Un reattore a fissione nucleare è un sistema complesso finalizzato alla gestione di una reazione a catena in modo controllato. Esso è il componente base delle centrali nucleari la quali possono essere attrezzate anche con più reattori nucleari.
I REATTORI TRADIZIONALI
Gli impianti a fissione nucleare tradizionali (di prima e seconda generazione) sono, per molti versi affini alle centrali termoelettriche convenzionali.
Il combustibile, solitamente una miscela uranio-235 e di uranio-238, arricchita fino al 5% in uranio-235, è la fonte di energia, che a seguito del processo di fissione, produce energia termica. Il calore generato viene asportato da un fluido refrigerante che lo trasporta verso un utilizzatore, solitamente un gruppo turbo-alternatore, finalizzato alla produzione di elettricità.
Nel reattore è solitamente presente anche un moderatore, costituito in genere da grafite o “acqua leggera”, che viene utilizzato per diminuire la velocità dei neutroni al fine di accrescere l’importanza delle fissioni termiche dell’uranio -235.
Ulteriori componenti di un reattore nucleare sono le barre di controllo, ossia barre metalliche (solitamente composte da leghe di argento, cadmio e indio o carburi di boro) in grado di assorbire neutroni senza emetterne a loro volta; esse possono essere collocate nel nocciolo e la loro funzione precipua è quella di controllare ed, eventualmente, bloccare la reazione a catena di fissione.
Le temperature medie di funzionamento di un reattore a fissione nucleare oscillano intorno ai 330°C.
Il primo reattore nucleare costruito dall’uomo fu il Chicago Pile-1, detto anche CP-1, realizzato, nel dicembre 1942, da Enrico Fermi e dal suo gruppo di lavoro a Chicago; in esso avvenne la prima reazione a catena controllata ed autosostenuta.
I reattori di prima generazione sono costituiti da impianti di bassa potenza (qualche decina o centinaia di MW) costruiti soprattutto negli anni ‘50.
I reattori di seconda generazione comprendono gli impianti di tipo LWR (Light Water Reactor, ossia Reattore ad Acqua Leggera), dotati di notevole potenza (dell’ordine di 1000 MW) realizzati nelle due filiere, rispettivamente ad acqua bollente (BWR - Boiling Water Reactor) e ad acqua pressurizzata (PWR - Pressurized Water Reactor). Appartengono a tale tipologia quasi tutti gli impianti in funzione negli USA. Per quanto riguarda l’Italia, erano reattori BWR quelli presenti nelle centrali di Caorso (PC) e del Garigliano (presso Sessa Aurunca in provincia di Caserta), aventi capacità rispettivamente di 860 MW e di 150 MW; mentre era una centrale a reattore PWR quella di Trino (VC) di potenza pari a 260 MW.
Esiste, poi, il reattore nucleare CANDU, abbreviazione per CANadian Deuterium Uranium. Esso è un reattore nucleare ad acqua pesante pressurizzata sviluppato tra la fine degli anni ‘50 e gli anni ‘60 da una società congiunta tra la Atomic Energy of Canada Limited (AECL), la Hydro-Electric
76
Power Commission dell’ Ontario (attualmente nota come la Ontario Power Generation), la General Electric canadese (attualmente GE Canada), ed altre industrie private. Il reattore, abbastanza flessibile, sfrutta quale principale combustibile nucleare l’ossido di uranio naturale UO2, ma può utilizzare anche il biossido di torio, il biossido di plutonio e miscele di ossidi di uranio ed isotopi di plutonio di composizione variabile, note come MOX. Tale tipologia di reattore utilizza come moderatore di neutroni, l’ossido di deuterio (detto anche acqua pesante, D2O). I reattori nucleari in funzione, attualmente, in Canada appartengono alla tipologia CANDU. Il Canada commercializza attivamente questi reattori nucleari all’estero.
I reattori di seconda generazione costituiscono la grande maggioranza degli impianti attualmente in funzione.
REATTORI DI TERZA GENERAZIONE
I reattori cosiddetti di terza generazione sono quelli attualmente proposti sul mercato e costituiscono versioni migliorate dei reattori tradizionali di seconda generazione, di cui riprendono le caratteristiche di base.
Dal punto di vista concettuale, quindi, non sussistono differenze eclatanti tra i primi reattori e quelli di terza generazione, né per quanto riguarda i combustibili utilizzati, né per quel che attiene ai fluidi di refrigerazione, né tantomeno per la quantità di scorie prodotte, che in questi ultimi è solo leggermente più bassa che nei precedenti; così come il rendimento energetico finale è leggermente più elevato.
Ciò che è sostanzialmente diverso nei reattori di terza generazione è la filosofia di progettazione che è volta alla minimizzazione del rischio e alla implementazione di una serie di tecnologie atte a evitare contaminazioni esterne in caso di incidente.
I più comuni reattori appartenenti a tale tipologia costituiscono un’evoluzione dei diffusi impianti ad acqua di tipo PWR, BWR o CANDU e sono classificati in tre tipologie: EPR, ABWR e AP-1000.
Attualmente sono in esercizio o in costruzione reattori di terza generazione in Giappone, Cina, Taiwan, Corea del Sud, USA, Francia e Finlandia.
REATTORI DI QUARTA GENERAZIONE
I reattori nucleari di quarta generazione sono una realtà ancora in fase sperimentale.
Essi consistono in un gruppo di sei diverse tipologie progettuali di reattore nucleare a fissione (tre sistemi sono nominalmente reattori termici e altri tre sono reattori autofertilizzanti a neutroni veloci) che, pur essendo allo studio da decenni, non sono ancora stati testati a sufficienza dal punto di vista della sicurezza e, pertanto, non sono ancora impiegati in applicazioni commerciali. Secondo le voci degli esperti più accreditati nel campo in esame, essi saranno disponibili sul mercato fra alcune decine di anni presumibilmente tra il 2030 e il 2040; non mancano, tuttavia, pareri ottimistici che ne prevedono l’applicazione pratica già nel 2020.
77
A differenza delle tipologie precedenti, i reattori di quarta generazione dovrebbero costituire una fase tecnologia rivoluzionaria per ciò che riguarda la fissione nucleare, poiché le loro caratteristiche divergono significativamente da quelle presenti negli impianti di seconda e di terza generazione.I più importanti aspetti innovativi dovrebbero essere:
• Migliore impiego del combustibile nucleare. Eliminazione del plutonio impiegabile nella costruzione di armi nucleari e diminuzione della quantità di scorie radioattive dotate di tempi lunghissimi di decadimento.
• Funzionamento a temperature elevatissime. Ciò permetterebbe sia di incrementare l’efficienza termodinamica nella produzione di potenza elettrica sia di ottenere mediante processi termochimici ed elettrochimici ad alta efficienza idrogeno da impiegare come carburante in veicoli ecologici, ossia a ridotto grado di emissioni.
• Protezione fisica, sia attiva che passiva, dell’impianto e, quindi, maggiore sicurezza di funzionamento.
• Maggiore redditività economica.
Ovviamente il reale perseguimento di tali obiettivi dovrà essere verificato sul campo.
La ricerca sulla quarta generazione di reattori è stata promossa da un Forum Internazionale chiamato GIF (Generation IV International Forum) creato nel maggio del 2000 dal Department of Energy degli Stati Uniti d’America (DOE) e al quale hanno aderito diversi paesi tra cui: Argentina, Brasile, Canada, Francia, Giappone, Svizzera; Regno Unito, Repubblica di Corea (Corea del Sud), Repubblica del Sud Africa, USA. Anche l’Unione Europea, attraverso l’Euratom, aderisce al GIF . Gli obiettivi basilari del GIF sono il miglioramento della sicurezza nucleare, la riduzione della produzione di scorie nucleari, la non proliferazione nucleare (uso militare), la minimizzazione degli sprechi e dell’impiego delle risorse naturali, il decremento dei costi di costruzione e di esercizio degli impianti nucleari di quarta generazione.
Figura 2.13: Evoluzione della tecnologia nucleare nel tempo.
Fonte: Associazione Italiana Nucleare157
78