Il Riciclo del Plutonio e la Trasmutazione dei MAs: Confronto tra

Diverse Strategie di Chiusura del Ciclo del Combustibile

Di contro alla possibilità di stoccare il combustibile esaurito così come esce dal reattore, ri- mane la possibilità di riprocessarlo e di cambiar quindi la composizione chimica dei rifiuti effettivamente spediti al deposito. L’insieme dei processi chimici che rendono possibile la separazione dei singoli radioisotopi viene spesso chiamato ‘partitioning’. Tutto questo assu- me fondamentale importanza se la tecnica del riprocessamento è unita alla volontà di ridurre il volume dei rifiuti ad alta radioattività da stoccare nel deposito profondo.

In particolare, l’uranio, che occupa la maggior parte del volume dello SNF, è un isotopo dalla bassa radioattività e, se separato dal resto, stoccabile come rifiuto di Categoria B o reinserito nel circuito di produzione del combustibile. Il plutonio, che è circa l’1% del totale può essere usato come combustibile per qualsiasi tipo di reattore e reintegrato anch’esso nel ciclo. Per quanto riguarda la restante parte del combustibile nucleare, una volta separati i prodotti di fissione propriamente detti, solo i prodotti di fissione a lunga vita ( al primo posto Tc-99 e I-129 perché fortemente solubili) e gli attini minori, cioè lo 0.2% dello SNF, necessitano veramente di essere destinati al deposito geologico profondo.

Di certo però la strategia del ‘partitioning’, pur riducendo il numero di depositi profondi e assicurando forme chimicamente più stabili, da sola non risponde in modo soddisfacente al problema della radioattività a breve termine che, infatti, fino a qualche decina d’anni dopo lo spegnimento del reattore è fortemente influenzata dal contributo di Cs-137 e Sr-90, ma neppure assicura nel lungo termine contro il rilascio nell’ambiente dei radioisotopi a lunga vita, e lascia inutilizzate le residue potenzialità energetiche del combustibile [17].

Per questo negli ultimi anni si è delineata la necessità di dare risposte concrete nella direzione della chiusura del ciclo del combustibile nucleare ed il dibattito internazionale si è acceso sulle possibilità a lungo e a medio termine di ridurre la quantità totale di radioisotopi a lunga vita attraverso l’utilizzo delle tecnologie ad oggi disponibili e conosciute. In tabella (2.3) vengono schematizzate le diverse possibilità su cui, attualmente, sembra concentrarsi l’attenzione degli scienziati impegnati in questo settore.

Caratteristiche del sistema Soluzioni possibili

Spettro neutronico veloce, termico, una combinazione dei due

Tipo di refrigerante acqua, gas (CO2, He), metalli liquidi (Pb, Pb-Bi, Na)

Tipologia di combustibile metallico, ossido,

Composizione del combustibile senza fertile, Th, UO2(MOX)

Sorgente di neutroni critica, iniettata (ADS)

Ciclo del combustibile Once-Through, Recycling

Nuclidi da trasmutare Pu, Pu + MAs, Pu + MAs + LLFPs

Tabella 2.3: Possibili strategie per realizzare la trasmutazione Riutilizzo del Plutonio in reattori ad acqua-LWR

Prima tra le possibilità è quella di convertire i reattori oggi più diffusi sul territorio mon- diale, cioè i reattori ad acqua leggera (LWR), per una migliore gestione del problema degli HLW. In questo caso il plutonio separato dal combustibile esaurito viene riutilizzato come

combustibile nella tecnologia degli ossidi misti di UO2-PuO2(MOX). In questa strategia gli

attinidi minori (MAs) sono separati alla fine di ogni ciclo e mandati al deposito geologico, con l’ulteriore limitazione che l’uranio scaricato non venga più riutilizzato.

La massa di U+Pu caricati nel core è di 2.0425 ton/TWhe mentre la massa di prodotti di fissione è dell’ordine di 0.125 ton/TWhe [3]. Il contenuto medio di plutonio è fissato a rimanere al 10% e, perciò, U-235 deve essere aggiunto per permettere la condizione di criticità. Il burn-up ideale si aggira intono ai 60.000 MWd/toniHM.

Il computo reale della produzione di MAs contro un bruciamento maggiore di plutonio si gioca al variare del rapporto di moderazione ed è ad esso direttamente proporzionale. In figura (2.1) vengono schematizzati le diverse trasformazioni cui va incontro il combustibile,

viene indicato con M(Pu)inla Massa di plutonio caricato; Puavil Contenuto medio di plutonio

nel core e con LOSS = 0.1% le perdite.

E’ attualmente in studio la possibilità di riciclare anche gli attinidi minori come parte del combustibile in ossidi misti (MOX) da aggiungere al contenuto di plutonio in reattori ad acqua in pressione del tipo PWR. In particolare sono considerate tutte le diverse possibilità di combinazione con Pu+Np, Pu+Np+Am, Pu+Np+Am+Cm; in ogni caso il contenuto totale

Figura 2.1:Schema per il riciclo nei LWR di Pu o di PU + MAs.

di transuranici deve essere compreso entro il 10% del totale. A fronte di una riduzione complessiva nella produzione di MAs allo scarico, il consumo totale di plutonio viene, però, drasticamente ridotto dai 56 kg/TWh ai 43 kg/TWh in presenza di Np, ai 20 kg/TWh con Np e Am, fino ad un consumo nullo in caso di riciclo di NP, Am e Cm [8]. Di contro vanno, anche, menzionati tutti gli aspetti negativi legati alla sicurezza, dati dalla riduzione dei feedback intrinseci, come il coefficiente doppler di risonanza, e del numero di neutroni ritardati.

Trasmutazione in Reattori Veloci

La seconda grande possibilità che si presenta per la chiusura del ciclo del combustibile è quella di prevedere la conversione del parco mondiale da reattori termici a reattori veloci. Questo scenario, previsto e discusso nel contesto della ‘Generation IV’, cioè della nuova generazione di impianti in grado di rispondere alle molteplici problematiche non risolte dai reattori attualmente in commercio, dovrebbe raccogliere le fila dei prototipi di ‘fast reactors’

più significativi costruiti nel mondo nel corso degli ultimi anni, tra cui ricordiamo il reattore francese Phenix, da 250 MW, e i due reattori, entrambi nei territori dell’ex Unione Sovietica, in funzione e caricati ad uranio naturale mediamente arricchito [8].

Attualmente per realizzare la trasmutazione del plutonio e degli attinidi minori (MAs) in reattori veloci, confrontabili con gli esistenti reattori ad acqua, esistono due diverse tipologie di impianto:

• reattori veloci al sodio da finalizzare principalmente al bruciamento di Pu (o Pu + MAs), in cui il combustibile è composto da ossidi di plutonio ed uranio naturale; • reattori veloci al sodio , tipo SUPERPHENIX, autofertilizzanti, ricaricati, perciò, solo

ad uranio naturale e adibiti anche al bruciamento di Pu (o Pu + MAs).

In realtà lo spettro neutronico vincola fortemente la scelta del refrigerante da utilizzare

che si restringe ai metalli liquidi (Na, Pb) o al gas (He, CO2) . Diversi reattori veloci re-

frigerati a sodio sono stati realizzati nel mondo su piccola scala e studiati negli ultimi anni; ma attualmente la tecnologia del Pb o dell’eutettico Pb-Bi è sotto i riflettori del panorama scientifico internazionale in visione di un prossimo imminente impiego. L’esperienza di reat- tori per propulsione navale progettati in Russia sembra, infatti, poter a breve essere applicata anche a reattori commerciali [17].

Il vantaggio offerto dall’usare reattori veloci per la trasmutazione di isotopi transuranici è legato prima di tutto alla maggiore efficacia di trasmutazione per fissione del flusso neu- tronico veloce rispetto a quello termico, come spiegato nel dettaglio al Paragrafo 2.3. In presenza di un flusso termico, infatti, i neutroni vengono assorbiti prima di tutto con reazioni di cattura da parte dei nuclei fertili e, solo in seconda battuta, vengono distrutti con reazioni di fissione. Da non sottovalutare, nel rapporto di efficienza tra spettro neutronico veloce e termico, è che nel primo caso con sezioni d’urto di cattura paragonabili a quelle di fissione è inferiore il rapporto di MAs (soprattutto Cm) prodotti sul numero di fissioni realizzate.

In ogni caso, anche nei reattori veloci, andranno previsti cicli multipli prima di ottenere una soddisfacente riduzione della massa di attinidi minori. Con una possibile composizione al 66% di uranio impoverito ed al 33% di plutonio ed attinidi minori nel combustibile le per- centuali di bruciamento degli attinidi minori sono maggiori di quelle ottenute con l’utilizzo

di uno spettro termico, ma ancora non tali da permettere la diminuzione della quantità di radioisotopi a lunga vita dell’88.4% in meno di 15 successive passate ed un tempo stimato di realizzazione di 225 anni [8]. Infatti, per ogni ciclo, per es. comprensivo di 5 anni nel reattore e di 12 anni di raffreddamento, si stima una riduzione della quantità di nettunio del 24-27% (contro il 3-9% ottenibile in un LWRs), ed una riduzione della quantità di americio del 18-22% (contro il 6-13% dei LWRs) [18].

Una delle maggiori problematiche legate all’uso dei reattori veloci come bruciatori di attinidi minori è legata agli aspetti di sicurezza e di funzionalità: i tentativi fatti negli anni di realizzare reattori veloci sono state molteplici ma sempre con bassi risultati. L’introdu- zione della questione degli attinidi minori nel progetto dei reattori veloci non fa, poi, che complicarne per ora la realizzazione.

Trasmutazione in Reattori Sottocritici

Oltre ai reattori critici l’altra possibilità al vaglio per la realizzazione della trasmutazione è l’utilizzo di reattori sottocritici affiancati ad acceleratori di particelle. Negli ultimi anni si sono moltiplicate le proposte differenti di applicazione di questo concetto di impianto; in ogni, caso gli elementi basilari e a comune sono:

• un acceleratore di protoni; • un bersaglio di spallazione;

• un reattore sottocritico, caricato a plutonio e attinidi minori e, in alcuni casi, a prodotti di fissione o materiale fertile;

• una sviluppata capacità di riprocessamento del combustibile nucleare esaurito in uscita dagli attuali reattori ad acqua leggera al fine di renderlo adatto all’ingresso nel core sottocritico.

In generale va sottolineato che, nonostante il nome di acceleratori, solo il core sottocri- tico ospita la reazione di spallazione vera e propria. La funzione dell’acceleratore è quella di produrre neutroni in grado di sostenere la reazione a catena. Uno schema molto generale, ma esemplificativo, del funzionamento di base di questo impianto è rappresentato in figura (2.2).

Le differenze che si possono evidenziare tra diverse tipologie di sistemi sottocritici iniet- tati riguardano poi i dettagli della scelta dello spettro neutronico, dell’acceleratore, del com- bustibile e delle tecnologie di riprocessamento. Per quanto riguarda gli aspetti di sicurezza questo tipo di reattore è avvantaggiato dalla condizione di sottocriticità e dall’intervento esterno dell’acceleratore. Per di più, essendo nato all’interno della tipologia di reattori di nuova generazione, viene progettato nel contesto dei sistemi di sicurezza passivi, azionati so- lo dalle leggi necessarie della fisica come accade per la refrigerazione a convezione naturale. In ogni caso anche questi sono impianti complessi che devono gestire la tecnologia dei me- talli liquidi, potendo contare meno degli attuali LWRs di feedback negativi intrinseci, com’è l’esempio della diminuzione del rapporto di moderazione con aumenti di potenza e quindi di temperatura. Ad oggi sono necessari ancora molti sforzi per dichiarare pronta la genera- zione dei reattori sottocritici iniettati: a partire dalla disponibilità dell’acceleratore, passando attraverso l’affidabilità del circuito di spallazione, fino ad arrivare alla progettazione del core sottocritico in funzione della sicurezza ma anche dell’efficienza di trasmutazione.

Nel panorama scientifico occidentale, è possibile distinguere tra progetto europeo di si- stema sottocritico iniettato, dal nome Accelerator Driven System (ADS), e analogo progetto americano, chiamato Accelerator Trasmutation of Waste (ATW). Una breve panoramica del- le diverse tipologie di sistemi sottocritici iniettati, la loro evoluzione storica e le applicazioni future saranno presentate più nel dettaglio nel Paragrafo 2.4.

Di seguito, concludiamo il paragrafo dedicato agli scenari possibili di gestione con una tabella riassuntiva (tabella (2.4)).