Capitolo 5 – Il ciclo del combustibile nucleare ed i cicli di combustibile innovativi

Capitolo 5 – Il ciclo del combustibile nucleare ed i cicli

di combustibile innovativi

5.1 Risorse di uranio e torio

L’uranio è un elemento piuttosto diffuso in natura, contrariamente a quello che si potrebbe pensare. Molto difficile è però trovarlo in concentrazioni elevate e in media è presente nella crosta terrestre in una proporzione di circa 2.8 ppm[2.10][5.1].

Come noto, l’uranio naturale ha la seguente composizione isotopica: U238 99.2745%

U235 0.72% U234 0.0055%

Esistono in natura circa 200 minerali conosciuti[1.2] che lo contengono, rari allo stato isolato e più comunemente presenti in rocce di vario tipo, fra cui in particolare i graniti (rocce acide) e le rocce silicee; concentrazioni minori si hanno nei basalti nonché nelle rocce sedimentarie. La seguente tab. 5.1.1 riassume le caratteristiche dei principali minerali di uranio e la loro dislocazione.

Tipo Minerale Composizione Contenuto di U (%) Dislocazione Ossidi Ossidi misti Silicati Fosfati Uraninite Pechblenda Brannerite Davidite Carnotite Uranophane Coffinite Autunite UO2+x nUO2·mU3O8 (U,Ca,Fe,Th,Y)3Ti5O16 (U,Fe,Ce)(Ti,Fe,V,Cr)3(O,OH)7 K2O·2UO3·V2O5·3H2O Ca(UO2)2Si2O7·6H2O U(SiO4)1-x(OH)4x CaO·2UO3·P2O5·(8÷12)H2O 45÷85 Variabile 40 ~10 50 57 Variabile 50 Canada, Australia Rep. Ceca, USA, Congo Canada Australia USA, Rep. Russia Congo USA Francia, USA

Tabella 5.1.1 - Principali minerali di uranio[2.10]

A questo punto è importante fare una precisazione: quando si parla di risorse uranifere occorre distinguere fra[1.2] [5.2]:

1. risorse convenzionali: Known Conventional Resources (KCR) suddivise a loro volta in Reasonably Assured Resources (RAR) e Estimated Additional Resources Category I (EAR-I);

2. risorse convenzionali stimate: Estimated Additional Resources Category II (EAR-II) e Speculative Resources (SR);

3. risorse non convenzionali e altri materiali: Unconventional Resources and Others Materials.

Le risorse del primo tipo sono quelle di sfruttamento più facile, e come tale meno costoso; sono disponibili in quantità che vanno da 3˙500˙000 t a 4˙500˙000 t a seconda di quanto si è disposti a spendere per l’estrazione (tabb. 5.1.2 e 5.1.3).

<40 $/kgU 40-80 $/kgU <80 $/kgU 80-130 $/kgU <130 $/kgU Totale [t] 1˙730˙495 575˙197 2˙458˙152 661˙941 3˙169˙238

Tabella 5.1.2 - Quantitativo delle RAR suddivise per categorie di costo[5.2]

<40 $/kgU 40-80 $/kgU <80 $/kgU 80-130 $/kgU <130 $/kgU Totale [t] 792˙782 275˙170 1˙078˙762 320˙868 1˙419˙450

Tabella 5.1.3 - Quantitativo delle EAR-I suddivise per categorie di costo[5.2]

Per quanto riguarda le risorse del secondo gruppo, le EAR-II (tab. 5.1.4) comprendono le risorse di uranio che ci si aspetta siano presenti, anche se non ancora scoperte, nei depositi conosciuti mentre le SR (tab. 5.1.5) sono quelle che dovrebbero esistere in alcune aree per ragioni geologiche ma che non sono state ancora esplorate. Ovviamente i dati relativi alle EAR-II sono molto più precisi rispetto a quelli sulle SR:

<80 $/kg <130 $/kg Totale [t] 1474.6 2254.5

Tabella 5.1.4 - Quantitativo delle EAR-II suddivise per categorie di costo[5.2]

<130 $/kg Range di costo non ancora assegnato

Totale [t] 4437.3 3102.0

Tabella 5.1.5 - Quantitativo delle SR suddivise per categorie di costo[5.2]

Oggi si considera conveniente l’estrazione qualora la concentrazione di uranio sia uguale o superiore allo 0.7 % in U3O8 (a meno che assieme all’uranio non vengano

estratti altri metalli, come per esempio accade per l’oro nelle miniere del Sudafrica). Tali risorse si traducono in una disponibilità di energia per circa 75 anni con il consumo ed i reattori attuali (60˙000 tonnellate/anno). Tuttavia si stimano ulteriori 10 milioni di tonnellate ottenibili a prezzo superiore, che garantirebbero energia per altri 165 anni.

Le risorse di terza categoria comprendono i fosfati nonché l’uranio presente nei mari: si calcola che dai fosfati sia possibile estrarre circa 22 milioni di tonnellate di uranio e dalle acque degli oceani addirittura 4 miliardi di tonnellate! Di conseguenza, senza prendere in considerazione la quantità enorme di uranio nei mari1, la disponibilità energetica di cui sopra si allunga approssimativamente di altri 365 anni. La tecnologia di estrazione di uranio dai fosfati è sostanzialmente matura: la si utilizza già in Belgio e negli Stati Uniti. Tuttavia ha diffusione limitata perché ha ancora costi non convenienti: si stima che un progetto di estrazione di 100 tU/anno avrebbe un costo nel range 60-100 $/kgU (costi di investimento inclusi).

Per quanto riguarda invece l’estrazione dell’uranio dall’acqua di mare, sono state effettuate ricerche in Giappone con esito incoraggiante: tuttavia, si tratta ancora di una tecnologia sperimentata solo su scala di laboratorio con costi estremamente alti, si stima intorno ai 300 $/kgU. In tab.5.1.6 si ricapitola la dislocazione geografica delle risorse di uranio. Stato U [t] % Australia Kazakhstan Canada Rep. Sudafricana Namibia Brasile Fed. Russa USA Uzbekistan Totale 989˙000 622˙000 439˙000 298˙000 213˙000 143˙000 158˙000 102˙000 93˙000 3˙537˙000 28 18 12 8 6 4 4 3 3 100

Tabella 5.1.6 - Risorse di uranio convenzionali[I.1]

Si prevede che da qui al 2020 la domanda di uranio aumenterà, al minimo del 10% (fino a 73˙495 tU/anno) e al massimo del 29% (fino a 86˙070 tU/anno) di quella attuale, sulla base di proiezioni rispettivamente per difetto e per eccesso della potenza elettronucleare installata a quella data e supponendo che questa sia costituita da reattori del tipo attuale ad acqua (cfr. tabb. 5.1.1, 5.1.2, 5.1.3, 5.1.4).

Attualmente l’approvvigionamento di uranio si basa per il 50-60% sull’estrazione da miniera, il resto deriva invece da:

• stock di uranio naturale e/o arricchito2 _{di origine civile e militare}

• riprocessamento del combustibile esaurito e uso dei MOX

• miscelazione degli scarti di uranio depleto con U235 _{Weapons-Grade}

1 _{Con la tecnologia attuale soltanto l’uso di reattori veloci giustificherebbe la spesa necessaria per}

effettuare tale estrazione

2 _{Gli stock sono dovuti al fatto che negli anni precedenti è stato estratto più uranio di quanto}

effettivamente servisse: ciò ha portato negli anni ad un suo accumulo, dovuto in parte anche ad uno sviluppo della produzione di energia per via nucleare che è stato, nei fatti, più limitato rispetto alle previsioni

Figura 5.1.1 - Potenza elettrica nucleare installata nel mondo nel 2002 (totale netto:

363.8 MWel)[5.2]

Figura 5.1.2 - Richiesta di uranio mondiale nel 2002 (totale: 66815 tU)[5.2]

Figura 5.1.3 - Stima della potenza elettro-nucleare installata nel mondo nel 2020 (proiezione per difetto e per eccesso)[5.2]

Figura 5.1.4 - Stima della richiesta annuale di uranio nel mondo nel 2020 (proiezione per difetto e per eccesso)[5.2]

I dati conosciuti (relativi solo a pochi paesi ed anche questi ultimi non interamente noti) sono riassunti nella seguente tab. 5.1.7.

Paese Uranio naturale stoccato Uranio arricchito Uranio riprocessato

Argentina > 110 0 0

Brasile 20 Non Disponibile 0

Rep. Ceca > 2000 ND 0 Rep. Corea 1100 2100 0 Lituania 0 140 0 Messico 300 0 0 Portogallo 286 0 0 Spagna ND > 380 ND Turchia 2 0 0 Stati Uniti 37845 20820 ND Totale > 41663 > 23440 > 0

Ricordiamo qui l’accordo3 stipulato nel febbraio 1993 tra Federazione Russa e Stati Uniti circa l’uranio ad alto arricchimento con scopo militare prodotto dall’ex-URSS: la Russia si è impegnata a convertire 500 t di HEU in uranio a basso arricchimento per uso pacifico, che equivale a circa 15˙300 t di uranio a basso arricchimento che sarebbe ottenibile da 92 milioni di unità di separazione isotopica. Alla data del 30 settembre 2003 sono state convertite 193 t di HEU da cui si sono ottenute 5705 t di uranio a basso arricchimento sfruttabile nei reattori: ciò rappresenta lo smantellamento di 7773 testate militari.

Tabella 5.1.8 - Produzione e uso dei MOX[5.2]

Vale la pena di citare anche un accordo fra USA e Federazione Russa del 2000 che pre

00 a circa 1˙200˙000 t (equivalente, com

tiva a lungo termine si ha quanto mostrato in fig. 5.1.5 e ta

vede che i due paesi, fra il 2000 e il 2025, convertano ciascuno 34 t di plutonio weapons-grade in MOX; le 68 t di Pu sostituiranno 7000-8000 t di uranio naturale, ovvero circa l’1% della richiesta su quel periodo.

L’uranio depleto4_{, infine, ammontava nel 20}

e contenuto di U235, a 452˙000 t di uranio naturale) e si stima che aumenterà fino a 57000 t/anno con l’attuale richiesta di 65000 t/anno di U naturale. Una volta riarricchito sarebbe sufficiente a soddisfare la richiesta mondiale per 6 anni, supponendo un consumo pari a quello del 2002.

Ricapitolando, in una prospet b. 5.1.9.

3 _{“The Agreement between the Governement of United States and the Government of the Russian}

Federation concerning the Disposition of Highly Enriched Uranium from Nuclear Weapons”

Figura 5.1.5 - Produzione e richiesta di U nel mondo occidentale espressa in 1000 tU/anno (non sono comprese: ex-URSS e paesi dell’Est europeo, Cina, Cuba, Mongolia)[5.2]

Tabella 5.1.9 - Disponibilità di uranio a lungo termine con varie tecnologie; per KCN si intendono le RAR e le EAR-I (totale: 4588700 t/U); per Total CR si intendono le RAR, EAR ed SR (totale: 14382500

tU); si considera una produzione elettronucleare pari a quella del 2002, ovvero 2570 TWh[5.2]

Per quanto riguarda il torio, la sua concentrazione media sulla crosta terrestre è tre volte maggiore di quella dell’uranio cioè pari a 10 ppm, sebbene esso non sia presente, a differenza dell’altro, nelle acque marine. Spesso lo si trova negli stessi minerali che

contengono l’uranio (cfr. tab. 5.1.1) anche in proporzioni elevate (10÷25 %). Si riporta anche per il torio una tabella dei principali minerali che lo contengono (tab. 5.1.10):

Minerale Composizione chimica Contenuto di Th (%)

Monazite Torianite Brannerite Euxenite Samarskite Torite Torogummite (Ce,La,Y,Th)PO4 (Th,U)O2 (U,Ca,Fe,Y,Th)3Ti5O16 (Y,Ca,Ce,U,Th)(Nb,Ta,Ti)2O6 (Y,Ce,U,Ca,Fe,Pb,Th)(Nb,Ta,Ti,Sn) 2O6 ThSiO4 Th(SiO4)1-x(OH)4x ≤26 45÷88 0.26÷4.4 ≤4.3 ≤3.7 25÷63 18÷51

Tabella 5.1.10 - Principali minerali di torio[2.10]

Si stima che la disponibilità di torio ammonti a più di 4.5 milioni di tonnellate[I.1][5.1], di cui quelle economicamente estraibili oggi, cioè a costo uguale o inferiore a 70 $/kg Th, sono così dislocate come riportato in tab.5.1.11.

Stato Th [t] Australia 300˙000 India 290˙000 Norvegia 170˙000 USA 160˙000 Canada 100˙000 Rep. Sudafricana 35˙000 Brasile 16˙000 Altri stati 95˙000 Totale 1˙200˙000

Tabella 5.1.11 - Riserve di torio[I.1]

Come si evince facilmente dai dati riportati, sia l’uranio che il torio sono elementi largamente disponibili e presenti quasi sempre in paesi con buona stabilità politica, fatto che di per sé assicura una certa stabilità dei prezzi.

Infine, è interessante notare un altro aspetto che spesso viene trascurato[4.6]: a differenza del petrolio e del metano, che sono elementi indispensabili per moltissimi processi di sintesi e, in quanto tali, il loro bruciamento rappresenta un vero spreco, l’uranio e, anche se in misura un po’ minore, il torio sono elementi che trovano scarsi campi di applicazione al di fuori delle tecnologie nucleari. Il torio[I.4], per esempio, è usato nel mantello di Welsbach nelle lanterne portatili a gas oppure come elemento

legante per il magnesio nel rivestimento di tungsteno delle attrezzature elettroniche; alcune sue leghe, inoltre, sono usate in campo aeronautico o come materiali refrattari. L’uranio, al di fuori dell’impiego nucleare (dove, oltre che come fonte di energia viene utilizzato anche come schermo per le radiazioni ionizzanti), viene utilizzato soprattutto in applicazioni in cui si sfrutta il suo alto peso specifico (circa 19 g/cm3): dalle applicazioni in campo militare per proiettili perforanti alle zavorre di aerei o imbarcazioni, fino ai contrappesi delle mazze da golf. Come si vede, dunque, in confronto agli idrocarburi questi elementi trovano un impiego molto modesto nelle applicazioni pratiche e questo è un motivo in più che li rende particolarmente vantaggiosi per la produzione di energia.

La tab. 5.1.12 riassume infine le risorse naturali disponibili.

5.2 Il ciclo del combustibile nucleare

5.2.1 Il ciclo attuale ed i potenziali scenari futuri

Ogni materiale combustibile, convenzionale o nucleare che sia, è soggetto non solo al bruciamento ma anche ad una serie di trasformazioni ed operazioni preliminari e successive al bruciamento stesso. L’insieme di tutti questi processi prende il nome di ciclo del combustibile.

Si riporta qui a seguito una figura[5.1] che illustra schematicamente i principali passi che caratterizzano il ciclo del combustibile nucleare “principe”: l’uranio.

Figura 5.2.1 - Schema del ciclo del combustibile nucleare (uranio)[5.1]

Come si vede chiaramente dalla figura, il combustibile nucleare è soggetto ad un vero e proprio ciclo durante la sua vita[1.2]. Preliminari sono ovviamente le operazioni di miniera: come già accennato, l’uranio si trova nelle rocce che lo contengono in concentrazioni molto basse, fatto che ne rende necessaria la concentrazione. Segue tutta una serie piuttosto lunga e complessa di vari processi di purificazione, aventi in primo luogo l’obiettivo di eliminare gli elementi nocivi all’economia neutronica. Le operazioni effettuate in questa prima parte del ciclo del combustibile sono prevalentemente di tipo chimico, possono differire a seconda del tipo di roccia da cui proviene il minerale e conducono alla produzione dell’esafluoruro di uranio che, sublimando a 56 °C, è particolarmente conveniente in vista del successivo processo di arricchimento, effettuato attraverso l’uso di ultracentrifughe gassose, impianti di

diffusione o separazione isotopica selettiva per mezzo di laser (AVLIS o MVLIS) solo per citarne alcune. L’esafluoruro arricchito (tipicamente, dal 3 al 4.5 % in U235) può essere quindi convertito in polvere di UO2, che viene poi sinterizzata in pellets che,

opportunamente incamiciate, andranno a costituire l’elemento di combustibile vero e proprio. Segue il bruciamento nei reattori termici, lo stoccaggio temporaneo nelle piscine di decadimento e, infine, un destino diverso a seconda del paese in cui ci si trova: o lo stoccaggio definitivo, in siti di opportune caratteristiche geologiche, oppure il riprocessamento, ovvero la separazione chimica dell’uranio rimasto (sia U235 sia U238) e del plutonio formatosi dalla fertilizzazione dell’U238 dai prodotti di fissione e dagli attinidi minori, che andranno stoccati definitivamente. Dunque, questa parte “recuperata” dell’uranio viene reimmessa nel ciclo esattamente nello stesso punto in cui entra l’uranio “fresco”, proveniente direttamente dalla miniera (ovviamente bisognerà tenere in debito conto il fatto che si deve arricchire uranio già usato, come tale contenente un po’ di U236, che è un veleno per i neutroni termici e che nel processo di separazione isotopica con centrifuga o con membrana tende a comportarsi come l’U235, nonché di U232 (di cui si riparlerà a proposito dei combustibili a base di torio, particolarmente problematico dal punto di vista radioprotezionistico). Il plutonio invece passa direttamente alla fase della fabbricazione del combustibile, dove viene convogliato anche l’uranio arricchito.

Questo procedimento è dovuto al fatto che allo scarico il combustibile detto “esaurito” non è in effetti tale nel senso letterale del termine: infatti, accanto al plutonio prodotto dalla fertilizzazione dell’U238 (che già durante la vita nel reattore ha contribuito in media per oltre il 30 % alla produzione di energia per fissione), allo scarico il combustibile presenta ancora un arricchimento di circa l’1 % in U235 che può pertanto essere convenientemente recuperato. L’attuale ciclo del combustibile, in definitiva, sfrutta di fatto solo lo 0.5% dell’energia estraibile dall’uranio presente in miniera: si arriva all’1% considerando il contributo del plutonio prima menzionato.

La via del riprocessamento, seguita da alcuni paesi fra cui Francia e Regno Unito, ha vari vantaggi: innanzitutto consente un più razionale sfruttamento del combustibile, consentendo non solo di recuperare l’U235 rimasto (e, visti i costi e la complessità del processo di arricchimento nonché il fatto che è solo lo 0.7 % di tutto l’uranio esistente, ogni spreco, tanto più in un’ottica globale e lungimirante, è sicuramente da evitare) ma anche il Pu239 _{formatosi che rappresenta una risorsa importantissima, visto che l’U}238 _da

cui discende per fertilizzazione rappresenta come si è visto la quasi totalità dell’uranio presente in natura. In secondo luogo, il riprocessamento permette di ridurre considerevolmente il volume dei prodotti ad alta attività da stoccare a lungo termine, cioè prodotti di fissione e attinidi minori. Infine, riutilizzare combustibile già irraggiato riduce sensibilmente il rischio di proliferazione, grazie alla formazione, durante l’irraggiamento successivo, di isotopi del plutonio ad alto numero di massa nonché di altri attinidi che rendono le caratteristiche del materiale non compatibili con una classificazione del tipo weapons-grade.

Tuttavia, il ciclo visto è ben lungi dall’essere pienamente soddisfacente: infatti, l’uso di soli reattori termici per ragioni di economia neutronica non permette di sfruttare appieno il combustibile e lascia la “pesante eredità” di attinidi ad elevata vita media, che non possono essere fissionati da uno spettro termico per il quale invece rappresentano generalmente fastidiosi assorbitori. E’ evidente che, per chiudere davvero il ciclo e per sfruttare al massimo le potenzialità del combustibile nucleare disponibile in natura, sono necessari non solo reattori termici con elevati burnup ma,

“simbioticamente” con essi, reattori veloci ed, eventualmente, reattori sottocritici di tipo ADS.

Inoltre, un ciclo razionale del combustibile non può non tenere conto delle immense risorse di torio disponibili in natura, che ha come l’U238 la caratteristica di non essere fissile bensì fertile.

Figura 5.2.2 - Cicli alternativi del combustibile nucleare[2.6]

La fig. 5.2.2 [1.6][2.3][2.4][2.5] è un interessante schema di confronto e di ricapitolazione delle varie opzioni di gestione del combustibile nucleare: attualmente gli approcci di fatto seguiti sono:

1. Once through

2. Pu burning, limitato quasi per intero ai reattori LWR con l’opzione del combustibile MOX5.

5 _{Nei reattori termici LWR, il riciclo multiplo dell’uranio ne migliora l’utilizzo di circa un fattore 2,}

E’ facile intuire che da un punto di vista di un razionale sfruttamento energetico le soluzioni migliori sono senz’altro la (3A) e la (5) che sfruttano per intero, attraverso la trasmutazione, le potenzialità di tutto l’uranio estratto per produrre energia: è noto infatti che i sistemi ADS6 spendono buona parte dell’energia prodotta per fissione per alimentare il potente acceleratore di protoni necessario per garantirne la criticità.

Inoltre, dalla stessa figura è evidente come si ritenga indispensabile il riciclo multiplo onde sfruttare (a meno delle inevitabili perdite dovute ai processi tecnologici coinvolti) al 100% il minerale e, conseguentemente, ridurre drasticamente la radiotossicità del materiale destinato allo stoccaggio definitivo. Si è visto per esempio che già il riciclo del solo plutonio in un FBR comporta la riduzione della radiotossicità di un fattore da 3 a 10 (cfr. Cap. 1.1); il bruciamento di tutti i TRU porterebbe tale fattore a circa 100, ma è praticamente una certezza il fatto che siano necessari per questo scopo passaggi multipli (“multi-recycling”).

Per quanto riguarda il recycling, si considerano essenzialmente tre strategie: 1. Homogeneus recycling

2. Heterogeneus recycling 3. Sistemi dedicati

Figura 5.2.3 - Strategie di gestione di Pu e MA[1.6]

Ognuno di questi approcci ha ovviamente i suoi vantaggi e i suoi svantaggi. Descriviamoli brevemente[2.3][2.4][2.5]:

arricchimento in U235 _{e/o Pu}239 _{del combustibile stesso. Una migliore utilizzazione del combustibile}

(vicina cioè al 100%) può essere ottenuta solo con i reattori veloci.

1. Si tratta di un sistema di produzione di energia capace di riciclare Pu e MA raggiungendo un equilibrio sui flussi di massa sia del Pu sia degli MA e smaltendo come scoria solo una piccola percentuale di radioisotopi (0.1% o meno a seconda dell’efficienza del processo chimico coinvolto). E’ pertanto un’ottica di produzione di energia facendo un uso ottimizzato delle risorse e dei reattori esistenti; ha l’evidente vantaggio di non separare il Pu dagli MA e può adattarsi ai più svariati tipi e taglie di reattori, di modalità di condizionamento dei rifiuti, ecc. Permette, in linea di principio, di ridurre il potenziale radiotossico di 200 volte rispetto al ciclo aperto.

2. Questa opzione si basa sull’idea di ottenere la trasmutazione dei soli MA, separati dal plutonio e messi sotto forma di opportuni bersagli da caricare in noccioli di tipo standard. I principali ostacoli sono: elevatissimo radiation damage dovuto alle alte fluenze necessarie per bruciare gli MA; separazione del Pu dall’Am e dal Cm (che devono però restare insieme); distribuzione della potenza nel reattore molto variabile col tempo di irraggiamento; necessità di caricare questi “bersagli” di MA su un’ampia fetta del parco reattori esistenti, meglio se veloci (30-50%). Tuttavia, anche questa via permetterebbe in linea di principio di ridurre il potenziale radiotossico di un fattore che va da 30 a 40 circa.

3. Questo ultimo approccio separa la trasmutazione dalla produzione di energia elettrica: prevede l’uso di noccioli dedicati, costituiti per oltre il 30% da MA ed il resto da Pu. La principale problematica del core dedicato di tipo critico è legata al controllo, in quanto la frazione di neutroni ritardati di un sistema siffatto è estremamente bassa (∆k/k <0.2%) così come il coefficiente Doppler è molto ridotto (per ulteriori dettagli in proposito vedi par. 2.2), di conseguenza particolarmente adatto a questo tipo di opzione è il concetto di reattore sottocritico. Teniamo presente che ai fini della sola trasmutazione (a parità di combustibile, di potenza, e di materiali impiegati) un reattore sottocritico ed un reattore critico sono perfettamente equivalenti.

La trasmutazione quindi ha lo scopo di chiudere il ciclo del combustibile nucleare e, così facendo, di renderlo più razionale. Tuttavia, come in ogni problema ingegneristico, anche questa strategia dovrà fare i conti con la convenienza economica e ne andrà valutato l’impatto sull’intero ciclo del combustibile: non vanno infatti sottovalutate le potenziali difficoltà tecniche del reprocessing (per un cenno a dette problematiche vedi capp. 2 , 6 ed Appendici B eD).

5.2.2 Cenni alle strategie attuali di gestione del plutonio

La maggior parte del combustibile scaricato dagli oltre 400 impianti nucleari commerciali presenti oggi nel mondo è destinata all’interim storage o addirittura allo stoccaggio definitivo (“once-through”): tale scelta è dettata da svariate ragioni, di carattere politico, economico, storico, strategico, ecc. Un tipico impianto commerciale (per esempio un PWR da 1000 MWe) scarica in media 28 kg di Pu per TWhe. Un

reattore veloce della stessa taglia richiede una carica iniziale di Pu di diverse tonnellate ma una volta operativo autosostiene la produzione del Pu stesso.

• Garanzia di alti standard di sicurezza in ogni fase (riprocessamento, trasporto, fabbricazione di nuovo combustibile) dettati dall’elevata tossicità chimica e radiologica dell’elemento

• Possibilità di stoccaggio del Pu in forme “recuperabili” in un futuro, che ne permettano cioè il riciclaggio qualora le circostanze lo rendessero conveniente • Garanzia contro la proliferazione

• Competitività economica

Le opzioni tecniche studiate per la gestione a breve e medio termine del Pu, mirata però al suo sfruttamento, sono basate sull’impiego dei reattori esistenti più diffusi, ovvero LWR e HWR, nonché su loro possibili sviluppi (ad esempio, low moderation LWR, high moderation LWR, ecc.). Si tratta essenzialmente dell’uso dei combustibili MOX7 e di elementi di combustibile innovativi sviluppati a partire da essi per far fronte ad alcune problematiche peculiari di questo tipo di combustibile (ad esempio, picco di interfaccia fra assembly UOX e assembly MOX, controllo con ridotta frazione di neutroni ritardati e ridotto coefficiente Doppler, keff massimo con rapporto NMod/NHM≈4

anziché 2, ecc.). Inoltre, sono stati pensati cicli, su questi stessi reattori, che sfruttano l’abbinamento Pu/Th: in questo senso appaiono particolarmente promettenti i reattori a gas ad alta temperatura.

Ecco infine un riassunto delle varie possibilità, con relativi vantaggi:

Tabella 5.2.1 - Opzioni di gestione del Pu[2.5]

7 _{Attualmente gli assembly di MOX sono utilizzati sempre insieme ad assembly convenzionali; tuttavia}

Un’ultima osservazione: lo stoccaggio del Pu (sia diretto sia preceduto dal riprocessamento) comporta sempre la perdita per decadimento del fissile Pu241, quindi l’accumulo di Am241 _{(che è un veleno per i reattori termici) e di elio, nonché, nel caso}

dello stoccaggio in acqua, la formazione di idrogeno per radiolisi (dovuta a particelle α, β e a raggi γ) dell’acqua stessa in cui il materiale è conservato.

5.3 Il torio come combustibile nucleare

5.3.1 Il torio e le sue proprietà

Com’è noto, il torio, che in natura si trova come isotopo Th232, è un materiale fertile capace di generare il fissile U233, analogamente alla fertilizzazione dell’U238 in Pu239[5.4][5. 5][5. 6] [5. 7][5. 8]

La vita media del Th è di circa 14 miliardi di anni, ossia circa tre volte quella dell

che sfru

mico; vantaggiosi rispetto ai cor

sono: • Aumento delle riserve di combustibile nucleare a lunghissimo termine

izionale,

232

Ciclo U-Pu

Ciclo Th-U

’U238 e ciò spiega la sua relativa abbondanza sulla crosta terrestre (cfr. cap. 5). E’ evidente, visti i “bassi” numeri di massa coinvolti, che un combustibile tta l’U233 produce solo piccole quantità di plutonio ed MA, a tutto vantaggio di una ridotta radiotossicità a lungo termine. Tuttavia, appare chiaro come non sia possibile realizzare un combustibile col solo torio essendo puramente fertile8: occorrerà pertanto aggiungere al fertile Th232 una certa quantità di fissile, U235 o, più razionalmente, plutonio. Per quanto riguarda le proprietà neutroniche del torio si veda il cap. 2; ne ricapitoliamo in tab. 5.3.1, alla fine del paragrafo, alcune.

L’U233 è l’isotopo con più alto fattore η in campo ter

rispondenti dell’U e del Pu sono sia il punto di fusione del Th metallico sia del suo ossido; penalizzanti invece le densità e la frazione di neutroni ritardati β.

In sostanza si può dire che i vantaggi legati allo sfruttamento del torio

• Possibilità di impiego nei reattori termici, insieme al combustibile trad

senza sostanziali modifiche dell’impianto stesso (oltre ai particolarmente versatili HTR infatti è stato studiato l’uso di tale combustibile anche in PWR, VVER, HWR); ciò consentirebbe di prolungare nei prossimi anni l’uso delle attuali e ben collaudate tecnologie senza incorrere in problemi quali scarsità di riserve del combustibile nucleare e/o costi troppo elevati dello stesso; inoltre, la

8 _{Non lo si può usare direttamente, da solo, neppure in un reattore veloce: la soglia di fissione veloce per}

il Th232 _{è piuttosto alta, pari a 1.5 MeV contro gli 0.8 MeV dell’U}238 _{(che comunque non può essere usato}

combinazione Th-Pu permetterebbe di ridurre, a parità di reattore, molto di più il quantitativo di Pu239 rispetto al combustibile MOX tradizionale9, grazie all’assenza del fertile U238

Maggiore flessibilità del c

• iclo del combustibile mediante l’uso combinato di

• nghissimo termine e possibilità di uso nei sistemi

• rapporto di conversione attorno

• to alla non-proliferazione (vedi oltre)

Gli svantaggi sono invece i seguenti:

• Mancanza di isotopi fissili nel torio naturale

che decade in isotopi

gamma-• )

ollo del reattore in • essamento: il ThO2 è insolubile in acido nitrico e quindi il

Figura 5.3.1 - Catene di decadimento dell’U232 _{e dell’U}233_[5.8]

plutonio proveniente dalle stockpiles ed uranio depleto sottoprodotto del processo di arricchimento

Ridotta radiotossicità a lu

critici e sottocritici per il bruciamento dei TRU Possibilità di uso anche nei reattori veloci con ad uno

Contribu

• Co-produzione, insieme all’U233_{, dell’U}232

emettitori (fig. 5.3.1) molto pericolosi dal punto di vista radioprotezionistico (in particolare Th228, Tl208 e Bi212, evidenziati in fig. 5.3.1).

Bassa frazione di neutroni ritardati (simile a quella del Pu239 • Accumulo di Pa233_{, forte assorbitore, che dà problemi di contr}

caso di shut-down Difficoltà di riproc

processo THOREX deve ricorrere a tecniche particolari.

Tabella 5.3.1 - Alcune proprietà neutroniche e fisiche del torio e del suo ossido[5.18]

5.3.2 L’uranio 233 ed i problemi ad esso connessi

Si sono appena viste le caratteristiche nucleari dell’U233, che è un buon fissile; l’idea immediata di recuperarlo e riprocessarlo in maniera analoga al Pu239, come si è già accennato, presenta molte difficoltà, sia per motivi chimici sia per motivi radioprotezionistici. A proposito di questi ultimi, il problema nasce dalla formazione dell’U232 (fig. 5.3.2).

Figura 5.3.2 - Catena di formazione degli attinidi[5.8]; si nota quanto è laboriosa la trasmutazione del Th in MA a causa della sua “distanza” da essi

Come si nota, le due principali vie di produzione dell’U232 sono la cattura10 da parte del Th230nonché, più frequentemente, la reazione (n,2n) dell’U233 con soglia di 6 MeV (fig. 5.3.3).

10 _{Il Th}230 _{è contenuto in piccolissime quantità nel torio naturale; esso fa parte della catena di decadimento}

Figura 5.3.3 – Sezione d’urto per la reazione (n,2n) dell’U233_[2.14]

Bastano piccolissime quantità di U232 per rendere necessario l’uso di mezzi remotizzati nel riprocessamento (figg. 5.3.4 e 5.3.5): tuttavia, con un contenuto fino a 10 ppm di U232 è possibile l’uso dei glovebox[5.5]. Con i burnup tipici dei reattori di potenza però la concentrazione di U232 _{raggiunge le centinaia se non le migliaia di ppm.}

C’è comunque un vantaggio, che fa vedere di buon occhio combustibili ad alto contenuto di U232: infatti esso è un’ottima barriera contro il trafugamento di materiale nucleare per scopo bellico.

Figura 5.3.4 - Rateo di dose a 0.5 m da 5 kg di sfere di combustibile di U233 _{e Pu}239 _{per differenti quantità}

di U232 _{e isotopi del Pu ad alto numero di massa[5.8]}

Schermo di Pb Sfera di 5

kg di U233

Figura 5.3.5 - Attenuazione del rateo di dose dovuto ad una sfera di 5 kg di U233 _{con 5 ppm di U}232 _{e di Pu}

Dalle caratteristiche neutroniche elencate all’inizio del capitolo, si è visto che con l’U233 è possibile realizzare, almeno in linea di principio e con opportuni mezzi di controllo della reattività, reattori termici con CR>1; inoltre non è neppure stata scartata l’ipotesi di usarlo anche nei reattori veloci (ad esempio: U233+U238 nella zona centrale; Pu+U238 nella zona periferica; Th nel blanket) sebbene l’U238 presenti caratteristiche superiori rispetto al Th232 in campo veloce: infatti, se l’U238 dà un contributo del 7-8% alle fissioni, il Th232 si ferma a circa il 2% e il rapporto di conversione è a favore dell’U238 a causa delle densità più alta a parità di sezione d’urto di cattura.

Per quanto riguarda il controllo del reattore, il periodo di dimezzamento di 27 giorni del Pa233, genitore dell’U233 e discreto assorbitore (vedi fig. 5.3.6), fa sì che in caso di shut-down si abbia un rilascio di reattività crescente nel tempo a causa del suo decadimento: per avere un’idea, in un PWR con combustibile Th-U235O2 viene rilasciata

una reattività positiva pari rispettivamente a 310, 820 e 1210 pcm dopo 10, 20 e 30 giorni dallo spegnimento. Occorrerà pertanto un supplemento di reattività negativa inseribile per far fronte ad una tale evenienza (presumibilmente barre di controllo).

5.4 Valutazione dell’energia ricavabile dal bruciamento

completo di plutonio e attinidi minori

A questo punto è interessante dare una stima del contenuto energetico di Pu, MA e U scaricati da un LWR. A livello di Unione Europea[1.5][3.1], dove si producono 125 GWe per via nucleare, si scaricano ogni anno mediamente 3000 t di combustibile

esausto, costituito da circa 25 t di Pu, 3.5 t di attinidi minori (MA) e circa 100 t di prodotti di fissione (FP) di cui 3.1 t a lunga vita. Infatti, un reattore PWR da 1000 MWe

scarica in media, ogni anno, dai 40 ai 70 elementi di combustibile (ogni assembly è costituito da 461.4 kg di uranio); un BWR di uguale taglia ne scarica invece da 120 a 200 (183.3 kg di uranio per assembly). Ogni assembly trascorre mediamente tre anni all’interno del reattore, al termine dei quali al suo interno si sono formati circa 350 nuclidi diversi di cui 200 radioattivi. Si ricorda che la composizione chimica media è la seguente (per la composizione isotopica del combustibile scaricato dagli LWR vedi cap. 3) - 94% U238 - 1% U235 - 1% Pu (Reactor Grade) - 0.1% attinidi minori (Np, Am e Cm) - 3÷4% prodotti di fissione

In termini di massa (con riferimento ai due precedenti tipi di reattori, supponendo di scaricare il massimo numero di elementi di combustibile scaricabili ogni anno, cioè rispettivamente, per fissare le idee, 70 e 200) si hanno i valori riportati in tab. 5.4.1.

Tabella 5.4.1 Masse di waste per i LWR per anno di esercizio

Nei calcoli successivi si chiameranno, rispettivamente: Isotopo PWR BWR U238 [t] 30.4 34.5 U235 [t] 0.32 0.37 Pu [t] 0.32 0.37 Attinidi minori [t] 0.032 0.037 Prodotti di fissione [t] 1.1 1.3 ,... , 238 235 _U U M M le masse, in kg, di U235, U238, …scaricate dal reattore e riportate in tab. 5.4.1 ,... , 238 235 U U µ µ la masse molare, in kg/kmol, dell’isotopo considerato NAv il numero di Avogadro ,.... , , 235 238 235 _{aU aU} fU σ σ

σ le sezioni d’urto, in barn, di fissione dell’U235_{, di assorbimento} dell’U235_{, di assorbimento dell’U}238 _{, ecc.}

200 10 6023 . 0 105 580 580 235 10 98 . 322 3 24 235 235 235 235 ⋅ ⋅ ⋅ + ⋅ = = _{Av fissione} aU fU U U PWR N E M E σ σ µ MeV=

=1.4·1029 MeV=260 GWD e 200 10 6023 . 0 105 580 580 235 10 6 . 366 3 24 235 235 235 235 ⋅ ⋅ ⋅ + ⋅ = = Av fissione aU fU U U BWR N E M E σ σ µ MeV= =1.59·1029 MeV=294 GWD

ricordando che 1MWD=5.4*1023 MeV e prendendo come energia media per fissione

Efissione=200 MeV.

E’ sempre bene poi tenere conto dell’energia ricavabile dalla fissione termica del Pu239 e Pu241 rimasti e della immensa risorsa dello scarico del reattore costituita dall’U238 che, a parte la frazione convertita in Pu, resta inutilizzato. Come si vede, la maggior parte della “scoria” è in realtà una immensa (potenziale) risorsa di energia.

Sviluppando la tecnologia dei reattori veloci sarebbe possibile, magari attraverso la strategia dei cicli multipli, bruciare anche tutto l’U238 direttamente o, soprattutto, per trasmutazione; considerando nuovamente i due esempi precedenti si ottiene11:

200 10 6023 . 0 238 10 12 . 30360 3 24 238 238 238 ⋅ ⋅ ⋅ ⋅ = = Av fissione U U PWRU N E M E µ MeV= =1.54⋅1031 _{MeV=2852 GWD} e 200 10 6023 . 0 238 10 4 . 34460 3 24 238 238 238 ⋅ ⋅ ⋅ ⋅ = = Av fissione U U BWRU N E M E µ MeV= =1.74⋅1031 _{MeV=3222 GWD}

Dal plutonio12 invece avremmo:

200 10 6023 . 0 239 10 98 . 322 ⋅ 3 _{⋅ ⋅} 24 _⋅ = = _{Av fissione} Pu Pu PWRPu N E M E µ MeV=1.62⋅10 29 _MeV= =300 GWD e

11 _{La stima non tiene conto del rapporto fra sezione di fissione e sezione di assorbimento del nuclide}

fissionato perché la fissione potrebbe avvenire dopo varie trasmutazioni e a varie energie. Inoltre, si è assunta una energia media di fissione attorno ai 200 MeV perché in realtà essa differisce leggermente da un nuclide all’altro e tende ad essere leggermentepiù alta per gli isotopi a più alto numero di massa (cfr. cap. 2, tab. 2.1.4)

200 10 6023 . 0 239 10 6 . 366 ⋅ 3 _{⋅ ⋅} 24 _⋅ = = Av fissione Pu Pu BWRPu N E M E µ MeV=1.84⋅10 29 _MeV= =340 GWD

Analogo calcolo si può fare anche per gli MA13_:

200 10 6023 . 0 239 10 2 . 32 ⋅ 3 _{⋅ ⋅} 24_⋅ = = Av fissione MA MA PWRMA N E M E µ MeV=0.162⋅10 29 _MeV= =30 GWD e 200 10 6023 . 0 239 10 6 . 36 ⋅ 3_{⋅ ⋅} 24_⋅ = = Av fissione MA MA BWRMA N E M E µ MeV=0.184⋅1029 MeV= =34 GWD

Si riassumono in una tabella i risultati qui ricavati circa l’energia ottenibile dal combustibile “esausto” proveniente da un PWR:

Scarico da un PWR U235 U238 Pu MA Quantità [t] 0.32 30.36 0.32 0.037

E [GWD] 260 2852 300 30 E[MTEP] 14 5.35 58.75 6.18 0.625

Tabella 5.4.2 – Energia ricavabile dallo scarico di un PWR

Sono dunque quantità di energia (considerando la produzione elettronucleare mondiale) che corrispondono a miliardi di tonnellate di petrolio (che corrispondono quindi ad altrettante tonnellate di gas serra immessi in atmosfera, insieme agli elementi radioattivi in essi contenuti15).

Tenuto conto di tutta l’energia potenzialmente sfruttabile le scorie che ne conseguono, quantitativamente, rappresentano quindi ben poca cosa. D’altra parte, di fronte a questi stessi dati emerge con estrema chiarezza quanto sarebbe energeticamente più corretto utilizzare, insieme ai reattori termici, anche i reattori veloci.

13 _{Consideriamo una massa molare media di 239 g/mol[3.1] per l’insieme degli MA (di cui buona parte è}

Np237₎

14 _{1 TEP (tonnellata equivalente di petrolio) è pari a 4.19⋅10}7 _{kJ ovvero 0.048 MWD[5.9]} 15 _{Per approfondire la problematica qui accennata vedi[I.4] cap. 2}