Mi potete spiegare, senza formule, come funziona un reattore nucleare? Quanti reattori diversi ci sono? (Marta)
I reattori nucleari sfruttano la fissione di un nucleo pesante per produrre energia. La reazione di fissione viene provocata da una particella nucleare, tipicamente un neutrone che, colpendo il nucleo pesante, ne provoca la scissione in due nuclei più leggeri. Se potessimo in qualche modo misurare la massa del nucleo prima della fissione e quelle dei frammenti prodotti (così vengono tipicamente chiamati i prodotti di fissione generati) si troverebbe che, alla fine della reazione, manca della massa, ossia la somma delle masse dei prodotti è inferiore a quella del nucleo madre. Questa frazione di massa mancante si è trasformata in energia secondo la ben nota equazione di Einstein: \(E=mc^2)\ dove c è la velocità della luce e m la massa scomparsa. Tipicamente questa energia di fissione si ritrova sotto forma di energia cinetica dei frammenti di fissione. La quantità di energia derivante dalla perdita di massa è enorme: ogni kg di massa convertito in energia è equivalente all’energia ottenibile bruciando 3 milioni di tonnellate di carbone! In un tipico reattore nucleare comunque solo una piccola frazione di massa è convertita in energia (dell’ordine di qualche percento) Le reazioni di fissione in un reattore vengono dunque innescate e sostenute dal bombardamento di neutroni inizialmente rilasciati nel processo di decadimento radiaoattivo di qualche nucleo e successivamente prodotti nella reazione di fissione stessa. Nel caso dell’uranio-235, per esempio, vengono rilasciati da 2 a 3 neutroni in ogni reazione di fissione. Questi neutroni prodotti sono responsabili del fissionamento di altri nuclei di uranio e così via, dando luogo alla ben nota reazione a catena. L’energia rilasciata dalla fissione dell’U-235 è all’incirca 200 MeV ed appare come energia cinetica dei frammenti di fissione, energia cinetica dei neutroni appena nati ed energia dei raggi gamma emessi. Molti frammenti di fissione sono radioattivi dando luogo al decadimento beta con conseguente emissione di neutroni ritardati e raggi gamma.L'interazione fra queste particelle ed il materiale circostante si manifesta sotto forma di calore ed è proprio questo calore che viene adeguatamente sfruttato per produrre in fine energia elettrica. In natura esistono solo pochi isotopi fissili, ossia nuclei che possono dar luogo a fissione con neutroni di qualsiasi energia. Fra questi si annoverano l’U-235, il Pu-239 e l’U-233. L’U-238 e il Th-232 sono invece isotopi fissionabili solo con neutroni di alta energia. Gli isotopi U-238 , Pu-239 e Th-232 sono anche chiamati fertili poiché possono essere convertiti in isotopi fissili per assorbimento neutronico. L’uranio-238, ad esempio, assorbendo un neutrone dà luogo al Pu-239, mentre il Th-232 assorbendo un neutrone forma U-233. I reattori in cui avviene la conversione di materiale fertile in materiale fissile sono detti autofertilizzanti o più comunemente in inglese “breeder reactors”. I reattori nucleari possono essere classificati in diversi modi ma la distinzione fondamentale si basa essenzialmente sull’energia cinetica dei neutroni che causano la fissione degli atomi di combustibile nel reattore.
Se le reazioni di fissione vengono prodotte da neutroni con elevata energia cinetica rispetto a quella degli atomi del mezzo in cui si muovono si parla di reattori veloci. Se invece i neutroni prima di essere assorbiti dai nuclei pesanti urtano elasticamente con nuclei leggeri (come potrebbe ad esempio fare una pallina da biliardo urtando casualmente altre palline) perdono parte dell’energia cinetica che hanno al momento dell’emissione e entrano in equilibrio termico col mezzo in cui diffondono. Questi neutroni sono pertanto chiamati termici e i reattori che si basano sul fissionamento dei nuclei per effetto di neutroni termici sono appunto detti reattori termici. I nuclei fissili hanno elevate sezioni di fissione termiche e ciò può essere in qualche modo spiegato in base all’aumentata probabilità di reazione di un nucleo pesante con un neutrone, quando quest’ultimo soggiorna più lungamente nelle vicinanze del nucleo. In un reattore termico oltre al combustibile che genera i neutroni di elevata energia è necessario un materiale detto moderatore capace di rallentare i neutroni veloci e che rappresenta in un certo senso la sorgente effettiva dei neutroni termici. I reattori termici hanno il vantaggio rispetto a quelli veloci di una maggiore flessibilità di progetto essendoci una più ampia scelta di materiale: combustibile, moderatore, refrigerante. Il refrigerante è un elemento essenziale di tutti i reattori nucleari poiché costituisce il termovettore capace di trasferire l’energia rilasciata dalla fissione nel nocciolo al di fuori del reattore stesso. Tipicamente nei reattori termici si usa come materiale moderante e refrigerante l’acqua leggera nel caso in cui l’uranio venga arricchito o l’acqua pesante se invece si usa l’uranio naturale. L’acqua viene fatta circolare ad alta pressione all’interno del nocciolo del reattore (a circa 70 bar nei reattori bollenti (Boiled Water Reactor) e a 150 bar nei pressurizzati (Pressurized Water Reactor) . Nei BWR l’acqua cambia di fase durante il tragitto di percorrenza all’interno del reattore, mentre nei PWR, la più elevata pressione e il maggior grado di sottoraffreddamento all’ingresso del nocciolo fanno si che l’acqua rimanga sempre allo stato liquido.
L’acqua leggera ha delle ottime capacità di moderazione grazie alla presenza dei nuclei di H, ma nel contempo è anche capace di assorbire neutroni sottraendoli alla reazione a catena. Per questo se si vuole salvare l’economia neutronica bisogna ricorrere all’arricchimento del combustibile per aumentare il numero di neutroni prodotti per unità di massa pesante. Se invece dell’acqua leggera si usa l’acqua pesante allora non è necessario arricchire il combustibile nucleare poiché il deuterio ha una minore sezione d’assorbimento rispetto all’idrogeno. Nel caso dei reattori veloci non si può ricorrere all’acqua come materiale refrigerante a causa delle sue elevate capacità di moderazione. Bisogna dunque ricorrere a sostanze con più elevato numero atomico, capaci nel contempo di elevate capacità di scambio termico, quali ad esempio i metalli liquidi. Essenzialmente per il fatto che un reattore veloce non prevede materiale moderante fra il combustibile (anzi il rallentamento dei neutroni è indesiderato), esso ha una natura più compatta rispetto ai reattori termici ponendo particolari problemi per la rimozione del calore. Il sodio liquido è stato preso in considerazione poiché ha eccellenti caratteristiche di trasferimento termico ma deve essere adoperato con estrema cautela a causa della sua elevata reattività chimica, specialmente con acqua ed aria. Le grosse difficoltà tecnologiche del tipo sopra riportato hanno costituito un forte ostacolo allo sviluppo commerciale dei reattori veloci, benché sin dalla nascita dell’era nucleare l’auspicio di un migliore sfruttamento dell’Uranio naturale ha sempre costituito un forte impulso per lo studio di tale tipologia di reattori. Infatti mentre nei reattori termici si utilizza circa l’1% dell’uranio estratto, nei reattori veloci tale utilizzazione potrebbe raggiungere valori compresi ragionevolmente tra il 50 ed il 60%.
I reattori ad acqua leggera (Light Water Reactor) sono reattori nucleari eterogenei moderati e refrigerati ad acqua (H2O). Si dividono essenzialmente in due differenti tipologie: i reattori Pressurizzati (Pressurized Water Reactor) ed i reattori Bollenti (Boiler Water Reactor).
La differenza impiantistica principale fra un PWR ed un BWR consiste nel diverso stato fisico in cui si trova l’acqua all’interno del nocciolo: in entrambi i casi l’acqua ha una pressione molto più alta di quella atmosferica, ma mentre nei PWR la pressione è tenuta al di sopra della tensione di vapore corrispondente alla sua massima temperatura (150 bar circa), di modo che non cambi di fase, in un BWR, invece, l’acqua comincia a bollire molto prima che completi il suo percorso all’interno del core (pressione circuito primario ~ 60 bar). Proprio in relazione a ciò, riferendosi ad un BWR, si parla di “core bollente”. Un PWR è dal punto di vista impiantistico leggermente più complicato di un BWR. Per garantire, infatti, che in un PWR il liquido refrigerante non cambi di stato fisico si connette il circuito primario dell’acqua ad un pressurizzatore, assente invece in un BWR. Sempre in un PWR, l’acqua all’uscita del nocciolo viene mandata in un generatore di vapore dove il calore viene trasferito all’acqua del circuito secondario che si trova a pressione più bassa del primario.
Si genera così il vapore che all’uscita del generatore è inviato in turbina dove espande e si raffredda. Il vapore condensato viene poi rimandato indietro all’ingresso del generatore di vapore. Nel BWR non c’è bisogno del generatore di vapore poiché il vapore da inviare in turbina è prodotto direttamente all’interno del reattore, semplificando notevolmente lo schema costruttivo dell’impianto. Questa semplicità di soluzione del ciclo diretto viene però pagata a scapito di problemi più grossi di contaminazione radioattiva e di corrosione della parte convenzionale dell’impianto. Il nocciolo di un PWR da 1000 MW è formato tipicamente da un centinaio di elementi di combustibile ciascuno costituito da un insieme di 264 barrette disposte in un reticolo a passo quadrato 17x17. Le altre 24 posizioni sono occupate dalle guaine per le barre di controllo e da un tubo centrale di alloggiamento della strumentazione.
Ogni barretta di combustibile è costituita da un tubo di zircaloy chiuso all’estremità con tappi saldati e contenente pastiglie di ossido di uranio leggermente arricchito. Il nocciolo di un BWR dellal stessa energia (1000 MWe) è composto da 732 elementi di combustibile e 177 barre di regolazione ed occupa un volume maggiore del nocciolo di un PWR della stessa taglia. Un’altra importante differenza fra un reattore bollente e pressurizzato consiste nella diversa disposizione delle barre di controllo. Nel PWR vengono inserite dall’alto per azione della gravità (sistema passivo), mentre nel BWR, a causa della presenza degli essiccatori nella parte alta del recipiente in pressione vengono immesse dal basso con un sistema di iniezione idraulico (sistema attivo).
Di seguito si espone la principale motivazione per la quale i reattori termici moderati ad acqua (dai quali deriva oggigiorno la maggiore produzione mondiale di elettricità dal nucleare) devono necessariamente usare combustibile arricchito.
Segue la spiegazione di che cosa vuol dire tecnicamente arricchire il combustibile e si risponde alla domanda posta dal web-nauta “quale è la relazione fra l’arricchimento del combustibile ed il consumo di uranio naturale?”.
Nei reattori termici i neutroni devono essere rallentati per poter indurre efficacemente l’U-235 a fissionare.
Nei reattori LWR (Light Water Reactor) il ruolo di moderatore è svolto dall’acqua stessa usata come fluido refrigerante. L’acqua leggera (H2O) altro non è che l’acqua di cui facciamo largo uso nel quotidiano ed è così denominata per distinguerla dall’acqua pesante formata dal legame dell’ossigeno con uno degli isotopi più pesanti dell’idrogeno ,il deuterio.
L’acqua leggera ha ottime capacità di moderazione ma purtroppo ha in campo termico un’elevata sezione di cattura neutronica. L’acqua pesante, invece, pur avendo lo stesso potere rallentante dell’acqua leggera, assorbe rispetto a quest’ultima molti meno neutroni. Affinché la reazione di fissione a catena possa autosostenersi il fattore di moltiplicazione deve essere pari all’unità e ciò implica che si mantenga invariato il numero di neutroni di una generazione e di quella immediatamente successiva. In termini pratici, nei reattori termici ad acqua leggera, l’arricchimento isotopico dell’ossido di uranio deve essenzialmente compensare la perdita di quei neutroni che anziche' risultare utili per la reazione di fissione vengono invece assorbiti dalle molecole del moderatore o di altro materiale diverso da quello fissile.
Se si volesse usare l’uranio naturale invece di quello arricchito, bisognerebbe necessariamente ricorrere all’acqua pesante come liquido moderatore-refrigerante. Questa seconda scelta è stata estensivamente applicata in Canada nei reattori CANDU.
Che relazione c’è fra l’arricchimento del combustibile e il consumo di uranio naturale?
Il combustibile nucleare corrisponde ad una miscela di isotopi fertili e fissili in proporzione ben definita. Per esempio, la percentuale in peso dell’isotopo U-235 nell’uranio naturale è pari a circa 0.7, mentre il rimanente 99.3 è essenzialmente costituito di U-238. Il combustibile impiegato nella maggior parte dei reattori nucleari di potenza deve, invece, avere un tenore di U-235 maggiore di quello dell’uranio naturale.
Si definisce arricchimento il rapporto fra i nuclei fissili e i nuclei totali (fissili + fertili) di una medesima specie chimica.
Si può mostrare che, in generale, un piccolo arricchimento di uranio migliora cospicuamente la capacità di moltiplicazione neutronica del combustibile.
Il processo di arricchimento dell’uranio naturale richiede adeguate tecnologie e la predisposizione di opportuni impianti, all’uscita dei quali, si avranno composti dell’uranio con una percentuale in peso dell’isotopo 235 maggiore di quella caratteristica dell’uranio naturale e una coda costituita da prodotti dell’uranio con un tenore di U-235 inferiore a quello dell’uranio arricchito.
Negli impianti di arricchimento isotopico attualmente impiegati il tenore di U-235 delle code è tipicamente pari a circa lo 0.2%. I
l rapporto fra la quantità di uranio naturale e di prodotto arricchito dipende ovviamente dal valore finale dell’arricchimento richiesto. Il consumo di uranio naturale per produrre 1 Kg di combustibile arricchito è esprimibile con la seguente relazione:
dove “e” indica il valore dell’arricchimento finale desiderato, “ec” è l’arricchimento delle code “en” è l’arricchimento naturale. Ad esempio per avere 1 Kg di uranio arricchito al 3% sono richiesti circa 5.5 Kg di uranio naturale.
a cura di Lina Quintieri