Conclusioni
Dato il continuo aumento della popolazione terrestre (oggi la popolazione mondiale si aggira intorno a 6 miliardi di abitanti, secondo alcune proiezioni dovrebbe sfiorare gli 8 miliardi nel 2030) e quindi della domanda di energia (anche perché, come evidenziato nel presente lavoro, un adeguato approvvigionamento energetico fa parte dei più elementari diritti umani) sono divenute sempre più importanti (e sempre più lo diverranno) negli ultimi anni le preoccupazioni mondiali nell’ambito dei rifornimenti energetici e dell’impatto ambientale antropogenico. In tal senso appare evidente che l’opzione nucleare potrà contribuire significativamente alla risoluzione del problema. Nel presente lavoro si sono prese in considerazione alcune peculiari caratteristiche dei reattori ad alta temperatura (HTR), anche in vista di un utilizzo futuro. In questa tesi è stata analizzata, in particolare; la possibilità di produzione dell’idrogeno ed il contributo al bruciamento degli attinidi.
La produzione dell’idrogeno
Negli ultimi anni questo elemento ha focalizzato l’attenzione della comunità scientifica date la sua abbondanza (anche se non allo stato libero) ed il suo ridotto impatto ambientale nella produzione energetica (sia nei motori a combustione interna che nella emergente tecnologia delle celle a combustibile). E’ possibile infatti realizzare motori a combustione interna che oltre a non emettere particolato, CO, CO2,SO2, ed idrocarburi incombusti ha anche bassissime emissioni di NOx (grazie
alla diminuzione della temperatura della fiamma). Le celle a combustibile non presentano alcun tipo di emissioni. I problemi nell’utilizzo di questa fonte energetica riguardano l’accumulo ed il trasporto (l’idrogeno è un gas molto leggero, difficilmente liquefabile).
Infatti si deve sempre ricordare che l’idrogeno è un vettore energetico e non una fonte di energia. Esso deve, pertanto, essere fornito da qualche altra fonte primaria.
Attualmente il sistema più diffuso prevede il ricorso ai combustibili fossili, in particolare al gas naturale. Dato il basso prezzo attuale di quest’ultimo l’idrogeno attualmente viene prodotto principalmente per questa via (steam reforming con vapore). Si deve rammentare però che innanzitutto tale fonte non è rinnovabile, emette importanti quantitativi di emissioni di gas serra (circa 10 Kg per Kg di idrogeno prodotto), ed inoltre che per paesi come il nostro non contribuisce al raggiungimento dell’indipendenza energetica e della diversificazione delle fonti.
In tal senso il calore nucleare prodotto dal reattore ad alta temperatura (HTR) può fornire un significativo aiuto in quanto fonte di calore ad alta temperatura a buon prezzo ed esente da emissioni di gas serra (si ricordi che attualmente circa il 45% del metano utilizzato nello steam reforming viene utilizzato per produrre il calore necessario per la reazione).
Ancor più interessanti in tal senso si rivelano i processi termochimici, studiati da più enti nel mondo (JAERI, General Atomics, ecc.). Particolare attenzione ha ricevuto negli ultimi anni il processo I-S, che consiste nello scindere l’acqua (unico materiale di consumo, de facto completamente rinnovabile) nei suoi componenti fondamentali, ma, a differenza di quanto avviene durante il processo di termolisi, a temperature notevolmente più basse (meno di 1000 °C), con conseguente semplificazione nella scelta dei materiali ed economizzazione del processo. I reagenti sono tutti allo stato fluido e vengono (teoricamente) completamente riciclati, quindi non dovrebbe presentare problemi legati all’emissione di effluenti dannosi. Non sussistono problemi legati all’emissione di gas serra; il rendimento dipende dalla massima temperatura del ciclo: quello teorico è superiore al 40% (secondo alcune stime potrebbe arrivare fino al 70%). Il prezzo attualmente stimato dell’idrogeno così prodotto si aggira intorno a 1.30 $/Kg, più caro di quello prodotto per steam reforming del metano (0.80 $/Kg). Tuttavia bisogna ricordare che il gas naturale ha subito notevoli variazioni di prezzo negli anni, e che secondo alcune stime il suo prezzo continuerà a crescere. Se inoltre le preoccupazioni ambientali in merito al riscaldamento globale legato in particolare alle emissioni di CO2 prevarranno (e pertanto verrà introdotta una carbon tax) il prezzo dell’idrogeno
prodotto col processo I-S potrebbe nel breve periodo essere paragonabile, o addirittura inferiore, a quello prodotto con i sistemi tradizionali attuali.
Le potenzialità degli HTR potranno esplicarsi anche in settori diversi da quello tradizionale della produzione di energia elettrica. Tuttavia esistono ancora alcune problematiche irrisolte sulla strada dell'utilizzazione di questi reattori per la produzione di idrogeno. In futuro sarà quindi necessario un ulteriore impegno nel campo della ricerca e dello sviluppo per giungere a sistemi di produzione per via nucleare economicamente e tecnicamente competitivi. L'affermarsi di questa tecnologia, se si tengono ben presenti i suoi limiti intrinseci (come già sottolineato l'idrogeno è un vettore energetico e non una fonte di energia e quindi deve essere prodotto industrialmente), è sicuramente una delle più affascinanti e stimolanti prospettive nell'ottica di uno sviluppo della nostra società veramente sostenibile sia dal punto di vista ambientale che sociale.
Il bruciamento degli attinidi
Attualmente i 'problemi' del nucleare non sono ormai piùdi carattere tecnico ma soltanto di ordine socio-politico. Una delle sfide più importanti per l'industria nucleare nei prossimi anni, al fine di migliorarne l'accettabilità sociale, riguarderà il confinamento sicuro delle scorie nucleari. Fra le molte soluzioni proposte (alcune alquanto fantasiose) l'opzione scelta in alcuni paesi, come gli USA o la Svezia, riguarda il deposito permanente in siti geologicamente stabili. Questi vengono scelti in base al clima della zona (che deve essere arido), alla natura delle rocce, ed alla profondità delle
falde acquifere. Un esempio per tutti è costituito dal sito di Yucca Mountain (USA). Nonostante il confinamento in matrici inerti (vetro al borosilicato ad esempio) si ammette che comunque dopo un certo numero di anni (difficilmente prevedibile con certezza, nonostante la notevole mole di lavoro spesa in merito), dell'ordine delle decine di migliaia, i radionuclidi presenti nelle scorie inizino un graduale processo di trasporto per mezzo dell'acqua, che quindi costituirà una via di ritorno all'uomo. Gli organi di controllo ambientali dei vari paesi (ad esempio l'EPA) richiedono una opportuna limitazione riguardo agli equivalenti di dose per ingestione per la popolazione quando questi processi cominceranno ad avere luogo.
Gli impianti nucleari nell' UE producono annualmente circa 2500 tonnellate di combustibile spento, contenenti 25 tonnellate di plutonio e 3.5 di attinidi minori (Np, Am, Cm). Nel presente lavoro, pertanto, è stato effettuato uno studio mirato al bruciamento degli attinidi ed al relativo effetto nel lungo periodo. Si sono sfruttate le eccellenti caratteristiche di economia neutronica del reattore HTR per la riduzione della pericolosità del waste. In particolare, proseguendo lavori precedenti [1.1], si è studiato il bruciamento del plutonio. Per fare ciò è stato utilizzato un codice innovativo (già testato per i calcoli sul reattore ADS), denominato MCB (Monte-carlo Continuous energy Burnup), ed uno originale messo a punto nella presente tesi per il calcolo delle radiotossicità (pericolosità) da ingestione: il CARL (CAlculation of Radiotioxicities Lifetime). Quest’ultimo, sulla base di una data composizione isotopica definita in ingresso, è in grado di calcolare l’evoluzione temporale della radiotossicità totale e dei singoli nuclidi. Prendendo le mosse dai risultati già ottenuti [1.1] in termini di valutazione di riduzione del plutonio (allo scarico circa 1/10 della quantità iniziale), è stata verificata l’opportunità della scelta anche dal punto di vista della radiotossicità.
Si è notato che il contributo radiotossico dei prodotti di fissione si riduce dopo appena qualche centinaio di anni; quello di gran lunga maggiore riguarda gli isotopi del plutonio, mentre gli attinidi minori (negli LWR) danno contributi 10 volte inferiori al plutonio ma 1000 volte superiori ai prodotti di fissione.
Il confronto è stato effettuato con il livello di radiotossicità da ingestione dell’uranio presente in miniera che origina, bruciato in un LWR, 1 g di plutonio; tale valore è dell’ordine del Sv. Si è definito un tempo di pareggio come l’intervallo di tempo, in anni, necessario affinché la radiotossicità dei prodotti del bruciamento raggiungesse il valore di riferimento citato. Sulla base di numerosi calcoli, sono stati ottenuti risultati significativi. Si è constatato che:
1°) Non si hanno vantaggi nel bruciamento dei combustibili MOX nei reattori LWR (tempo di pareggio con la miniera pari a circa 120000 anni)
2°) Il bruciamento del plutonio di 1a generazione (cioè con la composizione isotopica derivante dal riprocessamento del combustibile esausto dei LWR) a 1200 K determina un iniziale aumento della
radiotossicità dei prodotti rispetto a quella del combustibile fresco, che comunque viene pareggiata in circa 40 anni. Il livello di miniera è raggiunto in circa 60000 anni (quello del combustibile fresco sarebbe di un ordine di grandezza superiore)
3°) E' stato preso in considerazione anche come, al variare della temperatura (900 K e 1500 K) per il plutonio di 1a generazione, si modifichino i parametri di bruciamento. Non si riscontrano apprezzabili variazioni in termini di radiotossicità nel lungo periodo rispetto al caso precedente 4°) E’ stato considerato il caso di un combustibile con composizione mista Th-Pu (50% torio naturale e 50% plutonio con composizione isotopica analoga a quella del 2° caso); i tempi di pareggio del waste sono paragonabili al caso precedente, quello coi valori di miniera è pari a circa 35000 anni
5°) Per un caso analogo al precedente ma con composizione Th 66% - Pu 33 % si ha un tempo di pareggio di circa 30000 anni. Non è opportuno spingersi a valori di concentrazione del plutonio più bassi poiché, per mantenere valori accettabili della costante di moltiplicazione, bisognerebbe diminuire il burnup allo scarico
5°) E’ stato considerato un modello di reattore simile al HTR ma sottocritico, alimentato da un acceleratore, il cosiddetto PBT (Pebble Bed Transmuter): il tempo di pareggio con la miniera è risultato essere pari a circa 70000 anni
6°) Va altresì evidenziato che oltre ai risultati sopra esposti occorre tener conto della più che significativa riduzione in termini di massa degli elementi transnettunici (Pu+MA)
• da 1 g di Pu si ottengono:
o 0.919 g con i MOX nei LWR a 40 GWd/t
o 0.678 g con lo stesso combustibile nel reattore HTR a parità di burnup (0.406 g a 120 GWd/t)
o 0.195 g con Pu di 1a generazione
o 0.056 g con il ciclo Th 50%-Pu 50% (1a gen.) o 0.077 g con il ciclo Th 66%-Pu33% (1a gen.)
• Utilizzando il PBT (Pebble Bed Transmuter) da 1 g di trannettunici (0.855 g di Pu, 0.143 di Am, 0.00164 di Cm) si ottiene:
o 0.25 g di di transnettunici (0.165 di Pu, 0.044 Am, 0.041 Cm)
In base a questi dati si può immaginare che a parità di volume dei depositi si possano aumentare le dimensioni delle barriere di protezione fra i radionuclidi e l’ambiente circostante.
Comunque il problema della distruzione del waste, ed in particolare del loro contenuto di attinidi, non è di semplice soluzione. Lo prova la quantità di studi nel mondo e l’ammontare dei finanziamenti concessi. Per esempio, per L’ADS raffreddato a metallo liquido proposto dal prof.
Rubbia, nonostante le ricerche bibliografiche condotte, non è stato possibile reperire risultati per confrontarli con quelli da noi raggiunti.
Questo studio, pur non avendo potuto raggiungere conclusioni definitive (come del resto era logico, dato il carattere della ricerca), ha evidenziato la possibilità degli impianti HTR di contribuire significativamente alla soluzione del problema. Inoltre, sui risultati già raggiunti saranno presentate due memorie in futuri importanti congressi internazionali dal titolo "An additional performance of HTRs: the capability to burn actinides" (da presentarsi nel prossimo ICRS-10) e "The Capabilities of HTRs to Burn Actinides and to Optimize Plutonium Exploitation" (ICONE-12).
Sarebbe una buona politica proseguire gli studi su questo argomento (per esempio in un dottorato di ricerca) per migliorare ulteriormente i già buoni risultati ottenuti e per trovarsi allo stesso livello dei più avanzati centri europei e mondiali di ricerca quando questa problematica verrà affrontata in modo organico in Europa. Ne è prova il fatto che, in ambito EC è stato proposto il programma HTR-MINWASTE, che ha come obiettivi, fra l'altro, quelli di individuare una opportuna composizione del combustibile nucleare per l'ottenimento di burnup ultra-elevati, e l'investigazione delle proprietà di confinamento dei radionuclidi da parte delle CP (coated particle) nel lungo periodo (scale di tempo geologiche).
“L’energia del futuro, quella a cui bisogna giungere per garantire la sopravvivenza della civiltà umana nell’attuale prospettiva tecnologica, deve essere non nociva, inesauribile o completamente rinnovabile, ma soprattutto disponibile sempre e ovunque nel mondo, immune ai monopoli nazionali ed alle dispute politiche”.
