|
|
Ho letto che è possibile sfruttare il torio come combustibile anche in campo termico (quindi non veloce) purchè si adottino reattori a bassa cattura parassita (come gli HTGR) con rapporti di conversione molto alti, anche maggiori di uno e che sono già esistiti realizzazioni commerciali (non solo quindi semplicemente a livello sperimentale) in tal senso (Fort Saint Vrain in Usa e l'Avr in Germania, ad es.); ora vi chiedo, quale differenza c'è, a livello diciamo così energetico ed economico, tra lo sfruttare il ciclo del torio in reattori veloci rispetto ai reattori termici? (Sandro Babel)(3003) |
La domanda del nostro web-nauta, su quale sia la differenza tra lo sfruttare il ciclo del torio in reattori veloci rispetto a reattori termici, presuppone già una conoscenza non superficiale delle temetiche dell’ingegneria nucleare. Suggeriamo quindi ai lettori meno esperti di leggere le nostre schede sui reattori nucleari e su quelli termici raffreddati ad acqua . Si chiama fissile un isotopo capace di dar luogo a fissione con neutroni di qualsiasi energia. Si chiama invece fertile un isotopo che può trasformarsi in fissile a seguito dell’assorbimento di un neutrone. Sono isotopi fissili, ad esempio, l’U-235 ed il Pu-239, mentre l’U-238 è fertile perchè può generare il Pu-239 a seguito di assorbimento neutronico. Il Torio si trova in natura quasi al 100% come Th-232 che, al contrario dell’U-235, non è un isotopo fissile, bensì è un isotopo fertile come l’U-238. Il Th-232 assorbendo un neutrone si trasforma in U-233 fissile. Le reazioni di fertilizzazione (“breeding reaction”) a cui danno luogo l’U-238 ed il Th-232 sono riportate nello schema seguente.
Rispetto all’U-238, il Th-232 presenta però due grossi vantaggi: - È tre volte più abbondante in natura dell’U-238 - Può dar luogo a fertilizzazione in campo termico L’ultima proprietà elencata si traduce nel fatto che mentre l’U-238 ha bisogno necessariamente di neutroni veloci (ossia di elevata energia) per creare il Pu-239, il torio può invece dar luogo alla reazione di produzione dell’U-233 anche in campo termico. Questa capacità di breeder termico ha destato, sin dagli albori dell’era nucleare, un grande interesse verso l’utilizzo del torio come combustibile in reattori nucleari termici. La centrale nucleare di Shippingport, operativa dal 1977 al 1982 è stato un esempio di Light Breeder Reactor (reattore fertilizzante termico). Fu costruita nel quadro di un programma sperimentale che tentava di sviluppare combustibile in grado di produrre più materiale fissile di quanto ne consumasse. Malgrado però tale centrale sia stata un successo tecnico (sospendendo il funzionamento si trovò all’incirca 1.35 % di combustibile in più di quello originariamente contenuto) non si è perseguita la strada di costruire altri reattori fertilizzanti dello stesso tipo a causa principalmente degli alti costi e delle grosse difficoltà di fabbricazione di questo tipo di impianti. Il combustibile utilizzato in questo reattore consisteva di una miscela complessa di U-233 ed U-235 fortemente arricchito. L’intoppo principale per l’uso del torio come combustibile deriva essenzialmente dal fatto che prima che da esso possa essere estratta una qualunque quantità di energia deve avvenire la generazione di nuovo materiale fissile e ciò richiede neutroni. Per questo bisogna innescare il ciclo usando materiale fissile come U-235 o il Pu-239, omogeneamente miscelati al torio oppure spazialmente separati. Il torio di per se non è un materiale “indipendente” a meno che non lo si usi come combustibile in reattori veloci autofertilizzanti. In questo caso sarebbero i neutroni prodotti dalle fissioni veloci dello stesso torio ad alimentare la reazione di conversione di altri nuclei di torio in U-233. La possibilità di utilizzo del torio in reattori veloci autofertilizzanti, vagliata sulla carta e applicabile in linea di principio, non ha, in pratica, avuto riscontro in grossi progetti sperimentali. Il Th-232 fissiona solo per neutroni particolarmente energetici, ossia con energia maggiore o uguale a 1.4 MeV e la sua sezione di fissione veloce è circa 1000 volte più piccola della sezione di fissione termica dell’U-235. Ad ogni modo, è doveroso menzionare, che i reattori veloci per la produzione di energia elettrica sono ancora in fase di studio e benché il loro sviluppo è sempre stato auspicabile al fine di ottenere un migliore sfruttamento del combustibile vi sono ancora grandi sfide tecnologiche (quali ad esempio la scelta del refrigeratore) da superare prima di avviare un uso proficuo di tale tipo di reattori. D’altra parte le esperienze maturate in campo termico (oltre Shippingport, vanno citati Fort-Saint Vrain , raffreddato a gas, gli impianti BORAX di Elk River e Indiana Point, raffreddati ad acqua ecc), avevano dimostrato a loro tempo che il torio si prestava alle condizioni di un esercizio industriale a prezzo però di installazioni molto complesse e a costi piuttosto elevati a causa di diversi problemi pratici (non ultimo quello del notevole arricchimento dell’U-235 e Pu-239 da associare al Th per l’innesco della reazione fertilizzante) incontrati nell’implementazione pratica del ciclo di combustibile. Per questo motivo più di 20 anni fa quasi in tutto il mondo (ad eccezione dell’India) è stata abbandonata l’idea di utilizzare il torio come combustibile nei reattori termici. Da qualche anno a questa parte invece è ritornato particolarmente in auge l’ipotesi di utilizzare il torio come combustibile per i reattori termici e ciò nel quadro del progetto di reattori avanzati di nuova generazione. La necessità di avere nuove tipologie di reattori nucleari deriva essenzialmente dalla sensibilizzazione in campo scientifico verso due grosse problematiche planetarie: - Individuare, per il futuro, fonti energetiche alternative ai combustibili fossili e al petrolio - Risolvere il problema di proliferazione delle armi nucleari Il protocollo di Kyoto invita i paesi industrializzati a ridurre il rilascio di gas serra in atmosfera e una valida soluzione potrebbe essere rappresentata dall’uso più esteso dell’energia nucleare, che non comporta lo scarico di gas nocivi ed inquinanti nell’atmosfera Purtroppo, una caratteristica assai preoccupante del sistema di generazione elettrica basato sul ciclo dell’uranio (su cui si basa il funzionamento della maggior parte di centrali nucleari in tutto il mondo) è che esso produce plutonio che può essere usato per la costruzione di ordigni nucleari. L’uso del torio al posto dell’uranio può ridurre questo pericolo. I combustibili a base di torio, infatti, producono plutonio in quantità molto minore e la composizione isotopica dello stesso plutonio risulta inadatta alla costruzione di ordigni nucleari. Gli altri principali vantaggi derivanti dall’uso del torio si possono riassumere in breve nelle seguenti voci: a) il torio è più abbondante in natura dell’uranio b) ha una migliore resa neutronica. L’U-233 ha il vantaggio di generare dopo la fissione una grande quantità di neutroni: più queste particelle sono numerose e più grande e in qualche modo il calore rilasciato nel nocciolo del reattore. In termini più tecnici si dice che la resa di fissione dell’U-233 (prodotto dal torio per cattura neutronica) è più alta di quella dell’U-235 e del Pu-239. (2.38 neutroni per fissione del torio contro i 2.07 dell’U-235 e 2.11 del Pu-239) c)la generosa produzione di neutroni non è accompagnata dalla comparsa di troppi atomi pesanti che possono divenire sorgenti intense di radiazione gamma o veleni neutronici. Il torio ha una debole probabilità di ricombinazione con i neutroni presenti e quindi di generare specie nocive. (L’assorbimento dei prodotti di fissione che rappresenta il principale contributo alla formazione di veleni nel reattore è inferiore del 23% rispetto a quella dell’U-235 o del Pu-239). d)la sezione d’urto dell’assorbimento termico del Th-232 è più elevata di quella dell’U-238 e per questo, dopo lungo periodo di irraggiamento in-core risulta ridotta la necessità di combustibile o di arricchimento di combustibile per unità di energia prodotta. In questo panorama sono stati riavviati studi di progetto di combustibili a base di torio per lo sviluppo di reattori termici di nuova generazione, con particolare riferimento all’impiego in reattori a gas ad alta temperatura. Per questo tipo di reattori il torio si ripropone come combustibile assai interessante in relazione principalmente alla capacità dell’ossido di torio di lavorare a temperature ben più elevate di quelle previste per l’ossido di Uranio. Nei reattori a gas le temperature raggiunte dal combustibile sono, di fatti di gran lunga più alte di quelle tipiche dei normali LWR. La soluzione di progetto del nuovo combustibile al torio si diversifica da quelle adottate nel passato principalmente in relazione alla scelta di una configurazione capace di prevenire l’accumulo di Plutonio e per una serie di altri aspetti tecnici. Si richiede ad esempio che gli elementi di combustibile possano sopportare una maggiore esposizione al calore e alla radiazione per far si che una sempre maggiore quantità di Th-232 fertile venga convertita in U-233. Comunque sia, ogni configurazione di combustibile prevede necessariamente la presenza di un seme di uranio arricchito da usare insieme al torio per innescare la reazione di breeding. Il seme prevede uranio 4 volte più ricco rispetto al combustibile nucleare usato nei reattori ad acqua leggera. I risultati di queste ricerche in atto per quanto concerne gli aspetti economici del torio non sono ancora ben definiti. Si valuta che i combustibili a base di torio possano costare dal 10% in più al 10% in meno rispetto ai combustibili nucleari convenzionali. Questo ampio margine di errore dipende da incertezze sul costo dell’uranio, sul costo di fabbricazione e sui risparmi che potrebbero derivare in futuro per la minore quantità di scorie da smaltire. Non esistono, comunque, oggigiorno grossi impedimenti tecnici per l’uso del torio come combustibile: anche se sono necessarie modifiche alle infrastrutture esistenti non è richiesta alcuna tecnologia veramente nuova. Ciò che veramente potrebbe dare una grossa spinta all’utilizzo del torio è solo una vera volontà politica dei paesi. Lina Quintieri – Ingegnere |
||
|
|
||
