1.

Introduzione

Reattore nucleare Impianto in cui si alimenta e si controlla una reazione nucleare a catena, finalizzata alla produzione di energia, di armi nucleari o alla ricerca scientifica. Esistono due tipologie di reattori nucleari, basati su due tipi di reazione diverse: a fissione e a fusione. Di questi, soltanto i primi hanno un bilancio energetico positivo e sono quindi utilizzati per la produzione di energia elettrica; i reattori a fusione, invece, sono ancora in fase di messa a punto e sperimentazione (vedi Fusione nucleare).

Il primo reattore nucleare a fissione, passato alla storia come pila atomica, fu costruito e collaudato da Enrico Fermi e dai suoi collaboratori nel dicembre 1942, nella palestra dello stadio universitario di Chicago. Nell’esperimento fu accertata la possibilità di produrre una reazione a catena di fissione dell’uranio, capace di autosostenersi senza degenerare in esplosione. Da allora nel mondo sono stati progettati e costruiti reattori a fissione di diverso tipo, per scopi scientifici e commerciali.

2.

Parti di un reattore a fissione

I principali componenti di un reattore a fissione sono il combustibile, il moderatore e il sistema di raffreddamento. I primi due elementi costituiscono il nocciolo del reattore, la zona in cui hanno luogo le reazioni nucleari; il sistema di raffreddamento, invece, circonda il nocciolo e preleva il calore prodotto trasferendolo alle turbine. Completano l’impianto diversi dispositivi di controllo, strumenti di misura, di schermatura e sistemi ausiliari e di emergenza.

1.

Combustibile

Il combustibile è costituito da un materiale fissile, un composto di un elemento pesante come l’uranio o il plutonio. I nuclei di questi elementi, infatti, hanno la proprietà di andare incontro a fissione, spontaneamente o in seguito all’urto con altre particelle.

L’uranio può essere utilizzato in due forme: naturale o arricchita. L’uranio naturale contiene i diversi isotopi dell’elemento nelle stesse percentuali presenti in natura, vale a dire, più del 99% di uranio 238, una piccolissima percentuale di uranio 235 e una ancora minore di uranio 234. Dei tre, l’isotopo fissile vero e proprio è l’uranio 235; per questo, in alcuni reattori si utilizza, in luogo della miscela naturale, una miscela arricchita di uranio 235. L’uranio 238, che rappresenta la percentuale maggiore della miscela isotopica, può andare incontro a fissione solo in seguito all’urto con neutroni veloci; normalmente, invece, tende a catturare i neutroni da cui viene colpito. Ogni volta che un nucleo di uranio 238 cattura un neutrone, si trasforma in un nucleo instabile di uranio 239 che, attraverso due decadimenti beta successivi, si trasforma in plutonio 239. Quest’ultimo è anch’esso un nucleo fissile, utilizzabile come combustibile.

2.

Moderatore

Il moderatore è una sostanza che viene inserita nel nocciolo della maggior parte dei reattori (detti reattori lenti), per rallentare i neutroni emessi come prodotti secondari nella fissione del combustibile. La necessità di rallentare i neutroni si deve alla loro funzione di catalizzatori: urtando a una velocità opportuna contro i nuclei di uranio 235, infatti, essi possono indurre altre fissioni, permettendo l’autosostentamento delle reazioni nel nocciolo.

Perché sia massima la probabilità di urto dei neutroni con i nuclei di uranio 235, e minima la probabilità di cattura da parte dell’uranio 238, è necessario che i neutroni abbiano un’energia dell’ordine dell’energia di agitazione termica, vale a dire, di circa 0,025 eV (da qui la denomninazione di neutroni termici). Poiché l’energia a cui normalmente vengono emessi è di gran lunga maggiore (circa 2 MeV, ossia quasi 100 milioni di volte maggiore), si fa in modo che, prima di colpire i nuclei di uranio, i neutroni urtino contro le molecole di una sostanza capace di rallentarli. Tale sostanza deve avere un peso molecolare contenuto, in modo che nell’urto i neutroni possano perdere grandi quantità di energia, e una densità sufficientemente elevata; per questo, a seconda dei casi si utilizza come moderatore acqua, acqua pesante (con deuterio anziché idrogeno), o grafite.

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Sistema di raffreddamento

Il sistema di raffreddamento preleva il calore prodotto nel nocciolo e lo trasferisce alle turbine. Nella maggior parte degli impianti il sistema di raffreddamento è composto da due circuiti: il calore prodotto nel nocciolo del reattore viene prelevato dal circuito primario e, attraverso uno scambiatore, viene trasferito a un circuito secondario, dove ha luogo la trasformazione in vapore; questo aziona le turbine del generatore, che produce energia elettrica. Il liquido che circola nel sistema può essere acqua o, nel caso dei reattori autofertilizzanti, un metallo liquido come il sodio.

4.

Sistemi di controllo

Il livello di potenza di un reattore in funzione viene costantemente controllato attraverso la misurazione di una serie di parametri rilevanti come la temperatura, il flusso di calore e il livello di attività nucleare. La potenza in uscita viene regolata con l’introduzione o l’estrazione dal nocciolo delle barre di controllo, elementi costituiti da un materiale capace di assorbire neutroni. La posizione delle barre viene determinata in modo che il numero di neutroni prodotti in ogni ciclo a catena si mantenga costante, e la reazione nucleare non assuma un andamento esplosivo.

Le radiazioni prodotte dal reattore durante la fissione e dai residui dei processi dopo lo spegnimento sono assorbite da blocchi massicci di cemento posti intorno al reattore e al circuito di raffreddamento primario. Altre strutture di sicurezza includono: un sistema di raffreddamento del nucleo, per impedirne il surriscaldamento e la successiva fusione in caso di avaria del sistema di raffreddamento principale; una costruzione esterna di contenimento che blocca qualsiasi tipo di fuga di materiale radioattivo in caso di malfunzionamento dell’impianto. Durante il funzionamento, e anche dopo il suo spegnimento, un grosso reattore di potenza da 1000 MW possiede una radioattività che può arrivare ad alcuni miliardi di curie.

3.

Principio di funzionamento

Un reattore a fissione raccoglie e converte in altra forma l’enorme quantità di energia liberata nelle reazioni di fissione nucleare. Ogni fissione di un nucleo di combustibile produce due o più frammenti di fissione radioattivi, una media di 2,5 - 2,8 neutroni liberi e circa 200 MeV di energia. I frammenti di fissione rimangono nel corpo del combustibile, andando a costituirne le scorie. I neutroni, invece, possono avere tre destini diversi: essere assorbiti dai frammenti di fissione o dalle strutture di confinamento presenti a protezione del combustibile e del nocciolo; urtare in modo anelastico (perdendo energia) contro nuclei di uranio 238; urtare contro altri nuclei di uranio 235 e indurne la fissione.

Se si garantisce che per ogni reazione di fissione almeno uno dei neutroni prodotti urti contro un altro nucleo di combustibile dando luogo a un’altra fissione, si realizza una reazione controllata autosostenuta e il reattore si dice “critico”. Se il numero medio di neutroni efficaci per reazione è inferiore a uno, il reattore è sottocritico, e la reazione è destinata a esaurirsi; se, invece, il numero di neutroni è maggiore di uno, a ogni passo aumenta il numero di reazioni di fissione prodotte e il processo tende a degenerare in un’esplosione.

4.

Tipi di reattori

Esistono diversi tipi di reattori a fissione, a seconda del tipo di combustibile, della sua collocazione rispetto al moderatore (omogenea o eterogenea), del tipo di moderatore e del liquido circolante nel sistema di raffreddamento. La maggior parte dei reattori commerciali sono del tipo termico (funzionano con neutroni lenti) ed eterogeneo (con il combustibile separato dal moderatore).

In genere si classificano tutti i tipi di reattori in quattro grandi gruppi: ad acqua leggera, ad acqua pesante, a grafite e i reattori veloci.

1.

Reattori ad acqua leggera

I reattori ad acqua leggera (Light Water Reactor, LWR) sono oggi i più diffusi nel mondo per la produzione di energia elettrica. Richiedono come combustibile l’uranio arricchito – generalmente ossido di uranio al 3% di ²³⁵U – in forma di barre disposte in fasci. Ne esistono due varianti: quella ad acqua pressurizzata (PWR, Preesurized Water Reactor) e quella ad acqua bollente (BWR, Boiling Water Reactor).

Nei reattori ad acqua pressurizzata, l’acqua funziona sia da moderatore che da refrigerante. Viene portata a una pressione altissima, di circa 150 atm, e pompata nel nocciolo del reattore dove, per effetto del calore prodotto dalle reazioni di fissione, raggiunge la temperatura di circa 325 °C. Incanalata attraverso un apposito circuito, l’acqua cede il calore accumulato a un circuito secondario; all’interno di questo secondo circuito, l’acqua viene riscaldata e convertita in vapore, per azionare i generatori a turbina. Il circuito secondario è isolato dal nucleo del reattore, perciò non è radioattivo. Chiude il ciclo un terzo circuito, che fa circolare acqua proveniente da un fiume, un lago o una torre di raffreddamento. La potenza sviluppata è di circa 1000 MW.

Nel reattore ad acqua bollente, l’acqua è mantenuta a pressione piuttosto bassa (circa 70 atm), per cui entra in ebollizione già all’interno del nocciolo. Il vapore prodotto viene mandato direttamente al generatore a turbina, condensato e quindi ripompato nel reattore. Come nei reattori PWR, infine, l’acqua di raffreddamento del condensatore proviene da un’altra fonte, come un fiume o un lago. In questo tipo di reattore, quindi, il vapore è radioattivo, perché non è presente uno scambiatore intermedio di calore tra reattore e turbina; l’impianto ha tuttavia il vantaggio di una maggiore efficienza del PWR.

2.

Reattori ad acqua pesante

I reattori HWR (Heavy Water Reactor) utilizzano come combustibile l’uranio naturale. Poiché questo ha un rendimento inferiore rispetto all’uranio arricchito, impone l’impiego di un moderatore particolarmente efficiente, quale è l’ossido di deuterio (D₂O) o acqua pesante: l’acqua naturale, infatti, ha una maggiore probabilità di catturare neutroni.

Reattori di questo tipo vennero realizzati nei primi anni Cinquanta, quando ebbe inizio lo sfruttamento dell’energia nucleare e l’uranio arricchito era disponibile solo negli Stati Uniti e in Unione Sovietica. I primi programmi di produzione di energia nucleare di Canada, Francia e Gran Bretagna prevedevano quindi necessariamente l’impiego di uranio naturale. In Canada fu sviluppato un impianto di 20 reattori a deuterio-uranio, noto come CANDU (Candian deuterium-uranium reactor), che fu successivamente copiato in India, Argentina e altri paesi.

3.

Reattori a grafite

La grafite si presta a fare da moderatore in quanto caratterizzata da un basso potere di assorbimento dei neutroni. Per questo, consente anche l’uso di un combustibile non particolarmente raffinato, quale è l’uranio naturale. Reattori a grafite di questo tipo furono realizzati per i primi grossi impianti in Francia e in Gran Bretagna; successivamente furono soppiantati da reattori a uranio arricchito, e dai più avanzati AGR (Advanced Gas-cooled Reactor, Reattore avanzato raffreddato a gas).

4.

Reattori per la propulsione navale

Oltre che per la produzione di energia elettrica, i reattori nucleari vengono utilizzati anche per la propulsione di grandi navi militari e sottomarini. In genere i sottomarini a energia nucleare sfruttano uranio molto arricchito così da permettere una sensibile riduzione delle dimensioni del reattore. Va ricordato che la tecnologia del PWR fu inizialmente sviluppata proprio per il programma di ricerca di reattori navali degli Stati Uniti. Oggi Stati Uniti, Regno Unito, Russia e Francia usano questo tipo di reattore per i loro sottomarini alimentati a energia nucleare.

In passato sono state realizzate e sperimentate alcune navi da carico propulse a energia nucleare. Nonostante il successo ottenuto dal punto di vista tecnico, il progetto di un impiego su larga scala di questo tipo di navi è fallito a causa delle rigide regolamentazioni portuali e di motivi di carattere economico. All’Unione Sovietica spetta il merito di aver realizzato la prima rompighiaccio a energia nucleare, la Lenin, impiegata per liberare i canali del Mar Glaciale Artico.

5.

Reattori per la ricerca

Numerosi piccoli reattori nucleari sono in funzione nel mondo a scopo di ricerca, soprattutto per la produzione di radiazione ionizzante o isotopi radioattivi. Operano generalmente a livelli di potenza intorno a 1 MW e, date le dimensioni limitate, possono essere messi in funzione e spenti più facilmente dei grossi reattori per la produzione di energia. Uno dei più usati in questo settore è il reattore a piscina. Il nocciolo è costituito da uranio parzialmente o totalmente arricchito, contenuto in piastre di lega di alluminio immerse in una grande vasca d’acqua; questa svolge la doppia funzione di moderatore e di refrigerante. I materiali da irradiare con neutroni possono essere collocati all’interno del nocciolo o molto vicino a esso. Dal nocciolo possono anche venire estratti i neutroni, attraverso linee di trasporto, ed essere utilizzati in esperimenti di fisica.

5.

Reattori autofertilizzanti

Come si è visto, la reazione di fissione vera e propria è accompagnata da altri processi che coinvolgono il combustibile, i prodotti di reazione e le strutture di contenimento del nocciolo. Tra questi processi, vi è la cattura di neutroni da parte dell’uranio 238, che non porta a una fissione, ma alla produzione di un nucleo di plutonio 239, anch’esso un materiale fissile utilizzato come combustibile nucleare. Alcuni reattori, detti autofertilizzanti, sono costruiti in modo da produrre una quantità di combustibile addirittura superiore a quella consumata; se la quantità di materiale fissile prodotto è inferiore a quella del combustibile consumato, il reattore si dice invece convertitore.

L’autofertilizzazione con produzione di plutonio 239 è possibile in reattori veloci, vale a dire negli impianti in cui i neutroni non vengono rallentati, ma urtano contro i nuclei di uranio alla stessa velocità a cui vengono emessi. È infatti alle alte energie che si ha la massima probabilità di cattura dei neutroni da parte dei nuclei di uranio 238. I reattori autofertilizzanti, quindi, non comprendono alcun tipo di moderatore. La sequenza di reazioni nucleari che porta alla formazione di un nucleo di plutonio a partire da un nucleo di uranio 238 è

Nel decadimento beta un neutrone decade in un protone, un elettrone e un antineutrino elettronico. La fissione di un nucleo di plutonio 239, innescata da un neutrone, avviene con emissione di una media di 2,8 neutroni, uno dei quali è necessario per indurre la fissione nello stadio successivo della reazione a catena. Circa 0,5 neutroni (in media) vengono persi perché assorbiti dalle strutture del reattore o dal refrigerante, e i restanti 1,3 neutroni possono essere assorbiti dall’uranio 238 per la produzione di altro plutonio 239, secondo la reazione (3).

In altri reattori, un analogo ciclo di reazioni, attivato però da neutroni lenti anziché veloci, trasforma il torio 232 in uranio 233, anch’esso utilizzabile come combustibile. Sia il plutonio 239 che l’uranio 233 possono essere estratti dalle barre di combustibile sfruttato con procedimenti chimici relativamente semplici, e destinati ad alimentare altri reattori.

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.

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.

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.

8.

Sistemi di sicurezza

Gli impianti nucleari sono provvisti di diverse strutture di sicurezza, atte a controllare le possibili fughe radioattive e a ridurre il rischio e l’effetto di eventuali incidenti o malfunzionamenti del reattore. Nella maggior parte dei casi, un sistema di schermatura impedisce che i prodotti di fissione si liberino nella biosfera: il combustibile è rivestito di materiale anticorrosivo; le pareti del sistema di raffreddamento primario del PWR sono realizzate in acciaio per formare una seconda barriera; l’acqua refrigerante stessa assorbe alcuni degli isotopi radioattivi biologicamente pericolosi, come lo iodio; infine la struttura esterna è costruita in acciaio e calcestruzzo per fornire un’ulteriore barriera.

Durante il normale funzionamento di un reattore sfuggono inevitabilmente piccole quantità di sostanze radioattive, che fanno aumentare la dose annua assorbita dalla popolazione locale di qualche punto percentuale rispetto alla dose dovuta al fondo di radioattività naturale. Ben più preoccupante è il rilascio improvviso di sostanze radioattive in caso di incidenti; il maggior pericolo è costituito da una perdita nel sistema di refrigerazione, poiché in questo caso la temperatura può raggiungere addirittura il punto di fusione del combustibile.

In ogni reattore è prevista una complessa e sofisticata strumentazione di controllo, che sorveglia il buon funzionamento del reattore stesso e dei sistemi di sicurezza. Nei PWR, in caso di emergenza, uno di questi sistemi effettua l’istantanea immissione di boro all’interno del refrigerante; il boro serve ad assorbire i neutroni, interrompendo la reazione a catena e spegnendo il reattore. Per i reattori ad acqua leggera, in cui il refrigerante è tenuto ad alta pressione, una rottura del condotto principale causerebbe la perdita totale del refrigerante. Questi reattori sono quindi dotati di un sistema di raffreddamento di emergenza, che entra in funzione automaticamente quando si abbassa la pressione all’interno del circuito primario. Nell’eventualità di una perdita di vapore all’interno della struttura di contenimento, intervengono automaticamente refrigeranti spray che condensano il vapore evitando che la pressione all’interno dell’edificio aumenti fino a livelli di pericolo.

9.

Incidenti nucleari storici

Nonostante tutti i sistemi di sicurezza sopra descritti fossero operanti, nel 1979 si verificò un incidente nel reattore PWR di Three Mile Island, vicino a Harrisburg, in Pennsylvania, causato da un errore di manutenzione e da una valvola di controllo difettosa. Il reattore comunque si spense automaticamente poco dopo l’inizio della perdita del liquido di raffreddamento, e il sistema di raffreddamento di emergenza entrò in funzione con efficienza. La quantità di gas radioattivi fuoriusciti fu dunque contenuta, ma il danno economico e l’impatto psicologico sull’opinione pubblica furono enormi.

In seguito all’incidente, negli Stati Uniti fu istituita una Commissione per la regolamentazione nucleare, al fine di garantire l’adozione di regole più restrittive per la costruzione di nuovi impianti e di aiutare i governi locali a preparare piani di emergenza per la protezione della popolazione.

Il 26 aprile 1986 si verificò un altro grave incidente. Uno dei quattro reattori nucleari della centrale di Černobyl (oggi in Ucraina, allora in Unione Sovietica), esplose e si incendiò. Secondo il rapporto ufficiale emesso l’agosto seguente, l’incidente fu causato da un esperimento non autorizzato sul reattore, effettuato dagli operatori addetti. Venne perso il controllo del reattore e si verificarono due esplosioni; il tetto del reattore saltò via e il nucleo si incendiò, bruciando a temperature estremamente alte (intorno a 1500 °C). La popolazione residente nella zona fu sottoposta a una quantità di radiazioni 50 volte superiore a quella dell’incidente di Three Mile Island e una nube di materiale radioattivo mise in allarme molte regioni. I residui radioattivi, gas e particelle, si sparsero sulla Scandinavia e sul Nord Europa. A differenza di tutti gli impianti in funzione nei paesi occidentali, quello di Černobyl non aveva un edificio di contenimento, che avrebbe potuto evitare la diffusione del materiale radioattivo al di fuori della zona del reattore. Vennero fatte evacuare circa 135.000 persone dalla regione circostante: 33 persone morirono nell’incidente. I resti dell’impianto furono incapsulati in una struttura di calcestruzzo. A partire dal 1988 gli altri tre reattori dell’impianto furono rimessi in funzione, per essere poi definitivamente spenti il 12 dicembre del 2000.

In Italia, in seguito al referendum del 1987, è stata interrotta la costruzione di nuovi reattori e sono stati disattivati i reattori già funzionanti. Al contrario, in Gran Bretagna, Francia, Germania e Giappone la quantità di energia elettrica di origine nucleare è in aumento.

10.

Decommissioning

Dopo circa 25 anni di attività i reattori devono essere smantellati: la continua esposizione all’irraggiamento nucleare, infatti, danneggia le strutture dell’impianto rendendole a loro volta altamente radioattive. Il complesso delle operazioni di decontaminazione e smantellamento che concludono il periodo di attività di un reattore prende il nome di decommissioning. Le procedure possono variare a seconda dei livelli di radioattività e delle altre variabili che caratterizzano i singoli casi; in primo luogo si procede alla rimozione del combustibile esaurito, destinato a un impianto di riprocessamento o di smaltimento delle scorie, e delle strutture contaminate mobili; poi si passa alla rimozione degli edifici veri e propri, via via che i livelli di radioattività si abbassano. L’intera operazione può durare anche alcuni decenni. Un’altra possibilità è l’intombamento, vale a dire la copertura dell’intero impianto in una struttura di cemento.

Si stima che entro il 2010 dovrebbero essere smantellati circa 300 reattori nucleari nel mondo.