La Fisica Nucleare e i reattori di
IV Generazione
Nicola Colonna
Istituto Nazionale Fisica Nucleare, Sez. di Bari
[email protected]
Il problema energetico
Di recente, nuovo interesse nell’energia nucleare:
•
•
fabbisogno energetico mondiale in continua crescita;
preoccupazione per la produzione di gas serra (CO2) e associati cambiamenti climatici;
Source: IEA, Key World Energy Statistics
Più dell’ 80 % dell’energia consumata nel mondo è prodotta da combustibili fossili
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Principali problemi dei reattori attuali
L’energia nucleare potrebbe svolgere un ruolo importante anche in futuro nel mix delle
fonti energetiche a bassa emissione (soprattutto se usata per produzione di idrogeno).
Alcuni problemi della tecnologia attuale limitano l’uso sostenibile dell’energia nucleare.
3%
4% Frammenti di fissione
235U
I reattori attuali usano
poco più dell’1% delle
risorse di uranio.
1% Pu and
Attinidi Minori
97%
238U
Combustibile fresco
(LWR)
94%
238U
1%
235U
Bassa efficienza
96%
potenziale
combustibile
Combustibile esausto
La disponibilità di U
potrebbe diventare un
problema
nel
medio
termine (100 anni).
Un
ciclo
chiuso
renderebbe le risorse di U
sufficienti per migliaia di
anni !!
L’utilizzo più efficiente delle risorse di U richiede reattori veloci autofertilizzanti
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Reattori autofertilizzanti
L’238U non è un isotopo fissile (fissione solo con neutroni di energia al di sopra di una soglia,
del MeV). Tuttavia, è un isotopo fertile, ovvero a seguito della cattura neutronica produce
un isotopo fissile (il 239Pu).
235U(n,f)
238U(n,γ)239U
β-, t1/2=23 m
239Np
β-, t1/2=2.3 d
239Pu
239Pu(n,f)
238U(n,f)
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Brevi di fisica dei reattori
Per un sistema omogeneo ad una componente (es. 235U):
P
A
ν
σf
σa= σγ +σf
P ν σf
K∞ = η = =
A
σa
neutroni prodotti
neutroni assorbiti
molteplicità neutroni di fissione
sezione d’urto di fissione
sezione d’urto di assorbimento
Per un sistema a due componenti (es. 235U e 238U):
K∞ = η =
(ν N σ f )
(N σ a )
235
U
+ (ν N σ f )
235
U
+ (N σ a )
K eff
P
=
A+F
238
238
U
U
Ni = abbondanza di ciascuna
componente del combustibile
F = frazione di neutroni persi
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I “breeder reactors”
Un reattore autofertilizzante (“breeder”, da breed, riprodurre)
produce materiale fissile in quantità maggiore o uguale a quanto
ne brucia.
Perchè un reattore sia autofertilizzante,
moltiplicazione η deve essere ≥ 2.
il
fattore
di
A determinare se reattore può essere breeder o meno è la
molteplicità dei neutroni e le sezioni d’urto.
η=
ν σf
σγ + σf
Isotopo fissile
ηth
235U
2.09
239Pu
2.11
233U
2.29
Numero di neutroni prodotti per neutrone assorbito
η=νσf/(σf+σγ)
I reattori che sfruttano il combustibile
U/Pu possono essere autofertilizzanti
solo se i neutroni non sono moderati:
reattori veloci autofertilizzanti (fast
breeder reactors).
Utilizzando il ciclo Th/U, si possono
costruire reattori autofertilizzanti sia
termici che veloci.
Neutron energy (eV)
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Lo spettro dei neutroni nei reattori
In un reattore veloce, i neutroni non sono moderati e mantengono un’energia relativamente alta
(da qualche keV a qualche MeV).
Spettro termico
Reattori
termici
1 meV
1 eV
Reattori
veloci
1 keV
Spettro di
fissione
1 MeV
In un reattore veloce, lo spettro dei neutroni è centrato intorno ai 100 keV.
Energie maggiori si possono ottenere con sistemi basati su acceleratori.
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Il problema delle scorie
244, 245Cm
1.5 Kg/yr
Figura Nucleosintesi (frecce che si muovono)
241Am:11.6
243Am:
Foto FIC
Kg/yr
4.8 Kg/yr
239Pu:
125 Kg/yr
237Np:
16 Kg/yr
LLFP
76.2 Kg/yr
LLFP
Produzione annuale in un reattore LW da 1 GWe
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The Th/U fuel cycle
Figura Nucleosintesi (frecce che si muovono)
Foto FIC
LLFP
LLFP
232Th(n,γ)233Th
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β-, t1/2=22 m
233Pa
β-, t1/2=27 d
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233U
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Le scorie a lunga vita media
Il problema principale delle scorie sono gli
attinidi transuranici: Np, Pu, Am, Cm, etc…
• contributo dominante alla radiotossicità e
calore prodotto (decay heat) dopo ~ 100 anni
• problema persiste per più di 105 anni
Attualmente, l’unica soluzione per le scorie a lunga
vita media è lo stoccaggio in depositi geologici.
Con i reattori attuali, sarebbe necessario
approntare un deposito geologico tipo Yucca
Mountain ogni 20 anni.
Salto di qualità: sistemi che riutilizzino non
solo U e Pu, ma anche una grossa parte delle
scorie (attinidi minori).
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I reattori veloci di IV Generazione
L’innovazione principale riguarda la possibilità di produrre energia bruciando le scorie a
più alta radiotossicità: Np, Am, Cm (1 g di scoria produce stessa energia di 3 tonn. di carbone).
245Cm, gli attinidi minori
A parte il
presentano una soglia di fissione intorno
al MeV (non fissili).
Spettro neutronico
in reattori veloci
(Gen IV e ADS)
Isotopi non fissili
Per bruciare gli attinidi minori sono
necessari neutroni veloci (En>10 keV).
I reattori veloci di IV Generazione
producono e bruciano attinidi (inclusi
quelli minori):
Isotopo fissile
• utilizzo ottimale delle risorse di
Uranio (GWh/kg di U)
• minima produzione di scorie da
smaltire in siti geologici.
1 MeV
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I reattori di IV Generazione
Attualmente allo studio sei tipi di reattori di IV Generazione (di cui tre veloci)
Sistemi di IV Generazione
Acronimo
Gas-cooled Fast Reactors
GFR
Lead-cooled Fast Reactors
LFR
Sodium-cooled Fast Reactors
SFR
Molten Salt Reactors
MSR
Supercritical-Water-Cooled Reactors
SCWR
Very-High-Temperature Reactors
VHTR
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I reattori di IV Generazione
dovrebbero realizzare NEL
COMPLESSO un ciclo chiuso.
Oltre che per produrre energia,
sono pensati per soddisfare
diverse esigenze: dissalazione,
produzione
di
idrogeno,
riduzione delle scorie passate,
etc...
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I reattori di IV Generazione
L’idea rivoluzionaria dei
reattori
di
IV
Generazione
è
riutilizzare parte delle
scorie (attinidi) come
combustibile.
Once
through
Recycling
Altri scopi dei reattori di IV Generazione:
• improved safety, proliferation-resistence, lower costs and construction time
• hydrogen production (to substitute fossile fuels in transport)
Altre opzioni attualmente in esame:
• Accelerator Driven Systems (dedicati all’incenerimento delle scorie)
• Ciclo Th/U (attualmente in fase di studio principalmente in India)
Lo sviluppo dei reattori veloci di IV Generazione rechiede dati nucleari
accurati sulle reazioni indotte da neutroni.
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Quali dati servono
P (ν N σ f ) U + (ν N σ f )
K∞ = η = =
(N σ a ) U + (N σ a )
A
235
235
238
U
+ (ν N σ f )
238
U
+ (N σ a )
237
237
Np
Np
+ (ν N σ f )
+ (N σ a )
239
Pu
239
Pu
+ ...
+ ...
I dati attualmente esistenti sono sufficienti per reattori termici a U/Pu. Necessario
migliorare l’accuratezza dei dati per:
• nuovi isotopi che entrano nel ciclo del combustibile (scorie, in particolare attinidi minori)
• energie dei neutroni più elevate (reattori veloci)
• nuovo ciclo di combustibile (Th/U)
Necessari dati su un gran
numero di reazioni, per la
progettazione di sistemi
nucleari avanzati, ma anche
per migliorare la sicurezza e
l’efficienza dei reattori attuali.
•
Combustibile nucleare (ciclo U/Pu e Th/U)
Th, U, Pu, Np, Am, Cm
•
(n,f), (n,γ) …
Frammenti di fissione a lunga vita media
99Tc, 103Rh, 135Xe, 135Cs, 149Sm
•
(n,γ)
Materiale strutturale e di raffreddamento
Fe, Cr, Ni, Zr, Pb, Na, ...
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tutte
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I dati nucleari per i reattori di nuova generazione
Dati nucleari necessari per i reattori di IV Generazione:
• sezioni d’urto su tutte le reazioni possibili in un reattore (cattura, fissione, inelastiche)
• molteplicità e spettro energetico dei neutroni emessi nella fissione dei vari attinidi;
• neutroni ritardati (molto difficili da misurare)
• distribuzione di massa dei frammenti di fissione
• decadimenti (decay heat)
Facilities per neutroni
GELINA, Belgio
n_TOF, CERN
LANSCE, Los Alamos
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Accuratezze
presenti
richieste per
la progettazione
dei reattori veloci
Table
1. Summary
TargeteAccuracies
for Fast
Reactors
Intervallo energia
Accuratezza
presente (%)
Accuratezza
richiesta (%)
inel
0.5 ÷6.1 MeV
10 ÷ 20
2 ÷3
capt
2.04 ÷24.8 keV
3 ÷9
1.5 ÷ 2
Pu241
fiss
454. eV ÷1.35 MeV
8 ÷ 20
2÷5
Pu239
capt
2.04 ÷498 keV
7 ÷ 15
4÷7
Pu240
fiss
0.498 ÷1.35 MeV
6
1÷3
Pu242
fiss
0.498 ÷2.23 MeV
19 ÷ 21
3 ÷5
Pu238
fiss
0.183 ÷1.35 MeV
17
3 ÷5
Am242m
fiss
67.4 keV ÷1.35 MeV
17
3 ÷4
Am241
fiss
2.23 ÷6.07 MeV
9
2
Am243
fiss
0.498 ÷6.07 MeV
12
3
Cm244
fiss
0.498 ÷1.35 MeV
50
5
Cm245
fiss
67.4 ÷183 keV
47
7
Fe56
inel
0.498 ÷2.23 MeV
16 ÷ 25
3÷6
Na23
inel
0.498 ÷1.35 MeV
28
4 ÷10
Pb206
inel
1.35 ÷2.23 MeV
14
3
Pb207
inel
0.498 ÷1.35 MeV
11
3
inel
1.35 ÷6.07 MeV
14 ÷ 50
3÷6
Capt
6.07 ÷19.6 MeV
53
6
U238
Si28
Necessario
ridurre
le
incertezze sulle sezioni
d’urto di cattura e fissione,
al 3-7 % per Pu e Attinidi
Minori,
nel
range
energetico da qualche keV
a decine di MeV.
L’effetto Doppler e il self-absorption
Le sezioni d’urto sono spesso dominate da risonanze. Queste sono fondamentali nella
fisica dei reattori, per l’effetto del self-absorption (attenuazione del flusso di neutroni
all’interno della barra di combustibile).
Sezione d’urto
ϕn(x)
ϕn(x)=ϕn(0)e-ρxσ
x
La forma delle risonanze dipende dalla
temperatura, a causa dell’effetto Doppler.
All’aumentare della temperatura, la risonanza
diventa più bassa e più larga.
I neutroni penetrano maggiormente nelle barre
di combustibile, “bruciandole” uniformemente.
L’efficienza di burn-up aumenta con la temperatura
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Utilizzo dei dati sperimentali
Risultati
sperimentali
Teoria
Laboratori
Evaluation
Evaluated
Data File
Industria
Organi di
controllo
Misure
integrali
Richiesta sforzo sinergico in vari campi per:
• misure ad alta accuratezza
• sviluppo di modelli nucleari più attendibili (soprattutto per la fissione)
• data evaluation, analisi delle covarianze, aggiornamento librerie
• validazione dei risultati (esperimenti integrali nei reattori)
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Il metodo delle reazioni surrogate
Alcune sezioni d’urto neutroniche non possono essere misurate direttamente (per problemi con i
bersagli, tipo radioattività elevata, alte contaminazioni, piccole quantità disponibili, etc…).
Uso di reazioni surrogate, attraverso la combinazione di osservabili sperimentali e calcoli di modello.
Reazione di fissione 237U(n,f)
(molto difficile da misurare)
Reazione surrogata 238U(α,α’)
(facile da misurare)
α’
237U
n
(6.7 d)
238U*
+
Richiesta
238U
α
238U*
+
Calcolata
Misurata
Calcolata
Reazione surrogata: reazione indotta da particelle cariche, che però portano allo stesso
nucleo composto della reazione indotta da neutrone.
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Conclusioni
Molto probabile che il nucleare debba far parte del mix di fonti energetiche del
futuro.
Reattori attuali presentano alcuni limiti, fra cui quelli principali sono la produzione di
scorie e l’uso inefficiente delle risorse di uranio.
Necessario sviluppare reattori “rivoluzionari”, a ciclo chiuso (Gen IV), in grado di
risolvere molti problemi dei reattori attuali, in particolare quello delle scorie.
Reattori veloci permettono di “riutilizzare” (bruciandole) una grossa parte delle
scorie radioattive (in particolare attinidi minori quali Np, Am, Cm), oltre a U e Pu.
C’è un grosso sforzo internazionale per lo studio di fattibilità e progettazione dei Gen
IV, con forze che si stanno via via aggregando (compresa la EC, nel VII FP).
Un’altra possibilità allettante è l’utilizzo del ciclo di combustibile Th/U, su cui sta
puntando molto l’India.
Lo sviluppo dei nuovi reattori richiede R&D in diversi campi, fra cui anche la Fisica
Nucleare.
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Fare ricerca oggi, per prepararsi
ai bisogni energetici del futuro
Grazie per l’attenzione
Overview dei reattori di IV Generazione
Tipo di reattore
Spettro
neutronico
Ciclo di
combustibile
Dimensione
(MWe)
Utilizzo
Sviluppi
richiesti
Reattore veloce
raffreddato a gas (GFR)
Veloce
Chiuso
(U, Pu, Att.)
200-1200
Elettricità,
idrogeno,
inc. scorie
Combustibile
Materiali
Reattore veloce
raffreddato a piombo
(LFR)
Veloce
Chiuso
50-150
300-600
1200
Elettricità
Idrogeno
Combustibile
Materiali
Reattore veloce
raffreddato a Sodio
(SFR)
Veloce
Chiuso
300-1500
Elettricità
Inc. scorie
Riprocess.
combustibile
Reattore a sali fusi
(MSR)
Epitermico
Chiuso
1000
Elettricità
Idrogeno
Inc. scorie
Combustibile
Materiali
Affidabilità
Reattore ad acqua
supercritica (SCWR)
Termico /
veloce
Aperto /
Chiuso
1500
Elettricità
Materiali
Termoidraulica
Reattore ad altissima
temperatura (VHTR)
Termico
Aperto
250
Elettricità
Idrogeno
Combustibile
Materiali
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Le scorie
Scuola di formazione sull’energia nucleare, Ferrara, 28-29 Ottobre 2009
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I reattori veloci di IV Generazione
Caratteristiche
• reattore “breeder” a ciclo chiuso
• circolazione per convezione
• temperatura in uscita da 550 a 800C
Vantaggi
• Produzione di elettricità, idrogeno, dissalazione.
• Alto grado di sicurezza passiva
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Alcuni esempi
Vantaggio delle reazioni surrogate: possono essere usate per ottenere dati che
sarebbe difficile (o impossibile) ottenere in reazioni dirette.
Svantaggio: fa affidamento su calcoli di modello, che necessitano di verifica.
Possibile studiarle attraverso reazioni surrogate: reazioni indotte da particelle
cariche, che portano allo stesso nucleo composto:
242Cm(n,f)
243Am(3He,t)243Cm
244Cm(n,f)
243Am(3He,p)245Cm
243Cm(n,f)
….
243Am(3He,d)244Cm
Problema principale associato al momento angolare del nucleo composto, che nelle
reazioni surrogate può essere notevolmente diverso dalle reazioni indotte da
neutroni.
Necessario applicare correzioni con modelli.
In alcuni casi, l’unica possibilità di stimare le sezioni d’urto di fissione.
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