ENERGIA NUCLEARE Ing. Andrea Nicolini

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1 Università degli Studi di Perugia ENERGIA NUCLEARE Ing. Andrea Nicolini

2 RADIOATTIVITA L energia di legame (ovvero l energia che occorre somministrare dall esterno per spaccare un nucleo) è funzione del numero di massa. Con l aumentare del numero atomico, diminuisce la stabilità degli atomi. Addirittura, nel caso di elementi particolarmente pesanti, gli atomi possono trasformarsi spontaneamente in nuclei più leggeri mediante emissione di energia e rilascio di particelle. Tale processo è detto decadimento radioattivo. Nei processi di decadimento sono solitamente rilasciati nell ambiente circostante raggi α, β e γ. (rispettivamente nuclei di atomi di elio, flusso di elettroni ad alta energia, radiazioni elettromagnetiche del tipo della luce, ma con lunghezza d onda molto più piccola) Soprattutto i raggi α sono dannosi in quanto in grado di produrre mutazioni genetiche nella materia biologica. (problema delle scorie radioattive) particelle brevi distanze He bloccate pelle (foglio di carta sufficiente come schermo) particelle ustioni (foglio di alluminio sufficiente come schermo) raggi + neutroni ionizzazione, eccitazione elettrica (strato di piombo o Tungsteno necessario come schermo)

3 COMBUSTIBILI NUCLEARI RADIOATTIVITA NATURALE alcuni nuclei tendono a decadere, ossia a trasformarsi in elementi a configurazione più stabile, con emissione di particelle e/o radiazioni tempo di dimezzamento (dopo quanto tempo saranno decaduti un numero di atomi pari alla metà del totale) Becquerel (Bq) = attività di 1 disintegrazione al secondo Curie (Ci) 1 Ci = 3,7 x Bq RADIOATTIVITA INDOTTA = conferimento di protoni o neutroni Plutonio non esiste in natura 239 tende a decadere composizione atomica Uranio naturale U238 99,274% U235 0,72% arricchimento dell Uranio (aumento U235 che facilita fissione) U234 0,0006%

4 IMPIANTI NUCLEARI Centrali termoelettriche in cui il generatore di calore è un reattore nucleare in luogo di un reattore chimico. Gli impianti nucleari possono essere impianti motore a vapore o a gas a seconda del tipo di fluido che espande in turbina. Nel mondo, gli impianti nucleari con ciclo a vapore sono i più diffusi. Esempio = reattore BWR

5 Reazione nucleare di fissione: 235 U + n X+Y + 2,5 n MeV X e Y = atomi più leggeri (es. Bario e Kripton) ev è l energia posseduta da un elettrone libero quando è spinto da una differenza di potenziale di un volt. (1eV = J)

6 Reazione nucleare di fissione: MATERIA FISSILE = subisce fissione con neutroni di qualsiasi en. cinetica MATERIA FERTILE = può diventare fissile a seguito di successive trasformazioni FISSILE: U235, Pu239 U protoni 143 neutroni Pu protoni 145 neutroni isotopo più stabile dell uranio: U238 (da cui si può ricavare il fissile P239)

7 Reazione nucleare di fissione: La fissione è probabilistica, non deterministica (automatica). Perché si inneschi la fissione di un atomo di materiale fissile, deve accadere un neutrone deve colpire un nucleo pesante con energia sufficiente per vincere le forze attrattive nucleari. Un neutrone vagante che colpisce un nucleo pesante può essere assorbito (innescando la reazione), ma anche semplicemente deviato o rallentato per effetto di urti dissipativi. Nel caso di U235 si è visto che rallentando opportunamente la velocità dei neutroni aumentano le probabilità di cattura neutronica. Per questo motivo, il combustibile nucleare nella maggioranza dei casi è immerso in un moderatore.

8 Esempio di reazione di fissione:

9 Esempio di reazione di fissione: Come si controlla la reazione? L organo di regolazione di un reattore nucleare è costituito dalle barre di controllo. Per autoalimentare un processo di fissione nucleare in forma controllata occorre che solo uno dei neutroni generati da una reazione a sua volta ne inneschi un altra. Diversamente, o il reattore si spegne o la reazione avanza in forma esponenziale (come accade nella bomba atomica).

10 REAZIONE DI FISSIONE NUCLEARE

11 REATTORI NUCLEARI Le barre di controllo assorbono neutroni (si alzano o si abbassano per diminuire o aumentare la potenza)

12 I primi = BWR (Boiling Water Reactor) IMPIANTI BWR e PWR Fluido Refrigerante = acqua (viene vaporizzata nel reattore e inviata direttamente in turbina per l espansione) I più diffusi = PWR (Pressurized Water Reactor) Fluido refrigerante = acqua pressurizzata inviata ad uno scambiatore di calore dove fa vaporizzare acqua a minor pressione da far espandere in turbina. Attualmente solo in Usa, Francia e Giappone sono operativi circa 150 PWR (nel mondo sono circa 200)

13 IMPIANTI BWR e PWR Schema impianto PWR

14 REATTORI AD ACQUA LWR Light water reactor Acqua naturale (leggera) uranio arricchito PWR Pressurized water reactor Tmax C ciclo indiretto P 150 kg/m 2 uranio arricchito BWR Boiling water reactor (Garigliano, Caorso) Tmax 282 C ciclo diretto Pmax 68 kg/cm 2 uranio arricchito

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16 IMPIANTI GCR Gli impianti GCR (Gas Cooled Reactor) utilizzano come fluido refrigerante un gas (tipicamente CO2 o elio). Rendimenti penalizzati dall energia necessaria alle soffianti per la circolazione del refrigerante. Schema impianto GCR

17 GCR: GAS GRAFITE NOCCIOLO combustibile: cilindro in blocchi di grafite (moderatore) uranio metallico in barre con guaina di lega al magnesio (magnox) refrigerante: CO 2 T max 400 C P max 50 kg/cm 2 AGR advanced gas reactor T max 540 C guaina in acciaio P max 170 kg/cm 2 uranio arricchito HTGR high temperature gas reactor T max C guaina in acciaio CO 2 He (inerte) comb. confinato materiale ceramico

18 I reattori autofertilizzanti veloci IMPIANTI AUTOFERTILIZZANTI FBR (Fast Breeder Reactor) utilizzano come combustibile U238 o comunque materiale fissionabile che necessita per avere probabilità non nulle di fissione particelle ricche di energia cinetica (es. neutroni da 2MeV), che possono essere ottenuti da fissione senza moderatori nel reattore. Sono autofertilizzanti perché producono plutonio in gran quantità (elemento fissile). Sfrutta più isotopi radioattivi rispetto al solito uranio. Alcuni reattori di ricerca o prototipi sperimentali, (quali Superphenix in Francia, chiuso anche a seguito di incidenti) non hanno finora dato esito positivo, devono essere migliorati.

19 REATTORI VELOCI FBR (Fast Breeder Reactor) Super Phenix 1200 MW Francia reattore ad uranio naturale seme (parte interna) con uranio con circa 20% Pu produzione energetica da fissione NOCCIOLO mantello esterno in materiale fertile U238 Pu Il rapporto tra materiale reso fissile e materiale fissile consumato è >1 non c è moderatore (non occorre rallentare i neutroni) refrigerante sodio liquido rischio di reazioni sodio/acqua attivazione del sodio bombardato da flusso neutronico CIRCUITO INDIRETTO DOPPIO

20 FAST BREEDER REACTOR

21 CENTRALI NUCLEARI TECNOLOGIA Quattro generazioni: 1) anni 50/ 70 (GCR, BWR, PWR) alcune centinaia MW 2) anni 70/ 90 PWR MW autofertilizzanti 3) anni 90 miglioramenti per la sicurezza! MW 4) Futuro Dovranno garantire: economicità, sicurezza ed affidabilità tecnica, resistenza alla proliferazione bellica, protezione fisica contro atti di terrorismo, sostenibilità ambientale. (basati su tecnologie quali sali fusi, autofertilizzanti, acqua supercritica)

22 REATTORI NEL MONDO E IN ITALIA Operativi a Giugno 2014: 438 con una potenza elettrica cumulata di 379 GW. Gli impianti operativi in USA (100), Francia (58) e Giappone (48) sono 206. Reattori in costruzione: 67 con una potenza elettrica cumulata di 65 GW. Di questi ben 24 in Cina, 9 in Russia, 6 in India. In Italia Nome Tipo Stato Località CAORSO BWR PWR Arresto permanente (Dismesso Luglio 1990) Arresto permanente (Dismesso Luglio 1990) Potenza nominale (MW) Prima connessione alla rete CAORSO mag-78 TRINO VERCELLESE ott-64 E. FERMI (TRINO) BWR Arresto permanente (Dismesso Marzo 1982) SESSA AURUNEA gen-64 GARIGLIANO GCR Arresto permanente (Dismesso Dicembre 1987) BORGO SABOTINO mag-63 LATINA

23 ENERGIA NUCLEARE IN ITALIA Prima dell incidente di Fukushima (2011): 1986: disastro di Chernobyl 1987: un referendum bloccò in Italia le quattro centrali nucleari esistenti (Latina, Trino Vercellese, Caorso e Garigliano). 2007: a 20 anni dal referendum del 1987, si incrina il fronte del no al nucleare. Secondo un sondaggio di ottobre 2007 dell Istituto Swg, il 57% degli italiani si dice pronto a puntare sull energia nucleare. Lo schieramento del no, maggioritario nel 2005 (52%), è sceso al 34%. L Italia entra a far parte del club dei 16 Paesi che mirano alla ricerca e allo sviluppo industriale dell energia nucleare, insieme a USA, Russia, Cina, Francia e Giappone (Global Nuclear Energy Partnership). 2010: Decreto Legislativo (n.31) per riprendere l uso del nucleare con necessità di individuazione nuovi siti 2011: a seguito dell incidente di Fukushima, sospeso il D.Lgs.31/2010 e referendum che chiude il programma nazionale sul nucleare e istituisce un divieto permanente sul ripristino della potenza nucleare con il 94% di assensi.

24 ASPETTI ECONOMICI SUL NUCLEARE Il costo di produzione del kwh di fonte nucleare è stato valutato fra il 1997 e il 2007 in oltre una decina di approfonditi studi nazionali e internazionali. Il governo finlandese ha commissionato nel 2000 uno studio (poi aggiornato) sul costo di produzione del kwh dalle diverse fonti al fine di orientare le proprie scelte di politica energetica. Le risultanze dello studio mostrano la convenienza del nucleare rispetto alle altre fonti di produzione elettrica prese in esame, convenienza che si accentua se si considera il costo delle emissioni e l incremento del costo delle fonti fossili intervenuto dal 2003 ad oggi.

25 ENERGIA DA FUSIONE A) AUTOFERTILIZZANTE REAZIONE D + T 2 1 H 3 1 H Deuterio + Trizio 4 2 He 1 0 n energia Elio + Neutrone + energia L energia si manifesta sotto forma di energia cinetica dei prodotti di reazione (elio + n) Il potere calorifico (energia liberata a parità di massa) è: - 4,2 volte superiore a quella di una reazione di fissione - 8,4 milioni di volte superiore a quella del petrolio DEUTERIO: 1/7000 dell idrogeno presente in natura è sotto forma di deuterio (in particolare quello combinato con l O 2 nelle molecole di H 2 O) il costo di estrazione è irrisorio TRIZIO: nucleo radioattivo con t 1/2 = 12 anni pochi gr nell atmosfera (continuamente autodistrutto per decadimento radioattivo e riprodotto) si può ricavare dal Litio Li(Li6) Li(Li7) 7,5% del Litio naturale 92,5% del Litio naturale

26 Utilizzando il neutrone prodotto dalla fusione, si ha: Li 0n 1H 4 2 He esotermica Li 0n 1H 2He 1 0 n Viene così, attraverso la fertilizzazione del Litio, a generarsi trizio in quantità sufficiente per alimentare la reazione di base Le risorse di Litio sono ben minori di quelle del deuterio endotermica ACCENSIONE CONTROLLATA DELLA REAZIONE D + T : a) CONDIZIONE DI LAWSON densità della miscela esplosiva x durata della reazione > 5 x n x 14 5 x 10 n = nuclei/cm 3 τ = sec (durata reazione) b) temperatura di 100 milioni di gradi plasma (nuclei e neutroni, sciolti dai legami reciproci a causa dell elevata T) contenimento di tipo magnetico, generato dall esterno con l impiego di enormi correnti elettriche La prima parete materiale (acciaio speciale) non è pertanto sottoposta all urto delle particelle caldissime

27 τ è ridotto a secondi Condizione alternativa n/cm2 è aumentato da a 5 x si può innescare la reazione D + T, fermo restando la temperatura La pressione deve essere però di mille miliardi di atmosfere Per ottenere tale condizione: Eiezione sulle sferule di D + T di vampate di energia Per rinculo il nocciolo della sferula si raggrinzisce fino a raggiungere le dimensioni volute La microesplosione arriverebbe grazie a potentissimi laser Tecnologie diverse dal contenimento magnetico ma comunque difficoltà eccezionali Tecnologia non acquisita (se non per la Bomba ad H)

28 B ) NON AUTOFERTILIZZANTE La necessità di rigenerare il trizio necessario alla reazione D + T può essere evitata ricorrendo alla reazione non autofertilizzante: 2 H 1H H 1H He n energia energia (50% dei casi) (50% dei casi) Il potere calorifico è pari a quello della fissione, ma la materia prima (deuterio) è tutta estraibile dal mare

29 n x τ > temperatura superiore a 100 milioni di gradi inoltre, poiché la reazione è cinque volte meno esotermica della reazione D + T, produce più del doppio di neutroni di quest ultima (a parità di energia liberata), con non pochi problemi di carattere ambientale (la maggior parte fuoriesce dal contenimento magnetico, vanno rallentati ed eliminati) Altre possibili reazioni: (senza produzione di neutroni) H 2He 2He 1 1 H Deuterio + He3 = He4 + protone Condizioni severissime di temperature e n x τ Costi elevatissimi di estrazione di He3 (isotopo) da aria o gas naturale in Texas B 1H 32 He Boro11 + protone = He4 + energia energia T > 2 x 10 9 C!!! N τ > FUSIONE FREDDA - MUONI particella carica magneticamente sostituisce uno degli elettroni nella molecola D-T e li costringe a fondersi insieme (problema: vita media di 2,2 microsecondi, tendenza a legarsi ad elio) - ELETTRODI DI PALLADIO (Fleischmann e Pons, 1989)

30 SCORIE RADIOATTIVE - elementi di combustibile - parti di macchinario sostituite e utensili usati per la manutenzione - tessuti per tute, protezioni, stracci - prodotti di corrosione trasportati dal fluido primario - gas nobili incondensabili estratti dal fluido primario U 235 si consuma in ragione di 1 g/d per MW e si trasforma in 200 tipi diversi di radionuclidi con t 1/2 molto diversi - produzione di calore - radioattività CONFINAMENTO SCORIE - deposito in strutture artificiali (per periodi limitati) serbatoi in acciaio interrati tecniche di calcinazione in masse vetrose o bituminose o ceramiche - immissione in formazioni geologiche profonde zone geologicamente stabili prive di attività vulcanica o sismica bassa velocità erosione prive risorse che giustifichino perforazioni - trasmutazione acceleratore di particelle bombardamento neutronico trasformazione in radioisotopi con t 1/2 minore

31 CLASSIFICAZIONE DEI RIFIUTI RADIOATTIVI

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33 GESTIONE DEI RIFIUTI RADIOATTIVI Un reattore nucleare da 1000 MWe scarica ogni anno mediamente 30 t di combustibile esaurito e produce 800 t di rifiuti radioattivi a bassa, di prima categoria, e media entità o di seconda categoria. Si hanno due possibilità Ritrattamento (reprocessing), con cui si separano il plutonio e l uranio dai prodotti di fissione altamente radioattivi che vengono vetrificati. L uranio e il plutonio, dopo opportuni trattamenti possono essere immessi nuovamente nel ciclo del combustibile. I vetri costituiscono rifiuti ad alta attività e lunga vita vengono detti di terza categoria e devono essere smaltiti in formazioni geologiche profonde, atte a garantirne l isolamento per migliaia di anni.

34 Gestione delle scorie La Finlandia, prima in Europa, ha avviato gli scavi di un deposito per smaltire le scorie nucleari di III categoria. Svezia e Svizzera si avviano sulla stessa strada, ma in Italia i piani di smaltimento sono fermi. Ad oggi nessun deposito al mondo è attivo. I siti devono essere individuati con grandissima cura: i rifiuti derivanti dal combustibile esausto dei reattori in attività decadono con tempi dell ordine delle decine o centinaia di migliaia di anni! Attualmente oltre l 80% delle scorie italiane è stoccato in depositi temporanei (da almeno 25 anni).