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ENERGIA NUCLEARE

1.1.6 Breve storia La storia dell’energia nucleare comincia nel 1942, quando Fermi accende il primo reattore a Chicago. Dopo i drammatici eventi della Seconda Guerra Mondiale, durante la quale se ne sperimentano le potenzialità distruttive, gli studi si indirizzano verso obiettivi più nobili come la produzione di energia elettrica. Nel 1951 viene avviato il primo reattore di potenza negli Stati Uniti; 3 anni dopo accade la stessa cosa nell’ex URSS. La diffusione delle centrali nucleari ha subito un rapido incremento a partire dagli anni ’70, in seguio alla crisi energetica, poi, l’incidente di Chernobyl del 26 aprile 1986 ha fortemente penalizzato il settore: caso emblematico è quello degli USA, dove è maturata la decisione di non installare più nuove centrali e di procedere alla messa in sicurezza e al miglioramento dell’efficienza di quelle esistenti, proprio in seguito alle conseguenze del drammatico evento. L'Italia, in seguito al referendum del novembre 1987, ha bloccato la realizzazione e l'installazione di nuove centrali nucleari sul suolo nazionale ed ha sospeso l'attività di quelle già funzionanti, situate a Latina (200 MW), Garigliano (160 MW) e Trino Vercellese (257 MW). Oggi, la disponibilità limitata di fonti convenzionali a fronte di una domanda di energia in costante aumento rappresenta la più importante tesi a favore del nucleare che, oltretutto, si presenta come una tecnologia esente da emissioni di CO2: questa si scontra, in primo luogo, con la forte opposizione dell’opinione pubblica, e con tutti i problemi legati alla gestione di scorie radioattive. Non trascurabile è pure l’ostacolo che il nuovo assetto del settore energetico interpone alla crescita del nucleare: i costi di investimento necessari per una centrale non possono essere sostenuti dagli operatori indipendenti che si affacciano sul mercato libero dell’energia.

1.1.7 Atomi e radioattività Gli elementi esistenti in natura sono costituiti da atomi, a loro volta formati da un compatto nucleo centrale di neutroni e protoni, avente un raggio dell’ordine di 10-15 m, attorno al quale orbitano gli elettroni. Protoni e neutroni sono tenuti uniti dall’interazione nucleare forte, una forza attrattiva la cui intensità è molto maggiore della repulsione elettrostatica: da essa derivano le enormi energie liberate durante le reazioni nucleari. Poiché gli atomi sono neutri le cariche elettriche si devono bilanciare e dunque il numero degli elettroni deve essere uguale a quello dei protoni. Il numero atomico Z designa il numero totale di protoni (e quindi di elettroni); il numero di massa, invece, viene semplicemente definito come la somma del numero dei protoni e dei neutroni N, quindi A = Z + N. In generale, un nucleo X viene simbolicamente rappresentato come XA

Z . Due nuclei aventi lo stesso numero Z, ma diverso A e dunque un numero diverso di neutroni, vengono detti isotopi. L'energia di legame media per nucleone1, che equivale all'energia necessaria per rimuovere un nucleone dal nucleo, è una funzione del numero di massa A. Dalla curva dell'energia di legame media per nucleone (Figura 17) si desume che, se due nuclei leggeri si fondono a formare un nucleo più pesante o, se un nucleo molto pesante si spezza in due nuclei più leggeri, si ottengono in entrambi i casi specie atomiche più stabili. I nuclei pesanti e instabili possono trasformarsi spontaneamente in nuclei più leggeri, emettendo radiazioni. Tale processo, scoperto alla fine dell’Ottocento da Becquerel e dai

1 Il termine nucleone indica una particella costituente il nucleo

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coniugi Curie viene definito decadimento radioattivo. Spesso, per raggiungere una configurazione nucleare stabile è necessaria un’intera sequenza di trasformazioni.

Figura 17: energia di legame media per nucleone.

Entrambi gli isotopi dell’uranio, U23592 (0.7% dell’uranio disponibile in natura) e U238

92 (99.3% del totale), sono radioattivi: nel loro primo decadimento emettono raggi alfa, trasformandosi in isotopi del torio, a loro volta instabili. Tuttavia, a causa della lentezza del processo (tempi di dimezzamento di 704⋅106

anni e 4470⋅106 anni, rispettivamente) non è possibile sfruttare

queste emissioni radioattive a fini energetici.

1.1.8 La fissione nucleare Per la produzione di energia si realizza la fissione nucleare, fondata sul principio secondo il quale un nucleo instabile, se urtato da una particella, si rompe immediatamente. Nel 1938, i chimici tedeschi Hahn e Strassmann scoprirono che, bombardando il nucleo di U235

92 con neutroni lenti2, questo si spacca in 2 nuclei mediamente pesanti, liberando altri neutroni ed energia. L’assorbimento di un neutrone produce, infatti, uno stato eccitato del nucleo U236

92 con energia più che sufficiente per scinderlo. I prodotti della fissione dell’uranio-235, a loro volta radioattivi, comprendono nuclei di bario e cripto, selenio e cesio, bromo e lantanio, rubidio e cesio o stronzio e xeno:

energian3KrBanU 10

8936

14456

10

23592 +++→+

energian3RbCsnU 10

9637

13755

10

23592 +++→+

La fissione dell’uranio-238 è, invece, molto improbabile. Tuttavia, se un neutrone lento viene catturato dal nucleo di U238

92 si forma l’isotopo radioattivo U23992 che, tramite decadimento β, si

trasforma in Plutonio 239, il quale può essere scisso da neutroni veloci.

2 I neutroni non avendo carica elettrica, sono particolarmente idonei per la fissione perché non vengono respinti dalle cariche positive del nucleo.

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PuNpUnU 23994

23993

23992

10

23892 →→→+ −− ββ

Attualmente, l’uranio-235 e il plutonio-239 rappresentano i migliori combustibili per la fissione nucleare. La quantità di energia prodotta da ogni singola fissione deriva dalla corrispondente perdita di massa, di circa 0.1%, degli elementi partecipanti alla reazione, secondo la legge formulata da Einstein. Si riporta, di seguito, un calcolo semplificato della quantità di energia che si sprigiona in un reattore nucleare. Fissione nucleare di 1 kg di U235

92

kWh1025sm

)103(kg10cmE

energian3RbCsnU

62

22832

10

9637

13755

10

23592

⋅=⋅⋅=⋅∆=∆

+++→+

−

Affinché le reazioni di fissione si autoalimentino, è necessario che i neutroni originati colpiscano altri nuclei scindendoli, producendo così una reazione a catena. Un reattore nucleare deve quindi contenere combustibile in quantità sufficiente a liberare neutroni per l’autosostentamento del processo: la quantità minima occorrente per scatenare una reazione a catena spontanea viene chiamata “massa critica”. Per l’uranio-235 puro essa è pari a 50 kg (una sfera di 8.4 cm di raggio). Per ottenere una reazione a catena controllata si deve fare in modo che un solo neutrone produca una successiva fissione e che i rimanenti vengano assorbiti. A tal fine, si impiegano materiali altamente assorbenti come leghe di boro, indio, argento e cadmio. Se la reazione a catena fosse lasciata libera di procedere, senza alcuna regolazione, si otterrebbe il meccanismo di base per il funzionamento della bomba atomica. Per evitare che i neutroni veloci siano assorbiti dall’uranio-238 o dai nuclei dei prodotti di fissione o che vengano deviati sullo schermo in cemento, bisogna rallentarli attraverso urti con materiali leggeri. I materiali moderatori devono essere capaci di ridurre la velocità dei neutroni senza catturarli. I moderatori impiegati con più frequenza sono la grafite o l’acqua pesante D2O, molto più costosa dell’acqua naturale. Quest’ultima viene usata solo con uranio arricchito poiché tende a catturare i neutroni invece di rallentarli, con conseguente riduzione dell’efficienza del processo, che viene compensata dall’aumento di materiale fissile.

1.1.9 Il reattore nucleare I componenti principali di un reattore nucleare sono: § il combustibile, § il moderatore per la decelerazione dei neutroni, § il fluido termovettore, avente il compito di trasportare all’esterno il calore nucleare

generato nel nocciolo, § il fluido motore, ossia vapor d’acqua, a cui il fluido termovettore cede la propria

energia termica, § lo schermo protettivo contro le radiazioni.

Il trasferimento del calore all’esterno del nocciolo e la sua trasformazione in energia elettrica avviene secondo due possibili schemi. Nel primo caso (Figura 18), denominato “ciclo indiretto”, il fluido termovettore cede il calore asportato nel reattore al fluido motore che, a sua volta, evolve in una turbina collegata al generatore elettrico. Poiché il fluido motore è vapor d’acqua, lo scambiatore di calore fra i due circuiti funge da generatore di vapore.

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Figura 18: schema reattore a ciclo indiretto.

Nel secondo caso, denominato “ciclo diretto” (Figura 19), il fluido termovettore, costituito da acqua evaporante, funge anche da fluido motore, evolvendo direttamente in turbina.

Figura 19: schema reattore a ciclo diretto.

Esiste una gran varietà di reattori per la produzione di energia nucleare, che differiscono l'uno dall'altro per il tipo di combustibile, il moderatore o il sistema di raffreddamento. Secondo la classificazione basata sul tipo di moderatore, si distinguono i reattori a grafite, ad acqua leggera, ad acqua pesante e quelli veloci, senza moderatore.

Reattori moderati a grafite Fra i reattori appartenenti a questa categoria, quelli più interessanti dal punto di vista industriale utilizzano come fluido termovettore un gas con ciclo indiretto. Le possibili soluzioni prevedono: § reattori ad uranio naturale refrigerati a CO2, del tipo MAGNOX; § reattori ad uranio arricchito refrigerati a CO2, del tipo AGR, Advanced Gas-cooled

Reactor; § reattori ad uranio arricchito refrigerati ad elio, del tipo HTGR, High Temperature Gas-

cooled Reactor. I reattori MAGNOX presentano il vantaggio di utilizzare materiali poco costosi, sia per il fatto che sono alimentati da combustibile non arricchito sia perché il fluido termovettore è economico ed abbondante. L’impiego dell’uranio naturale e della grafite impone, per il rispetto del bilancio neutronico, la scelta di un combustibile ad alta densità, come l’uranio metallico, e di un materiale a basso assorbimento, come il magnesio. Quest’ultimo limita le prestazioni dell’impianto, infatti, poiché la massima temperatura che la lega di magnesio

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dell’incamiciatura può sostenere è 455°C, si fissa a 400°C il limite superiore della temperatura della CO2. Date le basse temperature del termovettore, si adotta il ciclo duale che consiste in due rami (Figura 20).

Figura 20: schema del ciclo duale per un reattore a gas.

L’acqua di alimento viene rigenerata nei preriscaldatori e, mediante due gruppi di pompaggio, portata a due diverse pressioni ma a temperature simili. L’acqua a bassa pressione passa nell’economizzatore (a-b), nell’evaporatore (b-c) e nel surriscaldatore (c-d) per poi giungere alla turbina di bassa pressione. L’acqua ad alta pressione, invece, viene preriscaldata in due economizzatori in serie (a’-a” e a”-b’), quindi, trasformata in vapore (b’-c’) e surriscaldata (c’-d’), per poi essere inviata nella turbina di alta pressione. Il rendimento di questo impianto può arrivare fino al 33%, valore superato dalle centrali con reattori AGR e HTGR. Bisogna inoltre evidenziare che, dopo parecchi anni di funzionamento, il reattore MAGNOX presenta problemi di corrosione degli acciai dei generatori di vapore, ad opera dell’anidride carbonica a 400°C. Per questo, è necessario ridurre la temperatura massima dal ciclo a 360°C, con conseguente penalizzazione delle prestazioni. Per aumentare il rendimento della soluzione impiantistica appena descritta, pur conservando la grafite come moderatore e la CO2 come fluido termovettore, si sostituisce l’uranio naturale con uranio arricchito, cioè ossido di uranio, racchiuso in guaine di acciaio inossidabile. Lo scopo è quello di innalzare la temperatura massima di funzionamento che, in questo caso, è pari a 825°C. In un reattore AGR (Figura 21) il termovettore entra, dal basso, nei canali di potenza (si chiamano così i canali per il combustibile, nei quali sono alloggiati i tubi di acciaio contenenti pastiglie di ossido di uranio arricchito) alla temperatura di 310°C ed alla pressione di 43 bar; fluisce verso l’alto per effettuare il raffreddamento e poi scende, alla temperatura di 656°C, verso i generatori di vapore, dai quali fuoriesce alla temperatura di 136°C. Successivamente, viene destinato al raffreddamento del moderatore e di altre parti dell’impianto.

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Figura 21: schema di circolazione del termovettore in un reattore AGR.

Figura 22.schema del circuito secondario di un reattore AGR.

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Lo schema del circuito secondario (Figura 22), ad un unico valore di pressione, è più semplice di quello adottato nei reattori Magnox. Le condizioni di pressione e di temperatura del vapore sono rispettivamente pari 170 bar e 541°C; il rendimento complessivo dell’impianto supera il 40%. Nella centrale di Hinkley Point-B (Figura 33), il rendimento raggiunge il 41,7%. I reattori HTGR costituiscono un sostanziale passo in avanti rispetto ai reattori descritti in precedenza, sia perché sostituiscono l’elio alla CO2 sia perché utilizzano la grafite come materiale per il rivestimento del combustibile, con il risultato di poter aumentare ulteriormente la temperatura di esercizio. La Figura 23 mostra una sezione del reattore della centrale elettrica di Fort Saint Vrain, nel Colorado. L’intero reattore ed il circuito primario sono racchiusi in un recipiente a pressione, realizzato con calcestruzzo rinforzato e precompresso. Le aperture collocate nel duomo superiore del recipiente sono necessarie per il ricambio del combustibile mentre quelle disposte nella parte inferiore servono per i generatori di vapore.

Figura 23: sezione verticale del reattore HTGR di Fort Saint Vrain

Il fluido termovettore, elio alla pressione di 50 bar circa, entra nel nocciolo dall’alto, ad una temperatura di 450°C, fluisce verso il basso ed esce dal nocciolo a 780°C. Poi, prosegue verso il basso per entrare nei generatori di vapore, dove passa, sempre dall’alto verso il basso, nel surriscaldatore, vaporizzatore ed economizzatore. A questo punto, il gas, dopo aver percorso un tratto orizzontale attraverso un collettore, entra nelle soffianti per poi essere nuovamente inviato presso la parte superiore del nocciolo. Il vapore prodotto lascia i generatori a 165 bar,

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540°C. La turbina è suddivisa in due o più sezioni: all’uscita della sezione di alta pressione si surriscalda il vapore alla temperatura di 540°C, ad una pressione pari a 41 bar. Il rendimento dell’impianto si aggira intorno al 40%.

Figura 24: schema dell'impianto HTGR.

Reattori moderati ad acqua leggera La maggior parte delle centrali elettronucleari è dotata di reattori ad acqua leggera, ossia acqua naturale, alimentati con combustibile a base di ossido di uranio arricchito in uranio 235. Vi sono due tipi di reattori ad acqua leggera:

§ i reattori ad acqua pressurizzata (PWR, Pressurized Water Reactor); § i reattori ad acqua bollente (BWR, Boiling Water Reactor).

Nel reattore ad acqua pressurizzata, l'acqua nel circuito primario viene portata ad una pressione di circa 160 bar (in modo che non evapori all’interno del nocciolo), pompata nel nocciolo del reattore, quindi immessa in un generatore di vapore, dove cede la propria energia termica al fluido motore che percorre il circuito secondario. Il vapore così prodotto aziona uno o più generatori a turbina e viene poi nuovamente inviato al generatore di vapore. Il circuito secondario è isolato dal nucleo del reattore, perciò non è radioattivo. Un terzo circuito di acqua, proveniente da un fiume, un lago o una torre di raffreddamento, serve per condensare il vapore. La (Figura 25) mostra lo schema semplificato di un sistema PWR. Il circuito di sinistra o circuito primario utilizza il calore nucleare per generare vapore mentre il circuito secondario comprende la turbina, il condensatore, i preriscaldatori e le pompe di alimentazione.

Figura 25. schema impianto PWR.

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Nel reattore ad acqua bollente (Figura 26), l'acqua refrigerante è mantenuta ad una pressione inferiore in modo tale che evapori nel nocciolo. Il vapore prodotto (70 bar) viene inviato direttamente in turbina, condensato, e quindi rinviato al reattore. Sebbene il vapore sia radioattivo, non è necessario alcun scambiatore di calore intermedio tra reattore e turbina, con il conseguente guadagno in efficienza. Come nel PWR, l'acqua di raffreddamento del condensatore proviene da un'altra fonte, come un fiume o un lago.

Figura 26: schema impianto BWR.

In un BWR, il fluido termovettore segue un percorso un po’ più complesso che in un PWR (Figura 27). Dalla camera inferiore del recipiente in pressione esso sale attraverso il nocciolo; la miscela acqua-vapore, con un titolo del 14%, entra nella camera superiore, da cui passa nei separatori: il vapore è inviato in turbina mentre l’acqua viene ricircolata nel nocciolo scendendo lungo il down comer, lo spazio anulare compreso fra le pareti del recipiente in pressione e quello del mantello interno. Essa si miscela con l’acqua proveniente dal condensatore e opportunamente preriscaldata. L’acqua viene fatta circolare all’interno del recipiente in pressione attraverso un sistema di circolazione esterna che aziona una serie di eiettori.

Figura 27:schema di circolazione del termovettore di un reattore BWR.

In un BWR la potenza del reattore influenza la quantità del moderatore presente nel nocciolo: si tratta di reattori “sottomoderati”, dove un aumento di potenza corrisponde ad una maggiore produzione di vapore e ad una riduzione dalla densità media del moderatore.

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Parametri PWR BWR Potenza termica (MW) 2775 2894 Potenza elettrica (MW) 920 985 Reattore Pressione (bar) Temperatura ingresso (°C) Temperatura uscita (°C) Portata (t/h)

155 292 328

49500

73 278 289

38400 Turbina Pressione ingresso (bar) Temperatura ingresso (°C)

66,5 282

68 284

Scambio termico Superficie di scambio (m2) Flusso termico massimo (W/cm2) Potenza lineare massima (W/cm)

4515 139 413

5700 114 440

Combustibile Peso complessivo uranio (t)

72

114

Tabella 3: tipici parametri funzionali per reattori ad acqua leggera.

Reattori veloci Il reattore veloce è un reattore nucleare in cui non vengono deliberatamente introdotte sostanze moderanti che riducano l’energia dei neutroni emessi dalla fissione. Il materiale fissile viene dunque bombardato con neutroni veloci. La finalità è quella di produrre, per trasformazione dei nuclei fertili, più fissile di quanto ne venga bruciato, per questo, questi reattori sono detti “autofertilizzanti”. Di conseguenza, i materiali del nocciolo devono avere un basso potere moderante, quindi, o alto numero di massa o bassa densità. La scelta del fluido termovettore è limitata ai gas ed ai metalli liquidi: i secondi sono preferibili ai primi in virtù delle elevate temperature di ebollizione e dell’ottima conducibilità termica. Nei reattori commerciali, si impiega, il sodio come fluido termovettore: fonde a 98°C, bolle a 882°C ed è economico. Il combustibile di un reattore veloce è caratterizzato da potenze specifiche molto elevate ed anche il nocciolo, molto compatto, è capace di garantire densità di potenza di un ordine di grandezza superiori a quelle dei reattori ad acqua leggera. Il sistema ad autofertilizzazione più diffuso al mondo impiega uranio 238 come materiale fertile da cui si ottiene plutonio 239, secondo la catena di trasformazioni spiegata in precedenza. La successiva fissione di un nucleo di plutonio 239, innescata da un neutrone veloce, 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. Lo schema di un reattore veloce a sodio è rappresentato in Figura 28. Il circuito intermedio, anch’esso a base di sodio, impedisce il contatto diretto fra il sodio del circuito primario altamente radioattivo e l’acqua del circuito secondario. Si evita così la reazione sodio-acqua, esotermica ed esplosiva, se avviene in ambiente chiuso. Il reattore che sfrutta il sistema autofertilizzante più avanzato è l'LMFBR (Liquid Metal Fast Breeder Reactor, Reattore autofertilizzante rapido a metallo liquido). 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 in altri paesi dell'ex Unione Sovietica; nel contempo, procede il lavoro a scopo sperimentale in Giappone e in Germania. In un grosso impianto LMFBR, il nucleo del reattore è costituito da tubi sottili di acciaio inossidabile contenenti il combustibile, composto da ossido di plutonio per il 15-20% e da ossido di uranio per la frazione rimanente. L'apparato centrale contenente il nucleo del

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reattore misura circa 3 m di altezza e 5 m di diametro ed è sospeso in un grosso contenitore di sodio liquido che, grazie ad un sistema di pompe e scambiatori di calore, mantiene il reattore a 500°C circa. Il primo importante impianto di questo tipo per la generazione di elettricità, chiamato Super-Phénix, è entrato in funzione in Francia nel 1984. Un impianto di medie dimensioni, il BN-600, è stato costruito sulle coste del Mar Caspio per la produzione di energia e la dissalazione dell'acqua.

Figura 28:schema reattore veloce a sodio.

Parametri Superphenix Potenza elettrica (MW) 1200 Rendimento 40% Circuiti primari Massa totale sodio (t) Temperatura ingresso nocciolo (°C) Temperatura uscita nocciolo (°C)

3500 395 545

Circuiti intermedi Massa totale sodio (t) Temperatura ingresso scambiatori (°C) Temperatura uscita scambiatori (°C)

1500 345 525

Circuito secondario Temperatura acqua ingresso generatore di vapore (°C) Temperatura vapore ingresso turbina (°C) Pressione acqua ingresso generatore di vapore (bar) Pressione vapore ingresso turbina (bar)

235 487 210 177

Tabella 4: parametri operativi della centrale Superphenix.

Se da un lato i reattori autofertilizzanti presentano maggiori criticità rispetto a quelli termici, dall’altro sono capaci di generare vapore di qualità superiore, con caratteristiche di pressione e temperatura che poco si discostano da quelle del vapore prodotto in centrali termoelettriche convenzionali. Rispetto a queste ultime, nelle centrali nucleari, a parità di potenza, si

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elaborano portate di vapore 4-5 volte maggiori a causa di salti entalpici in turbina inferiori (a pari pressione di condensazione, è minore la temperatura massima del vapore prodotto). Date le ingenti portate di vapore, è necessario che le turbine di una centrale nucleare siano progettate ad hoc: una possibile soluzione è quella di adottare turbine multiflusso in media e bassa pressione, oppure, sempre in bassa pressione, si cerca di limitare il problema relativo alle elevate altezze di pala riducendo il numero di giri a 1500. Un reattore in funzione viene costantemente controllato: la potenza in uscita viene regolata mediante l'inserimento o la rimozione dal nocciolo del reattore di barre di controllo, costituite da materiali capaci di assorbire neutroni. La posizione delle barre viene determinata in modo che la reazione a catena proceda a ritmo costante. Durante il funzionamento e anche dopo l'interruzione, un grosso reattore ha una radioattività di miliardi di Curie; le radiazioni emesse dal materiale radioattivo vengono assorbite da opportune schermature poste intorno al reattore e al circuito di raffreddamento primario. Le strutture di sicurezza comprendono, inoltre, il sistema di raffreddamento del nucleo, che evita che quest'ultimo raggiunga temperature pericolosamente elevate in caso di avaria dei sistemi di raffreddamento principali, mediante introduzione di fluido refrigerante, ed uno schermo di contenimento in acciaio e calcestruzzo, per impedire qualsiasi fuga radioattiva.

1.1.10 Il ciclo di vita del combustibile nucleare Il ciclo del combustibile consta di tre stadi fondamentali: la preparazione del materiale che alimenta il reattore, la fase di sfruttamento ed, infine, l'immagazzinamento o il riciclaggio del combustibile esausto. Nei reattori ad acqua leggera, l'uranio naturale, che contiene circa lo 0,7% di uranio 235, viene estratto da giacimenti superficiali o sotterranei. Il minerale viene macinato e trasportato in un impianto di conversione, in cui viene trasformato in esafluoruro di uranio gassoso (UF6). Nell'impianto di arricchimento isotopico, questo gas viene indirizzato contro una barriera porosa che funge da setaccio: l'uranio 235, più leggero, vi penetra più facilmente dell'uranio 238. Il prodotto arricchito viene mandato ad un impianto di fabbricazione del combustibile, dove il gas di UF6 viene trasformato in polvere di ossido di uranio, e quindi nelle pastiglie di cui sono composte le barre di combustibile. Queste ultime vengono assemblate e trasportate al reattore, pronte per essere utilizzate. Parte del combustibile deve essere sostituito ogni anno a causa dell'impoverimento in uranio 235 e dell'accumulo di prodotti di fissione che assorbono neutroni. Il combustibile usato viene generalmente conservato, entro un tubo pressurizzato, per circa un mese e mantenuto, per circa un anno, all'interno di vasche di raffreddamento, presso il reattore. Al termine del periodo di raffreddamento, le barre vengono trasportate, all'interno di barili fortemente schermati, in strutture di immagazzinamento 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. Occorre precisare che, oggi, questa operazione non viene più effettuata poiché considerata non conveniente. Lo stadio finale è l'immagazzinamento a lungo termine delle scorie radioattive, che rimangono biologicamente pericolose per migliaia di anni. Le possibili alternative prevedono l’immagazzinamento in depositi adeguatamente schermati e sorvegliati, la conversione in composti stabili, l’inglobamento in vetri o ceramiche, l’incapsulamento in contenitori di acciaio inossidabile ed, infine, il seppellimento sottoterra a profondità opportune, in siti geologici particolarmente stabili.

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1.1.11 La sicurezza intrinseca dell’impianto La sicurezza di un impianto nucleare poggia su tre punti cardine: § qualità del prodotto, § protezioni specifiche, § scelta del sito.

All’impianto, costruito a regola d’arte e secondo standard di qualità elevatissimi, si aggiunge una serie di sistemi di protezione, aventi lo scopo di intervenire in caso di incidente, per limitarne le conseguenze. Tra i più importanti vi sono: i sistemi aggiuntivi per la riduzione della reattività, i sistemi di raffreddamento d’emergenza, i generatori autonomi di potenza elettrica, i dispositivi d’iniezione d’emergenza ed il contenitore per il reattore. In particolare, il sistema d’iniezione d’emergenza ha il compito di raffreddare il combustibile in caso di perdita di refrigerante mentre il contenitore che avvolge il reattore ed i suoi circuiti ausiliari funge da estrema difesa contro il rilascio di prodotti di fissione all’esterno dell’impianto. L’insieme di tutti questi sistemi di protezione se, da un lato comporta un aggravio della complessità della centrale e dei relativi costi, dall’altro contiene entro livelli accettabili gli effetti di eventuali incidenti. Anche un’accurata scelta del sito contribuisce a ridurre la probabilità di eventi avversi. Bisogna dunque effettuare uno studio dettagliato di tutte le caratteristiche del territorio; le competenze maturate nell’ambito di scienze come la sismologia, l’idrologia, la geologia…consentono di individuare la collocazione ottimale, che minimizzi i rischi per la popolazione.

1.1.12 La situazione attuale Allo stato attuale, sono operativi nel mondo 439 reattori nucleari per la generazione di energia elettrica, per un totale di 361 GW (Tabella 6). Dall’energia nucleare proviene il 16% del totale di energia elettrica prodotta, contributo ben più modesto al confronto dei combustibili fossili. I paesi in cui la presenza del nucleare è significativa sono principalmente quelli del Nord America (USA), dell’Europa (Belgio, Bulgaria, Francia, Slovacchia, Slovenia, Svizzera) e dell’ex URSS (Figura 30). Le riserve di uranio attualmente conosciute ammontano a circa 3 milioni di tonnellate; considerando che il consumo annuo di uranio è circa pari a 40000 tonnellate (si sottraggono, dal valore riportato nell’ultima riga della Tabella 6, i consumi relativi ai reattori in costruzione), si può dedurre che le centrali nucleari potranno continuare a funzionare per altri 70-75 anni. Occorre precisare che questa previsione fa riferimento ai reattori termici, alimentati da un combustibile che, al pari di quelli fossili, è destinato ad esaurirsi nel tempo. Per i reattori autofertilizzanti, invece, non esiste alcuna limitazione relativa alla disponibilità di

Figura 29: trasformazione del combustibile dopo tre anni di sfruttamento in un reattore.

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combustibile in natura: alimentati da nuclei fissili artificiali, rappresentano la possibilità concreta di produrre energia elettrica da fonte inesauribile.

Paesi Riserve di uranio (t) % Australia 863.000 28% Kazakhistan 472.000 15% Canada 437.000 14% Sud Africa 298.000 10% Namibia 235.000 8% Brasile 197.000 6% Russia 131.000 4% USA 104.000 3% Uzbekistan 103.000 3% Totale mondiale 3.107.000 100%

Tabella 5: riserve di uranio (dati relativi al 2003).

Dal punto di vista economico, per stabilire se sia conveniente produrre energia elettrica per mezzo di centrali nucleari, è opportuno confrontare i costi totali di produzione per kWh associati a diverse tecnologie.

Tecnologia Costo totale di produzione di energia elettrica (Euro/MWh)

Carbone 37 Olio combustibile 57 Gas naturale 45 Idroelettrica 20 Nucleare 15-25

La competitività delle centrali nucleari rispetto a quelle convenzionali è fuori discussione. La peculiarità che caratterizza la struttura dei costi di un kWh nucleare consiste nell’assai maggiore importanza del costo di investimento rispetto a quanto avviene per il kWh prodotto in una centrale termoelettrica tradizionale. Ne derivano due importanti conseguenze: § l’impianto nucleare deve essere affidabile (almeno 6500 ore di funzionamento

all’anno); § sono convenienti impianti di grossa taglia per consistenti economie di scala.

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Figura 30: produzione di energia nucleare (milioni di tonnellate di petrolio equivalente.

Elettricità da energia

nucleare Reattori operativi

Reattori in costruzione

Reattori in programma

Richiesta di uranio

KWh*109 % e.e. N° MW N° MW N° MW t Argentina 5.4 7.2 2 935 0 0 1 692 140 Armenia 2.1 41 1 376 0 0 0 0 54 Belgio 44.7 57 7 5728 0 0 0 0 1163 Brasile 13.8 4.0 2 1855 0 0 1 1245 303 Bulgaria 20.2 47 4 2722 0 0 0 0 340 Canada* 71.0 12 17 13051 0 0 3 1545 1692 Cina 23.5 1.4* 8 6002 3 2535 4 3800 1172 Taiwan 33.9 21* 6 4884 2 2600 0 0 955 Repubblica Ceca 18.7 25 6 3472 0 0 0 0 474 Finlandia 21.4 30 4 2656 0 0 1 1600 542 Francia 415.5 78 59 63473 0 0 0 0 10181 Germania 162.3 30 18 20609 0 0 0 0 3704 Ungheria 12.8 36 4 1755 0 0 0 0 271 India 17.8 3.7 14 2550 8 3728 1 440 299 Iran 0 0 0 0 1 950 1 950 125 Giappone 313.8 39 53 44153 3 3696 12 15858 7661 Korea del Nord 0 0 0 0 1 950 1 950 0 Korea del Sud 113.1 39 18 14870 2 1900 8 9200 2819 Lituania 12.9 80 2 2370 0 0 0 0 290 Messico 9.4 4.1 2 1310 0 0 0 0 233 Paesi Bassi 3.7 4.0 1 452 0 0 0 0 112 Pakistan 1.8 2.5 2 425 0 0 1 300 57 Romania 5.1 10 1 655 1 655 0 0 90 Russia 130.0 16 30 20793 6 5575 0 0 3013 Slovacchia 18.0 65 6 2472 0 0 0 0 370 Slovenia 5.3 41 1 679 0 0 0 0 128 Sud Africa 12.0 5.9 2 1842 0 0 0 0 356 Spagna 60.3 26 9 7433 0 0 0 0 1629 Svezia 65.6 46 11 9460 0 0 0 0 1536 Svizzera 25.7 40 5 3170 0 0 0 0 596

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Ucraina 73.4 46 13 11195 2 1900 0 0 1512 Regno Unito 81.1 22 27 12082 0 0 0 0 2488 USA 780.1 20 104 98622 0 0 0 0 22353 Totale 2574 16 439 361051 29 24489 35 37645 66658

Tabella 6: reattori nucleari per la generazione di potenza e richiesta di uranio.

1.1.13 Appendice L’arricchimento del combustibile, necessario per aumentare la concentrazione di uranio 235 in modo da favorire le reazioni di fissione, non è uniforme nella sezione del nocciolo. Questo è suddiviso in tre parti all’incirca uguali, i cui fasci presentano un diverso arricchimento: circa 2,25%, 2,80% e 3,30%. I fasci ad arricchimento basso ed intermedio sono disposti nella zona centrale secondo uno schema a scacchiera mentre quelli ad arricchimento elevato sono disposti lungo la corona periferica (Figura 31). Il rinnovamento del combustibile viene effettuato a reattore spento, scoperchiando il recipiente a pressione: durante il primo ricambio, i fasci a più basso arricchimento vengono scaricati, quelli a più alto arricchimento ne prendono il posto ed i fasci di combustibile fresco sostituiscono questi ultimi.

Figura 31: distribuzione degli arricchimenti nella carica iniziale di un reattore PWR.

Figura 32. reattore BWR.

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Figura 33: centrale di Hinkley Point-B.