L’ENERGIA NUCLEARE : EVOLUZIONE E PROSPETTIVE

Presentazione sul tema: "L’ENERGIA NUCLEARE : EVOLUZIONE E PROSPETTIVE"— Transcript della presentazione:

1 L’ENERGIA NUCLEARE : EVOLUZIONE E PROSPETTIVE
M.Salvatores (CEA, Cadarache e Argonne National Laboratory, USA)  Il contesto internazionale Panorama della situazione attuale Nuove linee di sviluppo : esempi di nuovi concetti di reattori e cicli del combustibile avanzati Conclusioni e prospettive.

2 Domanda di energia e sviluppo demografico…..
5 10 15 20 25 30 1990 2000 2010 2020 2030 2040 2050 World Primary Energy Sources (Gtoe) 6 6,5 7 7,5 8 8,5 9 World Population (Billions) Other Renewable Biomass Nuclear Gas Oil Coal Population

3 …il prezzo del petrolio…..

4 ….il cambiamento climatico….

5 …evoluzione dell’opinione pubblica…
Trends: U.S. Public Opinion Favor/Oppose Use of Nuclear Energy (Annual Averages )

6 Multiple Questions: U. S
Multiple Questions: U.S. Public Opinion Steps to New Nuclear Power Plants Important for our energy future 83% Favor use of nuclear energy 70% Prepare to build 77% Definitely build nuclear plants in future 58% Accept new reactors at nearest plant 69% Source: Bisconti Research Inc./NOP World, May 2005, 1,000 national adults

7 …e segni di cambiamento di politica negli USA

8 Una nuova iniziativa (Febbraio 2006): GNEP Benefits
Provide abundant energy without generating carbon emissions or greenhouse gases. Recycle used nuclear fuel to minimize waste and reduce proliferation concerns. Safely and securely allow developing nations to deploy nuclear power to meet energy needs. Assure maximum energy recovery from still-valuable used nuclear fuel. Reduce the number of required U.S. geologic waste repositories to one for the remainder of this century. Una nuova iniziativa (Febbraio 2006): GNEP

9 Le generazioni successive di reattori nucleari
Sistemi del futuro Reattori “avanzati” Reattori attuali Primi reattori 1950 1970 1990 2010 2030 2050 2070 2090 Generation I Generation II Generation III Generation IV

10 Generazione II: I reattori di oggi
Situazione nel 2005: reattori per “famiglie”… Tipo No. di unità Capacità totale (MWe) PWR 263 236 BWR 92 81 PHWR 38 19 GCR 26 11 LWGR 17 13 FBR 3 1 Totale 439 361

11 Generazione II: I reattori di oggi
…e per Paese Paese No. di unità Capacità (Gwe) United States 104 98 France 59 63 Japan 53 44 Russia 30 21 United Kingdom 27 12 South Korea 19 16 Germany 18 Canada 11 Ukraine 13 Others (22) 100 64 Total 439 361

12 Generazione III: reattori “avanzati”
Reattori industriali, sviluppabili a corto termine: Una nuova generazione di reattori che beneficiano della vasta esperienza acquisita nell’operazione di Gen-II e delle lezioni apprese a TMI I reattori ad acqua sono ancora dominanti Nuovi miglioramenti alla sicurezza, ma la competitività economica è l’obbiettivo principale Diversi approcci in competizione industriale: piccola/grande taglia sicurezza passiva/attiva La mitigazione delle conseguenze di un eventuale incidente grave è un risultato particolarmente significativo

13 Generazione III : l’offerta industriale
Generation III reactors identified as ‘Near Term Deployment’ by the Generation IV Forum Advanced Pressurized Water Reactors AP 600, AP 1000, APR1400, APWR+, EPR Advanced Boiling Water Reactors ABWR II, ESBWR, HC-BWR, SWR-1000 Advanced Heavy Water Reactors ACR-700 (Advanced CANDU Reactor 700) Small and middle range power integrated Reactors CAREM, IMR, IRIS, SMART High Temperature, Gas Cooled, Modular Reactors GT-MHR, PBMR

14 Generazione III : prospettive di mercato
Età media dei reattori in operazione (2004) Paese No. di reattori Età media United States 104 29 years France 59 19 years Japan 53 United Kingdom 27 30 years Germany 18 23 years Sweden 11 25 years Belgium 7 27 years China 9 5 years Finland 4 24 years

15 Reattori ad acqua leggera: Generazione III
AREVA : EPR (European Pressurized Reactor) Un EPR in costruzione in Finlandia e prossimo ordine in Francia. In competizione per un ordine di 4 centrali in Cina.

16 I reattori…ma quale ciclo del combustibile?
-stoccaggio diretto del combustibile usato (direct disposal) -ciclo »chiuso » (riprocessamento e riciclaggio) (closed cycle)

17 Se si riprocessa (ciclo chiuso), i rifiuti radioattivi (prodotti di fissione e attinidi minori: Np, Am, Cm) vengono « vitrificati » Questa operazione riduce significativamente lo spazio di stoccaggio.

18 Per quanto riguarda i rischi di proliferazione, lasciare il Plutonio nel combustibile usato (cioè fare dello stoccaggio diretto) presenta ovvi inconvenienti:

19 In sostanza, 3 inconvenienti maggiori legati allo stoccaggio diretto:
-Utilizzo estremamente inefficiente dell’Uranio (<1%) -Grandi volumi di stoccaggio -Formazione di « miniere » di Plutonio

20 Chiudere il ciclo è quindi essenziale per un nucleare durevole e per minimizzare i rifiuti radioattivi Geological Disposal Dedicated Fuel and LLFP target Fabrication Pu, MA, LLFP Direct P & T Partitioning Spent from LWRs Transmutation Target Reprocessing Stable FP, TRU losses Cs, Sr Temporary Storage for heat decay LLFP: Long lived fission products (Tc - 99, I 129, Se 79, ...); MA: Minor Actinides (Am, Np, Cm)

21 BENEFICI POTENZIALI DELLA SEPARAZIONE/TRANSMUTAZIONE
-Riduzione della sorgente di radiotossicità potenziale in un deposito geologico -Riduzione del calore residuo: aumento della capacità del deposito geologico -Se i transuranici non vengono separati fra di loro, diminuzione del rischio di proliferazione

22 Generazione IV: i sistemi del futuro
La domanda di energia nucleare è potenzialmente in aumento significativo. L’esigenza per il nucleare di essere “durevole” (cioè di permettere la conservazione delle risorse) diventa un obbiettivo maggiore. La riduzione dei rifiuti e del rischio di proliferazione diventano criteri altrettanto importanti quanto la sicurezza e l’economia. Inoltre, altre applicazioni dell’energia nucleare vengono proposte: la produzione di idrogeno, l’uso industriale del calore, la desalinizzazione dell’acqua marina. Lo sviluppo di nuovi sistemi richiede tempo e la loro introduzione su scala industriale è prevedibile verso il 2030 o oltre.

23 Generazione IV : International Forum
Nuovi requisiti per un nucleare “durevole”: Miglioramenti graduali per: Competitività Sicurezza e affidabilità Concetti decisamente innovanti per: Minimizzazione dei rifiuti Conservazione delle risorse Non proliferazione Maturità tecnica verso il 2030 France United Kingdom Canada Nuovi mercati - produzione di idrogeno - uso diretto del calore - desalinizzazione E.U. U.S.A. Generation IV International Forum Members Switzerland Brazil Japan Argentina R&D distribuita a livello internazionale South Africa South Korea

24 Dai reattori ad acqua leggera ai reattori di Gen-IV….
Una tecnologia matura con la più vasta esperienza di costruzione, manutenzione, operazione Notevoli progressi nella transizione da Gen-II a Gen-III Due limitazioni principali: a) temperatura sotto i 300°C (rendimento “basso”) b) bilancio neutronico che non lascia margini (per es per la surgenerazione) Fin dagli anni ’50, individuate due vie per palliare a queste limitazioni: a) i reattori veloci b) i reattori ad alta temperatura

25 Reattori ad alta temperatura
Temperature dell’ordine di °C permettono l’uso diretto del calore per l’industria e la produzione di idrogeno tramite processi chimici. L’unica possibilità è il raffreddamento con un gas, e l’elio è la scelta più conveniente. Primi prototipi negli anni 70 (Fort St Vrain negli USA, THTR in Germania). Piccoli reattori sperimentali costruiti recentemente in Asia (HTTR in Giappone, HTR 10 in Cina). Nuovi progetti allo studio nel quadro di Gen III (PBMR in Sud Africa) o di Gen IV ( NGNP negli USA).

26 Reattori ad alta temperatura
Source: General Atomics

27 Reattori ad alta temperatura: le sfide
1 – Il combustibile: sferette con rivestimento di carbonio e SiC; sferette a loro volta inserite in blocchi di grafite secondo diverse opzioni: - compacts (FSV, GT-MHR) - pebbles (THTR, PBMR) 2 – Materiali strutturali: la grafite è dominante nel core, ma materiali atti alle alte temperature (per es. negli scambiatori), devono essere sviluppati 3 – Il sistema di raffreddamento : circuiti a elio con conversione diretta (ciclo di Brayton) o conversione indiretta per mezzo di scambiatori. 4 – Potenza del reattore: limitata dalla bassa potenza specifica e alta pressione.

28 Reattori ad alta temperatura: un esempio di combustibile
Elemento di combustibile prismatico con sferette TRISO

29 Reattori a neutroni veloci
I neutroni “veloci” danno luogo ad un rapporto fra probabilità di fissione e probabilità di assorbimento molto favorevole, e quindi un bilancio neutronico ricco in neutroni disponibili. Ne consegue la possibilità di un uso efficace dell’Uranio, con trasformazione dell’U-238 in Pu-239 Inoltre, gli attinidi “minori” (Am, Cm, Np) vengono bruciati molto meglio che nei reattori a neutroni termici a causa delle alte probabilità di fissione dei neutroni veloci nell’interazione con questi elementi. Il riciclaggio multiplo di tutti i transuranici è fattibile

30 Reattori veloci: ottimizzazione delle risorse
LWR Once Through Cumulative Natural U (Million Tonnes)

31 Reattori veloci: minimizzazione dei rifiuti radioattivi
Plutonium recycling Spent Fuel Direct disposal Uranium Ore (mine) Time (years) Relative radio toxicity P&T of MA Pu + MA + FP

32 Reattori veloci: le tecnologie
Per mantenere i neutroni “veloci”, si devono evitare materiali leggeri per il core e soprattutto per il refrigerante. Le due principali classi di refrigeranti sono i metalli liquidi (Na, Pb, Pb/Bi) e i gas (He, CO2). Notevole esperienza internazionale sulla tecnologia del raffreddamento con il Na (BN600 in Russia, Superphenix e Phenix in Francia, Monju in Giappone, FFTF negli USA). I Russi hanno usato il Pb per i reattori dei sottomarini. L’uso della tecnologia dell’He sviluppata per gli HTR, è considerata anche per i veloci.

33 Reattori veloci: la tecnologia del Na
Il sodio è un ottimo refrigerante: liquido in un ampio intervallo di temperature (90 – 890°C) mono isotopico (Na23) parametri termodinamici favorevoli non corrosivo (se purificato) notevole esperienza industriale : vari usi industriali 40 anni di studi tecnologici per applicazioni nucleari molti prototipi Ben noti svantaggi : reattività chimica (fuochi di sodio e reazione sodio-acqua) difficoltà per la manutenzione e l’ispezione

34 BN 600 (Russia) A 600 MWe plant built at Beloyarsky (Russia)
First criticality: 1980; still in operation Electricity Production Actinide Management

35 SUPERPHENIX A 1200 MWe plant built at Creys-Malville (France)
First criticality: 1985; Shutdown: 1997 Electricity Production Actinide Management

36 Reattori veloci: la tecnologia del Pb
Candidato per evitare fuochi di Na e reazioni Na-acqua Refrigerante meno favorevole (parametri termodinamici e rischi di corrosione) L’eutettico Pb-Bi permette di alleviare i rischi di corrosione L’esperienza è limitata all’applicazione in Russia per la propulsione navale Molti studi in corso in differenti paesi

37 Reattori veloci: la tecnologia dell’He
Il raffreddamento con un gas è meno efficiente che con un metallo liquido Lo sviluppo di un reattore veloce a gas necessita un nuovo tipo di combustibile La tecnologia dell’elio è già considerata per i VHTR Specifici problemi di sicurezza devono essere risolti In caso di successo, il risultato permetterebbe di raggiungere entrambi gli obbiettivi per uno sviluppo durevole (fisica dei neutroni veloci e tecnologia ad alte temperature)

38 In conclusione: Dopo un periodo di stagnazione e di dubbio, ci sono chiari segnali di una nuova, significativa ripresa del nucleare nel mondo. I paesi asiatici si mostrano i piu volontaristi, ma recenti dichiarazioni e iniziative negli USA e in Europa sono altrettanto significative. L‘innovazione giocherà un ruolo essenziale per rispondere ai nuovi obbiettivi di sviluppo durevole e di minimizzazione dei rifiuti. Un problema essenziale: la formazione di una nuova generazione di specialisti nei diversi settori: materiali, chimica degli attinidi, ingegneria del sistema, fisica dei reattori, meccanica, termoidraulica…. Le „sfide“ scientifiche offrono potenzialmente stroardinarie aperture nell‘industria, nei centri di ricerca e nell‘Università. L‘energia è un tema centrale nelle nostre società. Contribuire allo sviluppo di un nucleare durevole, sicuro e rispettoso dell‘ambiente non è soltanto un „challenge“ scientifico, ma un vero e proprio „challenge“ di società.

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