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Appendice C – Il Np

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Academic year: 2021

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Appendice C - Il Np237 e l'Am241 come esplosivi nucleari 212

Tabella C.1– Composizione isotopica del combustibile di un reattore CANDU (burnup 7000 MWD/tU)[3.2]

In tutto, i reattori civili scaricano ogni anno più o meno 3 t di Np (che equivalgono a 148 l di ma

Appendice C – Il Np

237

e l’Am

241

come esplosivi nucleari

Nel 1998[C.1] sono state declassificate informazioni circa esperimenti condotti dal Department of Energy (DOE) al fine di testare il Np237 e l’americio come esplosivi nucleari; risulta inoltre che anche Francia e probabilmente altri paesi hanno provato esplosivi nucleari usando il Np237. Alla fine del 2003 la quantità di Am e Np237 in tutto il mondo ammontava a 140 t (vedi tabb. C.2 e C.3) e la produzione annua totale si aggirava attorno a circa 7 t. Tuttavia, risulta che solo piccole quantità di Am e Np237 siano state separate dagli HLW ed utilizzate per fini militari.

Un reattore PWR da 1000 MWe produce mediamente 25÷30 t/anno di combustibile esausto contenente circa 10÷12 kg di Np237 (tanto per riempire una bottiglia da mezzo litro…). I reattori ad uranio naturale, come i Magnox o i CANDU, producono invece un quantità di Np237 attorno allo 0.5% di tutto il plutonio scaricato (tab. C.1).

237

teriale). I reattori militari alimentati da HEU sono invece forti produttori di Np237. Gli impianti di riprocessamento commerciali non separano il nettunio; inoltre, a seconda di come il processo PUREX è condotto, il nettunio può essere separato, tutto e in parte, assieme al plutonio (come per esempio viene fatto nell’impianto di riprocessamento di Tokai, in Giappone) oppure lasciato insieme ai prodotti di fissione. L’interesse verso la separazione del nettunio è legata, primariamente, allo scopo di produrre per irraggiamento Pu238, che viene usato come sorgente di calore sia in campo militare che civile. Dagli studi effettuati risulta che il Np237 in forma metallica ha una massa

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critica di circa 60 kg1 ed è meno difficile da comprimere rispetto all’HEU. Inoltre, avendo una vita media di oltre 2 milioni di anni, non ha problemi di calore di decadimento ed ha un bassissimo background neutronico (due aspetti, questi, particolarmente favorevoli per un materiale da usare come esplosivo nucleare).

Per quanto riguarda l’americio, mentre Francia e Russia sostenevano che esso non potesse essere usato come esplosivo, gli Stati Uniti hanno invece provato sperimentalmente il contrario. Il principale componente dell’americio scaricato dai reattori è l’isotopo 241, che è anche prodotto dal “rapido” decadimento del Pu241 (tempo di dimezzamento di 14 anni): alla fine del 2003 l’americio prodotto dai reattori civili ammontava a 87 t (si noti, anche qui, che si tratta di solo 6.3 m3 di materiale a livello mondiale) di cui circa 68 t deriva da decadimento del Pu241 scaricato dagli stessi. Attualmente l’americio presenta un incremento annuo di circa 4 t. Neanche esso viene separato negli attuali impianti di riprocessamento civili: esso va generalmente a costituire gli HLW assieme ai prodotti di fissione; viene separato dal plutonio, ancorché in piccole quantità, per la fabbricazione del MOX, al fine di ridurre la dose ai lavoratori durante le fasi di produzione di tale tipo di combustibile.

Sono in corso diversi studi di P&T, che potrebbero risultare particolarmente utili ai fini di cicli di combustibile innovativi che prevedano il riciclo degli attinidi e la loro separazione per via puramente chimica: come si è già accennato, non dovrebbe essere troppo difficile quella del Np237 soprattutto dal combustibile di LWR; più problematica, allo stato attuale, è invece la separazione dell’americio, sebbene per esempio in Francia esso venga ottenuta tramite un processo che segue il PUREX ed è ad esso complementare (cfr. cap. 6 ed Appendice D). Si può pertanto concludere che attualmente i rischi di proliferazione legati a questi attinidi sia piuttosto basso.

Tabella C.2 – Alcune caratteristiche di U, Np, Pu e Am a confronto[C.1]

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In Appendice Mè riportato un foglio Mathcad® in cui si calcola in maniera semplificata la massa critica per una sfera nuda di Np237

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Figura

Tabella C.1– Composizione isotopica del combustibile di un reattore CANDU (burnup 7000 MWD/tU)[3.2]
Tabella C.2 – Alcune caratteristiche di U, Np, Pu e Am a confronto[C.1]
Tabella C.3 – Produzione di Np e Am nei reattori civili[C.1]

Riferimenti

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