Per innovativi si intendono quei sistemi che, rispetto alla generazione attuale, presentano una o più delle seguenti caratteristiche:

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1 18. Ciclo del combustibile Fino verso la fine degli anni '70 vi è stato un forte interesse allo sviluppo dei reattori veloci, in quanto sistemi capaci di produrre, attraverso il meccanismo della fertilizzazione più combustibile di quanto ne venga consumato. Tale entusiasmo riposava sulla convinzione di una espansione continua dell'energia nucleare, e quindi sulla necessità di poter disporre di combustibile fresco in grandi quantità ed a buon mercato. Tale incentivo è scemato, fino a scomparire, con la crisi del nucleare seguita agli incidenti di Three Miles Island e di Chernobil. Attualmente vi è una riscoperta dell'importanza che la fertilizzazione, o breeding, può rivestire in rapporto ai nuovi sistemi "innovativi", veloci e termici, proposti in vari laboratori. Per innovativi si intendono quei sistemi che, rispetto alla generazione attuale, presentano una o più delle seguenti caratteristiche: 1- hanno un elevato contenuto di sicurezza intrinseca, 2- sono caratterizzati da cicli di combustibile chiusi, per cui riducono significativamente il problema dei rifiuti radioattivi (elementi attinidi) a lunghissima vita, 3- hanno caratteristiche di non-proliferazione e anti-diversione (1). I sistemi innovativi più interessanti, e promettenti, sono naturalmente quelli che rispondono a tutti questi punti, anche se la loro pratica fattibilità è ancora da dimostrare. Tratteremo nel seguito questi aspetti in rapporto ad alcuni scenari proposti su cui vi è un largo consenso. Qui ci limiteremo a considerare alcuni punti riguardanti il meccanismo della fertilizzazione in rapporto a due cicli di combustibile: il ciclo dell'uranio-plutonio ed il ciclo del torio-uranio. Questi cicli sono basati sulle catene di decadimento illustrate nelle figure riportate di seguito. Come noto, i materiali fissili sono quelli fissionabili in tutto il range energetico dei neutroni, in particolare ad energie termiche, mentre quelli fertili sono fissionabili solo ad energie neutroniche molto elevate. I reattori (veloci) in cui ha luogo il processo di breeding, possono essere distinti in due grandi categorie: i reattori cosiddetti convertitori e quelli autofertilizzanti. I primi stanno a designare quei sistemi che convertono in modo rilevante il materiale fertile in materiale fissile di tipo diverso da quello primario presente nel sistema all'inizio delle operazioni, mentri i sistemi autofertilizzanti producono ad un tasso apprezzabile lo stesso tipo di materiale fissile primario. 1 Per diversione qui si intende sottrazione illegale di materiale fissile. 1

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3 Indicheremo con BR (breeding ratio, o rapporto di fertilizzazione) la quantità BR = Quantità di combustibile termicamente fissile prodotto Quantità di combustibile termicamente fissile distrutto Il rapporto di fertilizzazione così definito vale sia par i reattori convertitori che per quelli autofertilizzanti. D'ora in poi non staremo a distinguere, se non per casi particolari, questi due diversi tipi di reattori che chiameremo più generalmente fertilizzanti. Risulta chiaro dalla definizione del rapporto di fertilizzazione che, per assicurare la completa conversione di tutto il fertile U-238 e Th-232 estraibili economicamente, è praticamente necessario che: (BR) 1 Se (BR)< 1, continuando a bruciare combustibile nuovo precedentemente fertilizzato, si utilizzerebbero le risorse naturali solo in parte. Un atomo di materiale fissile primario risulterebbe in (BR) nuovi atomi fissili. Questi ultimi, una volta consumati, risulterebbero in (BR) 2 nuovi atomi di fissile, ecc. Il numero totale di atomi fissili usati viene in definitiva ad essere: l+(br)+(br) = 1 1 BR Quindi per ciascun atomo fissile originale consumato, solamente: 3

4 1 1 BR BR 1 = 1 BR atomi di materiale fertile sono trasformati in atomi di fissile. Nel ragionamento fatto sopra non si è tenuto conto della presenza, nell'uranio naturale, dell'isotopo fissile U-235. In realtà, in questo materiale, all'incirca lo 0.7% degli atomi appartiene a tale isotopo. Teoricamente quindi, per ottenere un burn-up integrale, si dovrebbe avere una produzione di 0,993 atomi di fissile prodotto per atomi di fissile bruciato, cioè il rapporto di fertilizzazione dovrebbe soddisfare l'equazione: 1 1 BR 1 = da cui si ottiene facilmente che, in questo caso: BR = < 1. Per torio, il limite inferiore teorico del BR per ottenere un burn-up integrale è ovviamente l'unità. Una misura dell'efficienza di un dato materiale fissile a contribuire con i suoi neutroni di fissione in eccesso alle catture nel materiale fertile è data dalla quantità (η-1), così definita.: ν η 1 = α dove ν, come è noto, rappresenta il numero di neutroni secondari per fissione, mentre la quantità α è data dal rapporto tra la sezioni d'urto di cattura e quella di fissione del materiale fissile, cioè: α = σ c σ f dove le sezioni d'urto si intendono mediate sullo spettro neutronico La quantità (η-1) indica, chiaramente, il numero di neutroni emergenti da un processo di assorbimento nel combustibile, seguito da fissione, disponibili per la 4

5 fertilizzazione. Si vede come un valore maggiore di (η-1) si possa ottenere sia mediante un valore più grande di ν, sia mediante un valore più piccolo di α. Sia ν che α dipendono dall'energia del neutrone incidente. E' stato trovato che ν aumenta con l'energia. Per esempio, per l'u-235 si ha: ν(e) = E n ν(e) = E n fino a 1.5 MeV da 1.5 MeV fino a 15 MeV Inoltre, sebbene sia σ c che σ f decrescano entrambe con l'aumentare dell'energia, il loro rapporto σ c / σ f dipende dalle caratteristiche del sistema. In particolare nei reattori veloci, formati. da noccioli a scarsa moderazione neutronica, e quindi caratterizzati. da spettri piuttosto duri, i valori di α risultano più piccoli, in confronto a quelli relativi ai reattori termici. Per illustrare le differenze tra i vari materiali fissili e i tipi di reattori, diamo alcuni valori. indicativi (valori mediati) nella tabella che segue: Caratteristiche nucleari dei vari materiali fissili Materiale fissile U-235 Pu-239 U-233 Tipo di reattore termico veloce termico veloce termico veloce ν σ f (barns) σ c (barns) α= σ c / σ f (η-1) Si tenga presente che i valori relativi allo spettro veloce sono solo indicativi in quanto essi risultano particolarmente sensibili allo spettro neutronico che può variare da caso a caso. Se si tiene conto delle possibili perdite nelle operazioni di riprocessamento del combustibile, delle fughe e delle catture parassite dei neutroni, tra i reattori termici solamente quelli alimentati con U-233 risultano interessanti da questo punto 5

6 di vista, mentre quelli veloci alimentati a U-233 e soprattutto quelli alimentati a Pu risultano nettamente migliori. Inoltre, rispetto a quelli termici, i reattori veloci sono avvantaggiati in misura molto maggiore dalla presenza delle fissioni nell'u-238 e, in misura più ridotta, nel Th-232. Infatti la sezione d'urto di fissione dell'u-238 in funzione dell'energia ha qualitativamente un andamento a soglia come illustrato nella figura. Essendo lo spettro neutronico di un reattore veloce sufficientemente duro, una parte non trascurabile di neutroni si trova al di sopra della soglia di fissione (circa 1 MeV) del materiale fertile. In casi tipici di reattori veloci la frazione di fissione veloce rispetto a quelle totali risulta del 20%. Il risultato pratico delle fissioni veloci consiste in un maggiore numero di neutroni disponibili per la fertilizzazione. Un altro vantaggio dei reattori veloci è infine costituito dal minore effetto sul BR dovuto all'accumularsi dei prodotti di fissione i quali comportano catture parassite di neutroni. Ciò è dovuto alle sezioni d'urto di cattura relativamente modeste alle energie di interesse di questi sistemi, al contrario di quanto accada per i reattori termici (si ricordi il noto avvelenamento da Xe e Sm). Ciò consente di affermare che il BR nei reattori veloci non subisce variazioni notevoli durante il burn-up. In conclusione si hanno, per casi pratici di reattori di potenza veloci, dei fattori di fertilizzazione di ~ 1.5 per sistemi alimentati a Pu-239, ~ 1.2 per sistemi alimentati a U-233, mentre per i reattori termici alimentati con U-235 si arriva solo a 0.9. I valori di BR sopra indicati possono essere influenzati notevolmente dalle caratteristiche del progetto che possono modificare sia la massa critica, sia lo spettro neutronico. Vediamo ora il caso teorico in cui si abbia: BR = 1 6

7 In questo caso il numero di nuclei fissionabili esistenti in un qualsiasi istante uguaglierebbe il numero di nuclei fissili presenti all'inizio delle operazioni. in modo tale che il materiale fissile complessivo non aumenterebbe mai. Per ottenere quindi un guadagno positivo di fertilizzazione (breeding gain), che indicheremo con la quantità: G = (BR) - 1 occorre ovviamente che (BR) sia > 1. Una quantità di notevole interesse pratico, strettamente legata al guadagno di fertilizzazione, è rappresentata dal tempo di raddoppio (doubling time), che indicheremo con D.T., il quale è così legato al. guadagno G: D.T. = = massa critica in grammi grammi di fissile prodotto per giorno massa critica in grammi (G) (grammi di fissile consumati per giorno) Ricordando che l'energia di un megawattgiorno (MWd) corrisponde al consumo per fissione di circa un grammo di fissile e che 1 MWd=10 6 Wd, il tasso di bruciamento (burn-up) del fissile è legato alla potenza termica media complessiva P watts ed al rapporto α tra le sezioni d'urto di cattura e di fissione, secondo l'espressione: Pwatts (grammi di fissile consumati per giorno) = (1 + α) 6 10 da cui si ha che: D.T. giorni = Gp 10 (1 + α) watts 6 dove p watts rappresenta la potenza specifica media (per grammo di fissile) in watts. Si ottiene quindi che un rapporto di fertilizzazione ed una densità di potenza per unità di massa di materiale fissile elevati consentono tempi di raddoppio relativamente piccoli. Se, in maniera più completa, teniamo conto del tempo necessario al processamento e rifabbricazione del nuovo combustibile, dello stock di combustibile immobilizzato fuori impianto, dell'efficienza del sistema e del tempo di arresto del reattore, e della frazione di potenza dovuta alle fissioni veloci nel materiale fertile, il tempo di raddoppio è espresso dalla formula: 7

8 D.T. giorni = 10 GI(1 F)p 6 watts (1 + α)l dove - I è il rapporto tra la massa critica del reattore e quella complessiva del combustibile dentro e fuori il sistema; - F è la frazione di potenza dovuta alla fissioni veloci del materiale fertile e quindi (1- F) è quella relativa al solo fissile; - L è la frazione di tempo in cui il reattore è in operazione. Tempi tipici di raddoppio per reattori veloci sono dell'ordine di 5-10 anni. Come si è accennato in precedenza, vi sono diverse possibili classificazioni più o meno generali, di reattori fertilizzanti, a seconda del tipo di combustibile che bruciano e producono. In corrispondenza, si possono definire altrettante classificazioni di cicli di combustibile, cioè di storie cui il combustibile è sottoposto durante la sua permanenza nel nocciolo ed il riprocessamento. Ovviamente queste storie dipendono, oltreché dal tipo di reattore, dal materiale fissile e fertile con cui si intende approvvigionare il sistema dall'esterno e dalla destinazione che si vuole dare al materiale prodotto con la. fertilizzazione. Una volta deciso il tipo di reattore da utilizzare ed una particolare "filosofia" da adottare per l'approvvigionamento e la destinazione del combustibile, è chiaro che partendo da una prima carica iniziale di combustibile si arriva, attraverso successivi ricicli di combustibile, ad una situazione di equilibrio per cui la carica iniziale (e quindi, l'evoluzione della distribuzione isotopica del fissile) si ripetono eguali ad ogni ciclo operativo. In relazione a situazioni ideali di equilibrio su esposte ed in relazione al combustibile plutonio, si possono definire quattro cicli principali: 1) Ciclo di produzione. In questo ciclo di combustibile viene bruciato l'u-235 presente nell'uranio naturale o arricchito, mentre il plutonio è ottenuto dall'u Interessa in particolare i reattori termici alimentati con U. 2) Ciclo di autofertilizzazione. In questo ciclo di combustibile viene bruciato plutonio e contemporaneamente viene formato più plutonio (dall'uranio depleto) di quanto ne venga bruciato. Interessa in particolare i reattori veloci autofertilizzanti. 8

9 3) Ciclo chiuso. In questo ciclo viene bruciata parte dell'u-235 presente nell'uranio naturale e del plutonio prodotto durante il precedente ciclo di combustibile nello stesso reattore. Interessa il riciclo del plutonio nei reattori termici. 4) Ciclo di consumo. In questo ciclo viene bruciato solo plutonio e non ne viene prodotto di nuovo. Interessa alcuni casi di reattori termici e alcuni concetti avanzati di reattori veloci, per soluzioni particolari e solo per lo smaltimento di scorte di plutonio militare. Sono evidenti le forti interconnessioni tra i vari cicli di combustibile e quindi il ruolo che esse hanno nelle scelte di sviluppo della varie filiere di reattori. Un'ultima osservazione riguarda il possibile ruolo dei reattori veloci negli scenari energetici futuri (v. capitolo. Malgrado le difficoltà emerse negli ultimi decenni per questi sistemi, che hanno portato in particolare alla chiusura del reattore americano EBR II e di quello francese Superphenix, un loro futuro ruolo sta emergendo in questi ultimi anni associato ad un loro utilizzo in insiemi sottocritici, in particolare come reattori incineritori di elementi transuranici (americio e curio, oltre al plutonio). La condizione di sottocriticità consente infatti di aumentare considerevolmente la distanza del fattore di moltiplicazione (K eff ~ 0.95) dalle condizioni di prontocriticità (K eff = 1+β), e quindi di rendere estremamente improbabile il rischio di incidente di reattività. 9