Università degli Studi di Perugia
Facoltà di Ingegneria
Corso di Impatto Ambientale
Modulo A: Pianificazione Energetica
Ing. Giorgio Baldinelli
a.a. 2011-12
Energia nucleare
REAZIONE DI FISSIONE NUCLEARE
CENTRALI NUCLEARI
SEZIONE (ISOLA) NUCLEARE
SEZIONE (ISOLA) CONVENZIONALE
Wt  mJ
Wt
m
J
TECNOLOGIA
Tre generazioni:
1) anni ‘50/’70
GAS GRAFITE
LWR
PWR
BWR
alcune centinaia MW
2) anni ‘70/’90
PWR
autofertilizzanti
1000 – 1300 MW
3) anni ’90
sicurezza!
100 – 700 MW
GAS GRAFITE
NOCCIOLO
cilindro in blocchi di grafite (moderatore)
combustibile:
uranio metallico in barre con guaina di lega al magnesio (magnox)
refrigerante:
CO2
Tmax
400°C
Pmax
50 kg/cm2
Tmax
Pmax
AGR advanced gas reactor
540°C
170 kg/cm2
Tmax
CO2
HTGR high temperature gas reactor
900 - 1000°C
guaina in acciaio
→ He
comb. confinato materiale ceramico
guaina in acciaio
uranio UO2 arricchito
GAS-GRAFITE
REATTORI AD ACQUA
LWR Light water reactor
• Acqua naturale (leggera)
→
uranio arricchito
PWR Pressurized water reactor
• Tmax
280 - 320°C
ciclo indiretto
• P 150 kg/m2
uranio arricchito
BWR Boiling water reactor (Garigliano, Caorso)
• Tmax
282°C
ciclo diretto
• Pmax
68 kg/cm2
uranio arricchito
PRESSURIZED WATER REACTOR
BOILING WATER REACTOR
REATTORI AD ACQUA PESANTE
Reattore CANDU (canadese a deuterio e uranio)
E’ costituito da un cilindro orizzontale con all’interno un fascio
di tubi; all’interno di ciascun tubo c’è un secondo tubo detto
tubo di forza.
Nei tubi di forza c’è il combustibile, lambito dal refrigerante
(D2O) in pressione (100 kg/cm2) nel cilindro ovvero acqua
pesante che ha funzioni di moderatore (a bassa temperatura)
Ricambio del combustibile: progressivo spostamento delle
barre lungo i tubi di forza (durante il funzionamento)
Barre di controllo: verticali
REATTORE CANDU
REATTORI VELOCI FBR (Fast Breeder Reactor)
•
•
•
•
•
•
•
•
•
•
•
•
Super Phoenix 1200 MW Francia
reattore ad uranio naturale
seme (parte interna) con uranio
con circa 20% Pu →
produzione energetica da fissione
NOCCIOLO
mantello esterno in materiale fertile U238 → Pu
Il rapporto tra materiale reso fissile e materiale fissile consumato è >1
non c’è moderatore (non occorre rallentare i neutroni)
refrigerante
→ sodio liquido
rischio di reazioni sodio/acqua
attivazione del sodio bombardato da flusso neutronico
→ CIRCUITO INDIRETTO DOPPIO
FAST BREEDER REACTOR
FUSIONE NUCLEARE
A) AUTOFERTLIZZANTE – REAZIONE D + T
2
1
H 13H 24He  01n  energia
Deuterio + Trizio
Elio + Neutrone + energia
L’energia si manifesta sotto forma di energia cinetica dei prodotti di reazione (elio + n)
Il potere calorifico (energia liberata a parità di massa) è:
- 4,2 volte superiore a quella di una reazione di fissione
- 8,4 milioni di volte superiore a quella del petrolio
DEUTERIO: 1/7000 dell’idrogeno presente in natura è sotto forma di deuterio (in
particolare quello combinato con l’O2 nelle molecole di H2O) il costo di estrazione è
irrisorio
TRIZIO:
nucleo radioattivo con t1/2 = 12 anni
pochi gr nell’atmosfera (continuamente autodistrutto per decadimento radioattivo e
riprodotto)
si ricorre al Litio
6
3
Li(Li6)  7,5% del Litio naturale
7
3
Li(Li7)  92,5% del Litio naturale
Utilizzando il neutrone prodotto dalla fusione, si ha:
6
3
Li  01n 13 H  24 He
esotermica
7
3
Li  01n 13 H  24 He 01n
endotermica
Viene così, attraverso la fertilizzazione del Litio, a generarsi trizio in quantità sufficiente
per alimentare la reazione di base
Le risorse di Litio sono ben minori di quelle del deuterio
ACCENSIONE CONTROLLATA DELLA REAZIONE D + T:
a) CONDIZIONE DI LAWSON
densità della miscela esplosiva x durata della reazione > 5 x 1014
n x   5 x 10 
14
n = nuclei/cm3
τ = sec.
b) temperatura di 100 milioni di gradi
plasma (nuclei e neutroni, sciolti dai legami reciproci a
causa dell’elevata T)
contenimento di tipo magnetico, generato dall’esterno con l’impiego di enormi correnti
elettriche
La prima parete materiale (acciaio speciale) non è pertanto sottoposta all’urto delle
particelle caldissime
Se
τ è ridotto a 10-10 secondi
n è aumentato da 1014 a 5 x 1024
si può innescare la reazione D + T, fermo restando la temperatura
La pressione deve essere però di mille miliardi di atmosfere
Eiezione sulle sferule di D + T di vampate di energia
Per rinculo il nocciolo della sferula si raggrinzisce fino a raggiungere
le dimensioni volute
La microesplosione arriverebbe grazie a potentissimi laser
Tecnologie diverse dal contenimento magnetico ma comunque
difficoltà eccezionali
B ) NON AUTOFERTILIZZANTE
La necessità di rigenerare il trizio necessario alla reazione D + T può essere evitata ricorrendo
alla reazione non autofertilizzante:
3
1
2
1
H 11H  energia (50% dei casi )
H  12H
3
2
He  01n  energia (50% dei casi )
Il potere calorifico è pari a quello della fissione, ma la materia prima è tutta estraibile dal mare
n x τ > 1015
temperatura superiore a 100 milioni di gradi
inoltre, poiché la reazione è cinque volte meno esotermica della reazione D + T, produce più del doppio di
neutroni di quest’ultima (a parità di energia liberata), con non pochi problemi di carattere ambientale (la
maggior parte fuoriesce dal contenimento magnetico, vanno rallentati ed eliminati)
Altre possibili reazioni: (senza produzione di neutroni)
2
1
Condizioni severissime di temperature e n x τ
H  23He  24 He  11H
1)
Deuterio + He3 = He4 + Neutrone + protone
2)
B  H 3 He  energia
11
5
1
1
4
2
Costi elevatissimi di estrazione di He3
T > 2 x 109°C
N τ > 1016
FUSIONE FREDDA
- MUONI particella carica magneticamente – sostituisce uno degli elettroni
nella molecola D-T e li costringe a fondersi insieme
- ELETTRODI DI PALLADIO (Fleischmann e Pons, 1989)
DECADIMENTO RADIOATTIVO
Il radioisotopo raggiunge una configurazione più stabile (spontaneamente) con il rilascio di energia di
legame in eccesso e, in genere di una particella + leggera
decadimento

“

“

in genere la maggior parte di energia viene rilasciata sotto forma di energia cinetica della particella emessa
ed il bilancio viene chiuso dai raggi 
dove
4
2
  24 H e
4
U 234
90Th  2   
238
92
t1/2 tempo di dimezzamento: è il tempo necessario per il decadimento di metà degli isotopi radioattivi di partenza
U 238  t 1/ 2  4,51x 10 9
UNITA’ DI MISURA
Bq
Becquerel
1 disintegrazione al secondo
Ci
Curie
27x10-12 Ci =1 Bq
Sv
Sievert
J/kg
100rem = 1Sv
interazioni radiazioni-materia
- particelle 
brevi distanze → He bloccate pelle
- particelle 
ustioni
- raggi  + neutroni
ionizzazione, eccitazione elettrica
se ingerite, le particelle si concentrano nelle ossa
produzione globuli rossi
anni
attività
dose
SCORIE RADIOATTIVE
- elementi di combustibile
- parti di macchinario sostituite e utensili usati per la manutenzione
- tessuti per tute, protezioni, stracci
- prodotti di corrosione trasportati dal fluido primario
- gas nobili in condensabili estratti dal fluido primario
U235 si consuma in ragione di 1 g/d per MW
e si trasforma in 200 tipi diversi di radionuclidi con t1/2 molto diversi
- produzione di calore
- radioattività
CONFINAMENTO SCORIE
- deposito in strutture artificiali (per periodi limitati)
• serbatoi in acciaio interrati
-tecniche di calcinazione in masse vetrose o bituminose o ceramiche
- immissione in formazioni geologiche profonde
• zone geologicamente stabili prive di attività vulcanica o sismica
• bassa velocità erosione
• prive risorse che giustifichino perforazioni
- trasmutazione
•acceleratore di particelle
•bombardamento neutronico
•in radioisotopi con t1/2 minore
trasformazione
CLASSIFICAZIONE DEI RIFIUTI RADIOATTIVI
GESTIONE DEI RIFIUTI
RADIOATTIVI
• Un reattore nucleare da 1000 MWe scarica ogni anno
mediamente 30 t di combustibile esaurito e produce
800 t di rifiuti radioattivi a bassa, di prima categoria,
e media entità o di seconda categoria.
• Si hanno due possibilità
– Ritrattamento (reprocessing), con cui si separano
il plutonio e l’uranio dai prodotti di fissione
altamente radioattivi che vengono vetrificati.
L’uranio e il plutonio, dopo opportuni trattamenti
possono essere immessi nuovamente nel ciclo del
combustibile.
– I vetri costituiscono rifiuti ad altà attività e lunga
vita vengono detti di terza categoria e devono
essere smaltiti in formazioni geologiche profonde,
atte a garantirne l’isolamento per migliaia di anni.
Gestione delle scorie
La Finlandia, prima in Europa, ha avviato gli scavi di un deposito per
smaltire le scorie nucleari di III categoria. Svezia e Svizzera si
avviano sulla stessa strada, ma in Italia i piani di smaltimento sono
fermi. Negli USA si presume che ne sarà in funzione uno a partire
dal 2010.
Ad oggi nessun deposito al mondo è attivo.
I siti devono essere individuati con grandissima cura: i rifiuti
derivanti dal combustibile esausto dei reattori in attività decadono
con tempi dell’ordine delle decine o centinaia di migliaia di anni!
Attualmente oltre l’80% delle scorie italiane è stoccato in depositi
temporanei (da almeno 20 anni).
Sito individuato negli Stati Uniti
Yucca Mountain
LA PROLIFERAZIONE DELLE
ARMI NUCLEARI
• Riacceso il dibattito internazionale. Iran, Corea del
Nord e altri.
• In discussione in ambito G8 diverse ipotesi mirate a
rafforzare il regime dei controlli dell’AIEA.
• Problema di non facile soluzione:
– Conciliare il diritto sancito dall’Art. 4 del TNP
(Trattato di non Proliferazione Nucleare), di ogni
paese di avere accesso alle conoscenze e alle
tecnologie relative alle applicazioni civili
dell’energia nucleare, con l’esigenza, altrettanto
fondamentale, di evitarne l’uso improprio.
LA PROLIFERAZIONE DELLE
ARMI NUCLEARI
• Altri problemi
– terrorismo internazionale
 Pericolo che gruppi terroristici possano venire in posseso di
armi nucleari.
 Prevenire gli effetti di attacchi terroristici.
– Anche i materiali radioattivi delle sorgenti radioattive per usi
industriali e medicali possono essere utilizzati per produrre
le cosiddette “bombe sporche” e pertanto richiedono
particolari misure di controllo e protezione fisica.