Nucleare avanzato 5.6 - Treccani
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5.6
Nucleare avanzato
5.6.1 Introduzione diffusa dell’opinione pubblica che ritiene tale energia
pericolosa) e di natura organizzativa, in quanto solo le
L’energia nucleare oggi grandi società elettriche possono utilizzare l’energia
Lo sviluppo dell’energia nucleare nel mondo, ini- nucleare in condizioni tali da realizzare economie di
ziato negli anni Sessanta del 20° secolo, ha conosciuto scala. A tali difficoltà in questi ultimi anni se ne sono
periodi di entusiasmo e periodi di ristagno, anche in rela- aggiunte altre che riguardano la sistemazione finale dei
zione alle vicende economiche delle fonti energetiche rifiuti nucleari; per i rifiuti maggiormente radiotossici e
antagoniste, di origine fossile. a più lunga vita, che necessitano di depositi geologici
Un quadro generale aggiornato agli inizi del 21° seco- sicuri per centinaia di migliaia di anni, erano state indi-
lo mostra che attualmente l’energia nucleare copre il 16% viduate come soluzioni sicure le formazioni di graniti,
dei consumi mondiali di energia elettrica con più di 435 di sali e di argille, abbastanza diffuse nel mondo. In pra-
reattori distribuiti in 31 paesi, per una potenza com- tica, però, il loro reperimento richiede indagini decen-
plessiva di 356.000 MWe. L’Europa ottiene il 35% di nali e soprattutto il consenso delle popolazioni locali,
energia elettrica dall’energia nucleare – più che da ogni che è molto difficile da ottenere. La mancanza di possi-
altra fonte – con un importante contributo per la qualità bilità di chiudere il ciclo del nucleare, dalle miniere di
dell’aria e la conservazione del clima. uranio e di torio ai depositi geologici, è un nuovo, ina-
Negli Stati Uniti il 20% dell’energia elettrica pro- spettato ostacolo da superare.
viene dall’energia nucleare; l’aumento del fattore di Queste considerazioni servono a comprendere l’im-
utilizzazione dei reattori nell’ultimo decennio è stato postazione delle nuove linee di sviluppo che si stanno
equivalente a 20 nuovi impianti e si ritiene che quasi adottando per i reattori cosiddetti avanzati. Esse sono
tutti i 103 impianti commerciali americani faranno state impostate da un gruppo di paesi nuclearizzati per
richiesta per una estensione ventennale delle loro licen- iniziativa degli Stati Uniti, che hanno costituito un comi-
ze di esercizio. tato internazionale che annovera a oggi, oltre agli Sta-
Importanti paesi asiatici (Giappone, Cina, India, Corea ti Uniti e all’Euratom dell’Unione Europea, nove paesi:
del Sud) hanno in corso impegnativi programmi nuclea- Regno Unito, Francia, Canada, Giappone, Corea del Sud,
ri per aumentare la loro indipendenza da forniture este- Sudafrica, Argentina, Brasile e Svizzera (DOE/GIF, 2002).
re di energia. Mediante l’energia nucleare il mondo evita Questo comitato, che si è dato il nome di GIF (Gener-
oggi, ogni anno, l’emissione di circa 1.800 milioni di t ation IV International Forum), si propone lo sviluppo di
di biossido di carbonio, di 15 milioni di t di biossido di sistemi nucleari completi di produzione di energia che
zolfo e di 7 milioni di t di ossidi di azoto. possano essere progettati, sperimentati e realizzati a livel-
Trentacinque nuovi impianti nucleari sono in costru- lo di prototipo entro il 2030, quando molti reattori tutt’o-
zione nel mondo e più paesi hanno annunciato la loro in- ra in produzione saranno alla fine delle loro licenze ope-
tenzione di cominciare la costruzione di nuovi impianti. rative (tab. 1).
Nonostante questi dati, da diversi anni, a livello glo-
bale, vi è stato un sostanziale ristagno dello sviluppo del- Cenni storici e possibili sviluppi
l’energia nucleare per vari motivi, diversi da paese a La prima generazione di reattori nucleari del 20° se-
paese; tali motivi possono essere di natura economi- colo era costituita quasi tutta da prototipi ormai sman-
ca, di natura sociale (per una opposizione abbastanza tellati o in smantellamento (anni Cinquanta e primi
VOLUME III / NUOVI SVILUPPI: ENERGIA, TRASPORTI, SOSTENIBILITÀ 499GENERAZIONE ELETTRICA DA FONTI FOSSILI
La quarta generazione dovrebbe consentire, a parti-
tab. 1. Età media degli impianti nucleari in esercizio re dal 2030, di realizzare reattori commerciali che abbia-
in diversi paesi, nel 2002 no, sia pure in diversa misura, le seguenti quattro carat-
teristiche: a) essere fortemente economici (basso costo
Numero Età media del kWh prodotto); b) avere un più alto livello di sicu-
Paese
di reattori (anni) rezza; c) produrre una minima quantità di rifiuti radioat-
Stati Uniti 104 28 tivi da sistemare nei depositi; d ) offrire una maggiore
protezione contro rischi di proliferazione di armamenti
Francia 58 18 nucleari e attentati. La successione temporale delle quat-
Giappone 53 18 tro generazioni è illustrata in fig. 1 A.
Il GIF ritiene che per una espansione a lungo termi-
Regno Unito 31 29 ne degli impieghi di energia nucleare sia necessario:
Germania 19 22 • allestire programmi di ricerca e sviluppo per ridurre
gli elevati costi di capitale degli impianti e i lunghi
Svezia 11 24 tempi di costruzione, che incidono molto sul costo
Belgio 7 23
del kWh prodotto;
• allestire programmi di ricerca e sviluppo sul ciclo del
Cina 7 5 combustibile nucleare, privilegiando il ciclo chiuso
Finlandia 4 23
e la ricerca di nuovi sistemi nucleari per ridurre il
volume richiesto per il deposito geologico dei rifiu-
ti radioattivi a lunga vita;
anni Sessanta). La seconda generazione è costituita da • accrescere la protezione degli impianti nucleari con-
reattori per produzione commerciale di energia, essen- tro eventuali attacchi terroristici e difendere i depo-
zialmente ad acqua pressurizzata e bollente (PWR, siti di plutonio contro il rischio di proliferazione di
Pressurized Water Reactor, e BWR, Boiling Water Re- ordigni nucleari;
actor), ovvero ad acqua leggera (LWR, Light Water • produrre idrogeno per via nucleare da impiegare nel
Reactor), ad acqua pesante (PHWR, Pressurized Heavy settore dei trasporti mediante celle a combustibile a
Water Reactor, o CANDU, CANadian Deuterium Ur- impatto ambientale nullo; gli impianti nucleari per
anium), e a gas-grafite tipo AGR (Advanced Gas React- una produzione massiccia di idrogeno sarebbero
or), messi in funzione durante gli anni Settanta e Ot- anch’essi caratterizzati da emissione zero di carbo-
tanta. La terza generazione è costituita da reattori ad nio; nel settore dei trasporti si prevede infatti una cre-
acqua leggera avanzati (anni Novanta e inizio del 2000), scita dei fabbisogni energetici del 2,5% nei primi
mentre una sottogenerazione è contraddistinta dalla venti anni del 21° secolo.
sigla III⫹ e rappresenta la transizione dalla terza alla I paesi aderenti al GIF hanno concordato di proce-
quarta generazione, comprendendo reattori evolutivi dere insieme con un programma di sviluppo per i siste-
che consentono vantaggi economici entro un breve mi nucleari della quarta generazione che comprenda i
periodo di sviluppo (seconda decade del 21° secolo, reattori e il loro ciclo del combustibile. Il principale obiet-
v. par. 5.6.5). tivo individuato è la produzione di energia con sistemi
1950 1960 1970 1980 1990 2000 2010 2020 2030 2000 2010 2020 2030
GEN I GEN II GEN III GEN III⫹ GEN IV GFR
LFR
primi reattori commerciali reattori progetti requisiti
prototipi di di potenza avanzati evolutivi richiesti MSR
reattori .LWR (PWR, BWR) ad acqua per sviluppo a .economicità SCWR
.Shippingport .CANDU leggera breve termine .maggior SFR
.Dresden .AGR .ABWR .EPR, ecc. sicurezza
.Fermi I .APWR .minimizzazione VHTR
.Magnox .Sist.80⫹ rifiuti
.resistenza alla
proliferazione fattibilità verifica dimostrazione
preliminare prestazioni opzioni
A B
fig. 1. Articolazione temporale delle generazioni di reattori nucleari (A)
e delle fasi di sviluppo dei sei sistemi prescelti dal GIF (B).
500 ENCICLOPEDIA DEGLI IDROCARBURINUCLEARE AVANZATO
sostenibili di lunga durata e rispettosi dell’ambiente; per- risorse naturali di uranio. Ciò ha come conseguenza che,
tanto tali sistemi dovranno preliminarmente: a) mini- per soddisfare tutti i requisiti che si pone la quarta gene-
mizzare la generazione di rifiuti radioattivi di lunga dura- razione, occorrerà una combinazione di alcuni dei reat-
ta, migliorando la protezione della salute pubblica; b) pre- tori proposti, formando un sistema energetico nucleare
sentare nel loro ciclo di vita vantaggi economici rispetto a filiere sinergiche.
ad altre fonti energetiche; c) avere un livello di rischio Le attività di ricerca e sviluppo si svolgeranno in quat-
finanziario non maggiore di quello di altri progetti ener- tro fasi. La prima è una fase di verifica di fattibilità, il
getici; d ) eccellere per quanto riguarda sicurezza e affi- cui principale obiettivo è risolvere i punti chiave e dimo-
dabilità; e) avere una bassissima probabilità di danneg- strare la percorribilità delle nuove tecnologie interessa-
giamento del nocciolo del reattore; f ) eliminare la neces- te. La seconda è di verifica delle prestazioni, in cui occor-
sità di piani di emergenza esterna alla centrale; g) essere re sperimentare i componenti chiave quali i reattori e gli
tali da rendere molto poco appetibili sia la proliferazio- impianti del ciclo del combustibile associato, nonché le
ne di armamenti nucleari sia gli atti di terrorismo. tecnologie di conversione dell’energia; questa fase ter-
Per questo programma, i paesi aderenti al GIF si sono mina quando il sistema studiato è sufficientemente matu-
avvalsi di oltre cento esperti per esaminare in letteratu- ro e si comporta in modo tale da attrarre interessi indu-
ra un centinaio di tipologie di reattori e sistemi nuclea- striali per iniziative a grande scala. La terza fase è dimo-
ri di possibile realizzazione; si è pervenuti a una sele- strativa, con una varietà di opzioni e con la partecipazione
zione di sei sistemi che, secondo gli esperti, hanno le di industrie ed enti governativi; si ritiene che ogni siste-
seguenti caratteristiche: a) comportare significativi avan- ma proposto necessiti di una fase dimostrativa. In caso
zamenti tecnologici; b) rispondere bene alla possibilità di successo il sistema potrà entrare nella fase finale di
di produzione di energia elettrica e di idrogeno, nonché commercializzazione, compito delle industrie e delle
alla gestione degli attinidi; c) presentare, nel loro svi- società finanziarie.
luppo, aree di ricerca comuni con possibilità di collabo- In questo iter ogni paese che partecipa al GIF con-
rare nello sviluppo; d ) soddisfare al meglio le priorità tribuirà solo alle ricerche sui sistemi che ha prescelto
nazionali presentate dai vari paesi del GIF. prioritariamente, con uno sforzo di coordinamento per
I sei sistemi prescelti utilizzano reattori contrasse- evitare duplicazioni e massimizzare la sinergia fra le aree
gnati dalle sigle GFR (Gas-cooled Fast Reactor), LFR comuni di ricerca. La fig. 1 B mostra uno schema preli-
(Lead-cooled Fast Reactor), MSR (Molten Salt React- minare dell’articolazione temporale delle varie fasi pre-
or), SFR (Sodium-cooled Fast Reactor), SCWR (Super- viste per i sei sistemi di seguito presentati.
critical Water-cooled Reactor) e VHTR (Very High Tem-
perature Reactor).
Prima di illustrare sinteticamente questi sistemi, com- 5.6.2 I sei sistemi nucleari
mentandone vantaggi e svantaggi, è opportuno accen- della quarta generazione
nare alle conclusioni cui sono pervenuti i paesi del GIF
relativamente agli studi sui possibili cicli del combusti- Sistema GFR
bile nucleare da associare ai diversi reattori proposti. Il GFR è un reattore veloce raffreddato a gas (He), a
Sono state valutate quattro classi di tali cicli che vanno ciclo di combustibile chiuso, che consente una conve-
dal ciclo aperto (once through, in cui manca il ritratta- niente gestione degli attinidi unitamente alla surgenera-
mento del combustibile irraggiato con recupero di ura- zione di fissile per conversione fertile-fissile. Il suo sche-
nio e plutonio) al ciclo di combustibile per reattori velo- ma è illustrato in fig. 2.
ci (FBR, Fast Breeder Reactor), con completo riciclo di La sua taglia è compresa fra 300 e 600 MWe. Tale
tutti gli attinidi a lunga vita. Il ciclo aperto è ovviamen- sistema è considerato di buone caratteristiche per sicu-
te quello che genera più rifiuti e consuma più uranio; rezza, economicità, resistenza alla proliferazione di arma-
tuttavia anche in questo caso il volume dei rifiuti è pic- menti e protezione fisica ed è particolarmente adatto per
colo e maneggiabile rispetto ad altri combustibili alter- la produzione di energia elettrica e di idrogeno e per la
nativi e le risorse disponibili di uranio sono sufficienti a riduzione degli attinidi finali di rifiuto. Tali attinidi, come
coprire le esigenze durante il 21° secolo. noto, sono divisi in maggiori (U e Pu) e minori (Np, Am,
Il fattore limitante per la diffusione del ciclo aperto, Cm); molti di questi radionuclidi presentano altissima
almeno a breve termine, pare essere la disponibilità di radioattività e lunghissima vita, per cui causano proble-
depositi geologici per i rifiuti. Nel lungo termine inter- mi per i depositi geologici. Una strategia per ridurli sostan-
verrebbe anche la disponibilità di uranio. Pertanto l’o- zialmente è quella di irradiarli in reattori veloci ad alto
biettivo della quarta generazione, che costituisce una flusso, come appunto il GFR, trasmutandoli in parte in
opportunità per il lungo termine, è di adottare cicli di isotopi con radioattività nulla o a vita breve.
combustibile che minimizzino la produzione di rifiuti L’impiego di He come refrigerante consente sia di
radioattivi a lunga vita, risparmiando nel contempo le raggiungere alte temperature, e quindi alti rendimenti
VOLUME III / NUOVI SVILUPPI: ENERGIA, TRASPORTI, SOSTENIBILITÀ 501GENERAZIONE ELETTRICA DA FONTI FOSSILI
fig. 2. Schema
dell’impianto reattore
con reattore GFR. elio
pozzo termico
scambiatore
intermedio
nocciolo
compressore compressore turbina
generatore
pre-refrigeratore
recuperatore potenza
barre di controllo elettrica
pozzo termico
in un ciclo termodinamico diretto, sia di produrre idro- pertanto sono necessari spessori delle pareti di oltre mezzo
geno da un processo termochimico. La Francia è parti- metro anche per le taglie più piccole, e ciò rende quasi
colarmente interessata a questo sistema. I problemi di impossibile il raggiungimento di grandi taglie. Anche la
sviluppo sono concentrati sul combustibile, in partico- resistenza ai sismi e la gestione del combustibile sono
lare per quanto riguarda ritrattamento e rifabbricazione. problemi non trascurabili.
La grafite consente di raggiungere alte temperature, ma Lo schema del reattore LFR è illustrato in fig. 3. Pos-
un suo eccessivo impiego rallenta i neutroni. sibili sistemi avanzati per la conversione di energia com-
prendono turbine a vapore supercritico in ciclo Rankine
Sistema LFR o turbine a CO2 supercritico, nonché il ciclo termochi-
Il LFR è un reattore veloce a ciclo chiuso, raffred- mico calcio-bromo per la produzione di idrogeno.
dato a piombo o con eutettico piombo-bismuto per abbas- Reattori veloci a piombo, a circolazione forzata, sono
sare la temperatura di fusione. Esso è raffreddato a cir- stati costruiti dai russi per la propulsione dei loro sotto-
colazione naturale, senza pompe, e può avere una taglia marini nucleari, ma i progetti LFR, come pure quelli dei
variabile da 50 a 1.200 MWe, con una temperatura di sistemi ADS (Accelerator Driven System), prevedono
uscita dal nocciolo del refrigerante che può andare da una geometria a vasca, anziché a circuito come quella
550 a 800 °C, a seconda dei risultati di una necessaria dei reattori per sottomarini. Le impurezze di ossidi nel
operazione di ricerca e sviluppo sui materiali impiega- piombo, in caso di circolazione forzata, devono essere
ti, che attualmente consentono di operare a 550 °C e che contenute in un determinato intervallo secondo l’espe-
in futuro potrebbero arrivare a 800 °C. Il ciclo chiuso rienza maturata dai russi. Per questi nuovi reattori a vasca
del combustibile assicura, come per il GFR, una eccel- mancano ancora esperienze dirette.
lente sostenibilità; il sistema è interessante anche per quan-
to riguarda la resistenza alla proliferazione degli arma- Sistema MSR
menti e la protezione fisica perché può impiegare un noc- Il MSR è un reattore a sali fusi, a spettro neutroni-
ciolo a lunga durata. È considerato di buone caratteristiche co epitermico (0,025-100 eV), con un ciclo chiuso che
anche per l’economia e la sicurezza, grazie al tipo di refri- consente un efficiente sfruttamento del plutonio e degli
gerante che, a differenza del sodio, non reagisce violen- attinidi minori. Il combustibile è costituito da una misce-
temente con l’aria e con l’acqua. Come reattore veloce la liquida di sodio, zirconio e fluoruri di uranio, posta
è interessante anche per il trattamento degli attinidi, cioè in circolazione da apposite pompe. Il sistema necessi-
per bruciarli e ridurne la radiotossicità. ta di un circuito intermedio (refrigerante metallico) fra
Il problema principale da risolvere è legato alla tec- circuito primario del reattore e circuito finale elettro-
nologia del refrigerante piombo che è al tempo stesso generatore, con ovvi aggravi di costo. La potenza pre-
corrosivo ed erosivo, nonché tossico; vanno inoltre pre- vista è di 1.000 MWe, la pressione di circa 5 bar, con
visti sistemi di riscaldamento per impedirne la solidifi- una temperatura massima di oltre 700 °C che garanti-
cazione. A causa della grande densità del piombo, diven- sce un ottimo rendimento termodinamico. Il MSR ha
ta molto problematica l’auspicata circolazione a conve- ottime caratteristiche come sistema nucleare per bru-
zione naturale che, richiedendo un’adeguata altezza della ciare il plutonio e gli attinidi minori ma necessita di
tanca-reattore, dà luogo a enormi pesi gravanti sul fondo; complessi sistemi ausiliari per il trattamento chimico
502 ENCICLOPEDIA DEGLI IDROCARBURINUCLEARE AVANZATO
fig. 3. Schema barre di
dell’impianto controllo
con reattore LFR.
pozzo termico
distributore
scambiatore
intermedio
compressori turbina
scambiatori generatore
con tubi a U
(4)
refrigeratore pre-refrigeratore
nocciolo
distributore recuperatore potenza
di ingresso elettrica
reattore pozzo termico
del combustibile e del refrigerante, per cui occorre valu- verificatasi, e quindi abbandonati. Questo sistema richie-
tare attentamente la sua economicità. Occorre altresì derà dunque un grande sforzo di ricerca sulla chimica
dimostrare la sua capacità di rigenerazione con il ciclo e sul trattamento dei sali fusi nonché sui materiali impie-
uranio-torio. È giudicato di buone caratteristiche per gabili e sugli impianti di ritrattamento. Il suo schema
quanto riguarda sicurezza, resistenza alla proliferazio- è illustrato in fig. 4.
ne degli armamenti e protezione fisica contro attenta-
ti. Reattori sperimentali a combustibile liquido erano Sistema SFR
stati provati negli Stati Uniti negli anni Cinquanta e Il SFR è un reattore veloce a sodio, a ciclo chiuso,
Sessanta, con esiti negativi per la fortissima corrosione con una efficiente gestione degli attinidi minori e una
barre di controllo
sali refrigeranti
reattore
sali scambiatore
purificati scambiatore termico
termico
pompa
pozzo termico
scambiatore
intermedio
sali fusi
turbina
pompa compressori
generatore
impianto chimico tappo freddo
di ritrattamento pre-refrigeratore
recuperatore potenza
elettrica
serbatoi di scarico di emergenza pozzo termico
fig. 4. Schema dell’impianto con reattore MSR.
VOLUME III / NUOVI SVILUPPI: ENERGIA, TRASPORTI, SOSTENIBILITÀ 503GENERAZIONE ELETTRICA DA FONTI FOSSILI
surgenerazione di fissile (conversione di uranio 238, fer- Sistema SCWR
tile, in plutonio, fissile). Il termine surgenerazione signi- Il SCWR è un reattore termico ad acqua portata a una
fica che il reattore produce, per conversione, più mate- pressione e a una temperatura notevolmente superio-
riale fissile di quanto ne bruci, per cui in circa venti anni ri a quelle corrispondenti al punto critico (22,1 MPa,
dall’esercizio di un reattore si accumula tanto materiale 374 °C): si vuole portare la temperatura di uscita dal noc-
fissile quanto basta per due reattori uguali (si parla così ciolo addirittura a 550 °C. A queste condizioni il rendi-
di tempo di raddoppio che, con le tecnologie attuali, è mento termodinamico è pari al 44%.
appunto di circa venti anni, ma potrebbe essere dimu- Il ciclo del combustibile è aperto, quindi a bassa soste-
nuito passando dai combustibili ossidi ai combustibili nibilità per il sistema che punta soprattutto a vantaggi
carburi). economici (semplificazione di impianto) per la produ-
È possibile realizzare un completo riciclo degli atti- zione di energia elettrica. I punti critici da investigare
nidi e si prevedono due tipi di reattori: uno di media taglia sono soprattutto la resistenza delle guaine e delle strut-
(150-500 MWe) con il combustibile costituito da una lega ture interne del reattore, la chimica dell’acqua e i feno-
uranio-plutonio-attinidi minori-zirconio fornita da un meni di radiolisi, le analisi di sicurezza (incidenti di per-
ciclo di combustibile con processi pirometallurgici in dita di portata e di refrigerante) e le brusche variazioni
appositi impianti di ritrattamento; l’altro di taglia medio- di densità dell’acqua supercritica con la temperatura.
grande (500-1.500 MWe) con combustibile a ossidi misti Buone caratteristiche sono considerate la sicurezza, la
di uranio e plutonio (UO2-PuO2) e con un ciclo chiuso resistenza alla proliferazione e la protezione fisica. La ta-
di combustibile basato su processi di ritrattamento acquo- glia di riferimento è di 1.700 MWe. Questo sistema (fig. 6)
si di tipo avanzato in grandi installazioni centrali che ser- è ritenuto molto interessante negli Stati Uniti. Le rica-
vono più reattori. dute delle ricerche sui materiali ad alta temperatura sono
Per entrambe le taglie è considerata una temperatu- sicuramente interessanti anche per tanti altri impianti del
ra di uscita del sodio dal nocciolo di 550 °C (ben col- settore energetico non nucleare; l’aumento di rendimento
laudata nei reattori esistenti). ottenibile (44%) non giustificherebbe lo sviluppo di que-
I francesi hanno una grande esperienza con questo sto sistema se non per il fatto che, in linea di principio,
tipo di reattori (Phénix, Superphénix), come pure gli esso potrebbe consentire anche uno spettro neutronico
inglesi, i russi, gli americani e i giapponesi. Il SFR è con- veloce, con l’adozione di un ciclo del combustibile chiu-
siderato di eccellenti caratteristiche per la sostenibilità so (bruciamento degli attinidi).
e di buone caratteristiche per quanto riguarda la sicu-
rezza, l’economia, la resistenza alla proliferazione degli Sistema VHTR
armamenti e la protezione fisica. I suoi scopi principali Il VHTR rappresenta l’ultimo dei sei sistemi, con un
sono la produzione di energia elettrica e la trasmutazio- reattore a spettro neutronico termico e un ciclo aperto
ne degli attinidi minori. Tra i sei sistemi proposti è indub- del combustibile. Esso punta soprattutto a generare calo-
biamente quello più rapidamente realizzabile, anche se re ad altissime temperature (oltre 1.000 °C) per la pro-
occorre effettuare ancora ricerche sui processi pirome- duzione di idrogeno, oltre a quella di energia elettrica,
tallurgici e acquosi a separazione spinta e sulla trasmu- con processi termochimici ad alto rendimento, senza
tazione degli attinidi minori. Il suo schema è illustrato emissioni di carbonio, per esempio direttamente dal-
in fig. 5. l’acqua.
fig. 5. Schema sodio barre di controllo
dell’impianto primario
con reattore SFR. (freddo) scambiatore generatore
intermedio di vapore
turbina
generatore
sodio
primario
(caldo)
potenza
pompa elettrica
condensatore
nocciolo
pozzo
pompa termico
pompa sodio secondario
504 ENCICLOPEDIA DEGLI IDROCARBURINUCLEARE AVANZATO
barre di controllo prototipo è stato già intrapreso dalla Società francese
AREVA (Framatome, Cogema, ecc.), che può avvalersi
anche dell’esperienza pregressa del reattore statuniten-
se di Fort St. Vrain e del reattore tedesco di Uentrop.
acqua supercritica Per questa situazione di maggior avanzamento rispet-
to agli altri sistemi, questo reattore e le sue linee di svi-
luppo verranno descritti più in dettaglio nel seguito.
turbina
generatore
5.6.3 I reattori ad alta temperatura
nocciolo potenza
elettrica Generalità
La grande importanza che viene attribuita alla pro-
condensatore duzione di idrogeno come combustibile sostitutivo per
pozzo il settore trasporti negli Stati Uniti e nell’Unione Euro-
termico pea, nonché il fatto che tale produzione sia fattibile in
reattore pompa maniera economicamente conveniente solo ad alte tem-
perature e che queste ultime siano ottenibili solo con
fig. 6. Schema dell’impianto con reattore SCWR. l’impiego di elio in reattori a grafite, rendono necessa-
rio un approfondimento sui reattori ad alta temperatura
(Cumo, 1986). Essi hanno oggi raggiunto uno stadio di
La taglia del prototipo di riferimento è di 600 MWt , sviluppo molto promettente, acquistando un loro spazio
il refrigerante del nocciolo è l’elio e il combustibile pre- commerciale, e hanno serie prospettive per l’avvenire.
visto può essere di due tipi: a blocchi esagonali di gra- Sono caratterizzati da noccioli interamente in mate-
fite, del tipo previsto per il progetto GT-MHR (Gas Tur- riale ceramico e dalla scelta del gas elio come refrige-
bine-Modular Helium Reactor); a sfere di grafite (che rante, sia per l’ottima compatibilità chimica con i mate-
inglobano uranio arricchito), del tipo previsto per il pro- riali strutturali, sia per il suo calore specifico e la sua
getto PBMR (Pebble Bed Modular Reactor). buona conducibilità termica. L’assenza di assorbitori
Operando con un rendimento maggiore del 50% per parassiti, come gli acciai, permette l’impiego quasi di
la produzione di energia elettrica, tale impianto può pro- ogni possibile combinazione dei tre isotopi fissili (233U,
durre inoltre più di 200 t di idrogeno al giorno (fig. 7), 235U, 239Pu) e dei due isotopi fertili (232Th, 238U).
equivalenti a oltre 1.360.000 l di benzina. La fattibilità dei reattori ad alta temperatura è stata
Questo impianto, che si basa su reattori già realizza- dapprima dimostrata dal reattore sperimentale Dragon
ti in Germania e negli Stati Uniti, seppure con tempera- (Dragon Reactor Experiment, Winfrith, Regno Unito)
ture di uscita dell’elio più basse, richiede ricerca soprat- da 20 MWt , dal reattore AVR (Arbeitsgemeinschaft
tutto sui materiali per poter innalzare di circa 200 °C le VersuchsReaktor, Jülich, Germania) da 15 MWe che ha
temperature raggiungibili dall’elio. Il progetto del primo riscaldato l’elio a 950 °C, e dal reattore di Peach Bottom
fig. 7. Schema barre di controllo
dell’impianto nocciolo di pompa
con reattore VHTR. grafite
riflettore
di grafite
acqua
soffiante
ossigeno
idrogeno
scambiatore
reattore intermedio impianto di produzione
elio dell’idrogeno e impianto
refrigerante pozzo di generazione elettrica
termico
VOLUME III / NUOVI SVILUPPI: ENERGIA, TRASPORTI, SOSTENIBILITÀ 505GENERAZIONE ELETTRICA DA FONTI FOSSILI
(Peach Bottom Atomic Power Station, Stati Uniti) da primario, resistente alla pressione dei gas di fissione e
40 MWe. Il passo successivo è stato rappresentato dal impenetrabile alla loro migrazione, fino a elevatissimi
reattore di Fort St. Vrain (Denver, Colorado) da 330 MWe tassi di irradiazione.
e dal reattore THTR (Thorium High Temperature Reactor, Il progetto Dragon dell’OECD (Organisation for Eco-
Uentrop, Germania) da 300 MWe . nomic Co-operation and Development), che è stato un
Con la sigla VHTR viene ora generalmente desi- progetto congiunto di 12 paesi fra cui l’Italia, prevede-
gnato un reattore che consenta di erogare energia ter- va microsfere aventi esternamente allo strato cuscinetto
mica a temperature dell’ordine di 1.000 °C. In esso il altri tre caratteristici strati protettivi:
ciclo termico del fluido termovettore potrebbe essere • uno strato interno di pirocarbone, primo di tre strati
scomposto in due sottocicli: uno a temperatura supe- aventi funzioni strutturali, con proprietà specifiche
riore (1.000-650 °C), destinato a processi chimici (scissio- atte a minimizzare gli effetti dell’irradiazione dei
ne termochimica dell’acqua per la produzione di idroge- neutroni veloci (cambiamenti dimensionali e solle-
no e di idrocarburi per gassificazione e liquefazione del citazioni meccaniche); esso serve anche come prima
carbone), e uno a temperatura inferiore (650-300 °C), barriera alla diffusione del materiale del nocciolo
accoppiato a un normale ciclo termodinamico con grup- (fertile, fissile e prodotti di fissione);
po turbina-generatore elettrico. • uno strato di carburo di silicio, che è la principale
L’esperienza tedesca ha portato a individuare, per barriera alla diffusione dei prodotti di fissione metal-
reattori pebble bed del tipo HTR (High Temperature lici; esso ha una importante funzione anche per il
Reactor), un’architettura modulare, con un modulo della comportamento meccanico dell’intera particella, per
potenza di circa 200 MWt. I vantaggi sono legati a una la sua stabilità sotto radiazione neutronica veloce;
riduzione dei costi (adozione di un contenitore in acciaio • uno strato esterno di carbonio pirolitico con funzio-
invece che in cemento armato precompresso, di un siste- ne meccanica (mette lo strato di SiC in stato di com-
ma di arresto rapido mediante barre esterne al noccio- pressione), fornendo inoltre una protezione chimica
lo, di un sistema di arresto lento mediante sfere borate al carburo di silicio.
che cadono in un riflettore laterale per gravità, succes- Per grandi reattori di potenza (Gulf General Atomic,
sivamente rimosse con un sistema pneumatico). La Stati Uniti) le particelle rivestite sono progettate per l’u-
modularità consente inoltre diversi accoppiamenti per tilizzazione del torio e sono di due tipi: fissili e fertili.
la cogenerazione, con scambiatori elio-vapore o elio- Le particelle fissili contengono bicarburo di uranio, alta-
elio per processi industriali, prima fra tutti la produ- mente arricchito, e hanno noccioli del diametro di circa
zione di combustibili anche in zone densamente popo- 200 mm. Le particelle fertili, più grandi (noccioli di cir-
late, ove sono più interessanti le applicazioni industriali ca 400 mm), impiegate per generare 233U dal Th, so-
del calore prodotto. no composte di ossidi o carburi di Th e rivestite solo di
carbonio pirolitico. I noccioli delle particelle hanno in
Combustibile generale un vasto spettro di dimensioni, da pochi mm a
Nei noccioli interamente ceramici il combustibile 1.200 mm, con porosità variabile dall’1 al 25%, a secon-
è costituito da ossidi o carburi di uranio e torio, e il da delle applicazioni. Il grado di ritenzione dei prodotti
materiale strutturale impiegato è la grafite. La caratte- di fissione che i rivestimenti sono capaci di garantire è
ristica tipica di questi reattori consiste nel combustibi- tale che, nell’esperienza operativa del reattore di Peach
le a microsfere, sferule del diametro dell’ordine del Bottom, si è riscontrata una fuga inferiore allo 0,01%,
millimetro, con un nocciolo interno di combustibile che garantisce un basso livello di radioattività nel cir-
(ossidi o carburi) rivestito da strati concentrici di car- cuito primario. La grafite impiegata per gli elementi di
bonio pirolitico e di carburo di silicio. Inizialmente si combustibile HTR è, ovviamente, di purezza nucleare
era pensato a un reattore che spurgasse completamen- ed è prodotta con procedimenti convenzionali, con even-
te i prodotti di fissione nel refrigerante (elio) del cir- tuali trattamenti di impregnazione per raggiungere il livel-
cuito primario, in modo da poter raggiungere, con una lo richiesto di densità.
opportuna purificazione continua del refrigerante pri- I processi di fabbricazione dei micronoccioli combu-
mario, elevatissimi tassi di combustione. Si constatò, stibili possono essere essenzialmente di due tipi: per agglo-
tuttavia, un buon grado di ritenzione dei prodotti di fis- merazione di polveri, con ausilio di un legante e succes-
sione da parte delle sferule di combustibile (inizial- siva sinterizzazione, e per via liquida, iniettando gocce
mente senza tutti gli strati protettivi, poi perfezionati), liquide in una fase secondaria e sfruttando l’effetto agglo-
pur raggiungendo elevati burn-up; di conseguenza venne merante della tensione superficiale tra le due fasi.
modificata la filosofia di progetto, puntando sul con-
tenuto spinto dei prodotti di fissione (come negli altri Funzionamento
reattori). Gli strati protettivi di rivestimento delle sfe- Una sferula eroga, tipicamente, una potenza ter-
rule costituiscono pertanto un formidabile contenitore mica di 0,1 W (in un reattore di potenza sono presenti
506 ENCICLOPEDIA DEGLI IDROCARBURINUCLEARE AVANZATO
numerosissime microsfere, in numero dell’ordine di 1010) non sono più protettive oltre 600 °C e può aver luogo
a una temperatura ‘di picco’ del combustibile di 1.250 °C, un’ossidazione selettiva interna. In particolare, metal-
secondo l’attuale tecnologia. Le sferule, per le loro ridot- li e leghe che dipendono dal titanio come elemento
te dimensioni, non sono direttamente lambite dal refri- legante sono molto suscettibili a un danneggiamento
gerante gassoso ma sono immerse in una matrice di car- superficiale.
bonio (di elevata conducibilità termica), a costituire una Particolare cura deve quindi essere posta nella scel-
specie di pasta combustibile. Questo materiale, a sua volta, ta delle leghe impiegate nei circuiti primari degli HTR.
non è esposto direttamente al flusso dell’elio, ma viene In esse va controllata la percentuale di carbonio e azoto,
incapsulato e inguainato in contenitori di grafite della in quanto possono facilitare le fratture anche se presen-
forma più varia: da grappoli di barrette in un elemento di ti in piccole quantità (ppm). Effetti benefici porta inve-
combustibile di foggia tradizionale, a sfere cave di gra- ce la presenza di afnio, niobio e tungsteno. Si può dire
fite del diametro di circa 6 cm, riempite della pasta com- che leghe speciali per l’impiego negli HTR siano già svi-
bustibile e quindi richiuse con un tappo avvitato (ele- luppate in modo soddisfacente e disponibili sul merca-
mento a sfera dell’AVR, pebble bed), a blocchi esagonali to, per quanto, lavorando alla soglia massima delle loro
di grafite, forati longitudinalmente da cavità cilindriche prestazioni e soprattutto in seguito alla spinta a elevare
passanti per l’alloggiamento della pasta combustibile e, sempre più la temperatura dell’elio, uno sforzo continuo
alternativamente, per il passaggio del refrigerante. I bloc- di ricerca tecnologica su tali leghe sia necessario. A tem-
chi esagonali di grafite, che possono esser considerati perature dell’ordine di 900-1.000 °C tutti gli acciai sono
corrispondenti agli elementi di combustibile dei LWR, estremamente permeabili all’idrogeno che, diffondendo
per esempio per quanto riguarda le operazioni di carica- tra le pareti di uno scambiatore di calore per processi ter-
mento nei noccioli, hanno numerosi canali cilindrici (200- mochimici, potrebbe, mescolandosi all’elio, dar luogo
300) con diametro di circa 1 cm. Il calore, generato nelle alla formazione di trizio (3H). Questo, a sua volta, diffon-
cavità contenenti il combustibile, diffonde attraverso la dendo in senso opposto, potrebbe contaminare l’impianto
grafite verso le cavità refrigerate dall’elio. chimico e i prodotti da commercializzare. È questo uno
Il nocciolo dei reattori HTR presenta diverse carat- dei tanti problemi attualmente studiati nel campo di tem-
teristiche favorevoli: perature considerate.
• elevata temperatura degli elementi di combustibile,
che consente il raggiungimento delle massime tem- Tipologia dei sistemi
perature conseguite dai refrigeranti nucleari; Come ricordato, l’elevata temperatura dell’elio in usci-
• struttura di materiali ceramici, con assenza di assor- ta rende possibili processi assai importanti nell’econo-
bitori parassiti, che consente un’ottima economia mia energetica del futuro e nella produzione industriale
neutronica e il raggiungimento di rese energetiche quali, per esempio, la gassificazione del carbone, la pro-
elevatissime; duzione di idrogeno, la produzione di ferro e acciaio, ecc.
• insensibilità del nocciolo a eventuali escursioni di Il rendimento termodinamico associato agli impian-
temperatura, grande capacità termica, assenza del ti HTR, con ciclo tradizionale di vapore, è già elevato,
pericolo di fusione, nessun possibile cambiamento ma un netto miglioramento di impianto può ottenersi con
di fase del refrigerante o del moderatore, comporta- l’adozione di un ciclo chiuso con turbina a gas. L’attua-
mento autostabilizzante della reattività dovuto a un le tecnologia permette il progetto di turbine a 800 °C,
coefficiente di temperatura negativo; senza la necessità di ulteriori estese ricerche; inoltre, gli
• ricambio continuo del combustibile con reattore in attuali contenitori in calcestruzzo precompresso posso-
funzione, e quindi elevati fattori di utilizzazione. no essere adattati per l’installazione delle turbine a gas,
L’ottima economia neutronica consente una grande in ciclo chiuso, entro lo stesso vessel. In tale soluzione
flessibilità nella scelta del ciclo di combustibile e nello si possono eliminare l’edificio turbina e gli altri compo-
schema delle ricariche. nenti tradizionali del ciclo indiretto a vapore, con gran-
Pur impiegando un refrigerante chimicamente iner- di risparmi. Sono già stati approntati dettagliati proget-
te come l’elio, non è praticamente possibile evitare rea- ti di impianti HTR con ciclo chiuso a gas.
zioni superficiali con i metalli e le leghe impiegati nel Per quanto riguarda il progetto AREVA, chiamato
circuito primario, a causa delle inevitabili impurezze con- The AREVA Indirect-Cycle Very High Temperature Re-
tenute nel refrigerante. Queste impurezze reagiscono con actor (VHTR-2), il prototipo prescelto, della potenza di
la grafite ad alta temperatura per produrre un’atmosfe- 600 MWt , è costituito da un reattore a elementi di com-
ra riducente, dovuta soprattutto a idrogeno e monossido bustibile prismatici di grafite che fornisce calore, attra-
di carbonio (a livello di 1 ppm). Elementi come il nichel, verso uno scambiatore intermedio (IHX, Intermediate
il cobalto e il rame sono ridotti, mentre manganese, cromo, Heat eXchanger), a un generatore di potenza elettrica a
silicio, alluminio, niobio, tantalio e titanio sono ossida- ciclo combinato (ciclo superiore Brayton, ciclo inferio-
ti. Le pellicole di ossido sulle leghe ad alta temperatura re Rankine), per utilizzare l’esistente tecnologia (e gli
VOLUME III / NUOVI SVILUPPI: ENERGIA, TRASPORTI, SOSTENIBILITÀ 507GENERAZIONE ELETTRICA DA FONTI FOSSILI
elevati rendimenti) dei cicli combinati, e a un’unità di potenza, soltanto però se hanno uno spettro neutronico ve-
produzione di idrogeno. Quest’ultima rende possibile la loce, come si è visto nella descrizione dei sistemi GIF IV,
sperimentazione su due processi: quello termochimico oppure i dispositivi chiamati ADS. Gli ADS sono costi-
a ioduro di zolfo e quello per elettrolisi del vapore ad tuiti dall’accoppiamento (sistema ibrido) di un reattore
alta temperatura. Oltre a questi due, di cui il primo pare sottocritico (che da solo non potrebbe generare potenza)
abbia prospettive più interessanti, altri processi possono con un acceleratore di protoni o deuteroni che porta le
essere sperimentati. particelle a un’energia dell’ordine di 1 GeV. Il fascio di
Il combustibile delle microsfere può essere UCO o protoni passa entro un canale in cui è fatto il vuoto e rag-
UO2 a basso arricchimento e la sua temperatura di fun- giunge il centro del nocciolo del reattore, ove colpisce
zionamento è di 1.300 °C con un valore massimo, in ca- metalli pesanti (lo stesso refrigerante, se è fatto di piom-
so di incidente, di 1.600 °C. Il nocciolo del reattore ha bo liquido o dell’eutettico piombo-bismuto per abbassa-
forma anulare, con spettro neutronico epitermico, e i re la temperatura di fusione), o elementi di combustibi-
suoi 102 elementi di combustibile prismatici sono inse- le. Nell’urto fra i protoni altamente energetici e i nuclei
riti anularmente nella grafite che ha funzione di mode- pesanti (Pb, U, ecc.) ha luogo il cosiddetto fenomeno di
ratore e riflettore. Il materiale prescelto per il pressure spallazione, per cui dai nuclei bersaglio sono emesse alcu-
vessel (contenitore del reattore) è 9Ca -1MoSA336. Per ne decine di neutroni da 14 MeV, quindi fortemente ener-
l’intero impianto i dati rilevanti di progetto sono ripor- getici. Questa sorgente esterna di neutroni rende critico
tati nella tab. 2. il reattore sottocritico, moltiplicando le fissioni e gene-
rando potenza termica, moltiplicando così anche la poten-
za del fascio. Se il reattore sottocritico è di tipo veloce,
5.6.4 Riduzione della radiotossicità lo spettro neutronico ha un’energia media di alcune cen-
dei rifiuti tinaia di keV e quindi i neutroni sono adatti a trasmuta-
re gli attinidi minori e i prodotti di fissione a lunga vita.
Separazione e irraggiamento con neutroni Essi presentano sezioni d’urto di assorbimento dei neu-
Come già visto, fra le motivazioni che hanno con- troni che hanno massimi fra le energie epitermiche e quel-
dotto alla scelta dei sei sistemi nucleari da sviluppare da le dei neutroni veloci, per cui la soluzione ottimale è di
oggi al 2030 vi è la sostenibilità dell’intero ciclo nuclea- concentrarli in apposite barrette entro matrici costituite
re, dalle risorse disponibili di uranio e torio alla siste- da elementi moderatori dei neutroni, in modo tale da por-
mazione definitiva delle scorie a più lunga vita in depo- tarne l’energia nella zona di massimo assorbimento e
siti geologici millenari. I radionuclidi a più lunga vita, quindi di efficace trasmutazione; così basta un solo pas-
oltre al plutonio, sono i cosiddetti attinidi minori: ame- saggio negli ADS dei radionuclidi da trasmutare per ridur-
ricio, curio, nettunio e alcuni prodotti di fissione, quali re la loro quantità a pochi centesimi. Non sarebbe elimi-
iodio 129, cesio 135, tecnezio 99. Per ridurre la loro nato del tutto il problema di costruire dei depositi geolo-
radiotossicità globale, vale a dire la sommatoria dei pro- gici, ma il loro volume sarebbe fortemente ridotto. Per la
dotti quantità per radioattività dei singoli radionuclidi, trasmutazione in sistemi ibridi nell’Unione Europea si è
occorre anzitutto separarli dall’uranio e da tutti gli altri programmato un sistema dimostratore di potenza signi-
prodotti di fissione e quindi irraggiarli con neutroni. La ficativa, i cui studi di fattibilità dovrebbero essere con-
prima operazione può essere condotta per ritrattamento clusi entro il 2008. Una proposta avanzata (Cinotti et al.,
in via acquosa, come nel tradizionale processo PUREX 2003), denominata eXperimental ADS Lead-Bismuth
(Plutonium and Uranium Recovery by EXtraction), impie- Eutectic, prevede un sistema da 80 MWt .
gato a livello mondiale, che separa U e Pu da tutti i pro- Vi sono molteplici problemi da superare con questa
dotti di fissione per riciclarli come combustibili; tale pro- esperienza, tra i quali si ricordano:
cesso deve però essere perfezionato perché la separa- • l’intero edificio deve poggiare su isolatori sismici per
zione deve essere spinta a isolare e a recuperare i singoli annullare l’effetto, insopportabile per l’enorme massa
radionuclidi indicati. Per questo processo si impiegano del piombo-bismuto, delle accelerazioni orizzontali;
molecole complesse molto selettive (per esempio, le • l’intero nocciolo del reattore sottocritico deve esse-
calixarene corona impiegate per il cesio), che hanno dato re trattenuto sul fondo della tanca perché ha densità
risultati molto incoraggianti ai ricercatori francesi del minore di quella del fluido in cui è immerso;
CEA (Commissariat à l’Energie Atomique) e che ora • per la circolazione del refrigerante le pompe mecca-
sono passati a valutare gli aspetti industriali del proces- niche hanno problemi per i fenomeni di erosione-cor-
so. Anche processi ad alta temperatura (pirochimici) sono rosione;
studiati negli Stati Uniti e, in un futuro prossimo, lo saran- • il tubo a vuoto per il fascio di protoni termina con
no anche in Europa. una sottile lastra di tungsteno soggetto a un elevato
Per la seconda operazione, quella di irraggiamento, flusso termico e lambita dal Pb-Bi: questa lastra dovrà
si possono impiegare due sistemi: gli stessi reattori di frequentemente essere sostituita;
508 ENCICLOPEDIA DEGLI IDROCARBURINUCLEARE AVANZATO
tab. 2. Parametri descrittivi del prototipo VHTR-2 di AREVA (The AREVA [...], 2004)
Ciclo indiretto
Reattore refrigerato a elio
Configurazione del reattore modulare
Nocciolo prismatico
Primario a loop singolo
Potenza termica del reattore 600 MWt
Temperatura di uscita 1.000 °C
Temperatura di ingresso 400 °C
Portata del refrigerante primario 192 kg/s
Pressione del refrigerante primario 5 MPa
Materiale del vessel 9 Cr-1 Mo
Configurazione del nocciolo 102 elementi di combustibile
Rivestimento di SiC
Tipo di particella (microsfera) del combustibile
Nocciolo di UCO o UO2
Temperatura massima di esercizio del combustibile 1.300 °C
Temperatura massima del combustibile in condizioni
1.600 °C
di incidente
Modello di scambiatore intermedio (IHX) Compatto
Carico nominale dell’IHX 608 MWt
Efficienza dell’IHX 92%
Fluido primario Elio
Temperatura di ingresso dell’IHX del primario 1.000 °C
Temperatura di uscita dell’IHX del primario 392 °C
Fluido secondario Miscela azoto/elio
Temperatura di uscita dall’IHX del secondario 950 °C
Temperatura di ingresso nell’IHX del secondario 342 °C
Portata del secondario 512 kg/s
Pressione del secondario 5 MPa
Fluido termovettore per l’unità di processo HPU Elio
Temperatura del termovettore 925 °C
Processo termochimico a ioduro di zolfo
Unità di produzione di idrogeno HPU
o elettrolisi del vapore ad alta temperatura
Turbogas a ciclo combinato
Sistema di generazione di potenza
(ciclo Brayton con ciclo inferiore Rankine)
• si vuole sperimentare anche una soluzione senza lastra • i neutroni di spallazione da 14 MeV si insinuano
(windowless) con complessi problemi fluidodinami- anche nel tubo vuoto per il fascio protonico, irrag-
ci facilmente intuibili; giando la sommità dell’edificio reattore.
• si devono realizzare anche acceleratori di protoni affi-
dabili (per continuità di funzionamento), possibil- Resistenza delle matrici di contenimento
mente circolari; Un’altra linea perseguita attivamente è la ricerca di
• si devono realizzare efficienti deflettori per il fascio matrici di contenimento dei radionuclidi a lunga vita che
di protoni da iniettare nel nocciolo, limitando la disper- possano resistere, nei depositi geologici, molto più dei
sione e la radioattività diffusa indotte; vetri al borosilicato che fino a oggi sono stati impiegati
VOLUME III / NUOVI SVILUPPI: ENERGIA, TRASPORTI, SOSTENIBILITÀ 509GENERAZIONE ELETTRICA DA FONTI FOSSILI
per i rifiuti radioattivi più pericolosi e per i quali si pre- (Nuclear Power International). La linea evolutiva è stata
vede una durata dell’ordine di 10.000 anni. scelta per tre ragioni principali:
Interessanti scoperte sono state fatte con lo studio di • la NPI può basarsi sull’esperienza di un centinaio di
analoghe condizioni geologiche in corrispondenza di gia- impianti nucleari costruiti o in costruzione da parte
cimenti naturali di attinidi. La ricerca oggi si è concen- delle sue case madri, in vari paesi del mondo;
trata sulle zirconoliti e su altre matrici ceramiche. È evi- • adottando l’approccio evolutivo si possono evitare,
dente che se si trovassero matrici che dimostrino di rima- o almeno minimizzare, i rischi dello sviluppo, man-
nere intatte per milioni di anni, con una vita molto più tenendo un processo continuo, graduale, basato su
lunga del periodo di decadimento radioattivo degli atti- progetti già sperimentati;
nidi, questi ultimi potrebbero anche non essere trasmu- • l’approccio evolutivo minimizza le difficoltà legate
tati, ma semplicemente seppelliti in tutta sicurezza. alle procedure di autorizzazione richieste da proget-
ti completamente nuovi.
Per quanto attiene alla sicurezza, poi, la principale linea
5.6.5 I reattori di sviluppo adottata dal progetto EPR soddisfa i nuovi
della generazione III+ requisiti delle società elettriche europee, i cosiddetti EUR
(European Utility Requirements), che sono stati elabora-
Le sei tipologie della cosiddetta quarta generazione di ti con il duplice scopo di prevenire ipotetici incidenti, anche
sistemi nucleari prevedono tempi di realizzazione di un molto gravi, e di ridurre le loro conseguenze.
prototipo entro il 2030. Per realizzazioni commerciali In caso di rottura del recipiente a pressione del reat-
a termine più ravvicinato, sono già disponibili inte- tore, il nocciolo fuso sarebbe comunque recuperato, con-
ressanti progetti di reattori le cui sigle distintive so- finato e raffreddato alla base dell’edificio reattore per
no: CANDU ACR-700; AP (Advanced Pressurized) prevenire la sua perforazione e ogni duraturo inquina-
600; AP 1000; PBMR (Pebble Bed Modular Reactor); mento radioattivo. A questo scopo, la base del cosiddet-
GT-MHR; IRIS (International Reactor Innovative and to pozzo reattore è appositamente sagomata e attrezzata
Secure); AFR PRISM (Advanced Fast Reactor – Power per recuperare il nocciolo fuso a una temperatura di circa
Reactor Innovative Module); SWP 1000; ESBWR 2.000 °C. Questo materiale fuso si spargerebbe per gra-
(European Simplified Boiling Water Reactor; Chicago vità su un basamento inclinato di materiale refrattario,
University, 2004). assottigliandosi e venendo nel contempo raffreddato e
In questi ultimi anni si sono consolidate due princi- gradualmente solidificato da acqua proveniente, attra-
pali linee di sviluppo nella progettazione di nuove cen- verso molti condotti, da una adiacente piscina. L’edificio
trali elettronucleari: una linea evolutiva, basata su modi- reattore prevede inoltre un doppio contenimento, con una
ficazioni minori per migliorare i reattori esistenti della parete interna, in calcestruzzo armato precompresso, per
terza generazione, con un approccio graduale a piccoli resistere a ogni possibile sovrapressione, e una parete
passi, e una linea innovativa, con modifiche sostanziali esterna, in calcestruzzo armato, per fronteggiare ogni pos-
rispetto all’esistente. Vantaggi e svantaggi delle due linee sibile azione esterna di origine sia naturale sia umana.
possono così essere riassunti: Gli EUR, che il progetto EPR soddisfa, sono basati
• per la prima linea si fa tesoro dell’esperienza matu- su metodi deterministici, corroborati da metodi proba-
rata nel passato aumentando, ove possibile, il livello bilistici per identificare e pesare i possibili incidenti.
di sicurezza con piccole modifiche; questi graduali Questi sono suddivisibili in due categorie: incidenti inclu-
miglioramenti hanno però il contrappeso di essere si nelle condizioni base di progetto (DBC, Design Basis
legati sostanzialmente a vecchi progetti; Conditions) e incidenti inclusi nelle condizioni ‘estese’
• per la seconda linea i nuovi progetti possono bene- di progetto (DEC, Design Extended Conditions).
ficiare di idee e innovazioni fondamentali, ma sono Queste ultime condizioni comprendono anche gli
indeboliti dalla carenza di esperienze pregresse e incidenti gravi (per esempio, fusione del nocciolo) e pos-
spesso necessitano di passare attraverso la realizza- sono mitigare i loro effetti in modo tale che la contami-
zione di prototipi sperimentali. nazione radioattiva dell’ambiente che circonda il reatto-
Sono di seguito esaminati due esempi di progetto di re abbia una limitata estensione temporale, senza che
reattori per le due linee, e cioè il reattore EPR (European alcun provvedimento di evacuazione, al di fuori del-
Pressurized water Reactor) per la prima e il reattore l’impianto, si renda necessario.
MARS (Multipurpose Advanced Reactor inherently Safe) La potenza del reattore EPR può essere compresa fra
per la seconda. 1.600 e 1.800 MWe , con un nocciolo che in prospetti-
va potrà essere costituito per intero da elementi di com-
Reattore EPR bustibile a ossidi misti U-Pu. Rispetto alle ultime ti-
Il reattore EPR è frutto di una collaborazione tra pologie PWR, un accresciuto volume dei componenti
Framatome e Siemens, tramite la loro consociata NPI principali, e quindi del quantitativo di acqua disponibile,
510 ENCICLOPEDIA DEGLI IDROCARBURINUCLEARE AVANZATO
consente un più lungo periodo di intervento efficace da Il miglioramento è stato ottenuto con le seguenti atti-
parte degli operatori (cosiddetto periodo di grazia), per vità: a) semplificazione dei sistemi ridondanti di sicu-
fronteggiare molti incidenti transitori ipotizzabili. rezza; b) migliore combinazione dei sistemi ridondanti
Il progetto prevede un tempo di costruzione inferiore e loro diversificazione fisica; c) riduzione dei guasti
a 60 mesi, un livello di disponibilità del 92% grazie ai ridot- multipli con costante separazione fisica dei componen-
ti periodi di ricarica e manutenzione, una resa energetica ti interessati; d ) accrescimento dei periodi di grazia per
del combustibile da 60.000 fino a 70.000 MWd/t, una vita intervenire da parte degli operatori, con maggiore dispo-
di impianto di 60 anni e una capacità di utilizzare per tutto nibilità di acqua nei componenti del circuito primario;
il nocciolo combustibile a ossidi misti UO2⫹PuO2 (MOx). e) miglioramento ergonomico dell’interfaccia uomo-
Questi risultati sono stati ottenuti seguendo una dop- impianto; f ) impiego sistematico delle analisi probabi-
pia strategia: miglioramento della prevenzione e miti- listiche dei guasti; g) attenta considerazione dei possi-
gazione degli incidenti severi. bili eventi anche nei periodi di reattore spento.
fig. 8. Reattore MARS. 23,50
A, edificio reattore;
20
B e C, circuito primario.
15
10
5
0
⫺5
⫺10
⫺15
⫺20
⫺25
⫺28,70
A
B C
VOLUME III / NUOVI SVILUPPI: ENERGIA, TRASPORTI, SOSTENIBILITÀ 511GENERAZIONE ELETTRICA DA FONTI FOSSILI
La strategia per la mitigazione ha considerato invece la sua semplicità. Di qui l’opportunità di adottare nuovi
i seguenti aspetti: a) assicurazione del contenimento di criteri di progetto, come quello della capacità autonoma
eventuali radionuclidi sfuggiti dal reattore sia nel breve dell’impianto di spegnere il reattore in condizioni ano-
termine (in cui molti di essi decadono), sia nel lungo ter- male e di raffreddarlo, anche in condizioni danneggiate
mine; b) stabilizzazione dell’eventuale nocciolo fuso entro del circuito primario di refrigerazione.
l’edificio reattore e previsione del suo raffreddamento I criteri base adottati nel progetto del reattore MARS
anche per un lungo periodo di tempo; c) nel peggiore degli (Università di Roma ‘La Sapienza’, 2000) richiedono che
eventi incidentali concepibili, restrizione del piano di emer- qualsiasi nuova tecnologia nel settore energetico, per esse-
genza esterna alle immediate vicinanze dell’impianto. re accettata ed estesamente utilizzata, debba rispettare la
natura e i suoi equilibri. Per un impianto nucleare, que-
Reattore MARS sto significa che durante la sua vita produttiva l’impatto
La seconda linea, quella innovativa, ha origine dalla sulla popolazione circostante debba essere al massimo
constatazione che nel settore nucleare, in passato, rara- comparabile al valore della deviazione standard del fondo
mente l’evoluzione tecnologica ha portato a prestazioni radioattivo naturale e che il peggiore incidente concepi-
migliori con costi più bassi, pagando così un prezzo di bile abbia una probabilità non maggiore di quella di esse-
accresciuta complessità dei sistemi ausiliari e di sicu- re colpiti da un meteorite che precipiti sulla Terra.
rezza. L’esasperazione della complessità non sempre In fig. 8 è rappresentato uno schema del reattore
risolve il problema di garantire la sicurezza, perché la MARS: per quanto riguarda l’edificio del reattore (fig. 8 A),
complessità può intaccare due requisiti essenziali della tutte le strutture interne sono in acciaio; anche lo scher-
sicurezza intrinseca di un impianto: la sua affidabilità e mo biologico è costituito da cassoni in acciaio riempiti
NSG SG 1 reattore
19 19 aria aria 2 generatore di vapore
20 20 3 pressurizzatore
principale
21 21 4 scambiatore di calore primario intermedio
vapore
5 scambiatore di calore intermedio/
8 6 6 8 pozzo termico
5 5 6 riserva d’acqua
alimentazione
7 contenimento pressurizzato di protezione
2 del circuito primario
3 13
acqua di
8 pressurizzatore circuito intermedio
23 23
9 scambiatore di calore (sistema
4 4 di refrigerazione acqua pressurizzata
7 esterna al primario)
22 10 scambiatori di calore del sistema di
22 controllo chimico e volumetrico
17 14 11 contenitore deposito acqua
1 12 rimozione calore residuo di
16 17 14 14 decadimento radioattivo
13 scarico del pressurizzatore
14 14 valvola di rilascio del sistema
di refrigerazione di sicurezza
15 pressurizzatore del sistema di controllo di
pressione del contenimento primario
SG 16 pompa del primario
NSG
17 valvola on/off del circuito primario
18 serbatoio del sistema di controllo
10 10 chimico/volumetrico
18
19 valvola on/off della linea vapore
15 12 20 condensatore terminale del pozzo termico
21 punto di comunicazione con l’atmosfera
11 esterna per scaricare l’aria
9
22 sistema di refrigerazione di sicurezza
23 sistema intermedio di refrigerazione di
sicurezza
fig. 9. Schema dell’impianto con reattore MARS.
SG, safety grade boundary; NSG, non safety grade boundary.
512 ENCICLOPEDIA DEGLI IDROCARBURIPuoi anche leggere
