Università degli Studi di PerugiaFacoltà di Ingegneria

Energia nucleare

Corso di Impatto AmbientaleModulo A: Pianificazione Energetica

Ing. Giorgio Baldinelli

a.a. 2012-2013

REAZIONE DI FISSIONE NUCLEARE

SEZIONE (ISOLA) NUCLEARE

SEZIONE (ISOLA) CONVENZIONALE

JmWt J

Wm t

TECNOLOGIATre generazioni:

1) anni ‘50/’70 GAS GRAFITELWR alcune centinaia MWPWRBWR

2) anni ‘70/’90 PWR 1000 – 1300 MWautofertilizzanti

3) anni ’90 sicurezza! 100 – 700 MW

CENTRALI NUCLEARI

GAS GRAFITE

NOCCIOLO cilindro in blocchi di grafite (moderatore)combustibile: uranio metallico in barre con guaina di lega al magnesio (magnox)refrigerante: CO2

Tmax 400°CPmax 50 kg/cm2

AGR advanced gas reactorTmax 540°C guaina in acciaioPmax 170 kg/cm2 uranio UO2 arricchito

HTGR high temperature gas reactorTmax 900 - 1000°C guaina in acciaioCO2 → He comb. confinato materiale ceramico

GAS-GRAFITE

REATTORI AD ACQUA

LWR Light water reactor• Acqua naturale (leggera) → uranio arricchito

PWR Pressurized water reactor• Tmax 280 - 320°C ciclo indiretto• P 150 kg/m2 uranio arricchito

BWR Boiling water reactor (Garigliano, Caorso)• Tmax 282°C ciclo diretto• Pmax 68 kg/cm2 uranio arricchito

PRESSURIZED WATER REACTOR

BOILING WATER REACTOR

REATTORI AD ACQUA PESANTE

Reattore CANDU (canadese a deuterio e uranio)

E’ costituito da un cilindro orizzontale con all’interno un fascio di tubi; all’interno di ciascun tubo c’è un secondo tubo detto tubo di forza.

Nei tubi di forza c’è il combustibile, lambito dal refrigerante (D2O) in pressione (100 kg/cm2) nel cilindro ovvero acqua pesante che ha funzioni di moderatore (a bassa temperatura)

Ricambio del combustibile: progressivo spostamento delle barre lungo i tubi di forza (durante il funzionamento)

Barre di controllo: verticali

REATTORE CANDU

REATTORI VELOCI FBR (Fast Breeder Reactor)

• Super Phoenix 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

FAST BREEDER REACTOR

energianHeHH 10

42

31

21

FUSIONE NUCLEARE

A) AUTOFERTLIZZANTE – REAZIONE D + T

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’O2 nelle molecole di H2O) il costo di estrazione è irrisorio

TRIZIO: nucleo radioattivo con t1/2 = 12 anni

pochi gr nell’atmosfera (continuamente autodistrutto per decadimento radioattivo e riprodotto)

si ricorre al Litio

naturale Litio del ,5%29Li(Li7)

naturale Litio del 7,5%Li(Li6)73

63

Deuterio + Trizio Elio + Neutrone + energia

Utilizzando il neutrone prodotto dalla fusione, si ha:

HeHnLi 42

31

10

63 esotermica

nHeHnLi 10

42

31

10

73 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

ACCENSIONE CONTROLLATA DELLA REAZIONE D + T:a) CONDIZIONE DI LAWSON

densità della miscela esplosiva x durata della reazione > 5 x 1014

b) temperatura di 100 milioni di gradiplasma (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

endotermica

n = nuclei/cm3

τ = sec. 1410 x 5 x n

Se τ è ridotto a 10-10 secondi

n è aumentato da 1014 a 5 x 1024

si può innescare la reazione D + T, fermo restando la temperatura

La pressione deve essere però di mille miliardi di atmosfere

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

La necessità di rigenerare il trizio necessario alla reazione D + T può essere evitata ricorrendo alla reazione non autofertilizzante:

Il potere calorifico è pari a quello della fissione, ma la materia prima è tutta estraibile dal mare

B ) NON AUTOFERTILIZZANTE

) %50(11

31 casideienergiaHH

HH 21

21

) %50(10

32 casideienergianHe

FUSIONE FREDDAFUSIONE FREDDA

- MUONI particella carica magneticamente – sostituisce uno degli elettroni

nella molecola D-T e li costringe a fondersi insieme

- ELETTRODI DI PALLADIO (Fleischmann e Pons, 1989)

n x τ > 1015

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)

1)HHHeH e

11

42

32

21 Condizioni severissime di temperature e n x τ

Costi elevatissimi di estrazione di He3 Deuterio + He3 = He4 + Neutrone + protone

2) energiaHeHB 42

11

115 3

T > 2 x 109°CN τ > 1016

DECADIMENTO RADIOATTIVO

Il radioisotopo raggiunge una configurazione più stabile (spontaneamente) con il rilascio di energia di legame in eccesso e, in genere di una particella + leggeradecadimento “ “ in genere la maggior parte di energia viene rilasciata sotto forma di energia cinetica della particella emessa ed il bilancio viene chiuso dai raggi

42

23490

23892 ThU

dove eH42

42

t1/2 tempo di dimezzamento: è il tempo necessario per il decadimento di metà degli isotopi radioattivi di partenza

92/1238 1051,4 xtU

UNITA’ DI MISURABq Becquerel 1 disintegrazione al secondo attivitàCi Curie 27x10-12 Ci =1 BqSv Sievert J/kg 100rem = 1Sv doseinterazioni radiazioni-materia

- particelle brevi distanze → He bloccate pelle- particelle ustioni- raggi + neutroni ionizzazione, eccitazione elettrica

se ingerite, le particelle si concentrano nelle ossa produzione globuli rossi

anni

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 in condensabili estratti dal fluido primario

U235 si consuma in ragione di 1 g/d per MWe si trasforma in 200 tipi diversi di radionuclidi con t1/2 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 t1/2 minore

CLASSIFICAZIONE DEI RIFIUTI RADIOATTIVI

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 altà 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.

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. Negli USA si presume che ne sarà in funzione uno a partire dal 2010.

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 20 anni).

Sito individuato negli Stati Uniti

Yucca Mountain

LA PROLIFERAZIONE DELLE ARMI NUCLEARI

• Riacceso il dibattito internazionale. Iran, Corea del Nord e altri.

• In discussione in ambito G8 diverse ipotesi mirate a rafforzare il regime dei controlli dell’AIEA.

• Problema di non facile soluzione:– Conciliare il diritto sancito dall’Art. 4 del TNP

(Trattato di non Proliferazione Nucleare), di ogni paese di avere accesso alle conoscenze e alle tecnologie relative alle applicazioni civili dell’energia nucleare, con l’esigenza, altrettanto fondamentale, di evitarne l’uso improprio.

LA PROLIFERAZIONE DELLE ARMI NUCLEARI

• Altri problemi– terrorismo internazionale

Pericolo che gruppi terroristici possano venire in posseso di armi nucleari.

Prevenire gli effetti di attacchi terroristici.

– Anche i materiali radioattivi delle sorgenti radioattive per usi industriali e medicali possono essere utilizzati per produrre le cosiddette “bombe sporche” e pertanto richiedono particolari misure di controllo e protezione fisica.