L’ENERGIA NUCLEARE
ATTUALITÀ E PROSPETTIVE
G. Giorgio Bombi – Dipartimento di Scienze Chimiche
“Little Boy” – Hiroshima, 6 agosto 1945
IL FENOMENO DELLA
RADIOATTIVITÀ
“Fat Man” – Nagasaki, 9 agosto 1945
Le particelle elementari
Fermioni (particelle con spin semiintero): 24 particelle in totale:
6 quark
6 leptoni (elettrone, muone, tauone,
neutrini: elettronico, muonico, tauonico)
altrettante antiparticelle
Bosoni (particelle con spin intero): 6 (o 7?) particelle in totale:
gluone: mediatore della forza forte (spin 1)
bosoni elettrodeboli (spin 1)
- fotone (mediatore della forza elettromagnetica)
- bosoni deboli: W +, W - e Z0 (mediatori della forza debole)
bosone di Higgs (spin 0)
gravitone (mediatore della gravità) (spin 2) (?)
Combinando fra di loro i quark si producono gli adroni:
3 quark formano un barione (protone o neutrone)
2 quark (1 quark + 1 antiquark) formano un mesone
quark up: carica 2/3
quark down: carica -1/3
protone
neutrone
(up up down)
(up down down)
Fortunatamente, per i nostri scopi sarà sufficiente prendere in
considerazione solo 7 particelle:
protoni
neutroni
elettroni (e antielettroni)
neutrini (e antineutrini) elettronici
fotoni
1
IL CONCETTO DI NUCLIDE
Per nuclide si intende una specie atomica caratterizzata dalla
costituzione del suo nucleo, cioè dal numero di protoni (Z) e dal
numero di neutroni (N). I protoni e i neutroni vengono chiamati
collettivamente nucleoni.
Un particolare nuclide può essere rappresentato indicando il
simbolo dell’elemento corrispondente, il numero di massa e il
numero atomico (quest’ultima indicazione è in realtà
pleonastica!).
Ad esempio, l’elemento carbonio ha due isotopi stabili: il
carbonio-12 il cui nucleo contiene 6 protoni e 6 neutroni e il
carbonio-13 il cui nucleo contiene 7 neutroni.
I simboli corrispondenti sono
C (o semplicemente
12
6
13
C) e 6 C
12
La somma del numero di protoni e del numero di neutroni, A = Z + N,
prende il nome di numero di massa.
(o semplicemente 13C).
Le proprietà chimiche di un atomo dipendono (praticamente) solo dal
numero degli elettroni, ovviamente eguale al numero dei protoni del
suo nucleo.
Esiste in natura anche un isotopo radioattivo del carbonio, il
carbonio-14, il cui nucleo contiene 8 neutroni.
Il simbolo corrispondente è 146 C (o semplicemente 14C).
Un elemento chimico è quindi caratterizzato dal valore di Z (numero
atomico). L’insieme dei nuclidi con lo stesso valore di Z e con valori
diversi di N (o di A) costituiscono gli isotopi dell’elemento in
questione.
Per curiosità: sono noti altri 12 isotopi del carbonio, fra 8C e 11C
e fra 15C e 22C. Tutti questi nuclidi sono radioattivi con emivita
molto breve (20.3 min nel caso del più stabile, 11C) e quindi non
sono presenti in natura.
I componenti di un nucleo sono tenuti assieme dalla “forza
nucleare forte”, caratterizzata da un raggio d’azione
estremamente ridotto (circa 2 fm) . La forza nucleare agisce
(quasi) allo stesso modo su neutroni e protoni.
Con l’eccezione
dell’idrogeno-1 e dell’elio-3,
tutti i nuclidi stabili
contengono un numero di
neutroni almeno eguale al
numero dei protoni. Questo
perchè solo in queste
condizioni la forza nucleare
è in grado di contrastare la
repulsione coulombiana fra i
protoni
Dipendenza dalla distanza della
forza nucleare forte
Unità di massa atomica
Su scala atomica o molecolare le masse vengono espresse
utilizzando la “unità unificata di massa atomica” (simbolo u);
tale unità viene comunemente chiamata dalton (simbolo Da).
Il dalton è definito come 1/12 della massa di un atomo di
carbonio-12. Sperimentalmente si trova
1 Da = 1.660 538 921 × 10-27 kg
Massa del protone: 1.007 276 466 812 Da
Massa del neutrone: 1.008 664 916 00 Da
Massa dell’elettrone: 5.485 799 094 6 × 10-4 Da
Il valore numerico della massa di un atomo espressa in dalton
è sempre molto prossimo al numero di massa dell’atomo
stesso.
(1 fm = 10-15 m = 10-6 nm)
Il difetto di massa
Nella (ipotetica) formazione di un nucleo a partire dai nucleoni
componenti si ha liberazione dell’energia di legame fra i nucleoni
stessi (azione della forza nucleare forte). Questa liberazione di
energia si traduce in una diminuzione di massa in base alla
relazione di Einstein:
E = mc 2
Alcuni esempi
Nella tabella seguente Σ rappresenta la somma delle masse dei
nucleoni, M la massa effettiva del nucleo e Δ la differenza
percentuale fra i due valori.
Di conseguenza, la massa di un dato nucleo è sempre inferiore alla
somma delle masse dei nucleoni che lo costituiscono.
Ricordiamo che l’energia messa in gioco nei processi nucleari (e
anche nei processi chimici) si misura spesso in elettronvolt.
1 eV = 1.602 176 565 x 10-19 J ~ 1.6022 x 10-19 J
Se riferita a una mole questa energia corrisponde a
1.6022 x 10-19 x 6.0221 x 1023 J = 96.485 kJ
A conti fatti, 1 Da corrisponde a 931.494 061 MeV.
2
Andamento dell’energia di legame media per nucleone
in funzione del numero di massa
Il massimo della curva che rappresenta il difetto medio
di massa, e anche (in base alla relazione di Einstein)
l’energia media di legame fra i nucleoni, si trova nella
regione attorno ad A = 60.
È quindi (teoricamente) possibile ricavare energia sia
combinando fra di loro nuclei leggeri (fusione) sia
frammentando nuclei pesanti (fissione).
I nuclidi più stabili (con energia di legame
media per nucleone maggiore) sono 62Ni,
58Fe, 56Fe e 60Ni
È noto in particolare che l’energia delle stelle proviene
dalla fusione di idrogeno in elio.
La “carta dei nuclidi”
Classificazione dei nuclidi conosciuti
Rappresenta, nel piano Z – N, i
nuclidi attualmente noti.
Sono attualmente noti circa 3300 nuclidi.
È importante osservare che al
crescere della massa il numero
dei neutroni nei nuclidi stabili
(quelli indicati in nero) aumenta
più rapidamente del numero dei
protoni. Ricordiamo che
all’interno del nucleo agiscono
una forza attrattiva (la “forza
nucleare forte”), che agisce
nello stesso modo su protoni e
neutroni, e una forza repulsiva
(elettrostatica) che agisce sui
protoni. Se il numero dei protoni
è elevato la stabilità del nucleo
si raggiunge solo in presenza di
un numero maggiore di neutroni.
Nuclidi presenti in natura:
288 nuclidi primordiali di cui
254 non radioattivi (90 “assolutamente stabili”)
34 radioattivi (alcuni presenti in quantità
estremamente piccola, la maggior parte con
radioattività trascurabile)
51 nuclidi radioattivi non primordiali (provenienti dal
decadimento di nuclidi primordiali o prodotti da altri
meccanismi)
Nuclidi sintetici:
circa 3000, di cui 563 con emivita > 1 h
La regione iniziale
della
.
carta dei nuclidi.
Sono rappresentati tutti i
nuclidi stabili e due nuclidi
radioattivi particolarmente
“interessanti”, il trizio
(idrogeno-3) e il carbonio-14.
Tali nuclidi sono presenti in
natura in quanto vengono
prodotti nell’alta atmosfera
ad opera della radiazione
cosmica (“nuclidi
cosmogenici”).
Non sono rappresentati un
gran numero di nuclidi
radioattivi sintetici, tutti
con vita breve o brevissima.
Tipi di decadimento radioattivo
Esistono numerose modalità di decadimento radioattivo. Nel presente
contesto ci interessano i decadimenti alfa e beta.
Nel decadimento alfa, caratteristico dei nuclidi più pesanti, si ha emissione
di un nucleo di elio-4 (particella alfa).
Esempi:
U→
238
92
Th + 24He
234
90
Th →
232
90
Ra + 24He
228
88
Le particelle alfa emesse hanno tipicamente energie di 5 MeV (velocità
15 000 km/s).
Nel decadimento beta si ha emissione di un elettrone e di un antineutrino.
Esempi:
Th →
234
91
Cs →
137
56
234
90
137
55
Pa + e − + ν e
Ba + e- + ν e
3
Esiste anche il decadimento beta+, che comporta l’emissione di un
positrone (antielettrone) e di un neutrino
Na →
22
11
Esempio:
Rappresentazione dei decadimenti alfa, beta+ e betasulla carta dei nuclidi
Ne + e + + ν e
22
10
β+
I nuclei prodotti dai decadimenti alfa e beta si trovano (normalmente)
in uno stato eccitato; la diseccitazione avviene mediante l’emissione di
raggi γ (fotoni di energia elevata).
Esistono altri tipi di decadimento, meno comuni; fra questi vi sono il
doppio decadimento beta, l’emissione di protoni o di neutroni e la
fissione spontanea.
La “carta dei nuclidi” con
l’indicazione dei tipi di
decadimento radioattivo.
- il decadimento beta- (o
semplicemente beta) è caratteristico dei nuclidi che si
trovano nella parte alta del
grafico (con un numero di
neutroni in eccesso rispetto ai
nuclidi stabili)
- il decadimento beta+ è caratteristico dei nuclidi che si
trovano nella parte bassa (con
un numero di neutroni in
difetto)
- il decadimento alfa è caratteristico di nuclidi pesanti
- la fissione spontanea si
verifica sono per alcuni nuclidi
molto pesanti.
β−
α
I tre tipi di radiazione, α, β e γ,
sono caratterizzati da una
capacità di penetrazione molto
diversa.
- i raggi α vengono completamente arrestati da un foglio di
carta o da pochi centimetri
d’aria
- i raggi β vengono arrestati, a
seconda della loro energia, da
un modesto spessore di metallo
- i raggi γ vengono attenuati
gradualmente, secondo la legge
di Beer; per ottenere un
assorbimento significativo sono
necessari spessori rilevanti di
materiali di densità elevata.
Decadimento radioattivo
Unità di misura della radioattività
100
80
60
La radioattività di un dato materiale si misura in becquerel
(Bq). 1 Bq corrisponde a 1 disintegrazione al secondo
dN = − λ ⋅ N ⋅ d t
N (t ) = N0 ⋅ e − λt
Una vecchia unità, spesso ancora utilizzata, è il curie (Ci),
corrispondente alla radioattività di 1 g di 226Ra
1 Ci = 3.7 x 1010 Bq
40
Ad esempio la radioattività dell’uranio-238 è
20
12.44 kBq / g = 3.36 x 10-7 Ci / g
0
t
tempo di dimezzamento (emivita):
t1/2 =
ln (2)
circa 3 milioni di volte inferiore a quella del radio.
λ
dopo 10 tempi di dimezzamento la quantità iniziale si riduce allo 0.1% circa
4
Nuclidi radioattivi primordiali
tempo di dimezzamento
miliardi di anni
128Te
2.2 x 1015
2.4 x 1012
1.8 x 1012
(...)
41.22
37.64
14.06
4.471
1.25
0.704
0.103
0.080
136Xe
76Ge
34
187Re
176Lu
232Th
238U
40K
235U
146Sm
244Pu
nel 2011
136Xe
in rapporto alla vita
del Sistema Solare
La vita dell’Universo è stimata in circa 14 miliardi di anni (per
l’esattezza, 13.798 ± 0.037) mentre la vita del Sistema
Solare è di circa 4.6 miliardi di anni (per l’esattezza, 4.568).
I nuclidi radioattivi con tempo di dimezzamento molto
inferiore alla vita del sistema solare anche se erano
inizialmente presenti sono decaduti completamente.
9.02
8.24
3.08
0.98
0.27
0.15
0.023
0.018
D’altro canto i nuclidi con tempo di dimezzamento lunghissimo
presentano una radioattività molto modesta, in pratica molto
difficile da evidenziare. (Ricordiamo che dei 254 nuclidi “non
radioattivi” solo 90 sono “assolutamente stabili”.)
Fra i nuclidi radioattivi primordiali i più significativi per
l’abbondanza e per il grado di radioattività sono 232Th, 238U,
40K e 235U. L’energia liberata nel decadimento di questi nuclidi
è la fonte di circa metà del flusso geotermico.
non era classificato come radioattivo
Decadimento radioattivo del potassio-40
(abbondanza 0.0117%)
β+
11%
89%
β-
Flusso geotermico medio: 92 mW m-2
Flusso globale: 44.2 TW
Per confronto il flusso di energia solare in arrivo alla superficie della
Terra è 121 000 TW
Serie di decadimenti
Le tre serie di decadimento radioattivo
C
N
E
B
D
La serie 4n + 1 (serie del nettunio) ha come capostipite il 237Np che ha un
tempo di dimezzamento di 2.14 x 106 anni e quindi non è presente in natura
t
Una volta raggiunto lo stato stazionario ciascuno dei prodotti di decadimento
è presente in quantità proporzionale alla propria emivita
5
Lo spettro gamma di un minerale di uranio
Nello spettro sono visibile le righe gamma emesse dai prodotti di
decadimento dell’uranio.
I minerali di uranio nei quali la catena di decadimenti – che comprende 14
stadi - ha raggiunto lo stato stazionario sono 13 volte più radioattivi
dell’uranio puro.
Nuclidi cosmogenici - Trizio (idrogeno-3)
Si forma nell’atmosfera per reazione dell’azoto-14 con neutroni veloci
(energia superiore a 4 MeV)
N + n → 126 C + 13H
14
7
Decadimento:
H → 23He + e − + ν e
3
1
Tempo di dimezzamento: 12.32 anni
Data la brevità del tempo di dimezzamento il trizio è presente in natura in
tracce molto piccole. Ad esempio, nell’acqua degli oceani il rapporto 3H / 1H
è di 1 / 5.41 × 1016.
Quantità non trascurabili di trizio vengono prodotte dalla reazione
H + n → 13H
2
1
che si verifica (con bassa probabilità) nei reattori nucleari ad acqua pesante.
Gli esperimenti nucleari nell’atmosfera hanno portato alla
formazione di una quantità notevole di 14C.
La figura rappresenta l’eccesso di concentrazione di 14C
rispetto ai valori normali
Nuclidi cosmogenici - Carbonio-14
Si forma nell’atmosfera per reazione dell’azoto-14 con neutroni termici
N + n → 146 C + p
Decadimento
C → 147 N + e − + ν e
14
6
Tempo di dimezzamento: 5730 ± 40 anni
Concentrazione nell’atmosfera (come CO2): 10-12 del C totale
eccesso (per mille)
14
7
Quantità totale: 230 x 106 Ci = 8.5 x 1018 Bq.
Ricordiamo che il carbonio-14 trova impiego nella datazione di materiali di
origine organica (fino a circa 60 000 anni).
Questo metodo di datazione è stato ideato nel 1947 da Willard Frank
Libby (premio Nobel 1960).
1963: trattato per l’abolizione degli esperimenti nucleari in atmosfera
L’energia delle stelle proviene dalla fusione di quattro
atomi di idrogeno per dare un atomo di elio
LA FUSIONE NUCLEARE
6
La reazione a catena protone-protone
2 11H+ → 21 H+ + e + + ν e + 0.42 MeV
La serie di reazioni considerata,
che avviene a temperature
comprese fra 10 e 14 x 106 K,
comporta la fusione di quattro
protoni con formazione di un
atomo di elio. La differenza di
massa è dello 0.7% e
corrisponde a una energia di
26.73 MeV, di cui il 2% è
asportato dai neutrini.
(molto lenta)
e + + e - → 2 γ + 1.02 MeV
H + 11H+ →
2
1
+
2 23He2+ →
4
2
4 11H+ + 2 e − →
4
2
He2+ + γ + 5.49 MeV
3
2
He2+ + 2 11H+ + 12.86 MeV
He2+ + 2 ν e + 6 γ + 26.73 MeV
Come accennato, la fusione
idrogeno
elio può avvenire
anche con altri meccanismi.
Quello considerato è responsabile della produzione dell’86%
dell’energia del Sole.
Esistono altri due meccanismi nei quali la quarta reazione (fusione di
due nuclei di elio-3) è sostituita dalla fusione fra elio-3 e idrogeno-1,
che si realizza attraverso cicli catalitici che coinvolgono il berillio-7 e
il litio-7 oppure il berillio-7 e il boro-8.
La struttura del Sole
I processi di fusione avvengono nel nucleo solare, una regione il cui raggio
è il 20-25% del raggio del Sole, caratterizzata da una densità di
150 g/cm3 e da una temperatura di 13.6 x 106 K.
In una bomba termonucleare il combustibile
viene compresso, riscaldato e irradiato con
neutroni ad opera di un primo stadio
costituito da una bomba a fissione.
Nel primo esperimento (Ivy Mike) il
combustibile era deuterio liquido, e la
“bomba” era costituita da un piccolo edificio.
Nelle bombe di effettivo impiego (realizzate
secondo il progetto di Teller-Ulam, schema a
sinistra) si usa come combustibile il
deuteruro di litio-6, 2H6Li.
Il funzionamento è abbastanza complicato e
oltre alla fusione del deuterio e del trizio
prodotto dalla reazione fra 6Li e neutroni
implica la fissione di 235U o di 239Pu (il cilindro
cavo posto al centro della massa di
combustibile) ed eventualmente la fissione,
provocata da neutroni veloci, del rivestimento
esterno di U naturale. I processi di fissione
contribuiscono in misura rilevante al
“rendimento” della bomba.
Ivy Mike: la prima esplosione
termonucleare della storia
(1 novembre 1952, atollo Enewetak)
La prima bomba termonucleare a “combustibile
solido “ (Teller-Uhlam), denominata in codice Castle
Bravo è stata fatta esplodere il 1 marzo 1954
sull’atollo di Bikini (Isole Marshall). La “resa” è
stata di 15 megaton, molto superiore alla resa
attesa (6 Mt). Questo grossolano errore di
valutazione sulle caratteristiche dello bomba è
dipeso dalla mancata considerazione del ruolo di 7Li
che dà luogo alla formazione di trizio per reazione
con neutroni veloci (il litio utilizzato era arricchito
in 6Li ma conteneva ancora il 60% di 7Li).
6
3
7
3
Li + n
Li + n
4
2
→
→
4
2
He + 13H
He + 13H + n
L’esplosione ha provocato la ricaduta di quantità molto rilevanti di particolato
radioattivo; l’inquinamento risultante, oltre a causare la morte di un pescatore
giapponese, ha prodotto gravi danni alla salute degli abitanti di due atolli
(Rongelap e Rongerik) che sono stati completamente evacuati 48 ore dopo
l’esplosione. Successivamente nelle Isole Marshall (che sono state complessivamente la sede di 67 esplosioni nucleari) si sono verificati numerosi casi di
malformazioni neonatali. Nel 1956 le Isole Marshall sono state giudicate dall’AEC
"by far the most contaminated place in the world”.
7
Reattori a fusione
Subito dopo le prime esplosioni termonucleari è stato previsto un
futuro impiego della fusione come fonte di energia ai fini civili.
Negli anni ’70 è stata esaminata la possibilità di produrre vapore
ad alta temperatura facendo esplodere piccole bombe a idrogeno
in una cavità sotterranea (Project PACER, Los Alamos National
Laboratory). Il progetto, abbandonato nel 1975, costituisce
“l’unico metodo per la produzione di energia da fusione la cui
fattibilità con le tecnologie esistenti è dimostrabile”.
Per ottenere la fusione è necessario riscaldare i materiali utilizzati ad una
temperatura molto elevata, dell’ordine di milioni di gradi. Ovviamente
nessun recipiente è in grado di sopportare queste temperature; il
confinamento dei reattivi può essere ottenuto o per via inerziale (facendo
in modo che la reazione avvenga in un tempo inferiore a quello necessario
perché i reattivi si disperdano, come per esempio avviene nelle bombe
termonucleari) oppure mediante campi magnetici.
La tecnologia che viene attualmente studiata più
attivamente è quella del confinamento magnetico: il
combustibile (una miscela di trizio e deuterio allo
stato gassoso) contenuto in un recipiente toroidale
viene ionizzato e riscaldato mediante una scarica
elettrica e viene confinato da un campo magnetico
con opportune caratteristiche. Sono state proposte
varie configurazioni del dispositivo di confinamento;
quella più promettente è nota come Tokamak.
Il combustibile utilizzato è una miscela di deuterio e trizio che, rispetto
ad altri combustibili possibili, dà luogo a velocità di reazione accettabili
a temperature relativamente basse.
H + 21 H → 24He + n (+ 17.6 MeV)
3
1
Il deuterio è ampiamente disponibile in natura (gli oceani ne contengono
circa 48 x 1012 tonnellate); il trizio deve invece essere ottenuto per
reazione fra litio e neutroni:
Li + n (qualsiasi energia) → 24He + 13H
6
3
7
3
Li + n (alta energia) → 24He + 13H + n
Il litio è relativamente abbondante: la sua concentrazione media nella
crosta terrestre è dell’ordine di 20-70 mg / kg, circa quanto il piombo e il
nichel. La concentrazione nell’acqua di mare è di 0.14-0.25 ppm (totale
230 Gt). La composizione isotopica del litio naturale è 6Li 7.5%; 7Li 92.5%.
Riserve significative di litio sono presenti in Bolivia (5.4 Mt), Cile (7.5 Mt)
(produzione 12 600 t nel 2011), Cina (3.5 Mt), Argentina (0.85 Mt),
Australia (0.97 Mt) (produzione 9 260 t nel 2011) e (forse) in Afghanistan.
Esiste qualche preoccupazione sulla disponibilità di litio in vista del suo
impiego nella produzione di batterie a ioni di litio.
JET - Joint European Torus
Il principale esperimento di
fusione mediante confinamento
magnetico è il JET, avviato nel
1983 a Culham (UK) e tuttora in
corso.
L’interno del Tokamak dell’esperimento JET. Sulla destra una fotografia
del plasma.
Dimensioni del toro:
raggio maggiore: 2.96 m
raggio minore: 1.25 – 2.10 m
volume interno: 100 m3
Il JET ha prodotto un picco di
potenza da fusione di 16 MW, con
un valore di Q (rapporto fra
potenza prodotta e potenza
utilizzata in ingresso) di circa 0.7.
Ovviamente per ricavare energia
sarebbe necessario avere almeno
Q > 1; per un impianto industriale
sarebbe necessario avere Q ~ 10.
ITER
International Thermonuclear Experimental Reactor
Nel 2005 è stato avviato il progetto ITER, sostenuto da Stati Uniti,
Unione Europea, Cina, India, Giappone, Russia e Corea del Sud. Il
dispositivo sperimentale (un Tokamak con un volume interno di 840 m3) è
attualmente in costruzione a Caradache (Francia). Il completamento è
previsto per il 2019. Il costo era inizialmente stimato a 5 G€; le stime sono
attualmente cresciute a 16 G€; da segnalare delle incertezze sul futuro
della partecipazione degli Stati Uniti.
Si prevede che ITER sarà in grado di fornire, sotto forma di calore, una
potenza in uscita 10 volte superiore alla potenza in ingresso, sostenendo la
reazione di fusione per molti minuti. Non è comunque previsto l’utilizzo del
calore prodotto per la produzione di energia elettrica. Nel 2025 (circa) è
prevista l’installazione di un breeder blanket, uno schermo contenente litio
destinato alla produzione di trizio per reazione con i neutroni prodotti
dalla reazione di fusione (in una prima fase è prevista la “importazione” di
trizio proveniente da reattori moderati con acqua pesante).
Per il 2024 è previsto l’avvio della realizzazione di DEMO, un reattore
sperimentale che dovrebbe essere in grado, entro il 2033, di produrre
energia da fusione su scala commerciale.
8
Dispositivi a confinamento inerziale
La realizzazione di reattori a confinamento inerziale è stata a lungo
considerata difficile se non impossibile; da qui la maggiore attenzione
dedicata al confinamento magnetico.
Attualmente l’interesse per questa tecnologia è ripreso e sono in
corso due progetti, uno negli Stati Uniti (National Ignition Facility, al
Lawrence Livermore National Laboratory, a Livermore, CA) e uno in
Francia (Laser Mégajoule, a Bordeaux).
In entrambi i casi si prevede di comprimere e riscaldare una pastiglia
di combustibile (miscela di deuterio e trizio), eventualmente
contenuta in una microcapsula metallica, mediante fasci laser
convergenti.
LA “FUSIONE FREDDA”
Non si fanno per il momento ipotesi sul tempo necessario per arrivare
alla produzione di energia utile, ma vale la pena di citare il fatto che il
7 ottobre 2013 alla National Ignition Facility la “combustione” di una
pastiglia ha liberato per la prima volta più energia di quella spesa per
la “accensione”.
La “fusione fredda”
L’esperimento base consiste nell’elettrolisi di acqua pesante su di un
elettrodo di palladio. Secondo gli autori
(Stanley Pons e Martin Fleischmann,
1989) si ha produzione di calore in
misura giustificabile solo da un processo
nucleare; in seguito sarebbe stata
riscontrata la produzione di piccole
quantità di neutroni e di trizio.
Le affermazioni di Pons e Fleischmann
hanno suscitato un vasto interesse e vi
sono stati numerosi tentativi di ripetere
l’esperimento. L’esito negativo della
maggior parte di questi tentativi e
l’assenza di una spiegazione teorica per
i processi di fusione ipotizzati ha
portato ben presto la maggioranza del
mondo scientifico a considerare la
ricerca sulla “fusione fredda” come
pseudoscienza.
In realtà gli studi sul fenomeno della “fusione
fredda”, spesso ribattezzata con altre
denominazioni (ad es. LENR, Low Energy
Nuclear Reactions) sono proseguiti ad opera
di più gruppi di ricercatori, sempre però in un
clima di diffidenza.
Si possono citare studi condotti in Italia
(ENEA) e in laboratori della Marina USA. Fra
il 1990 e il 2013 si sono svolti con la
denominazione di ICCF (International
Conference on Cold Fusion), 18 incontri
internazionali sull’argomento (di cui 3 in
Italia).
La cella elettrolitica di Pons e
Fleischmann nella versione originale
Il 16 aprile 2013 lo US Patent and Trademark
Office ha registrato a favore di “The United
States of America as represented by the
Secretary of the Navy” un brevetto intitolato
“System and method for generating particles”
che chiaramente riguarda la “fusione fredda”.
Cella elettrolitica per lo studio
della fusione fredda
Space and Naval Warfare Systems Center
(USA 2005)
(Ma a distanza di due anni – maggio 2015 non se ne è più sentito parlare!)
La fissione è una reazione nucleare in cui il nucleo di un atomo si
frammenta in due (raramente in tre) nuclei.
Abbiamo già ricordato il fenomeno della fissione spontanea, una
rara forma di decadimento radioattivo caratteristica di nuclidi
molto pesanti.
Siamo ora interessati alla fissione indotta da neutroni. Esempio:
LA FISSIONE
U+n →
235
92
Sr +
95
38
Xe + 2n
139
54
Dato che i nuclidi più leggeri sono caratterizzati da un rapporto
neutroni / protoni più piccolo di quello dei nuclidi più pesanti il
processo è sempre accompagnato dalla produzione di neutroni
(tipicamente due o tre).
La massa complessiva dei prodotti di fissione è sempre inferiore
alla massa del nuclide di partenza (più quella del neutrone).
Questa diminuzione di massa comporta la liberazione di una
quantità rilevante di energia.
9
Prodotti di fissione dell’uranio-235 ad opera di neutroni termici
Rendimento di fissione %
Il modello “a goccia” per la fissione indotta
da neutroni
Numero di massa A
La fissione avviene in genere in modo “asimmetrico”: i due frammenti
prodotti hanno per lo più numeri di massa prossimi a 95 e a 138.
Bilancio di massa per un processo di fissione
U+n →
235
92
Kr +
92
36
Ba + 3n
141
56
235U
n
235.0439
1.0087
236.0526 Da
92Kr
141Ba
3n
Kr →
92
36
91.9262
140.9144
3.0261
1.29 s
differenza: 0.1859 Da
173.16 MeV
(ricordiamo che 1 Da equivale a 931.4941 MeV)
(valori medi approssimativi in MeV)
169.0
4.8
7.0
180.8
6.5
6.3
8.8
21.6
Energia totale
181 MeV per atomo di
235U
Sr →
92
38
2.66 h
Y →
92
39
Zr
92
40
3.54 h
Nella figura le frecce rosse indicano
neutroni “utili” (che danno luogo ad
ulteriori fissioni); le frecce nere
indicano neutroni “perduti”.
202.4
32.8 x 106
Di conseguenza anche se in un reattore nucleare il processo di
fissione viene arrestato, il sistema continua a liberare una
quantità significativa di energia.
Nella fissione dell’uranio-235 si
liberano mediamente 2.5 neutroni. In
condizioni opportune questi neutroni
possono indurre la fissione di altri
nuclei di uranio-235, dando luogo a una
reazione a catena.
corrispondono a circa 74 x 1012 J/kg.
Per confronto, la combustione di 1 kg di carbonio produce
una quantità di energia 2 milioni di volte minore.
4.49 s
Reazione a catena
Energia liberata dalla fissione di 235U
Energia liberata successivamente
raggi beta
raggi gamma
antineutrini
Rb →
92
37
In ciascun decadimento si ha produzione di energia (energia
cinetica degli elettroni emessi + energia dei raggi gamma +
energia “asportata” dagli antineutrini).
235.8637 Da
Energia liberata immediatamente
energia cinetica dei nuclei figli
energia cinetica dei neutroni
raggi gamma
I nuclidi prodotti dalla fissione hanno sempre un rapporto
neutroni / protoni maggiore di quello caratteristico dei nuclidi
stabili (si trovano nella parte alta della carta dei nuclidi) e sono
quindi radioattivi, con decadimento beta. Per esempio, il kripton92 (uno dei prodotti di fissione dell’uranio-235 nell’esempio
considerato precedentemente) si trasforma nel nuclide stabile
zirconio-92 attraverso quattro decadimenti beta successivi:
J,
Se il numero medio di neutroni “utili” è
inferiore a uno, la reazione a catena si
arresta; se è maggiore di uno la
reazione ha un decorso esplosivo; se è
eguale a uno la reazione procede con
velocità costante.
10
Bombe a fissione
La massa critica
Per ottenere una reazione a catena è necessario che il
numero di neutroni che sfuggono dalla massa di materiale
fissile non sia troppo elevato. Questo risultato si ottiene se
la massa di materiale fissile contenuta in un dato volume è
sufficientemente elevata (superiore alla “massa critica”).
44
12
Be
Be
He
He→
→
→C12
CC++nn
B +++2He
2
66 + n
99
44
“Little Boy” – Hiroshima
La massa critica viene raggiunta “sparando” un “proiettile” (un cilindro cavo)
di uranio-235 contro un “bersaglio” di
uranio-235
“Fat Man” – Nagasaki
La massa critica viene raggiunta
comprimendo una sfera di plutonio
mediante un esplosivo convenzionale
In entrambi i casi al centro della massa di materiale fissile è collocato un “detonatore”
(neutron initiator) contenente 9Be e 210Po separati da un materiale in grado di
schermare le particelle α emesse dal Po. La compressione del combustibile fa entrate in
contatto il Be e il Po con conseguente emissione di neutroni a seguito della reazione
Be + 24He →
9
4
C+n
12
6
La pila di Fermi
“The Italian navigator has landed in the New World”
Chicago, 2 dicembre 1942
REATTORI NUCLEARI
Era costituita da pastiglie di uranio separate da blocchi di grafite come
moderatore, con bacchette di metallo cadmiato come barre di controllo.
Il nocciolo di un reattore nucleare
I due “combustibili” utilizzati nei reattori nucleari (oltre che
nelle bombe a fissione) sono l’uranio-235 (presente in natura) e il
plutonio-239 (prodotto artificialmente).
L’uranio naturale comprende due nuclidi primordiali (gli isotopi
235 e 238) più tracce dell’isotopo 234, prodotto dal decadimento
dell’uranio-238:
isotopo
234
235
238
abbondanza
emivita (anni)
0.005%
0.720%
99.274%
2.455 x 105
7.038 x 108
4.468 x 109
L’uranio-235 è l’unico nuclide naturale fissionabile ad opera di
neutroni lenti. L’uranio-238 può subire fissione ad opera di
neutroni veloci (con probabilità molto bassa) e può catturare
neutroni veloci con produzione di plutonio-239.
La luminosità azzurra è prodotta da elettroni (raggi beta) che si muovono
nell’acqua con velocità superiore a quella della luce (effetto Čerenkov)
11
Schema di principio di un reattore nucleare
Dato che i neutroni emessi dalla fissione dell’uranio-235 sono
veloci (energia circa 4 MeV, velocità circa il 7% della velocità della
luce) per ottenere una reazione a catena sostenibile è (in genere)
necessario
- “arricchire” l’uranio portando la frazione di uranio-235 p. es. al
3%, in modo da ridurre la probabilità di cattura dei neutroni ad
opera dell’uranio-238;
- ridurre la velocità dei neutroni mediante l’impiego di un
moderatore in modo da aumentare la probabilità di cattura ad
opera dell’uranio-235.
Sono rappresentate le barre di combustibile, il moderatore-refrigerante
e una barra di controllo.
Le barre di controllo sono costituite da un materiale in grado di assorbire
efficacemente i neutroni, per esempio una lega di argento (80%), indio
(15%) e cadmio (5%).
Possono essere immerse più o meno profondamente fra le barre di
combustibile in modo da regolare (ed eventualmente arrestare completamente) la reazione a catena.
Come moderatore si possono utilizzare l’acqua, l’acqua pesante (ossido di
deuterio) o la grafite.
Classificazione dei reattori
Attualmente (2015) sono in funzione 42 reattori moderati ad acqua
pesante, 29 moderati a grafite (18 nel Regno Unito e 11 in Russia) e 359
moderati ad acqua “leggera”. (*)
Reattori di prima generazione: prototipi
Il moderatore funziona assorbendo energia per effetto degli urti elastici
fra i nuclei del moderatore stesso e i neutroni. Caratteristiche importanti
sono:
(1) bassa massa atomica (che comporta un maggior trasferimento di
energia nelle collisioni elastiche)
(2) bassa probabilità di cattura dei neutroni.
Reattori di terza generazione: incorporano miglioramenti
“evolutivi” rispetto a quelli di seconda generazione
Sia il deuterio che – a maggior ragione – l’idrogeno soddisfano la prima
caratteristica molto meglio del carbonio; questo è però caratterizzato da
una sezione d’urto per la cattura dei neutroni molto minore di quella
dell’idrogeno e non molto maggiore di quella del deuterio.
_______
Reattori di seconda generazione: quelli realizzati fino alla fine
degli anni ’90 (PWR, BWR, PHWR o CANDU, AGR, RBMK)
Reattori di quarta generazione: basati su tecnologie in corso di
sviluppo
(Si parla anche di reattori di quinta generazione, la cui
realizzazione sarebbe in linea di principio possibile, ma che non
vengono attualmente studiati)
(*) Aggiungendo 7 reattori a neutroni veloci, privi di moderatore, si arriva a un totale di 437, in
accordo con il numero totale di reattori riportato dalla World Nuclear Association.
Pressurized Water Reactor (PWR)
Schema di un reattore PWR
Reattore ad acqua pressurizzata (?!)
Il corpo del reattore è costituito da un recipiente a pressione che
contiene il combustibile, le barre di controllo e acqua che serve sia da
moderatore che da refrigerante. L’acqua viene fatta circolare in uno
scambiatore di calore e riscalda l’acqua in un circuito secondario con
produzione di vapore che viene utilizzato per azionare le turbine per la
produzione di energia elettrica. La pressione nel circuito primario è
tipicamente di 15.5 MPa (153 atm); la temperatura dell’acqua è di circa
315 °C.
A questa categoria appartiene la maggior parte dei reattori in uso in
Europa e negli Stati Uniti ed anche lo European Pressurized Reactor,
del quale era prevista la realizzazione in Italia.
12
European Pressurized Reactor
- È un PWR di terza generazione, progettato da Areva e
Electricité de France in Francia e da Siemens in Germania.
- Attualmente sono in costruzione quattro unità, in
Francia, in Finlandia e in Cina (due unità). L’avvio della
costruzione di una seconda unità in Francia era previsto
per il 2012, ma dopo l’incidente di Fukushima è stato
rinviato sine die.
- La costruzione dell’unità finlandese è iniziata nel 2005 e
sarebbe dovuto essere completata nel 2009. Attualmente
l’avvio è previsto non prima del 2018. Il costo, previsto
inizialmente in 3.7 G€, è attualmente stimato in 8.5 G€.
- La costruzione dell’unità francese è iniziata nel 2007 ed
ha incontrato problemi analoghi: il costo è salito da 3.3 a
8.5 G€; l’entrata in funzione era prevista per il 2012, ma la
costruzione non sarà completata prima del 2017.
- In Cina pare che le cose vadano meglio, anche se nel
2015 è stato segnalato un ritardo di due anni nel
completamento dei lavori.
Il contenitore sotto
pressione dell’EPR
Boiling Water Reactor (BWR)
Reattore ad acqua bollente
Non c’è il circuito secondario: l’acqua che funge da refrigerante e da
moderatore produce direttamente vapore che viene inviato alle
turbine. La pressione viene mantenuta a circa 75 atm e di conseguenza
la temperatura di ebollizione è di circa 285 °C.
I reattori di Fukushima sono di questo tipo.
Prima del recente incidente la probabilità di un evento in grado di
provocare danni al nocciolo era valutata in 10-4 - 10-7 per anno di
funzionamento.
Questo tipo di reattore è considerato molto sicuro: la
probabilità di incidenti con danni al nocciolo è valutata in
6.1 × 10−7 per anno.
Schema di un BWR
Pressurized Heavy Water Reactor (PHWR)
Reattore ad acqua pesante pressurizzata (?!)
Reattori moderati e raffreddati con acqua pesante (ossido di deuterio),
di progettazione canadese, noti anche con il nome di CANDU (CANadian
Deuterium Uranium).
A differenza dei PWR convenzionali il combustibile non è contenuto in
un singolo recipiente a pressione ma in centinaia di tubi.
L’impiego come moderatore di acqua pesante, che rispetto all’acqua
“leggera” assorbe neutroni in misura ridotta, consente di utilizzare come
combustibile uranio naturale. Le caratteristiche costruttive consentono
di sostituire le singole barre di combustibile senza arrestare l’impianto,
con evidenti vantaggi.
Attualmente sono in funzione 29 reattori CANDU (di cui 17 in Canadà) e
13 reattori di caratteristiche analoghe realizzati in India dopo che il
Canadà ha annullato la fornitura di materiale nucleare all’India.
Una caratteristica dei reattori ad acqua pesante è la produzione di
piccole quantità di trizio per effetto della cattura di neutroni ad opera
del deuterio. In alcuni impianti il trizio viene estratto e recuperato sia
per evitarne la dispersione nell’ambiente sia in vista di possibili utilizzi.
Schema di un reattore CANDU
1 Fascio di cilindri
portacombustibile
2 Calandria (core del reattore)
3 Barre di controllo
4 Acqua pesante (serbatoio di
pressurizzazione)
5 Generatore di vapore
6 Pompa dell'acqua leggera
7 Pompa dell'acqua pesante
8 Macchine per il ricambio del
combustibile
9 Acqua pesante (moderatore di
neutroni)
10 Tubo in pressione
11 Vapore in afflusso alla turbina a
vapore
12 Acqua fredda di ritorno dalla
turbina
13 Edificio di contenimento in
cemento armato
Advanced Gas-cooled Reactor (AGR)
È un tipo di reattore del quale esistono 14 unità, tutte nel Regno Unito.
Il moderatore è costituito da grafite e il raffreddamento è realizzato
mediante CO2 alla pressione di 4 MPa (39 atm) e alla temperatura di
640 oC; il vapore prodotto mediante scambiatori di calore immersi nel
recipiente in pressione ha una pressione di 17 MPa (168 atm) e una
temperatura di 543 oC. Questo valore elevato di temperatura consente
un rendimento termico superiore a quello dei BWR e dei PWR. Il
progetto originale prevedeva la possibilità di sostituire le barre di
combustibile esaurito senza spegnere il reattore; a causa di alcuni
problemi insorti, attualmente le barre vengono sostituite a reattore
spento oppure funzionante a regime ridotto.
13
Advanced Gas-cooled Reactor
Reaktor Bolshoy Moschnosti Kanalniy (RBMK)
(High Power Channel Reactor)
È un reattore moderato a grafite e raffreddato ad acqua, progettato per
la produzione di energia e di plutonio.
Come i reattori CANDU viene alimentato con uranio naturale (o
eventualmente con uranio debolmente arricchito) e può essere rifornito
di combustibile senza interrompere il funzionamento.
Il reattore di Chernobyl era di questo tipo.
Sono stati realizzati complessivamente 17 reattori RBMK, 10 dei quali
sono attualmente (2015) operativi. Nonostante l’adozione di numerosi
accorgimenti per aumentarne la sicurezza è considerato uno dei più
pericolosi tipi di reattore in uso.
1. Charge tubes
2. Control rods
3. Graphite moderator
4. Fuel assemblies
5. Concrete pressure vessel
and radiation shielding
6. Gas circulator
7. Water circulator
8. Water
9. Heat exchanger
10. Steam
Schema di un reattore RBMK
Reattori veloci (autofertilizzanti)
In un “reattore veloce” (o, più propriamente, “reattore a neutroni
veloci”) la reazione di fissione a catena è sostenuta da neutroni veloci.
Tali reattori sono (ovviamente) privi di moderatore e richiedono come
combustibile uranio fortemente arricchito (20%) o plutonio. Ne esistono
attualmente 7: in Russia (3), in Giappone (1), in India (2) e in Cina (1);
tutti sono raffreddati con sodio fuso. Sei fra questi reattori sono
“sperimentali” o “dimostrativi”; uno solo (in Giappone) è qualificato come
“prototipo”.
I reattori a neutroni veloci possono agire da breeder (autofertilizzanti)
trasformando l’uranio-238 in plutonio-239 o il torio-232 in uranio-233
Possono essere utilizzati per “bruciare” il combustibile esaurito dei
reattori convenzionali, in particolare per provocare la fissione degli
attinidi, con produzione di nuclidi con tempi di dimezzamento molto più
brevi.
Sono attualmente “antieconomici”; inoltre la possibilità di produrre
quantità rilevanti di plutonio, facilmente utilizzabile per usi militari,
solleva problemi di sicurezza.
Produzione di 239Pu e di 233U
in reattori autofertilizzanti
Due diversi modelli di reattori autofertilizzanti
a neutroni veloci raffreddati a sodio
14
Schema di un reattore a neutroni veloci raffreddato a
sodio di quarta generazione
Supercritical water reactor
Reattore ad acqua supercritica
È un reattore di quarta generazione (ancora allo stadio di progetto),
analogo ai reattori ad acqua bollente (con un unico circuito), ma in
grado di operare a temperature e pressioni superiori al punto
critico dell’acqua. Il vantaggio più ovvio è il rendimento termico
elevato (fino al 45%); un altro importante vantaggio è la maggiore
semplicità costruttiva. Il fatto di operare con un fluido supercritico
evita i problemi legati alla possibile formazione di bolle. In
opportune condizioni un reattore ad acqua supercritica può essere
fatto funzionare come autofertilizzante (neutroni veloci) con ovvi
vantaggi di sicurezza nei confronti dei “normali” reattori
autofertilizzanti che utilizzano come refrigerante il sodio fuso.
Supercritical water reactor
15