Reattori nucleari a fissione

 

 

         torri di raffreddamento

 

 

 

Cos’è la fissione?

E’ una reazione nucleare in cui un atomo caratterizzato da un elevato numero atomico (Z>90), colpito da particelle quali neutroni, protoni o particelle α, le assorbe e contemporaneamente si spezza in due frammenti aventi numero atomico dell’ordine di grandezza della metà di quello del nucleo originario più un certo numero di neutroni liberi. Il numero di neutroni prodotti per atomo varia tra 0 e 7; per  esso è pari a 2,5.  

La reazione fu ottenuta per la prima volta in laboratorio da Enrico Fermi nel 1934 con la realizzazione della pila atomica

La caratteristica principale della fissione consiste nel fatto che è una reazione fortemente esoenergetica e può automantenersi con una reazione a catena.

 

 

Tenendo conto del decadimento β dei due isotopi instabili dello xeno e dello stronzio, dopo varie transizioni si arriva ai due nuclidi stabili   e    si ha una differenza di 0.216 unità di massa atomica tra la massa dei reagenti e quella dei prodotti finali che equivale a un’energia di 201Mw che si ritrova sotto forma di energia cinetica dei vari prodotti della fissione e di energia associata ai raggi γ .La fissione di un atomo di U₂₃₅ libera in media 200Mw: un’energia davvero enorme. 

Le applicazioni di questa reazione sono molteplici: applicazioni pacifiche per le quali la reazione viene fatta avvenire in regime controllato nei reattori nucleari o belliche per le quali la reazione ha carattere esplosivo.

  

 

Funzionamento dei reattori nucleari

 

In un reattore nucleare avvengono reazioni nucleari di natura diversa che presentano le seguenti  caratteristiche:

a_ la reazione dev’essere esoenergetica

b_ la reazione deve procedere con continuità nel tempo senza necessità di interventi dall’esterno

c_ la reazione deve risultare controllabile

 

Un reattore nucleare può definirsi un convertitore di energia nucleare in energia termica.

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

      Nocciolo di un reattore

                      

  

COSA AVVIENE IN UN REATTORE

 

L’unico elemento fissile presente in natura è l’uranio, costituito da una miscela di U₂₃₅ ,U₂₃₈ e U₂₃₄

L’ U₂₃₈ risulta fissile solo ai neutroni con energie elevata mentre  U₂₃₅ e U₂₃₄ sono fissili a neutroni di tutte le energie.

L’ 85% di energia liberata dalla fissione dell’ U₂₃₅  è energia cinetica mentre il restante 15% è associato a neutroni e ad altre particelle nucleari prodotte. L’energia delle particelle viene dissipata sottoforma di calore. Bisogna tuttavia ricordare che la sezione d’urto di un dato elemento per la fissione (cioè la probabilità che il nucleo sia colpito da un neutrone) dell’ l’U₂₃₅ è di 1,4 barn per neutroni ad elevata energia (1barn = 10^-28 m²), mentre è di 580 barn per neutroni termici o lenti. Risulta quindi conveniente rallentare i neutroni tramite un moderatore, cioè un materiale che non assorbe i neutroni e che ha basso peso atomico, dall’energia media di circa 2 MV a cui sono prodotti a 0,025 eV.

I neutroni prodotti possono subire tre tipi di iterazione con i materiali presenti nel reattore: diffusione anelastica in cui si avrebbe perdita di energia; cattura, cioè assorbimento senza dar luogo a fissione e fissione. Nel caso sia maggiore la quantità di  U₂₃₈  rispetto a quella dell’ U₂₃₅,  la reazione si spegnerebbe poiché i neutroni darebbero origine a collisioni a bassa energia e quindi verrebbero degradati a livelli energetici al di sotto della soglia di fissione. È necessario quindi inserire un moderatore per abbassare il livello energetico dei neutroni in modo da aumentare la possibilità che avvenga la fissione con gli isotopi fissili dell’uranio.

 

Il mantenimento della reazione è ostacolato dalla presenza di elementi come il fluido refrigerante e la struttura stessa del reattore. È necessario quindi inserire una costante di moltiplicazione k definita come il numero di neutroni prodotti per ogni neutrone comunque catturato. Dipende esclusivamente dalla natura del materiale fissile, dal moderatore e dai materiali strutturali. Viene introdotta una costante di criticità, che include anche neutroni che possono sfuggire dal contorno, che costituisce l’obiettivo principale della teoria dei reattori. Se k>1 la reazione tende a crescere e il reattore ad aumentare di potenza. Mentre la costante k dipende solo dal materiale reattivo, la probabilità 1-P di fuga dei neutroni dal contorno dipende dal rapporto superficie- volume del reattore. Per minimizzare la dispersione di neutroni si usa inserire come isolante intorno al nocciolo un elemento diffondente i neutroni, come la grafite. La presenza del riflettore è tanto più efficace quanto è più piccolo strutturalmente il reattore .

 

COMBUSTIBILI NUCLEARI

 

L’uranio naturale è formato da U₂₃₅, U₂₃₈, U₂₃₄ . L’ U₂₃₈ e U₂₃₄ si scindono solo con neutroni ad elevata energia e quindi ostacolano la reazione. L’uranio naturale è quindi un combustibile “scadente” e ciò richiede reattori di dimensioni notevoli e una probabilità P di non sfuggire al contorno >0.74.  L’ U₂₃₅  viene estratto dall’uranio naturale e consente una notevole flessibilità in quanto non richiede valori di P elevati poiché permette dimensioni del nocciolo contenute. Viene utilizzato nei reattori di ricerca o trasportabili.

Durante la reazione di fissione viene prodotto Pu₂₃₉ per effetto di cattura dei neutroni. Il quantitativo di Pu₂₃₉ prodotto corrisponde all’incirca alla quantità di U₂₃₈  bruciato

 

 

Nella reazione principale di fissione si consuma un atomo fissile con una produzione di n-1 neutroni; degli n neutroni prodotti uno è destinato a scindere un nucleo fissile e gli altri n-1 possono produrre nuovi nuclei fissili. In un reattore a uranio naturale per ogni reattore termico assorbito dall’U₂₃₅ , 0.59 neutroni termici sono assorbiti nell’U₂₃₈ e producono Pu₂₃₉.

 

CICLO DEL COMBUSTIBILE NUCLEARE                                    

La conversione dell’energia latente contenuta nei combustibili nucleari in energia termica è parziale in quanto i materiali estratti dai reattori contengono ancora elementi fissili. I combustibili sono caratterizzati dalla resa energetica, espressa dalla quantità di energia termica ottenibile dall’unità di massa. Questa grandezza è espressa in MWG (megawatt per giorno)di energia termica per tonnellata. Il ciclo del combustibile è caratterizzato da:

_ricerca dei giacimenti di uranio

_estrazione del metallo e dell’ossido dal minerale che lo contiene

_purificazione del concentrato

_eventuale arricchimento dell’uranio con aggiunta di plutonio

_fabbricazione dei combustibili a base di uranio o ossido (U₃O₈)

_combustione o irradiazione del combustibile nel reattore

_trattamento per la separazione degli elementi fissili riutilizzabili

_sistemazione dei residui radioattivi a lunga vita

 

 

All’inizio del funzionamento di un reattore i combustibili contenuti nel nocciolo sono composti esclusivamente da elementi fissili ma dopo un certo periodo di tempo cedono il posto ai prodotti di fissione, caratterizzati da un numero di massa elevato come lo Xe₁₃₅, che esercitano una notevole influenza negativa a causa della sezione d’urto di assorbimento molto elevata. Si parla in questo caso di avvelenamento del combustibile. Per recuperare gli elementi pregiati come il plutonio si procede al trattamento degli elementi di combustibile scaricati dal reattore dopo un periodo di circa tre anni.

Lo smaltimento delle scorie radioattive è uno dei problemi più delicati per i reattori a fissione; una tonnellata di uranio contiene circa 33 Kg di U₂₃₅ e allo scarico, dopo tre anni, ne contiene 8 Kg, 35 Kg di prodotti di fissione e 9 Kg di transuranici che la rendono fortemente radioattiva. L’attività degli elementi transuranici si riduce di un fattore 10^-3 dopo circa 400 anni; una soluzione temporanea è depositare il materiale in contenitori a secco per alcune decine di anni per poi inviarli ad un impianto di riprocessamento chimico, dove si riesce ad estrarre sino al 99.5% di uranio e plutonio per poi riciclarli in nuovi elementi di combustibile. Il residuo viene solidificato e posto in contenitori d’acciaio seppelliti in formazioni geologicamente stabili come miniere di salgemma.

 

In relazione allo scopo per cui sono destinati, i reattori possono essere suddivisi in: reattori per produzione di energia, sperimentali, di ricerca. Un’altra classificazione può basarsi sulla natura e sulla struttura del moderatore e del fluido refrigerante. Qui vengono analizzati i diversi tipi di refrigerante

 

 

Vari tipi di reattori

 

REATTORI AD ACQUA IN PRESSIONE (PWR)

 

 

 

In questo tipo di reattori l’acqua, ad una pressione di 150 – 170 bar superiore alla tensione di vapore alla temperatura di funzionamento, circola nel nocciolo e convoglia il calore al circuito secondario che produce vapore per le turbine. Un pressurizzatore collegato al circuito primario provvede al controllo della pressione. La separazione assoluta tra fluido termico primario e secondario è uno dei vantaggi di questo reattore; tutto il circuito secondario è esente da contaminazione radioattiva e il rendimento termico è circa 33 – 34%

 

 

 

REATTORI MODERATI E RAFFREDDATI AD ACQUA PESANTE (HWR)

 

Utilizzano uranio naturale e acqua pesante ( D₂O); l’utilizzo dell’acqua pesante come moderatore comporta, rispetto all’acqua naturale, il vantaggio di un assorbimento neutronico di molto inferiore, il che consente di adoperare l’uranio naturale quale costituente essenziale del combustibile sotto forma di ossido. Di contro l’efficacia del moderamento è sensibilmente minore, in quanto dovuta a nuclei di deuterio che hanno una massa doppia rispetto ai nuclei di idrogeno. L’acqua pesante impiegata come moderatore è contenuta in un recipiente attraversato da numerosi canali costituenti un reticolo fitto; in essi sono contenuti tubi di lega di zirconio nei quali sono collocati gli elementi di combustibile che sono analoghi a quelli dei reattori ad acqua naturale. In questi tubi, collegati in parallelo, circola acqua pesante in pressione che opera come vettore termico. Gli elementi di combustione possono essere caricati e scaricati anche con il reattore alla massima potenza mediante opportune macchine. Del circuito primario fanno parte le pompe di circolazione e gli scambiatori di calore, nei quali l’acqua pesante cede il calore asportato dal reattore al ciclo acqua-vapore. Un altro vettore termico è l’anidride carbonica con una buona economia neutronica e la possibilità di conseguire condizioni più spinte del vapore per l’azionamento delle turbine e quindi di un più elevato rendimento termodinamico. D’altra parte con il gas sono richiesti ampie superfici di scambio termico, il che comporta un aumento della quantità di materiali assorbitori di neutroni all’intero del nocciolo; risulta perciò necessario l’impiego di uranio leggermente arricchito.

 

REATTORI AD ACQUA BOLLENTE (BWR)

 

Il nocciolo di questo tipo di reattore è composto da quattro elementi di combustibile e da una barra di controllo. Nel nocciolo ha luogo l’ebollizione parziale dell’acqua; i vapore saturo prodotto, dopo avere attraversato un essiccatore, è inviato direttamente alla turbina. La circolazione dell’acqua è assicurata da pompe e eiettori idraulici. Questo reattore permette la produzione di vapore surriscaldato anziché saturo, migliorando il rendimento del ciclo termodinamico. Un svantaggio è dato dal fatto che l’acqua contaminata può fuoriuscire dai meccanismi in rotazione della turbina.

 

REATTORI MODERATI E RAFFREDDATI AD ACQUA PESANTE (HWR)

 

In questo tipo di reattori viene impiegata acqua pesante come moderatore, il che comporta un assorbimento neutronico minore permettendo di utilizzare uranio naturale come combustibile. L’acqua pesante ha un potere moderatrice minore rispetto all’acqua pura in quanto i nuclei di deuterio hanno una massa maggiore rispetto all’idrogeno. Ciò permette una distanza maggiore tra le barre di combustibile che, quindi, possono essere caricate e scaricate anche con il reattore in servizio a piena potenza mediante opportune macchine di carico e scarico.

 

 

Un altro possibile vettore termico è l’anidride carbonica che unisce il vantaggio di un basso costo di approvvigionamento alla possibilità di ottenere condizioni più spinte nel reattore. Il gas infatti richiede nel reattore un’elevata superficie di scambio termico e quindi un aumento della quantità di assorbimento dei neutroni all’interno del nocciolo.

 

REATTORI NUCLEARI A GRAFITE E RAFFREDDATI CON UN METALLO LIQUIDO

 

I metalli liquidi presentano caratteristiche che permettono l'impiego quali vettori termici nei  reattori nucleari.

innanzitutto essi consentono di raggiungere temperature molto elevate a pressione atmosferica, ne deriva la possibilità  di ottenere vapore riscaldato alle temperature coste nelle caldaie delle centrali termoelettriche.

In secondo luogo , i metalli liquidi permettono il trasferimento di potenze termiche rilevanti da sistemi compatti, con potenze relativamente limitate per le loro circolazione.

questa tecnologia era poco conosciuta ,cosi si è resa necessaria la realizzazione di adatti elementi di combustibile e componenti meccanici(pompe, valvole,scambiatori di calore) e di apposita strumentazione per tenere conto per le particolari caratteristiche del reattore per es. la radioattività indotta e l'affinità chimica con l'aria o l'acqua.

Gli inconvenienti di questo tipo di reattore condussero alla chiusura dell'impianto e l'abbandono di tale tecnologia.

 

REATTORI VELOCI A URANIO-PLUTONIO RAFFREDDATI A SODIO (LMFBR).

 

Un reattore veloce ha una densità di potenza molto elevata nel nocciolo e quindi da esigenze di trasferimento del calore  notevoli.Di qui la scelta del sodio liquido quale fluido vettore a preferenza di altre soluzioni,tra cui il vapore acqueo.

il calore generato e asportato per mezzo di sodio liquido viene fatto circolare con apposite pompe attraverso il reattore e gli scambiatori di calore intermedi(fig. 9).Negli scambiatori di calore intermedi il sodio primario cede calore ad un altro circuito secondario,che per mezzo di pompe viene fatto circolare negli scambiatori di vapore dove cede il calore al ciclo acqua-gas.

Gli scambiatori intermedi assicurano,in caso di rottura ,che il sodio primario contaminato nel passaggio nel nocciolo ,non entri in contatto con l'acqua  provocandone un inquinamento radioattivo

Dall'altra parte gli scambiatori di calore in sodio,date le sue proprietà  chimiche ,risultano di dimensioni modeste e possono essere costruiti all'interno della centrale stessa.

A causa della reazione violenta dell'acqua ,il generatore necessita di vari accorgimenti tecnici.Particolarmente importanti è il materiale di rivestimento del combustibile ,che oltre a sopportare irradiazioni con neutroni veloci deve essere in grado di resistere a lungo all'immersine di sodio ad alta temperatura.il materiale più indicato sembrerebbe l'acciaio inossidabile.

Il nocciolo è suddiviso in più parti.Nella zona centrale è disposto il combustibile arricchito,e si produce la maggior potenza.Nelle zone esterne  è disposto l'uranio naturale o impoverito e si ha la trasformazione del materiale fertile in fissile a opera dei neutroni che sfuggono dalla zona centrale.

Il controllo della radioattività si effettua per mezzo  di barre costituite da speciali elementi di combustibile inseriti nel reattore.

Dato che il reattore a sodio pera a pressioni normali l'unico accorgimento tecnico  nella costruzione è dovuto dalla necessità di immagazzinare il combustibile esaurito.

Con il SUPERPHENIX si ha inizio una svolta nella sicurezza con un largo uso di

sicurezze attive quali:

a)Uso di sistemi di rivelazione precoce di stati anormali basati su una maggiore conoscenza dei fenomeni fisici microscopici.

b)Aumento dei punti di misura per la regolazione e il controllo.

c)Ridondanza dei sistemi di intervento.

 

REATTORI TERMICI AUTOFERTILIZZANTI A URANIO-TORIO

 

IL ciclo uranio-torio consente di realizzare il processo di autofertilizzazione in reattore termici.Questo permetterebbe di utilizzare le notevoli risorse di torio quale elemento fertile;

Per questa tecnologia non occorre raggiungere le elevate densità di potenza necessarie per i reattori veloci;infine lo sviluppo di combustibili di lunga durata comporta problemi meno gravi e complessi che nel caso dei reattori veloci.

Lo sviluppo di questi reattori tuttavia è molto arretrato,poiché l'avvelenamento causato dall'accumulo dei prodotti di fissione è molto maggiore che  in quelli termici o di quelli veloci.

Altre complicazioni derivano dall'alta radioattività dell'uranio prodotto dal ciclo uranio-torio, dovuta alla presenza dell'isotopo 232 dell'uranio, che rende necessaria un'adeguata schermatura nelle operazioni di rifrabbicazione degli elementi di combustibile, con l'impiego di tecniche non ancora completamente sviluppate.La soluzione più promettente  di questi problemi dovrebbe essere rappresentata dall'impiego del combustibile nucleare sotto forma fluida.(reattori a sali fusi).

 

 

DA REATTORE A PRATO VERDE

 

Al termine della vita “attiva” di una centrale nucleare si deve procedere a una serie di operazioni, secondo una sequenza che può essere calibrata caso per caso in funzione delle specifiche circostanze. Innanzitutto occorre mettere a punto una pianificazione dello smantellamento, che va avviata mentre l’impianto è ancora in produzione, per valutare costi e tempi, e per determinare le risorse necessarie. Intervengono poi le attività post-esercizio, vale a dire il complesso delle operazioni necessari per mantenere l’impianto in sicurezza dopo che è stato definitivamente spento: operazioni molto più impegnative quando il combustibile irraggiato è ancora dentro l’impianto. La caratterizzazione radiologica richiede l’inventario di tutti i prodotti radioattivi presenti nelle strutture, sistemi e componenti per definire strategie, tecnologie impiegabile e costi di intervento. La caratterizzazione è importante anche durante lo smantellamento, per conoscere esattamente il contenuto radioattivo dei rifiuti prodotti e lo stato delle strutture decontaminate. La decontaminazione è l’attività orientata a rimuovere la radioattività da sistemi e strutture al fine di rendere disponibili i componenti per la rimozione, ridurre le dosi di radiazioni ai lavoratori e diminuire il volume dei rifiuti con una concentrazione della radioattività. La si applica anche ai vari ambienti e può basarsi su metodi chimici e meccanici. Lo smantellamento è invece la vera e propria attività di smontaggio e demolizione. È relativamente semplice e rapido ove si possono impiegare collaudati metodi convenzionali, ma può diventare molto complesso nel caso di parti fortemente radioattive che richiedono l’impiego di apposite attrezzature. Infine, la conservazione sicura si riferisce al periodo in cui l’impianto è lasciato in attesa per il decadimento radioattivo.

 

  

TECNOLOGIE DI DECONTAMINAZIONE

 

Il processo di decontaminazione riguarda la rimozione della contaminazione radioattiva dalle superfici esterne delle strutture e da componenti e da tubazioni. Le principali tecniche sono il lavaggio e l’attacco chimico, meccanico e termico, mentre gli obiettivi sono: la riduzione della dose radioattiva assorbita dai lavoratori, il reimpiego di materiali ed equipaggiamenti ripuliti; la riduzione di massa e volume dei rifiuti radioattivi da destinare a i depositi; la rimozione dei vincoli radiologici in parti di impianto; l’eliminazione della contaminazione rimovibile e i fissaggio di quella residua e infine la riduzione del tempo necessario per rendere disponibili i materiali per lo smantellamento.

I metodi chimici impiegano solventi, più o meno concentrati, a diretto contatto con le sostanze da dissolvere. Ma nel caso sia previsto un reimpiego dei componenti non conviene intaccarne anche la struttura di base. Lo smantellamento richiede di tagliare equipaggiamenti e strutture composti da vari materiali in pezzi di diverse dimensioni.

Nelle tecniche termiche il materiale solido viene fuso e soffiato via, per cui la forza impiegata è di gran lunga minore che nel caso meccanico. Secondo la sorgente si distinguono processi a gas, ad arco, ad arco-plasma o una loro combinazione, fino a un fascio laser. Un’altra tecnica impiega getti d’acqua ad altissima velocità, resi talora più efficaci con l’aggiunta di particelle abrasive che rimuovono meglio il materiale da asportare nelle zone di taglio.ovviamente tali particelle devono essere più dure del materiale da tagliare, perciò sono particolarmente indicati corundum (il corindone sintetico), sabbie silicee e così via.

 

AUMENTARE LA SICUREZZA

 

Negli ultimi 20 anni, con le prestazioni economiche dell’industria dell’energia nucleare è migliorata di pari passo la sicurezza.

Standard di sicurezza a lungo termine per gli impianti della prossima generazione sono stati formulati lo scorso anno da esperti nazionali ed internazionali.

Gli obiettivi principali individuati sono tre:

_aumentare la sicurezza e l’affidabilità degli impianti;

_ridurre la possibilità di danni significativi durante un incidente

_minimizzare le conseguenze di eventuali incidenti.

Per raggiungere questi obiettivi, i nuovi impianti dovranno incorporare caratteristiche intrinseche di sicurezza che consentano di prevenire incidenti e, nel caso, di impedire una contaminazione ambientale.

 

SMALTIMENTO E RIUTILIZZO DELLE SCORIE

 

L’attuale ciclo del combustibile nucleare “once-though” , o aperto, utilizza una sola volta l’uranio, che poi è eliminato come scarto. Il risultato è che viene convertito in elettricità solo l’1 % circa del contenuto di energia dell’uranio e si producono grandi quantità di combustibile esausto da immagazzinare in condizioni di sicurezza. Entrambi questi inconvenienti possono essere evitati riciclando il combustibile esausto. La maggior parte dei paesi con ampi programmi per l’energia nucleare impiega un ciclo “chiuso”: il combustibile esausto è riciclato per recuperare l’uranio e il plutonio da sottoporre a ritrattamento. In questo modo si raddoppia la quantità di energia ottenuta dal combustibile e si rimuove la maggior parte degli elementi radioattivi a lunga vita dalle scorie destinate allo smaltimento.

Occorre notare, tuttavia, che il combustibile riciclato è oggi più costoso di quello estratto.

Per ridurre la necessità di spazio destinato allo stoccaggio, un ciclo del combustibile nucleare sostenibile dal punto di vista ambientale dovrebbe separare i prodotti a vita breve e a elevata attività, in particolare cesio 137 e stronzio 90. questi elementi dovrebbero essere tenuti separatamente in impianti raffreddati per 300 – 500 anni, fino a che decadano a livelli di sicurezza. Un ciclo chiuso ottimizzato de combustibile riciclerebbe non solo l’uranio e il plutonio ma tutti gli attinidi contenuti nel combustibile, inclusi il nettunio, l’americio e il curio.

La rimozione di cesio, stronzio e attinidi dalle scorie potrebbe incrementare la capacità di un deposito a lungo termine di un fattore 50.

 

 

CONCLUSIONI

 

In Italia un referendum popolare ha portato alla chiusura dei reattori nucleari; è stata così tolta la possibilità di produrre molta energia a basso costo e impatto ambientale. Nel nostro Paese sono presenti solo centrali termoelettriche a carbone o petrolio che diffondono nell’ambiente elevate quantità di derivati inquinanti dello zolfo.

Purtroppo, se vogliamo mantenere il nostro attuale stile di vita abbiamo bisogno di molta energia, quindi dobbiamo importarla dai Paesi vicini.

Così il nostro più grande fornitore è la Francia, che ha un surplus di energia. Come la produce? Con reattori nucleari, ovviamente!

 

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