Per gli impianti di produzione di energia elettrica è previsto un refrigerante secondario. La potenza elettrica di riferimento è di circa 1000 MW. Le sperimentazioni attuali si sono concentrate sull’utilizzo, come refrigerante, del fluoruro di litio edi berillio e, come combustibile, di torio in soluzione e di U233. Le caratteristiche più interessanti di questo reattore sono la produzione di scorie radioattive che contengono solo prodotti di fissione e quindi di vita più breve, l’esigua produzione di materialeutilizzabile a scopi militari (poiché il plutonio prodotto è essenzialmente l’isotopo Pu242), il ridotto consumo di combustibile (nel prototipo francese occorrono 50 kg di torio e 50 kg di U238 per produrre un miliardo di kWh) e l’aumentata sicurezza del sistema di raffreddamento passivo.

Reattori veloci raffreddati al sodio (Sodium-cooled Fast Reactors - SFR)
Questa tecnologia può contare su una lunga e ampia esperienza in materia di reattori con neutroni veloci. Essa utilizza uranio impoverito e raggiunge temperature di 550°C nel sistema refrigerante, suddiviso in un circuito primario a pressione quasi atmosferica e un circuito secondario al sodio che serve per la produzione elettrica. Sono proposte due varianti:
 una da 150÷500 MWe, con gli attinidi incorporati nel combustibile metallico, che richiede un processamento pirometallurgico sul posto; una da 500÷1500 MWe con combustibile convenzionale MOX riprocessato in impianti situati altrove.

Reattori supercritici raffreddati ad acqua (Supercritical Water-cooled Reactors - SCWR)
Questo reattore raffreddato ad acqua opera a una pressione (25 MPa) e a una temperatura(510÷550°C) che si trovano al di sopra del punto critico dell’acqua11. L’efficienza termica raggiunta (circa 44%) è di un terzo superiore a quella dei reattori odierni ad acqua leggera. La potenza elettrica di riferimento è 1700 MW. Il vapore prodotto viene inviato direttamente alla turbina, senza circuito secondario. Le caratteristiche di sicurezza passiva sono simili a quelle dei reattori BWR. Il combustibile è l’ossido di uranio, arricchito in caso di ciclo del combustibile aperto.

Reattori a gas ad altissima temperatura (Very High Temperature Gas Reactors - VHTR)
Sono moderati a grafite e raffreddati ad elio. Il nocciolo può essere realizzato con blocchi prismatici, come il giapponese HTTR e il GTMHR in sperimentazione presso General Atomics, o può essere del tipo “pebble bed”, come il cinese HTR- 10 e il PBMR sudafricano. La taglia prescelta è di 600 MW termici. La temperatura raggiunta di 1000°C permette la produzione termochimica di idrogeno tramite uno scambiatore di calore intermedio, con cogenerazione di energia elettrica o utilizzazione del gas in una turbina a gas ad alto rendimento. Il rendimento è maggiore del 50% e la produzione di idrogeno supera le 200 tonnellate al giorno. Le alte temperature raggiunte prescrivono l’uso di materiali speciali ad alta resistenza.

 Università di Pavia - Facoltà di Ingegneria

http://www-1.unipv.it/electric/conven/cap6%20-%20centrali%20nucleari.pdf


[2] Dopo 100.000 anni la radiotossicità del combustibile esaurito non riprocessato è 30 volte superiore a quella del combustibile esaurito riprocessato

[3] - L’EPA (Environmental Protection Agency), l’ente di controllo ambientale, ha richiesto per questo sito che 10.000 anni dopo la sua chiusura, la dose ricevuta dagli abitanti (raggio 70 Km) a causa dei radionuclidi depositati, sia non superiore a 15 mrem/anno. Per valutare l’esosità della richiesta, si noti che la dose media naturale è pari  più di 300 mrem/anno. Come se ciò non bastasse, recentemente tale lasso di tempo è stato oggetto di critiche, poiché ritenuto insufficiente e si è richiesto addirittura una aumento di tale periodo fino a 100.000 anni.

Riferimenti

Rif1  -  Rivista USA 21st Century Science & Technology,
 http://21stcenturysciencetech.com/Articles%202008/Bastin_Commentary.pdf

Rif2  -  Statement del novembre 2005 dell'American Nuclear Society

Rif3  -  (World Nuclear Association)  http://www.world-nuclear.org/info/inf69.html

Rif4  -  Università di Pavia - Facoltà di Ingegneria
http://www-1.unipv.it/electric/conven/a%20-%20incipit-indice.pdf.

 

     
         
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