Reattore nucleare di III generazione

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Viene denominato reattore nucleare di III generazione un reattore nucleare di potenza che incorpori sostanziali sviluppi delle tecnologie della seconda generazione dei reattori nucleari, con miglioramenti "evolutivi" nel disegno che possano essere stati esperimentati durante il tempo utile dei reattori nucleari di II generazione, senza l'introduzione di modifiche radicali, come la sostituzione del refrigerante-moderatore acqua con altri refrigeranti come il gas elio, il sodio e|o il piombo fuso, ed i sali minerali fusi. Il target in termini di sicurezza per questi reattori è di 10⁸ anni/reattore senza incidenti, in altri termini un reattore costruito all'epoca della scomparsa dei dinosauri avrebbe meno del 50% di probabilità di essere soggetto a un guasto.

Come combustibile nucleare utilizzano l'ossido di uranio arricchito al 4-6% oppure le miscele di ossidi di uranio e plutonio (combustibile MOX). Il combustibile si trova sottoforma di piccole pile contenute entro barre di combustibile. Spesso vengono impiegate le tradizionali barre in cadmio per moderare e rallentare la velocità di reazione e spegnere il reattore.

Il primo reattore nucleare di III generazione entrò in servizio in Giappone nel 1996.

[modifica] Introduzione

Tra le migliorie progressive si possono elencare alcuni sistemi di sicurezza passiva nucleare e di sicurezza attiva nel circuito refrigerante, come p.es l'introduzione di tubazioni concentriche interne a giunti saldati (per assorbire la dilatazione termica), contenute all'interno di tubi in acciaio più spessi, con una intercapedine di acqua naturale, e con le giunzioni delle tubature esterne serrate da viti.

La camera del reattore nucleare è contenuta dentro un doppio contenitore: uno interno metallico che permette la cessione passiva di calore dalla camera del reattore ad una intercapedine esterna, e spruzzatori (di emergenza) di acqua che irrorano dall'esterno questo contenitore in acciaio (ma in alcuni progetti è rinforzato con strati in titanio e carburo di boro, in modo che, nell'eventualità dell'interruzione di tutti i circuti refrigeranti, si possa asportare passivamente il calore del reattore per convezione ed evaporazione.

Tra il contenitore interno e quello esterno vi è una intercapedine dove può circolare l'aria per raffreddare passivamante il contenitore metallico interno. In molti progetti (ad.es EPR) il contenitore esterno è progettato come una doppia parete in cemento armato molto spesso, rinforzata con contrafforti, ed i loro progettisti le ritengono in grado di resistere sia ad impatti di aerei di linea che a terremoti della più elevata intensità.

Questi reattori incorporano sistemi di pompe ridondanti (modelli molto ben conosciuti e collaudati), scambiatori di calore avanzati in lega inconel, ed altri componenti che sono stati migliorati negli anni. Hanno un doppio circuito di raffreddamento ad acqua, uno interno ad alta pressione, a contatto con il reattore ed un altro esterno ad acqua bollente, che diventando vapore d'acqua fornisce pressione a delle turbine avanzate. Hanno bisogno di grandi quantità d'acqua per i condensatori delle turbine e spesso si trovano nei pressi di fiumi o laghi.

[modifica] Migliorie nel combustibile nucleare

Il combustibile consumato in questi reattori, viene "incamiciato" con tecniche di metallurgia avanzata, con metalli come leghe di nichel che resistono all'alta temperatura, ed a sua volta vengono rivestiti da carburi che impediscono la liquefazione del materiale contenuto (ossidi di uranio e|o plutonio) e, soprattutto, dei prodotti di fissione a lungo tempo di decadimento, questo permette maggiori temperature di esercizio all'interno del reattore.

La maggiori temperature di esercizio rispetto a quelli di seconda generazione, danno luogo ad un migliore coefficiente di burn-out del combustibile nucleare (e dunque producono più energia e meno scorie a parità di quantità di combustibile impiegato), e spesso possono impiegare ossido di uranio debolmente arricchito o miscele MOX (plutonio-uranio), fatto che permette di impiegarli come reattori di "secondo passaggio", permettendo di utilizzarli per eliminare il plutonio delle armi nucleari, o per riciclare uranio già "bruciato" in altri reattori, prima di inviarlo al deposito di scorie radioattive. (Senza arrivare ad essere dei reattori autofertilizzanti). Il costo in termini di operabilità di reattori che usano questo tipo di combustibili è che non possono essere la filiera di "start up" (partenza) per la produzione di energia nucleare, in quanto richiedono che vi sia la produzione di plutonio da una precedente filiera operante solo con uranio o uranio/torio come combustibile.

Le maggiore temperatura in questi reattori, con conseguente maggiore energia dei neutroni termici eroga potenze maggiori (superiori ai 800-1000 MW - elettrici - della II generazione), che arriva fino 1600 MW ed oltre. Hanno anche coefficienti neutronici di potenza negativi, come del resto già i rettori di II generazione. Questo vuol dire che, quando aumenta la temperatura (o si perde il refrigerante), i loro neutroni non vengono più moderati, e le reazioni di fissione cominciano a diventare più rade o si arrestano del tutto, fino al progressivo spegnimento del reattore (sicurezza intrinseca del progetto).

[modifica] Prototipi in costruzione

Alcuni disegni prototipici della III generazione di reattori includono l' EPR, basati sulla classe PWR, ed il Reattore nucleare avanzato ad acqua bollente o ABWR, basato sul BWR.

Alcuni progetti industriali più avanzati che spesso incorporano alcuni elementi molto innovativi, ma sono meno rivoluzionari rispetto ai prototipi di reattori nucleari di IV generazione, e che conservano elementi di tipo "evolutivo" vengono denominati generation III+ reactors. Un prototipo di questi è il reattore economico semplificato ad acqua bollente (Economic Simplified Boiling Water Reactor, sigla ESBWR), che si basa sui principi dei modelli BWR.

[modifica] Svantaggio nei costi

L'adozione di numerose misure di sicurezza, porta ad un incremento nei costi di costruzione dei reattori III-Gen. Ad esempio il costo di costruzione del reattore EPR in costruzione a Olkiluoto in Finlandia, viene stimato attorno ai 3.000 milioni di euro (circa 2 milioni di euro per ogni megawatt). Questi costi di installazione sono superiori a quelli dell'energia eolica (che gode anche di bassi costi di esercizio e dismissione) e presenta minori rischi ambientali ma purtroppo non garantisce costanza nelle forniture energetiche.