Corso di Impatto Ambientale Modulo A: Pianificazione Energetica Università degli Studi di Perugia Facoltà di Ingegneria Corso di Impatto Ambientale Modulo A: Pianificazione Energetica Ing. Giorgio Baldinelli a.a. 2012-2013 Energia nucleare

REAZIONE DI FISSIONE NUCLEARE

CENTRALI NUCLEARI TECNOLOGIA SEZIONE (ISOLA) NUCLEARE SEZIONE (ISOLA) CONVENZIONALE TECNOLOGIA Tre generazioni: 1) anni ‘50/’70 GAS GRAFITE LWR alcune centinaia MW PWR BWR 2) anni ‘70/’90 PWR 1000 – 1300 MW autofertilizzanti 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 AGR advanced gas reactor Tmax 540°C guaina in acciaio Pmax 170 kg/cm2 uranio UO2 arricchito HTGR high temperature gas reactor Tmax 900 - 1000°C guaina in acciaio CO2 → He comb. confinato materiale ceramico

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 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

Utilizzando il neutrone prodotto dalla fusione, si ha: esotermica 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 = 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: Il potere calorifico è pari a quello della fissione, ma la materia prima è tutta estraibile dal mare

ELETTRODI DI PALLADIO (Fleischmann e Pons, 1989) 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) 1) Condizioni severissime di temperature e n x τ Costi elevatissimi di estrazione di He3 Deuterio + He3 = He4 + Neutrone + protone 2) 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 t1/2 tempo di dimezzamento: è il tempo necessario per il decadimento di metà degli isotopi radioattivi di partenza anni UNITA’ DI MISURA Bq Becquerel 1 disintegrazione al secondo attività Ci Curie 27x10-12 Ci =1 Bq Sv Sievert J/kg 100rem = 1Sv dose 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

SCORIE RADIOATTIVE CONFINAMENTO SCORIE - 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 trasformazione in radioisotopi con t1/2 minore

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). circa 50.000 metri cubi dirifiuti radioattivi di (prima e) seconda categoria circa 8.000 metri cubi dirifiuti radioattivi di terza categoria 62 tonnellate di combustibile irraggiato che si trovano ancora oggi  in Francia (Creys-Malville) diversi "cask" dicombustibile riprocessato che attualmente sono in Gran Bretagna (Sellafield) inoltre ospedali, acciaierie, impianti petrolchimici e così via producono circa 500 tonnellate di rifiuti radioattivi ogni anno (fonte: Audizione di Carlo Jean di fronte alla Commissione bicamerale d'inchiesta sui rifiuti, in data 23 febbraio 2003)

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.