Nucleare In Italia

La fissione nucleare consiste nella scissione di un nucleo atomico pesante in due o più nuclei figli per mezzo di bombardamento neutronico. A questa operazione consegue l’emissione di un numero variabile di neutroni e una vasta quantità di energia. L’ammontare di energia irradiata durante il processo può essere calcolata facendo riferimento alla differenza di massa tra il nucleo madre e i prodotti di reazione, tramite la ben nota relazione massa-energia elaborata da Albert Einstein, cioè E = mc². In media ogni processo di fissione libera un quantitativo di energia pari a 50 milioni di volte quella liberata durante una reazione di ossidazione del carbonio, fenomeno alla base della combustione chimica. In media ogni reazione di fissione produce 2,5 neutroni, che sono a loro volta in grado di dare luogo ad ulteriori reazioni negli atomi di ²³⁵U circostanti. Similmente a quanto accade con i combustibili chimici, si può quindi instaurare un regime di reazione a catena che, se non viene mantenuta sotto controllo, si traduce in un incremento esponenziale dell’energia emessa nel tempo, risultando in un’esplosione nucleare. In un reattore troveremo sempre gli stessi 4 elementi fondamentali:

• le barre di combustibile;
• il moderatore, una sostanza il cui compito è quello di rallentare i neutroni veloci fino a energie termiche (cioè l’equivalente dell’energia che le molecole di gas hanno a temperatura ambiente, ndR), per raffreddarli e permettere la fissione (l’²³⁵U, ad esempio, fissiona solo se il neutrone che lo colpisce ha un’energia molto bassa, ndR);
• le barre di controllo, in grado di assorbire i neutroni in eccesso e mantenere il controllo della reazione;
• il refrigerante, che assorbe energia dai prodotti di reazione e la trasferisce alla turbina per l’elettrogenerazione.

I combustibili nucleari utilizzabili per la fissione tramite neutroni termici (cioè i neutroni veloci rallentati dal moderatore, ndR) sono il già citato ²³⁵U e il ²³⁹Pu (un isotopo del plutonio). L’uranio è presente in natura principalmente sotto forma di due isotopi: l’²³⁸U (con un’abbondanza relativa del 99,3 % circa ) e l’²³⁵U (la cui abbondanza naturale è poco meno dello 0,7 %). Dato che l’²³⁸U ha una bassissima sezione d’urto (che indica la probabilità che una data reazione accada per determinate condizioni) per il processo di fissione da neutroni lenti, il combustibile destinato ai reattori commerciali a neutroni termici richiede una certa percentuale di arricchimento dell’isotopo di uranio più leggero a discapito dell’isotopo più massivo. Generalmente, la percentuale di arricchimento richiesta si attesta attorno al 3 – 5 %. Il plutonio, d’altra parte, non esiste in natura se non in minime quantità nei minerali di uranio. L’ ²³⁸U è tuttavia in grado di assorbire i neutroni veloci trasformandosi poi in plutonio tramite decadimento, in un processo che prende il nome di fertilizzazione. Il plutonio così prodotto è fissile per neutroni lenti e può essere utilizzato alla stesa maniera del ²³⁵U.

Prima del referendum sul nucleare del 1987 – seguito al disastro di Chernobyl -, che determinò il termine di qualsiasi programma nucleare sul suolo nazionale, erano presenti 4 centrali più una in costruzione, mai terminata, presso Montalto di Castro. I 4 impianti presenti in Italia ricadono in 3 tipologie differenti di reattori nucleari, facenti parte delle prime due generazioni per quanto riguarda questo tipo di impianti.

Impianti BWR

Sia l’impianto di Garigliano che quello di Caorso fanno parte della categoria BWR, ovvero “Boiling Water Reactor”. Questo tipo di impianti sono piuttosto semplici come concezione di base: il combustibile (nella forma di pastiglie di uranio parzialmente arricchito) si trova immerso nel moderatore costituito da normale acqua leggera in cambiamento di fase, che funge così anche da refrigerante. Le stesse barre di controllo sono immerse nell’acqua, che viene messa in circolo tramite delle pompe e, assorbendo parte del calore prodotto dalle barre di combustibile, si vaporizza e si concentra nella parte superiore del reattore. Il vapore viene incanalato in una turbina prima e in un condensatore poi, il quale provvede a reinserire l’acqua nel reattore. Il difetto maggiore di questo tipo di impianti (comune a tutti gli schemi che prevedono l’utilizzo dell’acqua del circuito di raffreddamento primario direttamente nelle turbine), è la non agibilità delle turbine sia durante che poco dopo il periodo di utilizzo delle stesse. Una perdita del fluido refrigerante inoltre diffonderebbe vapori dalla radioattività non trascurabile.

Impianti PWR

Per ovviare al principale difetto degli impianti che adottavano uno schema di raffreddamento BWR, sono stati introdotti i reattori PWR (Pressurized Water Reactor), che presentano due circuiti separati per il raffreddamento del nocciolo e la produzione di vapore: tramite uno scambiatore di calore l’acqua leggera del circuito primario (mantenuta a 150 bar di pressione per evitare che si trasformi in vapore e poter così lavorare a temperature più alte) viene usata per scaldare l’acqua del circuito secondario di generazione del vapore, che quindi non risulta radioattivo. Ovviamente questa configurazione è termodinamicamente meno redditizia di un unico circuito, per cui ad un incremento della sicurezza fa da contraltare una diminuzione della potenza disponibile sulla turbina.
La centrale nucleare Enrico Fermi, presso Trino (VC) avrebbe dovuto ospitare un reattore di questo tipo.

CIRENE

Latina avrebbe dovuto ospitare, in sostituzione del suo vecchio impianto Magnox, un reattore del tipo BHWR (Boiling Heavy Water Reactor) soprannominato CIRENE. Si tratta di reattori ad acqua pesante bollente (simili come concetto ai CANDU canadesi) la cui caratteristica più peculiare è di far parte della categoria “burner/breeder”, ovvero in grado sia di bruciare il carburante originale che di autofertilizzarsi, producendo ulteriore materiale fissile. Il combustibile principale è generalmente costituito da ossido di uranio naturale, ma sono tuttavia sfruttabili altri tipi di carburanti quali biossido di torio, biossido di plutonio e miscele di uranio ed altri isotopi. La moderazione avviene tramite acqua pesante che, avendo una sezione d’urto per l’assorbimento dei neutroni molto piccola, permette di avere sufficienti proiettili sia per indurre fissione nell’²³⁵U che fertilizzare il ²³⁸U. Similmente agli impianti BWR, l’acqua per la refrigerazione subisce una transizione di stato, generando il vapore necessario alle turbine. Alla fine del ciclo il vapore viene normalmente fatto condensare.

Il futuro: l’European Pressurized Reactor

Recentemente il governo Berlusconi ha proposto la reintroduzione del nucleare in italia per far fronte alle gravi carenze energetiche del nostro paese, con particolare riferimento all’approvvigionamento di energia dall’estero. La scelta prevista dall’accordo siglato con la Francia prevede la costruzione di 4 centrali basate sulla tecnologia EPR per un totale di circa 6600MW di potenza installati. Si tratta di reattori di terza generazione avanzata, di fatto versioni migliorate dei reattori di prima e seconda generazione, che quindi non introducono sostanziali cambiamenti a livello concettuale del funzionamento del reattore, quanto piuttosto migliorie generali per quanto riguarda l’efficienza e la sicurezza intrinseca. Gli EPR sono reattori di tipo PWR, moderati e refrigerati ad acqua leggera. Le caratteristiche più importanti del progetto riguardano le misure di sicurezza adottate all’interno del reattore che comprendono:

1. quattro sistemi di refrigerazione indipendenti, ognuno in grado di raffreddare il nocciolo del reattore;
2. un contenimento metallico attorno al reattore per scongiurare la possibilità di fuoriuscite di materiale radioattivo in caso di rottura del circuito primario;
3. un core catcher, la cui funzione è fornire un’area di raffreddamento passiva in un improbabile evento di fusione del nocciolo e conseguente fuoriuscita di combustibile nucleare fuso al di fuori del recipiente in pressione;
4. una parete esterna in calcestruzzo armato spessa 2,6 metri, progettata per resistere all’impatto con un aviogetto di linea sulla falsariga di ciò che accadde a New York l’11 settembre 2001.

Il reattore è stato quindi progettato a partire da tecnologie e soluzioni già adottate in passato, tenendo in considerazione nella progettazione DBA (Design Basis Accident) sia scenari piuttosto gravi,  per quanto improbabili (ad esempio la fusione del nocciolo e la dispersione del materiale fuso al di fuori del recipiente in pressione, come accadde a Chernobyl, in cui il nocciolo in fusione si ritrovò esposto all’ambiente circostante), sia scenari meno pericolosi, come successo nel 1979  nell’impianto di Three Miles Island (un impianto PWR, ndR) nei quali avvenne un rilascio di sostanze radiologiche di minore entità.
Tuttavia, come ogni centrale nucleare, anche gli EPR producono scorie radioattive estremamente pericolose e a cui tutt’oggi non si sa bene che destinazione dare: tutti gli attuali impianti di stoccaggio sul globo sono infatti destinazioni temporanee. In questo ambito i reattori di terza generazione non apportano vantaggi sostanziali rispetto alle prime generazioni. Paradossalmente la maggior efficienza di questi impianti nel bruciare i propri combustibili si traduce in una maggiore produzione di scorie e di calore residuo. In un recente studio ambientale riguardante il reattore EPR di Olkiluoto in Finlandia si evidenzia come la produzione di iodio 129 (emivita di 16,7 milioni di anni, assorbito dalla tiroide umana come l’innocuo iodio 127) sia superiore rispetto ai PWR tradizionali, determinando così un incremento dei costi di gestione e smantellamento degli impianti.