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CANDU
                                     

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CANDU, abbreviazione per CAN adian D euterium U ranium, è una filiera di reattori nucleari ad acqua pesante pressurizzata e uranio naturale sviluppata dallAECL negli anni sessanta e settanta, praticamente in contemporanea con il progetto italiano CIRENE, che però era del tipo BHWR. Il progetto CIRENE non arrivò mai ad uno sbocco pratico, perché limpianto pilota di Latina, quasi completato, non venne mai fatto entrare in funzione ed infine abbandonato a seguito del referendum antinucleare.

                                     

1. Introduzione

Il reattore nucleare CANDU è un reattore nucleare ad acqua pesante pressurizzata sviluppato nei tardi anni cinquanta e sessanta sulla base del lavoro precedente di Pontecorvo da una società congiunta tra la Atomic Energy of Canada Limited AECL, la Hydro-Electric Power Commission della regione dellOntario attualmente nota come la Ontario Power Generation, dalla General Electric canadese attualmente GE Canada, ed altre industrie private. Il reattore, alquanto flessibile, utilizza come principale combustibile nucleare lossido di uranio naturale UO 2, ma può sfruttare anche il diossido di torio e il diossido di plutonio e miscele di ossidi di uranio ed isotopi di plutonio di varia composizione, note come MOX. Come moderatore di neutroni impiega lossido di deuterio acqua pesante, D 2 O. Tutti i reattori nucleari operativi attualmente in Canada sono della tipologia CANDU. Il Canada commercializza attivamente questi reattori nucleari di potenza allestero.

                                     

2. Caratteristiche tecniche

Il reattore CANDU è concettualmente simile alla maggior parte dei tipi di reattore nucleare ad acqua leggera, anche se differisce in alcuni dettagli, come il coefficiente di vuoto positivo.

Le reazioni di fissione nel nucleo del reattore nucleare scaldano un fluido, in questo caso si tratta di acqua pesante vedi sotto. Questo refrigerante viene mantenuto ad alta pressione per innalzare il suo punto di ebollizione ed impedire la formazione di vapore nel nocciolo. Lacqua pesante calda generata nel circuito di raffreddamento primario viene fatta passare dentro un generatore di vapore che riscalda lacqua leggera nel circuito di raffreddamento secondario, a pressione più bassa. Questacqua si trasforma in vapore e aziona una turbina convenzionale, connessa ad un generatore di corrente alternata.

Il vapore, dopo la sua espansione attraverso la turbina, viene condensato. Alcune delle centrali CANDU più recenti, come la Darlington Nuclear Generating Station, nei pressi di Toronto, Ontario, utilizzano un sistema di diffusione e scarico che limita gli effetti termici a cui viene sottoposto lambiente nei limiti di variazioni di temperatura accettabili, consone a quelle naturali.

                                     

2.1. Caratteristiche tecniche Tecnologie semplici ma efficaci

Negli anni in cui venne progettato il CANDU, il Canada non disponeva di unindustria pesante in grado di forgiare il grosso e pesante contenitore in pressione in acciaio utilizzato nella maggior parte dei reattori ad acqua leggera. Invece, lacqua pesante calda del circuito primario in pressione è contenuta in tubi orizzontali più piccoli, di diametro pari a circa 10 cm, che contengono le barre di combustibile detti tubi di forza. Questi tubi più piccoli sono più facili da fabbricare rispetto ad un grande contenitore in pressione. Per permettere una migliore economia di neutroni considerando limpiego prevalente di uranio naturale in questa filiera, i tubi sono fabbricati in Zr2.5Nb. I tubi di forza sono coassialmente contenuti allinterno di altri tubi di calandria, saldati ad un serbatoio a bassa pressione calandria, molto grande, che contiene la maggior parte del moderatore di neutroni acqua pesante, separata dallacqua pesante che funziona da refrigerante. Lacqua pesante con funzioni moderanti è quindi separata completamente da quella avente funzioni refrigeranti, al contrario di quello che accade nei reattori ad acqua leggera LWR - Light Water Reactor, dove le due funzioni sono svolte dalla stessa acqua leggera.

Quando questa filiera fu progettata, il Canada non aveva accesso agli impianti di arricchimento delluranio. Il CANDU usa quindi uranio naturale come combustibile. Lacqua leggera, usata nei reattori allora esistenti, non poteva essere utilizzata per la sua elevata sezione di cattura neutronica e considerando che invece lacqua pesante ha un assorbimento di neutroni molto ridotto, questultima venne utilizzata come fluido refrigerante e moderatore.



                                     

2.2. Caratteristiche tecniche Descrizione delle barre di combustibile

La grande massa termica del moderatore fornisce un enorme potenziale di raffreddamento heat sink, che costituisce una caratteristica di ulteriore sicurezza intrinseca nucleare. Infatti, se uno degli elementi di combustibile dovesse surriscaldarsi, espandersi e quindi deformarsi allinterno del suo canale, il risultante cambiamento della geometria permetterebbe una maggiore conduzione al moderatore freddo, ritardando la rottura del canale del combustibile, e limitando la possibilità del meltdown nucleare. Inoltre, dal momento che la filiera utilizza ossido di uranio naturale come combustibile oppure torio o uranio poco arricchito, questo reattore non può sostenere la reazione a catena se la geometria originale del canale del combustibile viene alterata in modo significativo.

In un reattore ad acqua leggera LWR, il nucleo è contenuto in un singolo recipiente a pressione vessel nel quale è presente anche lacqua leggera H 2 O, che ha la doppia funzione di moderatore e liquido refrigerante, e il combustibile è in forma di pastiglie impilate luna sopra laltra e inguainate in barrette di zircaloy e assemblate in elementi fuel bundle che attraversano tutto il nocciolo. In alcune tipologie LWR, precisamente le più diffuse PWR e BWR, la ricarica del combustibile richiede lo spegnimento del reattore, lapertura del coperchio del vessel e quindi la sostituzione di una parte del nocciolo, circa un terzo o un quarto a seconda della tipologia di filiera, dellenergia prodotta e da altri fattori. Il concetto del CANDU, a fascio tubiero, consente invece la rimozione di elementi di combustibile singoli senza la necessità di interrompere la produzione di energia elettrica, con un vantaggio evidente nelleconomia di esercizio. Il sistema è costituito da manipolatori automatici, posti in coppia: uno estrae lelemento di combustibile esaurito e laltro, allaltra estremità del tubo in pressione, inserisce il nuovo elemento fresco. La possibilità di ricarica in linea è disponibile anche in altri tipi di reattori, come gli RBMK o il CIRENE, sempre per evitare linterruzione dellesercizio.

Lelemento di combustibile di un reattore CANDU consiste in un certo numero di tubi in zircaloy contenenti pellets ceramici di combustibile, assemblati in elementi di dimensioni corrispondenti al canale di forza nel reattore. Nei progetti precedenti il sistema aveva 28 o 37 tubi di combustibile, lunghi mezzo metro, ed era composto da 12 elementi alloggiati in sequenza in ogni canale di forza. Un sistema relativamente nuovo, detto CANFLEX, è costituito 43 tubi, con due dimensioni differenti di pellet. Ha un diametro di circa 10 cm quattro inches, è lungo circa 0.5 m 20 inches, pesa circa 20 kg 44 lb e sostituisce la barra da 37 tubi. È stato progettato specificatamente per aumentare il rendimento del combustibile utilizzando due diverse taglie diametro di pellet.

Un certo numero di tubazioni contenenti acqua leggera opportunamente disposte chiamati barre liquide di controllo contribuiscono al controllo della reazione. Queste assorbono i neutroni in eccesso e diminuiscono la reattività nella zona in cui sono presenti.

                                     

2.3. Caratteristiche tecniche Sistemi di arresto rapido

I reattori CANDU utilizzano due sistemi indipendenti di arresto rapido. Il primo sistema è costituito da barre di arresto/controllo, che attraversano verticalmente la calandria e penetrano nel nocciolo in caso di spegnimento del reattore dovuto allintervento dei sistemi di sicurezza. Il secondo sistema, che potrebbe essere attuato in caso di fallimento del sistema precedente, prevede invece liniezione di una soluzione di nitrato di gadolinio direttamente nel moderatore a bassa pressione contenuto nella calandra. Un ulteriore sistema consiste nel rapido svuotamento dellacqua pesante contenuta nella calandria verso la piscina inferiore delledificio reattore, interrompendo così la reazione nucleare di fissione per mancanza di moderatore.

                                     

3. Scopo dellutilizzo dellacqua pesante

Vedere neutronica, fissione nucleare ed acqua pesante per i dettagli completi.

La chiave per mantenere una reazione nucleare allinterno di un reattore nucleare è quella di rallentare moderare il flusso di neutroni che vengono rilasciati durante la fissione per aumentare la probabilità di causare la fissione in altri nuclei. Con un attento controllo sulla geometria ed i tassi di reazione, si può giungere alla reazione nucleare a catena, condizione in grado di auto-mantenersi, uno stato noto come "criticità".

Luranio naturale è costituito da una miscela di vari isotopi, principalmente 238 U ed una quantità molto inferiore circa lo 0.72% in peso di 235 U. 238 U può essere fissionato da neutroni che sono altamente energetici, con energie di 1 MeV o superiori. Nonostante tutto, nessun quantitativo di 238 U può essere reso "critico", dal momento che tende, in modo "parassitario" ad assorbire più neutroni rispetto a quelli che rilascia nel processo. Daltro canto lo 235 U può sostenere una reazione a catena automantenentesi ma, a causa della scarsità di 235 U nelluranio naturale, questo è separabile con difficoltà e costi elevati.

Il "trucco" per accendere e mantenere operativo un reattore nucleare è quello di rallentare alcuni dei neutroni in modo da aumentare la possibilità di innescare la fissione nucleare nello 235 U, che aumenta sino ad un livello che consente una reazione a catena delluranio auto-sostenuta in toto. Questo richiede lutilizzo di un moderatore di neutroni, che possa assorbire una parte dellenergia cinetica dei neutroni, rallentandoli fino ad un livello di energia paragonabile allenergia termica degli stessi nuclei del moderatore questo conduce alla terminologia di "neutrone termico" e di "reattori termici". Durante questo processo di rallentamento è utile separare fisicamente il flusso di neutroni dalluranio, dal momento che i nuclei di 238 U hanno una enorme affinità parassitaria per i neutroni in questo spettro intermedio di energie una reazione nucleare nota come assorbimento da "risonanza". Esistono buone ragioni, basate sui fondamenti della fisica del reattore nucleare, per progettare reattori con elementi discreti di combustibile separati da un moderatore, piuttosto che limpiego di una miscela più omogenea dei due materiali.

Lacqua è un eccellente moderatore. Gli atomi di idrogeno nelle molecole dacqua sono molto vicine nella loro massa a quella del singolo neutrone e dunque hanno il potenziale per un alto trasferimento di energia, cosa simile concettualmente alla collisione di due palle da biliardo uguali. Comunque, in aggiunta allessere un buon moderatore, lacqua è, però, anche efficace nellassorbire i neutroni. Lutilizzo dellacqua come moderatore comporta un certo assorbimento di neutroni, tale da impedire il raggiungimento della criticità con la piccola quantità di 235 U contenuta nelluranio naturale. In questo modo, il reattore nucleare ad acqua leggera richiede combustibile arricchito in uranio 235 U. Questo viene definito uranio arricchito che in genere, nei reattori nucleari ad uso civile, contiene tra il 3% ed il 5% di 235 U in peso il sottoprodotto di questo processo è noto come uranio impoverito, consistendo principalmente di 238 U. In questa forma arricchita labbondanza di 235 U permette di reagire con i neutroni moderati dallacqua leggera allo scopo di mantenere le condizioni "critiche".

Una complicazione di questo approccio è il requisito di costruire impianti per larricchimento delluranio che sono generalmente costosi da costruire e operare. Presentano anche un problema di proliferazione nucleare poiché gli stessi sistemi usati per arricchire il 235 U possono essere usati anche per produrre un materiale molto più "puro", detto weapons-grade 90% o più di 235 U, adatto per fabbricare una bomba atomica. Gli operatori possono ridurre questo rischio acquistando elementi di combustibile pronti alluso dal fornitore del reattore, e restituendo allo stesso fornitore gli elementi di combustibile esaurito

Una soluzione alternativa al problema è usare un moderatore che non assorba neutroni così facilmente come lacqua. In tal caso potenzialmente tutti i neutroni rilasciati possono essere moderati e usati in reazioni con 235 U, nel qual caso ci sarebbe abbastanza 235 U nelluranio naturale da sostenere la condizione di "criticità". Un moderatore di questo tipo è lacqua pesante o ossido di deuterio. Questo reagisce dinamicamente con i neutroni in modo simile allacqua leggera, pur con minor efficienza nel rallentamento. Il vantaggio è che possedendo già un neutrone in più rispetto allidrogeno dellacqua leggera, che tenderebbe normalmente ad assorbire, riduce così il tasso di assorbimento sezione durto.

Luso di acqua pesante come moderatore è la caratteristica principale dei reattori CANDU, consentendo luso di uranio naturale come combustibile sotto forma di UO 2 ceramico. Questo significa che il reattore può essere tenuto in esercizio senza bisogno di essere affiancato da impianti di arricchimento di uranio. Unaltra caratteristica, dovuta alla struttura del reattore CANDU, è che la maggior parte del moderatore si trova a una temperatura minore rispetto ai tradizionali reattori, dove il moderatore invece raggiunge temperature elevate. Questo rende il reattore CANDU particolarmente efficiente, in quanto i neutroni termalizzati dal moderatore sono più "termici", cioè hanno una minore energia. Per questo il reattore CANDU non solo può sfruttare uranio naturale e altri combustibili, ma li può sfruttare in modo più efficiente.



                                     

4. Cicli del combustibile

A confronto dei reattori nucleari ad "acqua leggera", un reattore ad "acqua pesante" ha un core "ricco di neutroni" termici. Questo rende il progetto CANDU in grado di "bruciare" diversi tipi di "combustibili nucleari" alternativi. Attualmente, il combustibile più interessante allo studio è il mixed oxide fuel MOX.

                                     

4.1. Cicli del combustibile Utilizzo dei MOX

Il MOX è una miscela di uranio naturale e plutonio, come quello che si estrae da molte armi nucleari dismesse in seguito ai trattati START e SORT. Attualmente esiste unabbondante quantità di plutonio proveniente dallo smantellamento delle testate nucleari in base ai molti accordi contratti dagli Stati Uniti e dallUnione Sovietica.

La sicurezza di questi depositi di plutonio, estremamente pericoloso per la sua radioattività, ed impiegabile per costruire le bombe soprattutto calcolando i tempi plurisecolari del dimezzamento della radioattività, è attualmente considerato una minaccia a lungo termine che pesa sulle generazioni future.

Quando si "brucia" il plutonio nel reattore CANDU, si pone fine alla sua esistenza, dal momento che si ha la fissione in elementi più leggeri, non impiegabili ad uso bellico, con emivite radioattive più brevi, e con unottima resa energetica. Il plutonio si può estrarre anche dal riprocessamento del combustibile nucleare "esaurito" dai reattori convenzionali. Anche se il plutonio che si genera nei reattori nucleari ad acqua leggera consiste abitualmente di una miscela di isotopi non adeguata alla fabbricazione di armi nucleari, può essere convenientemente impiegato nella miscele MOX, per ridurre sia la quantità che la radioattività netta dei rifiuti nucleari che devono essere immagazzinati per essere "raffreddati" ed in seguito vetrificati e rinchiusi in contenitori inossidabili sigillati, posti allinterno di siti geologicamente stabili.

                                     

4.2. Cicli del combustibile Utilizzo delluranio "recuperato"

Ma il plutonio non è il materiale fissile di scelta per i reattori CANDU. Dal momento che questo reattore è stato progettato per fissionare luranio naturale, il combustibile per i CANDU può essere estratto dalle barre duranio impoverito depleted che si estraggono quando il reattore nucleare ad acqua leggera LWR ha esaurito il combustibile. Questo combustibile, industrialmente noto come "Recovered Uranium" RU, tipicamente ha un arricchimento in U-235 attorno allo 0.9%, che lo rende inadatto alluso negli LWR se non a basse densità di potenza, ma che ancora costituisce una ricca fonte di combustibile per il reattore CANDU luranio naturale ha unabbondanza in U-235 di circa lo 0.7%. Si stima che un reattore CANDU possa estrarre un ulteriore 30-40% denergia dal combustibile LWR "spento" grazie al riprocessamento chimico.

Ad esempio, riciclando luranio utilizzato nei reattori francesi, lItalia potrebbe fissionare uranio "quasi esaurito" al 2%, restituendo alla Francia un uranio impoverito 1-0.7% in minori quantità perché fissionato, evitando così di dover smaltire le scorie nucleari duranio nel proprio territorio.

Il reattore CANDU produce come sottoprodotto il trizio, che un giorno potrebbe essere utilizzato nei reattori a fusione, attualmente sotto studio e sperimentazione.

                                     

4.3. Cicli del combustibile Utilizzo diretto del combustibile con il ciclo "DUPIC"

Il riciclaggio delle barre di combustibile proveniente da reattori convenzionali LWR non comporta necessariamente uno stadio di riprocessamento chimico. In alcuni test del ciclo di combustibile fuel cycle è stata provata la metodologia DUPIC direct use of spent PWR fuel in CANDU, dove il combustibile utilizzato nel reattore nucleare ad acqua pressurizzata viene re-impacchettato nei fusti di combustibile CANDU, con il semplice taglio in pezzetti, ma senza alcun tipo di riprocessamento chimico. Di nuovo, mentre i reattori ad acqua leggera necessitano della grande reattività nucleare associata al combustibile arricchito, leconomia di neutroni presente allinterno di un reattore ad acqua pesante CANDU, permette di svolgere la reazione di fissione anche in presenza della bassa reattività delluranio naturale e delluranio "impoverito" proveniente dal ciclo "DUPIC".

                                     

4.4. Cicli del combustibile Utilizzo di combustibile a matrice inerte

Sono stati proposti anche alcuni combustibili a matrice inerte come zirconio o berillio. Questi consentono di bruciare plutonio e altri attinidi derivati dal combustibile esaurito in maniera molto più efficiente che nei combustibili MOX. Questa caratteristica è dovuta alla natura "inerte" del combustibile, così detto in quanto non contiene uranio, quindi non crea altro plutonio nel momento in cui questo viene consumato.

                                     

4.5. Cicli del combustibile Utilizzo del biossido di torio

I reattori CANDU possono essere anche alimentati con torio naturale, metallo attinide molto economico, perché tre-quattro volte più diffuso rispetto alluranio, e non impiegabile per uso bellico. Attualmente il più vasto programma di sfruttamento del torio nellambito del nucleare di pace, si svolge in India, paese molto ricco di tale minerale.

Il grande vantaggio delluso del torio al posto delluranio è la possibilità di rendere "autofertilizzante" il reattore anche senza usare neutroni veloci che comportano numerosi problemi a livello di materiali con cui costruire il reattore, cosa invece generalmente necessaria nei reattori alluranio. In altre parole anche un reattore a neutroni termici cioè più "lenti" può produrre da sé il proprio "combustibile" evitando problemi dovuti agli alti irraggiamenti neutronici.

Inoltre le scorie prodotte, rispetto ai reattori utilizzanti uranio, hanno una vita molto più breve e sono molto meno radiotossiche: dopo meno di un secolo sono infatti meno pericolose delluranio che si trova in natura. Si ritiene pertanto che le scorie andrebbero confinate solamente per circa 300 anni complessivi. A titolo di confronto il "combustibile" esausto di un reattore alluranio di 3º generazione, per ridurre la propria radiotossicità a livelli inferiori a quelli delluranio naturale di partenza, impiega circa un milione di anni, mentre il combustibile di un reattore autofertilizzante alluranio-plutonio come alcuni di 4º generazione impiega decine di migliaia di anni.



                                     

5. Il reattore italiano CIRENE

Attualmente in Italia non esistono reattori nucleari del tipo CANDU. Comunque lItalia, aveva in progetto di dotarsi di reattori ad acqua pesante simili al CANDU il reattore nucleare "a nebbia" CIRENE, che possono funzionare con uranio naturale, con uranio arricchito di "seconda mano" e con torio.

In futuro, se si decidesse di costruire reattori CANDU, che possono riciclare luranio utilizzato nei reattori francesi, lItalia potrebbe fissionare uranio "quasi esaurito" al 2.5%, restituendo alla Francia un uranio impoverito ~1.1% in minori quantità perché fissionato, evitando così di dover smaltire le scorie nucleari duranio nel proprio territorio. Il reattore CANDU produce come sottoprodotto il trizio, che un giorno potrebbe essere utilizzato nei reattori nucleari a fusione, attualmente sotto studio e sperimentazione.

                                     

6. Emissioni di Trizio

Il Trizio, il cui pericolo biologico maggiore è lingresso nellorganismo inalazione, ingestione o assorbimento, è generato dai CANDU nel refrigerante e moderatore maggiormente che dalle filiere ad acqua leggera, a causa della cattura neutronica da parte dellidrogeno pesante. Parte di questo trizio sfugge nelledificio di contenimento ed è generalmente recuperato; ma una piccola percentuale circa 1% sfugge dalle strutture di contenimento e costituisce una emissione radioattiva di routine negli impianti CANDU oltre tutto più grande che in un LWR di dimensioni simili. Lesercizio di una centrale CANDU comprende il controllo di questo effluente nellambiente circostante e la pubblicazione dei risultati, per assicurare che queste emissioni siano inferiori a quelle permesse dalle normative.

In alcuni reattori CANDU la concentrazione di trizio nel moderatore viene periodicamente ridotta con un processo estrattivo, per ridurre questo rischio. Le emissioni tipiche degli impianti CANDU canadesi sono inferiori allo 1% dei limiti normativi nazionali, che sono basati sulle linee guida dello International Commission on Radiological Protection ICRP. Emissioni di trizio da altre centrali CANDU sono ugualmente basse.

Generalmente ci sono significativi dibattiti pubblici riguardo alle emissioni radioattive dalle centrali nucleari, e per gli impianti CANDU il trizio rappresenta una delle maggiori preoccupazioni. Nel 2009 Greenpeace pubblicò un rapporto sulle emissioni di trizio dalle centrali nucleari Canadesi scritto dal Ian Fairlie. Questo documento fu verificato da Richard Osborne e venne criticato per gli errori contenuti.