Il nucleare è sostenibile?

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.
Si ritiene saranno disponibili commercialmente fra alcune decine di anni (2030-2040).
Non si tratta delle uniche possibilità di sviluppo dopo la 3° generazione: la ricerca sulla “4° gen.” è stata promossa dal Forum Internazionale GIF (Generation IV International Forum) fondato nel 2000 dal Department of Energy degli Stati Uniti d’America (DOE) ed a cui hanno aderito alcuni paesi.

Rappresenta una proposta di evoluzione del settore, non l’unica. Inoltre, non tutti i paesi che hanno firmato il documento d’intenti del GIF hanno poi firmato effettivi protocolli di collaborazione tecnologica.Parallelamente ai reattori “4°Gen” si stanno facendo ricerche sui reattori a fusione (radicalmente diversi) i quali dovrebbero anch’essi essere industrializzati attorno a quegli anni o poco dopo e che potrebbero quindi essere la miglior evoluzione dopo la “3° gen”.

I pro ed i contro
A differenza dei reattori di 2° generazione (la stragrande maggioranza di quelli attualmente in funzione) e 3° generazione (attualmente proposti sul mercato e realizzati o ordinati nelle tre tipologie EPR, ABWR e AP-1000), quelli di 4° generazione dovrebbero introdurre marcate differenze nelle tecnologie e nei materiali nonché - in alcuni casi - nei principi di funzionamento e dei “combustibili” impiegati.
Gli obiettivi primari del “Forum 4° gen” sono quelli di migliorare la sicurezza nucleare, ridurre la produzione di scorie nucleari, sottrarsi alla proliferazione nucleare (uso militare), minimizzare gli sprechi e l’utilizzo 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 che attiva dell’impianto.
Tuttavia i sistemi nucleari innovativi allo studio per l’utilizzo nella IV generazione richiedono nuovi strumenti per la valutazione del loro impatto economico, dal momento che le loro caratteristiche divergono 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 dell’energia nucleare con quella dei combustibili fossili.
Inoltre, il GIF ritiene che questi prototipi non saranno disponibili per l’impiego commerciale prima dell’anno 2030.

Tipi di reattore
Molti tipi di reattore sono stati considerati all’inizio 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 dell’iniziativa “Gen IV”.
Tre sistemi sono nominalmente reattori termici ed altri tre sono reattori autofertilizzanti a neutroni veloci. Alcuni possono essere teoricamente implementati come termici o come veloci.
Il sistema VHTR é inoltre studiato per la capacità teorica di generare calore di alta qualità (cioè ad altissima temperatura) per la produzione d’idrogeno 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).
Il reattore MSR si caratterizza anche per la possibilità di usare torio e di essere autofertilizzante anche usando neutroni “lenti” (termici).

Reattori termici Very-High-Temperature Reactor (VHTR)
Il concetto di reattore nucleare a temperatura molto alta, VHTR acronimo dell’inglese Very High Temperature Reactor, utilizza un nocciolo con grafite come moderatore e un ciclo di utilizzo dell’uranio 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 o no da ceramiche ad alta resistenza termica e meccanica) oppure un insieme di sfere di grafite contenente il combustibile “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 d’idrogeno tramite il ciclo termo-chimico zolfo-iodio.

Reattore nucleare ad acqua supercritica (SCWR)
Il concetto di reattore nucleare ad acqua supercritica, (SCWR, acronimo di SuperCritical Water Reactor) utilizza l’acqua 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 su un ciclo diretto, simile a quello dei reattori ad acqua bollente, BWR (Boiling Water Reactor), ma dal momento che utilizzano acqua oltre il punto di pressione e temperatura critiche come fluido di lavoro, si presenterebbero 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 una maggiore efficienza termica (si stima circa il 45% contro il 33% della efficienza per gli attuali LWR) e permetterebbero una notevole emplificazione dell’impianto.Il principale compito dei reattori nucleari SCWR sarà la generazione di elettricità. Derivano da due ecnologie ben collaudate: i reattori LWR, che sono i reattori nucleari di potenza più comunemente impiegati nel mondo, e le caldaie a temperatura/pressione supercritica di combustibili fossili, che sono impiegate in gran numero nel mondo. Attualmente i concetti fondamentali dei reattori SCWR sono approfonditi da 32 organizzazioni in 13 paesi.

Reattore nucleare a sali fusi (MSR)
Il reattore nucleare a sali fusi, (MSR, acronimo di Molten Salt Reactor) è un tipo di reattore nucleare a fissione dove il fluido di lavoro è un qualche tipo di sale riscaldato 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 sia disciolto dentro un fluoruro che funge da fluido di lavoro come p.es il tetrafluoruro di uranio (UF4), il fluido raggiungerebbe la condizione critica fluendo dentro un nocciolo-core in grafite che servirebbe anche come moderatore. Molte delle proposte correnti si affidano a del combustibile che viene disperso in una matrice di grafite con il sale fuso che fornisce un “raffreddamento” a bassa pressione, ed alte temperature. È stato sperimentato a partire dalla nella seconda metà degli anni ‘60.

Gas-Cooled Fast Reactor (GFR)
Il sistema del reattore nucleare a neutroni veloci refrigerato a gas (GFR acronimo di Gas-Cooled Fast Reactor) presenta uno spettro di utilizzo di neutroni ad alta velocità ed un ciclo del combustibile nucleare chiuso per la più efficiente trasmutazione dell’uranio fertile e per la gestione degli attinidi. Il reattore è raffreddato ad elio, con temperatura di fuoriuscita del refrigerante di 850°C che viene impiegato per muovere direttamente una turbina a gas a ciclo Brayton per consentire un’elevata efficienza termica. Vari tipi e conformazioni di combustibile vengono studiati in base al loro potenziale per operare a temperature molto alte e per assicurare una eccellente ritenzione dei sotto-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.

Sodium-Cooled Fast Reactor (SFR)
Il reattore nucleare a neutroni veloci refrigerato a sodio, SFR (acronimo di Sodium-Cooled Fast Reactor) é un progetto che si basa su altri due molto strettamente legati, lo LMFBR ed il reattore nucleare integrale veloce; ha una stretta parentela con il Superphenix francese.Gli obiettivi sono l’incremento dell’efficienza nell’utilizzo dell’uranio 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 di reazione (ed in alcuni casi può caricare questi isotopi come combustibile iniziale). Oltre ai benefici della rimozione degli isotopi transuranici a lunga semivita dal ciclo delle discariche nucleari, il combustibile impiegato dallo SFR si espanderebbe quando il reattore si surriscalda, e dunque la catena della reazione rallenterebbe automaticamente. In questo modo, alcuni scienziati affermano che lo si possa considerare passivamente sicuro.

Lead-Cooled Fast Reactor (LFR)
Il reattore nucleare a neutroni veloci refrigerato a piombo, in inglese Lead-cooled Fast Reactor, consiste in un reattore veloce raffreddato da un metallo liquido, come ad esempio il piombo, oppure una miscela eutettica di 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 d’uranio, ad un sistema tarato dai 300 ai 400 MW, fino ad 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 dell’idrogeno, grazie a processi termochimici, utilizzabile p.es in celle a combustione.

Altri reattori innovativi non “IV Gen” Liquid Metal Fast Breeder Reactor (LMFBR) :
Reattore nucleare veloce “fast breeder” refrigerato a metallo liquido. Il metallo liquido è un fluido ad elevata capacità termica. Solitamente viene impiegato sodio metallico, metallo alcalino (Temperatura di fusione=98°C Temperatura di ebollizione 883°C; nell’ebollizione assorbe 107 kJ/mol). Il sodio è molto reattivo a contatto con l’acqua (per questo sono previsti circuiti intermedi tra il sodio a contatto con il nocciolo ed i circuiti ad acqua), si attiva (emettendo in 24h 2 particelle gamma e una beta). Il reattore è autofertilizzante, produce plutonio che poi può essere riutilizzato.
Reattore nucleare Integrale Veloce (Integral Fast Reactor):
L’IFR è un progetto per un reattore nucleare con un ciclo di raffreddamento specializzato. Ne è stato costruito un prototipo, ma il progetto venne cancellato prima che potesse essere copiato altrove.Questo progetto di reattore è raffreddato con il sodio e alimentato da una lega metallica di uranio e plutonio. Il combustibile è contenuto in un rivestimento “spaziato” (cladding) in acciaio con sodio liquido che riempie lo spazio tra il combustibile ed il rivestimento.

Reattore subcritico :
Si tratta di un reattore con una massa di combustibile inferiore a quella necessaria a mantenere autonomamente la reazione a catena e che perciò necessita una fonte esterna di neutroni.Tipicamente la fonte esterna è un acceleratore di particelle, per cui si parla di ADS (Accelerator-Driven System) o Rubbiatron, dal nome del fisico italiano Carlo Rubbia a cui l’idea è attribuita.
Reattori veloci autofertilizzanti (fast-breeders) :
Si tratta di reattori privi di moderatore e che sfruttano neutroni veloci. La caratteristica principale consiste nell’autosostentamento con produzione da parte dei reattori di materiale fissile (plutonio) in quantità maggiore a quella consumata. 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 (guasti, incidenti ecc). Sono quindi in fase di studio teorico alcune evoluzioni illustrate nel seguito.