Capitolo 1 – La tematica delle scorie nucleari

Capitolo 1 – La tematica delle scorie nucleari

1.1 Le scorie nucleari

Col termine scorie nucleari si indica il prodotto della trasmutazionee della fissione

del combustibile nucleare [I.4][1.1][1.2]; esse rappresentano quindi un tipo particolare

di rifiuti radioattivi, che possono essere classificati in tre categorie in base al livello di attività:

- Basso livello (LLW, low level waste): costituiscono il 90% dei rifiuti prodotti ma contengono solo l’1% dell’attività totale; appartengono a questa categoria per esempio gli indumenti protettivi usati negli impianti nucleari;

- Medio livello (ILW, intermediate level waste): costituiscono solo il 7% delle scorie e contengono il 4% della radioattività. Ne fanno parte per esempio le guaine degli elementi di combustibile del reattore; richiedono schermatura;

- Alto livello (HLW, high level waste): costituiscono il solo 3% di tutti i rifiuti ma contengono il 95% della radioattività. Nel caso degli HLW provenienti da impianti nucleari, se non opportunamente refrigerati, la loro temperatura può crescere in maniera significativa (ciò non è vero in altre applicazioni, quali la medicina nucleare o gli impieghi industriali). Gli HLW sono i più pericolosi a lungo termine.

Considerando [1.3][1.4][1.5] che un LWR da 1000 MWe produce ogni anno circa 30

tonnellate di HLW, di cui circa 250 kg di plutonio e 25 kg di attinidi minori, emerge come sia importante ridurre la quantità di questi ultimi nelle scorie da stoccare definitivamente, visto che sono i principali responsabili della radiotossicità (a sua volta indice della potenziale pericolosità) a lungo termine. Tolto il plutonio (che porta il

LOMBT1 a 250000 anni), gli attinidi minori innalzano il suo valore a 10000 anni. Il

plutonio è, quindi, da una parte una risorsa preziosa, dall’altra un elemento “pericoloso”: ci sono dunque almeno due validi motivi per bruciarlo, ricavandone energia, piuttosto che stoccarlo definitivamente. Non si dimentichi infatti che l’idea di usare il plutonio ricavato dal combustibile esausto risale all’inizio dell’era nucleare, dovuta inizialmente alla volontà di moltiplicare per 50 la disponibilità di materiale fissile. L’idea dell’uso estensivo del plutonio come combustibile è stata temporaneamente accantonata anche a fronte del tasso limitato di crescita del numero di impianti nucleari nel mondo.

Si ricordi infine, a titolo esemplificativo, che nel 2000 il riprocessamento ha reso

disponibili nel mondo circa 500 t di plutonio2, prodotto ogni anno in quantità di 50-60 t

negli impianti LWR. A questo quantitativo si aggiunga inoltre tutto il plutonio di tipo

“weapons-grade”3 proveniente dallo smantellamento delle testate nucleari (altre 200 t

circa).

1

Si intende per livello di miniera (LOMBT, Level Of Mine Balancing Time[I.4]) il tempo necessario affinché la radiotossicità del combustibile esausto torni al valore pari a quello del minerale estratto dalla miniera da cui è stato prodotto (in questo caso minerale diuranio)

2

si tenga sempre presente che alcuni paesi (fra cui gli USA che pur dispongono del maggior numero al mondo di NPP) non riprocessano il combustibile esausto

3

1.2 L’uso dei reattori a gas ad alta temperatura per la

minimizzazione della radiotossicità a lungo termine

Nell’ottica del bruciamento/minimizzazione del contenuto di attinidi nelle scorie nucleari destinate allo stoccaggio sono stati pensati, nell’ambito del nostro gruppo di ricerca, cicli simbiotici del combustibile (che comprendono anche lo sfruttamento dell’elemento fertile torio), che prevedono per il combustibile della composizione standard suddetta proveniente dagli LWR successivi irraggiamenti sia di nuovo negli

LWR sotto forma diMOX sia negli HTR (possibilità di raggiungere altissimi burnup) e

infine nei reattori veloci, in particolare nei GCFR attualmente in fase di studio. E’ stato infatti visto chiaramente che per risolvere il problema della radiotossicità a lungo termine occorrono cicli multipli del combustibile nonché burnup sufficientemente elevati (che, attualmente, possono essere ottenuti con i soli HTR a causa del relativamente basso burnup metallurgico dei reattori ad acqua).

E’ emersa inoltre l’utilità, in termini di riduzione della radiotossicità a lungo termine, dei cicli col torio che, grazie al suo più basso numero di massa, conduce alla formazione di quantità più modeste di attinidi ad alto numero atomico, cioè di isotopi del plutonio, dell’americio e del curio. A questo punto è pertanto utile riportare i più interessanti fra i suddetti risultati ottenuti dal nostro gruppo.

I casi analizzati sono illustrati nelle figg. 1.2.1 ÷ 1.2.12: in ascissa vi è il tempo in anni, in ordinata la radiotossicità per ingestione, espressa in Sv. La linea azzurra rappresenta la radiotossicità totale delle scorie; in blu è invece illustrato l’andamento nel tempo del contributo alla radiotossicità da parte del plutonio, in rosso quello degli attinidi minori e in marrone quello dei prodotti di fissione. La linea nera, infine, rappresenta il LOM (vedi par. 3.1), ovvero la radiotossicità dell’uranio naturale da cui deriva il combustibile caricato nel reattore:

Figura 1.2.1 – Radiotossicità per ingestione vs. tempo per tonnellata di combustibile LWR (burnup 45 GWd/t)[1.3]

Figura 1.2.2 – Radiotossicità vs. tempo per MOX in LWR, 40 GWd/t[1.3]

Figura 1.2.5 – Radiotossicità vs. tempo per HTR

Figura 1.2.7 – Radiotossicità vs. tempo per HTR

Figura 1.2.4 – Radiotossicità vs. tempo per HTR one, 800 GWd/t[1.3] Figura 1.2.3 – Radiotossicità vs. tempo per

MOX in HTR, 40 GWd/t[1.3]

caricato con 50% Pu e 50 % Th, 800 GWd/t[1.3]

caricato con 33% Pu e 67% Th, 150 GWd/t[1.3]

con Pu I generazi

Figura 1.2.6 – Radiotossicità vs. tempo per HTR caricato con 33% Pu e 67% Th, 800 GWd/t[1.3]

Figura 1.2.8 – Radiotossicità vs. tempo per HTR caricato con 33% Pu e 67% Th, 300

Figura 1.2.9 – Radiotossicità vs. tempo per HTR caricato con 33% Pu e 67% Th , 500

GWd/t[1.3]

Figura 1.2.10 – Radiotossicità vs. tempo per HTR caricato con 33% Pu WG e 67% Th,

800 GWd/t[1.3]

Figura 1.2.11 – Massa degli attinidi a fine vita[1.3]

Degli esempi pri conviene sottolineare che:

combustibile come MOX: il Pu si riduce (e, con esso, si riduce di almeno metà il tempo necessario per tornare al livello di

niera

lioramento in termini di mpo necessario per tornare al livello di miniera ed un aumento della radiotossicità a Figura 1.2.12 – Massa degli attinidi vs. burnup Tot al Pu Am _Cm LW R-MOX HTR-MOX-40 GW d/t HTR-MOX-120 GW d/t HTR-Pu first generation HTR-Th50%/Pu50% HTR-Th66%/Pu33% HTR-Th66%/W GPu33% 0 0,1 0,2 0,3 0,4 0,5 0,6 0,7 0,8 0,9 1 Mass (g) Mass of Actinides LWR-MOX HTR-MOX-40 GWd/t HTR-MOX-120 GWd/t HTR-Pu first generation HTR-Th50%/Pu50% HTR-Th66%/Pu33% HTR-Th66%/WGPu33% 0 150 300 500 800 Am CmPu Tota_l 0 0,05 0,1 0,15 0,2 0,25 0,3 0,35 Ma ss ( g) Burnup (Gwd/t)

Actnides mass vs. burnup

Am Cm Pu Total (composizione 33% Pu e 67% Th)[1.3] ma citati

- Non è sufficiente riciclare una sola volta il

mi ) ma in compenso si formano altri attinidi minori con numero di massa più

elevato (che a loro volta decadranno nuovamente in plutonio);

- In tutti i casi l’aumento del burnup comporta un mig

te

breve termine (si riduce per fissione la quantità di attinidi ed aumenta l’attività dovuta ai prodotti di fissione); da notare come i burnup in gioco siano assolutamente al di sopra delle possibilità degli LWR attuali;

- L’uso del torio, nella massima quantità consentita (al di sotto del 33% di fissile

L’abbinamento del 67% di Th con Pu WG porta una

Un burnup molto elevato permette di bruciare il Pu ma accresce la quantità di

ltri risultati interessanti sono i seguenti [1.5], che prevedono l’uso del reattore veloce

1. Pu di I generazione4 più MA e Pu derivanti da un HTR caricato con Fg-Pu in

2. Pu in una

3. lo che qui si è

infatti si hanno problemi a sostenere la reazione a catena), migliora notevolmente la

situazionein termini di radiotossicità;

- anziché con Pu RG com

drastica riduzione della radiotossicità a lungo termine: il Pu WG è un ottimo combustibile, anche in termini di riduzione del problema delle scorie;

-

MA, il Cm in particolare (vedi fig. 1.1.12).

A

GCFR, capace di bruciare tutto il Pu sì che, allo scarico, il combustibile esausto contiene essenzialmente prodotti di fissione e attinidi minori. I casi analizzati sono i seguenti:

una matrice di U238 (rapporto Pu/MA/U238 pari a 10/1/40), Fig. 1.1.13

Pu di II generazione più MA e Pu derivanti da HTR caricato con

Sg-matrice di U238 (rapporto Pu/MA/U238 pari a 10/1/40), Fig. 1.1.14

Pu di II generazione più MA e Pu come nel caso precedente, so

preso lo spessore del rivestimento della microparticella di combustibile del GCFR pari a 0,003 mm anziché 0,005 mm assunto negli altri due casi.

Figura 1.2.13 – Ciclo combinato del combust ile (con o senza l’uso del MOX nell’LWR)

ib

4

il Pu di I generazione (Fg-Pu) è quello derivante dal reprocessing di un tipico combustibile di LWR esausto; il Pu di II generazione (Sg-Pu) è quello derivante dal reprocessing di un tipico combustibile MOX esaurito, e così via

─·─ = Reference Level

───=Spent Fuel Radio

Figura 1.2.14 – Radiotossicità vs. tempo per GCFR caricato con Pu di I generazione[1.5]

Fi one[1.5]

toxicity

─·─ = Reference Level

───=Spent Fuel Radiotoxicity

GCFR loaded with Fg-Pu + U + MA

GCFR loaded with Sg-Pu + U + MA

─·─ = Reference Level

───=Spent Fuel Radiotoxicity

GCFR increased coating loaded with Sg-Pu + U + MA

Figura 1.1.16 – Radiotossicità vs. tempo per GCFR caricato con Pu di II generazione con spessore della microparticella di combustibile pari a 0.003 mm anziché 0.005 mm[1.5]

Si osservi nel caso del

bruciamento nel GCFR è conveniente, ai fini della riduzione del tempo necessario per torn

una modesta traslazione della curva in blu verso il basso il tem

di miniera”; si tratta di una pretesa che si ha solo nei confronti della tanto con

ematiche di tipo chimico correlate al riprocessamento di combustibile fortemente irraggiato e contenente TRU, dovute, fra l’altro, a:

, in accordo con quanto visto in precedenza, che anche

are al livello di miniera (per la minimizzazione della produzione di attinidi minori) usare direttamene Pu di I generazione anziché di II generazione, diminuendo quindi il numero di cicli multipli.

Osservando i grafici delle figg. 1.1.14, 1.1.15 e 1.1.16 si nota che ottimizzando il ciclo in modo da ottenere

po necessario per tornare al livello di miniera si ridurrebbe di ben due ordini di grandezza: si passerebbe, in altre parole, dalle decine di migliaia di anni alle centinaia di anni!

D’altra parte, si potrebbe viceversa discutere parecchio sul concetto di “ritorno al livello

testata industria nucleare: basti pensare[1.1] che alcuni rifiuti pericolosi convenzionali, come il mercurio o l’arsenico, sono “stabili”, mentre i rifiuti radioattivi decadono nel tempo, per quanto lungo possa essere. Il livello di miniera, inoltre, corrisponde di fatto ad una dose equivalente praticamente nulla: dai grafici precedenti si

vede che l’ordine di grandezza è quello dei 10-3 Sv di radiotossicità per ingestione (vedi

Cap. 3 e 9).

Alzando il livello di soglia a 10-2 Sv i tempi di ritorno crollerebbero al centinaio

d’anni.

Un piccolo commento su un aspetto strettamente correlato[1.6]: non si sottovalutino le probl

• Efficienza degli impianti inevitabilmente inferiore a 1;

• Problema della criticità accidentale, specialmente a causa del plutonio, nei processi per via umida;

• Bassa solubilità del plutonio, alto calore di decadimento e radiation damage rticolare, problematiche

• degli attinidi minori (Am e Cm) dai lantanidi.

A t

(e svar r fronte ai problemi suddetti, dando anche

buo onomica

rappresenta infatti un aspetto imprescindibile.

nte lavoro. delle molecole organiche usate per l’estrazione (in pa

legate al Pu238 che emette neutroni);

Difficoltà di separazione

ale proposito, si ricordi che non basta che un processo tecnologico sia possibile iati processi sono stati studiati per fa

ni risultati) affinché sia sviluppato su larga scala: la competitività ec

Si rimanda comunque alle Appendici A e B per gli approfondimenti relativi rispettivamente alle proprietà di alcuni prodotti di fissione a lunga vita media (LLFP) e degli attinidi di principale interesse per il prese