reattóre

Lessico

sm. [sec. XX; da reagire per influsso di attore].

1) In fisica e ingegneria nucleare, sistema atto a produrre energia ottenuta da reazioni nucleari che avvengono tra i nuclei degli atomi di particolari elementi facenti parte del reattore stesso. Le reazioni devono essere esotermiche e controllabili; i processi di fusione e fissione nucleare sono in grado di alimentare un reattore nucleare, ma allo stato attuale non vi sono reattori a fusione (vedi oltre) perché non si è ancora in grado di controllare tale reazione, mentre sono in funzione già da parecchi decenni reattori a fissione, che producono energia termica da reazioni di fissione nucleare a catena controllata e autosostenentesi. In natura sono stati trovati reattori nucleari naturali a fissione (vedi oltre). Reattori nucleari subcritici da utilizzare in coppia con un ciclotrone sono stati proposti come amplificatori di energia (vedi oltre).

2) In aeronautica, sinonimo di turboreattore, usato anche come sinonimo di esoreattore. L'uso del termine per indicare il velivolo propulso da motore a reazione è da considerarsi improprio.

3) In elettrotecnica, componente utilizzato per aumentare l'induttanza di un circuito. Nei casi più semplici (reattori di stabilizzazione per tubi fluorescenti, circuiti di apparecchi per telecomunicazione, circuiti industriali di controllo ecc.) si realizza avvolgendo un conduttore isolato su un supporto, secondo uno sviluppo a spirale, a elica ecc., su uno o più strati, con o senza nucleo in ferro. Per le dimensioni, i valori, le tensioni e le correnti di maggior valore, assume la struttura di un trasformatore monofase con nucleo in ferro e un solo avvolgimento, oppure di un piatto di rame di rilevante sezione, avvolto a spirale e tenuto in tale assetto da distanziatori isolanti, elementi di congiunzione e supportato da isolatori. Grandi reattori del tipo “a trasformatore” vengono usati dall'elettronica di potenza per “spianare” correnti raddrizzate e costituire, assieme a condensatori, filtri con diverse caratteristiche.

4) In chimica, apparecchiatura nella quale si fa avvenire una reazione. In caso di processo discontinuo esso è sempre costituito da un recipiente cilindrico in cui può essere realizzata un'agitazione tramite un agitatore o per insufflazione dal basso di un gas che, talvolta, è lo stesso gas che partecipa alla reazione. La progettazione di un reattore deve tener conto, oltre che della dovuta resistenza dei materiali agli attacchi chimici e alla pressione a cui avviene la reazione, anche della turbolenza necessaria affinché i fluidi reagenti siano il più possibile intimamente miscelati in modo da accelerare il tempo di reazione e aumentarne la resa; a tal fine essi sono corredati da frangiflutti sulla periferia del corpo cilindrico. Per processi continui invece si ricorre a forme disparate, che vanno dai vari reattori discontinui posti in serie, dove la reazione procede per stadi di resa, a reattori formati da un tubo la cui lunghezza permette l'esplicarsi integrale della reazione, da reattori a letto fluido dove la fase solida pulverulenta è mantenuta agitata dai gas di reazione, a reattori a nastro continuo ecc.

Reattore nucleare: generalità

L'enorme quantità di energia realizzabile dalla fissione assieme all'emissione di uno o più neutroni ha reso possibile la realizzazione di sorgenti di energia dal processo di fissione. L'emissione di neutroni (in media 2,5 per fissione) dalla fissione di un nucleo di uranio 235 produce una catena di fissioni in quanto questi neutroni, producendo a loro volta fissioni, generano altri neutroni e così via. Se non sono soddisfatte opportune condizioni di controllo, il numero delle fissioni aumenta esponenzialmente, perché il numero dei neutroni emessi è maggiore di quelli assorbiti: la liberazione di energia è allora incontrollata e si ha un'esplosione. Quando la velocità di fissione è controllata come nei reattori nucleari, si realizza una catena di reazioni che può essere usata come sorgente di neutroni e di energia. Storicamente il primo e più importante impulso allo sviluppo dei reattori di fissione fu dato dalle possibili applicazioni militari (vedi bomba) dei processi di fissione dell'uranio. L'isotopo U 235, utilizzato per la preparazione delle prime bombe atomiche, è molto difficile da isolare dall'uranio naturale; si pensò quindi di sostituirlo con il nuclidetransuranicoplutonio 239 che si poteva ottenere facilmente in larga quantità da una reazione a catena controllata, basata sulla fissione da neutroni lenti dell'U 235 contenuto nell'uranio naturale. Da ciò l'enorme impulso alla costruzione dei reattori nucleari. I primi lavori furono svolti alla Columbia University, dove E. Fermi e collaboratori, nel 1941, realizzarono una struttura reticolare cubica di uranio e grafite per studi sulla moltiplicazione dei neutroni. Il 2 dicembre 1942 si passò alla fase operativa di una reazione a catena autosostenentesi con un complesso chiamato pila atomica, che può essere considerata il primo reattore nucleare.

Reattore nucleare: la reazione a catena

Il sostenimento di una reazione a catena con uranio dipende da un favorevole bilanciamento fra 4 processi competitivi: fissione di nuclei di uranio con emissione di più neutroni di quanti ne siano catturati; cattura di neutroni da parte di uranio senza che si verifichi fissione; cattura di neutroni da parte di altro materiale; fuga di neutroni. La produzione di neutroni dipende dal volume del sistema di assemblamento dell'uranio, mentre la probabilità di fuga dei neutroni è proporzionale alla sua superficie. Se il rapporto area/volume del sistema è grande, molti neutroni sfuggiranno dallo stesso; pertanto esiste un valore minimo (critical size) al di sotto del quale non si realizza la reazione a catena in quanto le fughe di neutroni non sono bilanciate dagli altri processi. L'uranio naturale è formato da U 238 con abbondanza del 99,28% e da U 235 con abbondanza dello 0,72%. La sezione di urto dei due isotopi per la fissione da neutroni veloci è quasi uguale, ma, data l'enorme quantità di U 238, il neutrone molto probabilmente interagirà con un nucleo di U 238. Per esso la sezione d'urto per cattura radiativa è minore di quella per fissione, ma questa, a sua volta, è molto minore della sezione d'urto per scattering elastico o anelastico. Mentre lo scattering elastico non produce effetti apprezzabili sul neutrone, quello anelastico riduce la sua energia sotto il livello di soglia per la fissione da neutroni veloci. Se ne deduce che i neutroni originari non si incrementano che in piccola misura per fissione veloce dell'U 238. Esiste anche una soglia di scattering anelastico a ca. 1 MeV; sotto tale soglia i neutroni possono essere perduti per cattura radiativa oppure, dopo diversi scattering elastici, possono perdere energia riducendola da ca. 10⁵ eV a 1 eV (neutroni termici). In questo ordine d'energia interagiscono con grande sezione d'urto per fissione con l'U 235, ma le probabilità che vengano catturati prima sono tali che la reazione a catena non si sostiene; occorrerebbe rimuovere l'U 238 e agire in U 235 o in Pu 239 puri. Una reazione a catena può essere sostenuta pertanto solo aggiungendo al combustibile nucleare (anche uranio naturale) un moderatore (materiale in cui sia bassa la probabilità di cattura neutronica capace di rallentare i neutroni) in appropriata geometria (reattore termico). Una reazione a catena in una massa di uranio naturale di volume sufficientemente grande non si realizza: esiste infatti una “massa critica”, cioè una quantità minima di materiale fissile, necessaria perché la reazione a catena possa autosostenersi. Viene raggiunta in un dato sistema quando il numero dei neutroni persi viene compensato da quello dei neutroni prodotti e dipende dalla purezza del combustibile, dall'energia dei neutroni e dalle caratteristiche fisiche, geometriche e tecnologiche del moderatore e delle restanti parti del reattore.

Reattore nucleare: classificazione e componenti

Dopo i primi lavori sulla fissione a seguito della produzione di materiali arricchiti di isotopi fissili, furono utilizzate catene di reazioni che non presuppongono la presenza di moderatori. Pertanto è possibile classificare i reattori in funzione dell'energia dei neutroni che provocano fissione (termici, intermedi e veloci). Nei reattori termici il moderatore può presentarsi omogeneamente mescolato al materiale fissile (per esempio, solfato di uranio in soluzione di D₂O), per cui si hanno omogenei, oppure può contenere il combustibile nucleare in forma di barre (per esempio, grafite-uranio), per cui si hanno eterogenei. Altre classificazioni dei reattori tengono conto delle seguenti caratteristiche. Combustibile: uranio naturale; uranio arricchito contenente più di 0,72% di uranio 235; plutonio 239; uranio 233. Moderatore: grafite; acqua; acqua pesante (D₂O); berillio od ossido di berillio. Refrigerante: aria, CO2 o He; liquidi diversi; metalli liquidi, sodio, in particolare. Nei reattori nucleari, benché tutta l'energia liberata dalla fissione vada degradando in calore, si distingue fra quella che è liberata nella massa reagente e quella che si estrinseca al di fuori (parte dell'energia che accompagna i neutroni e i raggi γ). Sono detti di potenza quei reattori in cui è fondamentale la potenza termica generata, mentre la radiazione a largo raggio è un sottoprodotto fastidioso; sono invece classificati come di ricerca quei reattori il cui scopo è quello di produrre radiazioni (per esempio, per l'irradiazione di colture vegetali, per la produzione di radioisotopi) a cui si accompagna la potenza termica, che è indesiderata e viene dissipata. Tra i reattori di ricerca si può ricordare il tipo a piscina, a uranio fortemente arricchito, così detto in quanto il combustibile è posto entro un pozzo, di idonea geometria, contenente acqua che serve da moderatore; è refrigerato ad acqua con circolazione naturale.

Reattore nucleare: struttura

Schematicamente ogni reattore è costituito da: una zona nella quale avviene la reazione di fissione, detta nocciolo (in inglese, core); uno schermo per respingere i neutroni, detto riflettore; un complesso di apparecchiature per il raffreddamento e/o lo scambio termico che consente l'utilizzazione pratica dell'energia prodotta (vedi centrale termoelettrica); un sistema di controllo; un complesso d'installazioni per la protezione degli operatori (schermatura). Il nocciolo è la parte centrale che contiene il combustibile in geometrie diverse secondo gli scopi e il moderatore nei reattori termici. In esso si sviluppa il calore e si producono i neutroni della reazione a catena autosostenentesi. Il moderatore, situato nel nocciolo, ha la funzione di rallentare i neutroni senza assorbirli, mediante urti elastici, ed è costituito da materiali leggeri. Il refrigerante è un fluido che circola all'interno del nocciolo per sottrarre il calore prodotto dalla fissione, sia per mantenere la temperatura nei limiti operativi, sia per l'utilizzazione mediante scambiatori di calore nei reattori di potenza. Il riflettore è un componente che circonda il nocciolo per ridurre la perdita per retrodiffusione dei neutroni; per esso si impiegano materiali a bassa sezione d'urto di assorbimento come berillio e grafite. Il sistema di controllo comprende le funzioni di innesco e di spegnimento della reazione a catena nonché la regolazione del funzionamento mediante l'azionamento, cioè l'inserzione parziale o completa, e l'estrazione parziale o completa di barre di controllo. La schermatura è l'insieme dei dispositivi che proteggono gli operatori dalle radiazioni γ e neutroniche.

Reattore nucleare: funzionamento

Il comportamento nel nocciolo di un sistema di N neutroni veloci provenienti da fissioni viene descritto mediante una formula detta dei 4 fattori. Il fattore di moltiplicazione veloce, detto ε, tiene conto delle fissioni da neutroni veloci in U 238, supponendo che i neutroni iniziali siano Nε con (1<ε<1,05). Questi neutroni si rallentano nel moderatore e per alcuni di essi si ha cattura con produzione di risonanze nucleari. La percentuale p (fattore di trasparenza) che sfugge a tale cattura riduce gli N neutroni veloci iniziali a Nεp neutroni termici che si diffondono nel nocciolo; una parte di essi viene catturata dalle impurità presenti, la frazione restante, che viene indicata con f (fattore di utilizzazione termica), viene assorbita dal combustibile. Di questi Nεpf neutroni termici assorbiti, solo una parte produce nuove fissioni da ognuna delle quali vengono emessi mediamente 2,5 neutroni veloci. Si considerano i due effetti globalmente introducendo il fattore η (fattore di moltiplicazione termica) che esprime il numero di neutroni veloci di fissione prodotti per ogni neutrone termico assorbito dal combustibile. Al termine del ciclo pertanto gli N neutroni iniziali sono sostituiti da Nεpfη neutroni veloci. Si definisce , fattore infinito di moltiplicazione, che esprime il rapporto del numero dei neutroni presenti a ogni generazione rispetto alla precedente; per una reazione a catena autosostenentesi deve essere . Nelle considerazioni precedenti si è considerato il nocciolo di dimensioni infinite e pertanto esente da fughe di neutroni che in realtà invece si verificano. Per tenere conto di ciò si introduce il fattore di moltiplicazione effettivo K_eff=K con L<1. Se K_eff=1 il reattore è critico: i neutroni prodotti sono in numero uguale a quelli perduti e il sistema è bilanciato; se K_eff<1 il complesso è sottocritico e la reazione a catena non può autosostenersi; se K_eff>1 il sistema è detto supercritico e il numero dei neutroni cresce a ogni generazione. In un reattore il sistema dei parametri deve essere tale che K_eff sia inizialmente poco più grande di 1 in modo che la potenza del reattore possa essere portata fino al punto di lavoro; dopo di ciò si opera per avere un K_eff uguale all'unità. Posto K_eff>1 e tenendo presente che per mantenere una reazione a catena occorre un neutrone per fissione, si ha che per ogni ciclo il numero dei neutroni cresce di una frazione (K_eff–1) che si denota con ΔK e si chiama eccesso di reattività. Dati N neutroni all'inizio di una generazione, l'aumento di neutroni è quindi NΔK. Fra i neutroni di fissione alcuni sono emessi immediatamente durante il processo stesso, altri, di solito meno dell'1%, vengono emessi con un certo ritardo di tempo. Se τ è il tempo medio in secondi tra due successive generazioni di neutroni, sia immediati, sia ritardati, si avrà . Pertanto: N=N₀e^Δ/τ con N₀ numero dei neutroni al tempo zero. Dopo 2 s, sapendo che in un reattore termico τ≅8×10^–2 s e posto K_eff=1,005, si ha per ogni neutrone iniziale N≅1,13. I procedimenti di regolazione e controllo hanno il compito di contenere la risalita del numero di neutroni implicato dal precedente risultato. Qualunque variazione operata nel nocciolo del reattore, per esempio una variazione di pressione nel moderatore, influenzerà la popolazione dei neutroni con una variazione ΔK del fattore di moltiplicazione effettivo K_eff. Si definisce come reattività di un dato componente del nocciolo la quantità ρ=ΔK/K_eff, misurata nell'unità dollaro. Per K_eff si assume il valore antecedente alla variazione. Il valore della reattività attribuito a ogni componente dipende dal tipo di combustibile e dalla geometria dello stesso e costituisce una misura dell'effetto del componente considerato sulla popolazione neutronica del sistema.

Reattore nucleare: progetto e controllo

I reattori devono essere progettati con un eccesso di reattività indispensabile a un prolungato funzionamento per due diversi motivi: perché il funzionamento comporta consumo del combustibile e conseguente diminuzione della massa efficace e della densità di flusso neutronico; perché tra i prodotti di fissione alcuni, detti veleni neutronici, hanno un'alta sezione d'urto di assorbimento neutronico; conseguentemente la reattività diminuisce. In particolare, tra questi veleni neutronici, sono il Sm 149 e lo Xe 135, che si formano sia direttamente dalla fissione, sia per decadimento di altri nuclidi. L'eccesso di reattività nei primi tempi di funzionamento del reattore è compensato mediante assorbitori. Tra i sistemi di controllo, quelli più importanti, basati su proprietà fisiche e geometriche del combustibile e del moderatore, sono l'effetto temperatura e l'effetto densità, in quanto essi realizzano un processo di autoregolazione. Il primo si realizza quando al crescere della potenza erogata cresce anche la temperatura del nocciolo e con essa l'energia dei neutroni: conseguentemente diminuisce la reattività del sistema. Il secondo consegue anch'esso all'innalzamento di temperatura: per la diminuzione di densità nel moderatore si formano zone disomogenee che comportano diminuzione di reattività. I sistemi di controllo propriamente detti sono tuttavia quelli meccanici costituiti, nei reattori termici, da barre contenenti elementi ad alto assorbimento neutronico (Cd, B, Hf) e, nei reattori veloci, da barre mobili di combustibile o da riflettori mobili. Le barre di controllo sono di tre tipi: per la regolazione grossa, usate per portare il reattore al livello di potenza voluto; per la regolazione fine, usate per raggiungere la reattività fissata per il funzionamento normale; per lo spegnimento del reattore, usate per manovre rapide in situazioni di emergenza. In aggiunta esistono sistemi di emergenza per un rapido spegnimento del reattore, sia per evacuazione del moderatore dal nocciolo, sia per immissione di liquidi o gas a elevata sezione di assorbimento per i neutroni. Durante il funzionamento di un reattore si verifica nel nocciolo l'emissione di vari tipi di particelle provenienti dalla fissione. La contaminazione radioattiva dell'ambiente naturale a seguito dell'accumularsi dei rifiuti radioattivi prodotti per effetto della radioattività da esse indotta pone problemi complessi, quali la raccolta, il trattamento e lo scarico degli stessi; l'insieme di tali operazioni è detto smaltimento (vedi radiazione).

Reattore nucleare: la teoria fisica del reattore

I vari modelli e metodi di calcolo usati nella teoria del reattore si propongono di risolvere i principali problemi della fisica del nocciolo, cioè il calcolo della massa critica, il calcolo della distribuzione spaziale della potenza nel nocciolo, il calcolo dell'efficienza del sistema di controllo, il calcolo del comportamento temporale del reattore durante i transitori operazionali e accidentali, il calcolo del consumo del combustibile. Tutti questi problemi discendono in sostanza da un unico problema fondamentale che consiste nel trovare la distribuzione energetica, spaziale e temporale dei neutroni in un mezzo finito, una volta fissate le sue caratteristiche geometriche e fisiche. Per la soluzione di tale problema esistono due approcci differenti. Il primo è quello stocastico, basato sul metodo Monte Carlo, che consiste nel seguire la storia di un gran numero di neutroni introdotti nel mezzo in punti scelti a caso, con energia e direzione pure scelte a caso. Le probabilità di interazione (cioè di assorbimento, fissione, urto elastico e anelastico) dei neutroni con gli atomi circostanti sono note: queste sono infatti rappresentate dalle sezioni d'urto misurate sperimentalmente o calcolate teoricamente. È quindi possibile, tramite l'interpretazione statistica di un grande numero di storie, calcolare la distribuzione spaziale ed energetica dei neutroni. Questo complesso procedimento può essere realizzato solo con l'ausilio dei moderni elaboratori elettronici. Il secondo approccio, di natura analitica, è rappresentato dalla soluzione dell'equazione integro-differenziale di Boltzmannrelativa alla funzione di distribuzione n(P, v, Ω, t), che rappresenta il numero di neutroni presenti nel punto P all'istante t con velocità v e direzione Ω. A causa della complessità dell'equazione di Boltzmann, la ricerca della sua soluzione rappresenta quindi un difficile problema e, pur con l'ausilio degli attuali elaboratori elettronici, può essere ottenuta solo in casi molto semplificati. L'importanza dell'equazione di Boltzmann sta comunque nella sua funzione unificatrice: da essa discendono i vari modelli con i quali è possibile risolvere in maniera approssimata, ma soddisfacente, i problemi della fisica del nocciolo. Il metodo seguito nell'analisi del reattore consiste infatti nel separare in maniera opportuna i problemi della distribuzione spaziale, energetica, angolare e temporale. Questi modelli sono quello del rallentamento e termalizzazione in un mezzo infinito, il modello dell'equazione di diffusione a una velocità, il modello dell'età di Fermi e, infine, i modelli a due o più gruppi. Rivestono importanza fondamentale nella teoria della diffusione i concetti di buckling materiale e di buckling geometrico. Il buckling materiale caratterizza le proprietà moltiplicanti di un mezzo e il buckling geometrico dipende dalla forma e dalle dimensioni del nocciolo. Il nocciolo è critico quando il buckling geometrico risulta uguale al buckling materiale.

Il reattore nucleare di potenza

L'applicazione più importante dei reattori nucleari è la produzione di energia elettrica; i reattori in funzione nelle centrali termoelettriche appartengono alla categoria dei reattori termici. I PWR e BWR rappresentano i due tipi più diffusi di reattori di potenza, entrambi a uranio leggermente arricchito, moderati e refrigerati con acqua. Nei reattori ad acqua in pressione, o PWR (Pressurized Water Reactor), di gran lunga i più diffusi, l'acqua, pressurizzata a ca. 140 atm, dopo essere passata per il nocciolo è inviata a un generatore di vapore; nei reattori ad acqua bollente o BWR (Boiling Water Reactor) l'acqua è a pressione inferiore, ca. 70 atm, ed è portata a ebollizione nel nocciolo stesso mentre il vapore è inviato direttamente in turbina. Si sono costruiti dei reattori PWR e BWR di potenza fino a 1350 MW. Altri tipi sono i a gas ad alta temperatura (HTGR, High Temperature Gas Reactor) nei quali il gas refrigerante è elio, la cui temperatura all'uscita del nocciolo supera gli 800 ºC; il combustibile è costituito da sferette, di diametro inferiore a 1 mm, di carburi misti di uranio e torio o di ossidi misti. Tali reattori sono lievemente autofertilizzanti; la potenza massima che può essere raggiunta è di 1000 MW. Il Magnox è invece un reattore nucleare che utilizza l'omonima lega di magnesio, viene alimentato con combustibile non arricchito (uranio naturale) e raffreddato con anidride carbonica. Per la sua elevata economicità a partire dal 1956 la Gran Bretagna decise di adoperarlo come fonte di energia per la rete elettrica. Il 2003 ha segnato la chiusura del primo Magnox, divenuto critico, ed entro il 2021 dovrebbero seguire la medesima sorte anche gli altri reattori in funzione. Nei reattori moderati ad acqua, si tende a utilizzare acqua naturale e non acqua pesante e ciò implica la necessità di usare come combustibile uranio arricchito. I metodi di arricchimento sono sostanzialmente due: la diffusione gassosa e l'ultracentrifugazione. Il primo è il metodo classico usato per produrre l'uranio delle bombe atomiche e consiste nel far passare ad alta velocità esafluoruro di uranio attraverso un gran numero di filtri. Il secondo consiste nel centrifugare ad altissima velocità (oltre 70.000 giri al minuto) i sali di uranio in una batteria di ultracentrifughe in serie. Un impianto di questo tipo richiede anche 10.000 ultracentrifughe tecnologicamente avanzate.

Il reattore autofertilizzante

L'energia prodotta nei autofertilizzanti deriva, così come negli altri, dalla fissione di nuclei di isotopi dell'uranio o del plutonio o del torio, che costituiscono gli elementi fissili di combustibile nucleare. Al contrario però dei reattori convenzionali, nei quali la produzione di energia è accompagnata da un progressivo esaurimento del combustibile, nei reattori autofertilizzanti si ha il processo secondario, che ne costituisce la caratteristica fondamentale, di produzione di altro materiale fissile a partire da sostanze non fissili introdotte nel reattore stesso e che, per questa ragione, sono dette fertili. Il tempo di raddoppiamento, cioè il tempo necessario perché nel reattore si produca una quantità di materiale fissile doppia di quella di partenza, è compreso tra 7 e 10 anni; al termine di questo periodo il combustibile presente nel reattore può essere utilizzato per alimentare il reattore stesso e in più un altro reattore identico. Nella terminologia corrente non si fa differenza tra reattori che producono materiale fissile uguale o diverso da quello di partenza, per quanto, talvolta, venga riservato il nome di autofertilizzanti per i primi e di convertitori per i secondi. Come nel caso dei reattori convenzionali, si hanno due grandi classi di reattori autofertilizzanti: i termici e i veloci. Nei primi la fissione viene prodotta da neutroni lenti, cioè dotati della sola energia di agitazione termica, nei secondi da neutroni veloci, che derivano direttamente dalle fissioni nucleari. I reattori autofertilizzanti più convenienti sono quelli veloci e, in particolare, quelli raffreddati con metalli fusi. A differenza dei reattori convenzionali di potenza, che sono termici, i reattori autofertilizzanti veloci hanno come caratteristiche fondamentali: l'assenza di moderatore per il rallentamento dei neutroni; la presenza di una zona, detta mantello, costituita da sbarre di acciaio inossidabile contenente il materiale fertile disposte attorno al nocciolo del reattore nella quale avviene la conversione in materiale fissile; il raffreddamento generalmente effettuato con metallo liquido (questi reattori sono appunto detti LMFBR, cioè Liquid Metal-cooled Fast Breeder Reactor, reattori convertitori veloci raffreddati a metallo liquido). Gli elementi di combustibile del nocciolo sono costituiti da U 235 o da Pu 239 oppure da una miscela dei due. Il materiale fertile del mantello è costituito da U 238; anche il combustibile viene diluito con U 238 in modo che parte dell'autofertilizzazione avvenga anche nel nocciolo.

Reattori a metalli leggeri e pesanti

I reattori a metalli leggeri utilizzano sodio liquido come fluido diatermico, mentre quelli a metalli pesanti impiegano una lega eutettica di piombo e bismuto (LBE); in quest'ultimo caso per il nucleo non è necessario uno schermo biologico (è infatti il piombo ad agire da schermo) e il funzionamento può avvenire a pressione atmosferica.

Il reattore nucleare amplificatore di energia

Nome di un progetto di reattore sperimentale a fissione torio-uranio presentato dal premio Nobel C. Rubbia nel 1993, ma non realizzato. Il progetto prevede un reattore subcritico, alimentato da un acceleratore di particelle, nel quale si sfrutta la fissione a ciclo continuo del torio 232 e dell'uranio 233. Poiché i neutroni prodotti dalla fissione del torio sarebbero insufficienti all'autosostentamento del ciclo di funzionamento, l'acceleratore di particelle costituisce una sorgente supplementare. I protoni a circa 1 GeV di energia forniti dall'acceleratore (tipo ciclotrone) collidono con un bersaglio nucleare formato da una miscela di piombo e bismuto producendo neutroni per spallazione. Il sistema è subcritico in quanto funziona solo grazie ai neutroni prodotti dall'acceleratore: la reazione a catena si arresta interrompendo il fascio. Il guadagno energetico dell'amplificatore è di circa 40. In pratica, una potenza di fascio di 7 MW (cioè un fascio di protoni di 7 mA e 1 GeV prodotto da un ciclotrone) viene “amplificata” dalla reazione di fissione fino a raggiungere circa 280 MW di energia termica, la quale a sua volta produce circa 100 MW di energia elettrica.

Reattori nucleari di IV generazione

I reattori nucleari di IV generazione (Gen IV) rientrano in un gruppo di progetti teorici in studio. Mentre i sistemi di I generazione sono stati ritirati, i reattori ancora funzionanti nel mondo sono generalmente considerati sistemi di II o di III generazione. Nel ambito della progettazione della nuova generazione di reattori, il Forum Internazionale GIF (Generation IV International Forum) ha quindi fissato alcuni obiettivi tecnologici, tra cui il miglioramento della sicurezza nucleare e la riduzione al minimo degli sprechi nell'utilizzo di risorse naturali.

Il reattore nucleare naturale

L'elemento naturale più fissile, l'U 235, ha un tempo di dimezzamento di circa 700 milioni di anni e, quindi, oggi si trova in natura in percentuali molto modeste rispetto all'altro isotopo dell'uranio, l'U 238, che ha tempo di dimezzamento di circa 5 miliardi di anni. I livelli di U 235 nel passato sono stati molto maggiori degli attuali; circa 800 milioni di anni fa in alcuni luoghi, in seguito a fenomeni di trasporto e accumulo chimico, si sono determinate condizioni tali da dare luogo a una sorta di reattore nucleare naturale. In un'area delle dimensioni di qualche centinaio di metri ha preso avvio una reazione a catena di fissione che si è autosostenuta per migliaia di anni. I prodotti di fissione (scorie nucleari) sono decaduti successivamente in elementi stabili determinando anomalie nella distribuzione isotopica degli elementi dalle quali è stato possibile ricostruire la storia di questo particolare evento naturale. A Oklo nel Gabon sono stati condotti approfonditi studi che hanno evidenziato, fra l'altro, come le scorie prodotte non abbiano subito sostanziali migrazioni nell'ambiente. Sono stati rilevati indizi di fenomeni analoghi anche in Canada e in Australia.

Il reattore nucleare a fusione

Reattore basato su una reazione nucleare di fusione invece che di fissione. Anche se non esiste ancora un reattore capace di produrre più energia di quella necessaria a innescarne il funzionamento, molte speranze sono riposte in questo nuovo modo per produrre energia per gli indubbi vantaggi che presenta rispetto ai convenzionali reattori a fissione. Innanzitutto il combustibile utilizzato, l'idrogeno, o meglio i suoi isotopi (deuterio e trizio), si trova facilmente in natura; inoltre la reazione di fusione, cosi difficile da innescare e mantenere, garantisce una sicurezza “intrinseca” al reattore, nel senso che non è possibile una reazione a catena esplosiva; infine la problematica dell'inquinamento radioattivo, pur se non del tutto assente, è comunque molto più semplice da affrontare che in un reattore a fissione. La reazione che sta alla base di un reattore a fusione è la fusione di un nucleo di deuterio con un nucleo di trizio in un nucleo di elio e un neutrone. Si tratta di una reazione simile a quella che produce energia all'interno del Sole. Il problema principale è che a causa della repulsione elettrostatica dei nuclei, affinché avvenga la fusione è necessario che il plasma di deuterio e trizio si trovi a ca. 50 milioni di gradi. Nei reattori sperimentali attuali, detti Tokamak, questo plasma è confinato per mezzo di intensi campi magnetici all'interno di una camera toroidale, cioè a forma di ciambella. Il plasma viene riscaldato fino a innescare la fusione, ma non è ancora stato possibile impedire al plasma di perdere energia raffreddandosi, con conseguente spegnimento della reazione. I progetti per il futuro prevedono la messa a punto di un reattore capace di produrre, in modo continuo, almeno altrettanta energia quanto quella che assorbe. La realizzazione di questo progetto è affidata a una cooperazione internazionale, ITER (International Thermonuclear Experimental Reactor) con la speranza che possa essere la base per lo sviluppo di un reattore commerciale a fusione, capace di una produzione pulita di energia.

Bibliografia

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