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ⓘ Reattore nucleare di IV generazione




                                     

ⓘ Reattore nucleare di IV generazione

I reattori nucleari di IV generazione sono un gruppo di 6 famiglie di progetti per nuove tipologie di reattore nucleare a fissione che, pur essendo da decenni allo studio, non si sono ancora concretizzati in impianti utilizzabili diffusamente in sicurezza. Alcuni ritengono che saranno disponibili commercialmente fra alcune decine di anni, altri che saranno fruibili già nel 2020.

Non si tratta delle uniche possibilità di sviluppo dopo la 3ª generazione: la ricerca sulla "4ª gen." è stata promossa dal Forum Internazionale GIF Generation IV International Forum fondato nel 2000 dal Dipartimento dellenergia degli Stati Uniti dAmerica DOE e a cui hanno aderito alcuni paesi.

Rappresenta una proposta di evoluzione del settore, non lunica. Inoltre, non tutti i paesi che hanno firmato il documento dintenti del GIF hanno poi firmato effettivi protocolli di collaborazione tecnologica. Si può inoltre ravvisare una certa propensione dei paesi partecipanti alla riproposizione di tipologie di reattore chiaramente riferibili a passati tentativi operati autonomamente in ambito nazionale, ora presentati come "4ª gen".

Parallelamente ai reattori "4ª Gen" si stanno facendo ricerche sui reattori a fusione radicalmente diversi in quanto basati sul principio fisico opposto, cioè lunione di nuclei atomici anziché la loro divisione per i quali però non si può prevedere una data poiché sulla Terra non si è ancora riusciti a controllare tale reazione per tempi prolungati. Tuttavia in Germania è stato avviato un Stellarator con successo e a Cadarache, nel sud della Francia è stato avviato un progetto di ricerca denominato ITER sostenuto da Unione Europea, Cina, Stati Uniti, Corea, India, Giappone e Russia a tale scopo.

                                     

1.1. Roadmap I pro e i contro

A differenza dei reattori di 2ª generazione la stragrande maggioranza di quelli attualmente in funzione e 3ª generazione attualmente proposti sul mercato e realizzati o ordinati nelle tre tipologie EPR, ABWR e AP1000, quelli di 4ª generazione dovrebbero introdurre marcate differenze soprattutto nei materiali impiegati, pur continuando a usare come "combustibile" principalmente uranio e plutonio.

Gli obiettivi primari del "Forum 4ª gen" sono quelli di migliorare la sicurezza nucleare, ridurre la produzione di scorie nucleari, sottrarsi alla proliferazione nucleare uso militare, minimizzare gli sprechi e lutilizzo di risorse naturali, e di diminuire i costi di costruzione e di esercizio di tali impianti. Secondo i promotori, questi sistemi offrirebbero significativi vantaggi di redditività economica, riduzione delle scorie nucleari prodotte, eliminazione del plutonio impiegabile in armi nucleari e protezione fisica sia passiva sia attiva dellimpianto. Naturalmente leffettivo raggiungimento di tali obiettivi dovrà essere verificato sul campo.

Tuttavia i sistemi nucleari innovativi allo studio per lutilizzo nella IV generazione richiedono nuovi strumenti per la valutazione del loro impatto economico, dal momento che le loro caratteristiche differiscono significativamente da quelli presenti negli impianti di II generazione e di III generazione. I modelli econometrici attuali non sono fatti per valutare i costi di tecnologie nucleari alternative o dei loro sistemi integrati ma piuttosto per confrontare i costi dellenergia nucleare con quella dei combustibili fossili.

Inoltre, il GIF ritiene che questi prototipi non saranno disponibili per limpiego commerciale prima dellanno 2030.

                                     

2. Tipi di reattore

Molti tipi di reattore sono stati considerati allinizio del programma GIF; comunque, la lista è stata ridotta per focalizzarsi sulle tecnologie più promettenti e soprattutto su quelle che potevano più probabilmente soddisfare gli obiettivi delliniziativa Gen IV ".

Tre sistemi sono nominalmente reattori termici e altri tre sono reattori autofertilizzanti a neutroni veloci. Alcuni possono essere teoricamente implementati come termici o come veloci.

Il sistema VHTR è inoltre studiato per la capacità teorica di generare calore di alta qualità cioè ad altissima temperatura per la produzione didrogeno impiegabile forse in un futuro nelle celle a combustibile o per altre applicazioni industriali. Tuttavia non ha un ciclo del combustibile chiuso.

I reattori a neutroni "veloci" offrono la possibilità di "bruciare" molti tipi di elementi della serie degli attinidi e di produrre più combustibile nucleare di quello che consumano in gran parte plutonio, con i rischi connessi.

                                     

2.1. Tipi di reattore Very-high-temperature reactor VHTR

Il concetto di reattore nucleare a temperatura molto alta VHTR, acronimo di Very High Temperature Reactor utilizza un nocciolo con grafite come moderatore e un ciclo di utilizzo delluranio a singolo passaggio quindi il ciclo del combustibile non è "chiuso". Per questo progetto di reattore si prevede una temperatura di uscita del refrigerante di circa 1.000 °C. Il nocciolo del reattore può essere sia una pila di blocchi prismatici in grafite rivestita no da ceramiche ad alta resistenza termica e meccanica oppure un insieme di sfere di grafite multistrato contenente il combustibile allinterno "pebble bed". Le alte temperature consentono applicazioni industriali come la produzione di "calore di processo", ovvero calore utilizzabile per usi chimici, come il cracking o il reforming, oppure la produzione didrogeno tramite il ciclo termo-chimico zolfo-iodio.

                                     

2.2. Tipi di reattore Molten salt reactor MSR

Il reattore nucleare a sali fusi MSR, acronimo di Molten Salt Reactor è un tipo di reattore nucleare a fissione dove il combustibile è un qualche tipo di sale mantenuto a temperature oltre la propria temperatura di fusione. Sono stati proposti molti progetti per questo tipo di reattore, ma sono stati costruiti pochi prototipi. I primi concetti, così come molti di quelli attuali, prevedono che il combustibile nucleare venga disciolto dentro un fluoruro, come ad esempio il tetrafluoruro di uranio UF4; il fluido raggiungerebbe la condizione critica fluendo dentro un nocciolo in grafite. Molte delle proposte correnti si affidano allimpiego di combustibile disperso in una matrice di grafite, con il sale fuso che opera da refrigerante, assicurando il raffreddamento a bassa pressione e alte temperature. È stato sperimentato a partire dalla seconda metà degli anni 60.

                                     

2.3. Tipi di reattore Supercritical-water-cooled reactor SCWR

Il concetto di reattore nucleare ad acqua supercritica SCWR, acronimo di SuperCritical Water Reactor utilizza lacqua supercritica come fluido di lavoro. I SCWR sono fondamentalmente reattori ad acqua leggera LWR - Light Water Reactor operanti a temperature e pressioni maggiori ai dati critici 374 °C, 22.1 MPa: opererebbero quindi con un ciclo diretto, simile a quello dei reattori ad acqua bollente BWR Boiling Water Reactor, ma dal momento che impiegano come fluido termodinamico acqua oltre le condizioni di pressione e temperatura critiche, questa si presenterebbe in una unica fase, come nel reattore ad acqua pressurizzata PWR Pressurized Water Reactor. Per definizione, opererebbero a temperature molto più elevate rispetto agli attuali PWR e BWR.

I reattori refrigerati con acqua supercritica SCWR sono sulla carta dei sistemi avanzati molto promettenti, perché avrebbero un maggiore rendimento termico si stima circa il 45% contro il 33% degli attuali LWR e permetterebbero una notevole semplificazione dellimpianto.

Il principale compito dei reattori nucleari SCWR potrà essere la produzione di elettricità. Derivano da due tecnologie ben collaudate: i reattori LWR, che sono i reattori nucleari di potenza più comunemente impiegati nel mondo, le caldaie a temperatura/pressione supercritica operanti con combustibili fossili, che sono impiegate in Giappone ed Europa. Attualmente i concetti fondamentali dei reattori SCWR sono approfonditi da 32 organizzazioni in 13 paesi.



                                     

2.4. Tipi di reattore Reattori veloci autofertilizzanti FBR

Si tratta di reattori privi di moderatore e che sfruttano neutroni veloci. La caratteristica principale consiste nellautosostentamento breeding con produzione da parte dei reattori di materiale fissile plutonio in quantità maggiore a quella consumata. Questo non vuol dire che produce più combustibile di quello che usa. In realtà questo reattore sfrutta solo più isotopi radioattivi rispetto al solito uranio, ma comunque il suo combustibile perde gradualmente massa ed è destinato a esaurirsi. Alcuni reattori di ricerca o prototipi sperimentali ad esempio il francese Superphénix sono stati realizzati a partire dagli anni 60-70 ma finora con esiti non positivi. Sono quindi in fase di studio teorico alcune evoluzioni illustrate nel seguito. I reattori veloci autofertilizzanti sono chiamati, in inglese, Fast Breeder Reactors, da cui la sigla "FBR".

                                     

2.5. Tipi di reattore Gas-Cooled Fast Reactor GFR

Il reattore nucleare a neutroni veloci refrigerato a gas GFR acronimo di Gas-cooled Fast Reactor presenta uno spettro neutronico ad alta velocità e un ciclo del combustibile nucleare chiuso per la più efficiente trasmutazione delluranio fertile e per la gestione degli attinidi. Il reattore è raffreddato a elio, con una temperatura di uscita pari a 850 °C, che viene impiegato come fluido termodinamico per muovere direttamente una turbina a gas in un ciclo Brayton per consentire unelevata efficienza termica. Vari tipologie e configurazioni del combustibile vengono studiati in base al loro potenziale per operare a temperature molto alte e per assicurare una eccellente ritenzione dei prodotti di fissione: combustibili in ceramiche composite, particelle di combustibile avanzate, o capsule di composti attinidi rivestiti in ceramica. Si studiano configurazioni del "core" che si basano su assemblaggi ad aghi o a piastre degli elementi di combustibile oppure i più tradizionali blocchi prismatici.



                                     

2.6. Tipi di reattore Sodium-cooled fast reactor SFR

Il reattore nucleare a neutroni veloci refrigerato a sodio, SFR, acronimo di Sodium-cooled Fast Reactor è un progetto che si basa su altri due molto strettamente legati, lo LMFBR e il reattore nucleare integrale veloce; ha una stretta parentela con il Superphénix francese.

Gli obiettivi sono lincremento dellefficienza nellutilizzo delluranio grazie alle tecnologie autofertilizzanti del plutonio e la eliminazione della necessità di svuotare il reattore degli isotopi transuranici una volta esausto il combustibile. Il reattore utilizza un core non moderato con spettro neutronico veloce, progettato per bruciare ogni tipo di isotopo transuranico che si possa generare come sottoprodotto della reazione di cattura e in alcuni casi può caricare questi isotopi come combustibile iniziale. Oltre ai benefici della rimozione degli isotopi transuranici a lunga emivita dal ciclo delle discariche nucleari, il combustibile impiegato dallo SFR si espanderebbe quando il reattore si surriscalda, e dunque la reazione a catena rallenterebbe automaticamente. In questo modo, alcuni scienziati affermano che lo si possa considerare passivamente sicuro.

                                     

2.7. Tipi di reattore Lead-cooled fast reactor LFR

Il reattore nucleare a neutroni veloci refrigerato a piombo, LFR, acronimo di Lead-cooled Fast Reactor, consiste in un reattore veloce raffreddato da piombo liquido oppure da una miscela eutettica che lo contiene come quella bismuto/piombo con ciclo chiuso del combustibile nucleare. Varie opzioni includono un ventaglio di impianti che vanno da una "batteria" capace di generare da 50 a 150 MW di elettricità con un lunghissimo intervallo tra le ricariche duranio, a un sistema tarato dai 300 ai 400 MW, fino a un grosso impianto "monolitico" di 1.200 MW. Il termine batteria è usato perché si riferisce a "core" a lunga-vita, fabbricati in serie in fabbriche specializzate, soltanto per la produzione di elettricità, senza alcun dispositivo per la conversione in energia elettrochimica. Il carburante proposto è un metallo oppure una base nitrica contenente uranio fertile ed elementi transuranici. Il nocciolo del reattore nucleare LFR viene refrigerato dal meccanismo termodinamico di convezione naturale con una temperatura di uscita del refrigerante secondario dallo scambiatore di calore immerso nel reattore di circa 550 °C, che potrebbe arrivare fino a 800 °C con materiali avanzati come ceramiche. La temperatura più elevata consente la produzione dellidrogeno, grazie a processi termochimici, utilizzabile p. es. in celle a combustione.

                                     
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