Reattore nucleare

5.1

Reattori autofertilizzanti a metallo liquido

Il reattore che sfrutta il sistema autofertilizzante più avanzato è quello a metallo liquido (LMFBR, Liquid Metal Fast Breeder Reactor). In questo caso, il combustibile è uranio altamente arricchito (al 15% circa), il moderatore è assente: per rendere massima l’efficienza del sistema, infatti, la velocità dei neutroni deve essere mantenuta alta, pari circa alla velocità a cui vengono prodotti nella reazione. Il nocciolo di combustibile è circondato da uranio spento da fertilizzare (già sfruttato in altri reattori). Come refrigerante viene usato un metallo liquido, di preferenza il sodio, per le sue ottime proprietà di trasferimento di calore e per l’alto punto di ebollizione.

Tutto l’apparato centrale contenente il nucleo del reattore misura circa 3 m di altezza e 5 m di diametro ed è sospeso in un grosso contenitore di sodio liquido che, grazie a un sistema di pompe e scambiatori di calore, mantiene il reattore a una temperatura di circa 500 °C. Il vapore viene prodotto in un altro circuito di sodio, separato dal circuito di raffreddamento radioattivo del reattore dal sistema intermedio di scambiatori di calore del contenitore. Tutto il sistema è contenuto in una grande struttura di calcestruzzo e acciaio. Il tempo di raddoppiamento di questo tipo di reattore, cioè il tempo in cui il reattore produce una quantità di combustibile doppia rispetto a quella originaria, è di circa 10 anni.

Lo sviluppo del sistema LMFBR è iniziato negli Stati Uniti prima del 1950, con la costruzione del primo reattore autofertilizzante sperimentale, EBR-1. Sono stati poi installati reattori autofertilizzanti operativi in Gran Bretagna, Francia, Russia e altri paesi dell’ex Unione Sovietica; procede inoltre il lavoro a scopo sperimentale in Giappone e in Germania.

Il primo importante impianto di questo tipo per la generazione di elettricità, chiamato Super-Phénix, è entrato in funzione in Francia nel 1984 e vanta una potenza di 1200 MW. Sulle coste del Mar Caspio è stato costruito un impianto di medie dimensioni, il BN-600, per la produzione di energia e la desalinizzazione dell’acqua.

6

Combustibile: dall’estrazione all’immagazzinamento

Il ciclo di combustibile consiste di tre stadi fondamentali: il trattamento di preparazione, la fase di sfruttamento e l’immagazzinamento o il riciclaggio.

6.1

Estrazione e trattamenti preliminari

L’uranio naturale dei reattori ad acqua leggera, che contiene circa lo 0,7% di uranio 235, viene estratto da giacimenti superficiali o sotterranei. Il minerale viene concentrato per macinazione e poi trasportato in un impianto di conversione, dove viene trasformato in esafluoruro di uranio gassoso (UF₆). Nell’impianto di arricchimento isotopico, questo gas viene spinto contro una barriera porosa che funge da setaccio: l’uranio 235, più leggero, vi penetra più facilmente dell’uranio 238. Il prodotto arricchito viene quindi mandato a un impianto di fabbricazione del combustibile, dove il gas di UF₆ viene trasformato prima in polvere di ossido di uranio e poi nelle pastiglie di cui sono composte le barre di combustibile. Queste ultime vengono raggruppate in elementi di combustibile e trasportate al reattore, pronte per essere utilizzate.

6.2

Riprocessamento

Un tipico reattore PWR da 1000 MW usa circa 200 elementi di combustibile, un terzo del quale ogni anno deve essere sostituito con materiale nuovo, a causa dell’impoverimento in uranio 235 e dell’accumulo di prodotti di fissione che assorbono neutroni. Il combustibile usato viene conservato in un contenitore metallico pressurizzato per circa un mese e quindi immerso per almeno un anno all’interno di vasche di raffreddamento nelle vicinanze del reattore.

Al termine del periodo di raffreddamento, il combustibile usato viene trasportato, all’interno di barili pesantemente schermati, in depositi permanenti o in impianti di riprocessamento chimico: in questi ultimi l’uranio e il plutonio vengono separati dal resto delle scorie radioattive e in parte recuperati per la produzione di nuovo combustibile.

Una struttura britannica chiamata THORP (Thermal Oxide Reprocessing Plant) opera a Sellafield e riprocessa combustibili usati provenienti da impianti nazionali ed esteri. In alcuni paesi, ad esempio negli Stati Uniti, non è consentito il riprocessamento del combustibile, per impedire che il plutonio 239 possa venire utilizzato illegalmente per la fabbricazione di armi nucleari. Nel ciclo del combustibile dell’LMFBR, il plutonio prodotto nel reattore viene sistematicamente riciclato. Per alimentare gli impianti di fabbricazione del combustibile si usano uranio 238 riciclato, uranio impoverito dalla separazione isotopica, e parte del plutonio 239 recuperato dalle barre usate. Il processo di recupero e riciclaggio fornisce quantitativi sufficienti di combustibile senza che siano necessarie ulteriori attività di estrazione: le riserve di materiale estratto esistente potrebbero alimentare questo tipo di reattore per secoli. Poichè il reattore autofertilizzante produce più plutonio 239 di quanto non sia necessario alla sua successiva alimentazione, il plutonio recuperato viene depositato per un uso successivo, con nuovi reattori.

7

Immagazzinamento del combustibile esaurito

Lo stadio finale di qualsiasi tipo di trattamento del combustibile nucleare è l’immagazzinamento a lungo termine delle scorie altamente radioattive, che rimangono pericolose per migliaia di anni. Gli elementi combustibili possono essere immagazzinati in depositi adeguatamente schermati e sorvegliati, in attesa di diverse collocazioni, oppure possono essere convertiti in composti stabili, inglobati in vetri o ceramiche, incapsulati in contenitori di acciaio inossidabile, e infine seppelliti sottoterra a profondità opportune, in formazioni geologiche stabili. Vedi anche Energia nucleare.