Una centrale nucleare è un impianto progettato per produrre energia elettrica. Essa è costituita da un reattore nucleare e da una parte convenzionale, così chiamata perché del tutto simile a quella degli impianti termoelettrici tradizionali. La differenza fondamentale tra una centrale nucleare e una centrale termoelettrica sta dunque nel «motore» che in una centrale nucleare è il reattore mentre in una centrale termoelettrica è costituito dalla caldaia che brucia un combustibile. Nell’esame del funzionamento di una centrale nucleare è bene quindi separare la descrizione della parte convenzionale da quella del reattore.
La produzione elettrica degli impianti nucleari e di gran parte degli impianti termoelettrici è basata sulla produzione di vapore in un processo ciclico chiamato anche ciclo Rankine dal nome del fisico e ingegnere scozzese che lo propose nell’Ottocento.
Il punto di partenza è la produzione di calore che avviene bruciando un combustibile fossile (carbone, gas, ecc.) in caldaia o attraverso la fissione in un reattore nucleare. In una centrale termoelettrica il calore così prodotto viene ceduto all’acqua che, circolando in appositi tubi posti in una caldaia, si riscalda e si trasforma in vapore (fig. 3). Si deve tenere presente che l’acqua non viene mandata in caldaia alla pressione atmosferica, ma a una pressione ben più elevata in modo che cominci a bollire a temperature anche superiori ai 300 °C. Il vapore poi si riscalda raggiungendo temperature che possono superare i 550 °C. In questo modo si migliora la capacità di estrarre calore e soprattutto il rendimento dell’impianto. In un reattore nucleare il calore della fissione viene asportato da un fluido termovettore che di solito è acqua, ma può anche essere diverso (ad esempio un gas). Anche quando il fluido termovettore è acqua si possono seguire due strade: o si permette all’acqua di diventare vapore (si parla allora di ciclo diretto), oppure il fluido termovettore riscaldato viene mandato in un altro componente dove cede il suo calore e si genera del vapore (si parla allora di ciclo indiretto). Alla prima categoria appartengono i reattori del tipo Bwr, alla seconda, ad esempio, i reattori Pwr (fig. 4). Per ragioni di sicurezza, nei reattori nucleari ad acqua le pressioni sono meno elevate (specie nei Bwr) e soprattutto è minore la temperatura massima (310-330 °C) rispetto alle centrali termoelettriche.
Il vapore prodotto possiede un’elevata energia termica che viene trasformata dapprima in energia meccanica, cioè in movimento. Questa trasformazione avviene facendo in modo che il vapore attraversi la turbina espandendosi con il risultato di farla girare. Durante l’espansione il vapore si raffredda e, arrivato in fondo alla turbina a bassa temperatura, finisce in un altro componente dell’impianto chiamato condensatore perché ha la funzione di far tornare il vapore allo stato liquido. L’acqua recuperata dal condensatore viene pompata e rimandata in caldaia (o in reattore o verso il generatore di vapore) perché ricominci il ciclo.
L’ultima trasformazione da realizzare è il passaggio da energia meccanica ad energia elettrica da mettere in rete. Questa operazione avviene in due stadi. Anzitutto la turbina è direttamente collegata al generatore elettrico che, girando, genera corrente alternata (per questo è detto alternatore). Successivamente la corrente alternata è inviata a un trasformatore che la fa passare da bassa ad alta tensione per diminuire le perdite e i costi di trasporto. Infine l’elettricità ad alta tensione è immessa in rete (fig. 3).
Tutte le operazioni descritte comportano una perdita di energia. Negli impianti nucleari odierni solo il 33-34% (nell’Epr il 36-37%) dell’energia prodotta dalle fissioni diventa energia elettrica, mentre in un impianto convenzionale il calore trasformato in elettricità supera il 40% (negli impianti più moderni si arriva al 45% e oltre) e negli impianti a ciclo combinato (che non abbiamo illustrato) il rendimento raggiunto supera il 55%.
Come si è detto, per ottenere il calore necessario alla produzione del vapore, in una centrale termoelettrica tradizionale si brucia un combustibile fossile, mentre in un reattore nucleare l’energia termica è ottenuta tramite la fissione di un materiale opportunamente assemblato che, solo per analogia con quanto avviene nelle centrali termiche, viene chiamato combustibile nucleare. La fissione dell’atomo è però molto più difficile da ottenere e da controllare della reazione chimica che avviene combinando il carbonio o l’idrogeno con l’ossigeno. Pertanto, per capire come funziona un reattore, bisogna partire da alcune nozioni sulla fissione.
La fissione è un fenomeno di scissione di un nucleo atomico attivato da un neutrone (fig. 5) con produzione di una grande quantità di energia. Si può immaginare il neutrone come un proiettile e i nuclei atomici come bersagli. Il neutrone, essendo privo di carica elettrica, viaggia indisturbato nella materia finché non urta un nucleo atomico. Quando ciò accade, possono verificarsi due casi: il neutrone viene rallentato e deviato (si parla di scattering) oppure viene catturato. Nel caso di scattering, il rallentamento è tanto maggiore quanto più la massa del nucleo colpito è simile a quella del neutrone. Poiché il neutrone ha massa unitaria come l’idrogeno, che è la specie atomica più leggera, l’idrogeno è l’elemento più efficace nel rallentare i neutroni, seguito da altri elementi leggeri come il carbonio o l’ossigeno. Nel caso di cattura, il nucleo che assorbe il neutrone diventa un nuclide diverso da quello originale. Tale nuclide è instabile o radioattivo, cioè dopo un certo periodo si trasforma (si dice che decade). Di solito tale trasformazione consiste nell’emissione di una radiazione e/o una particella. In alcuni casi, tuttavia, il nucleo, dopo aver catturato il neutrone, diventa instabile a tal punto da fissionarsi generando due (molto di rado tre) elementi più leggeri o prodotti di fissione. I nuclei-figli, cioè i prodotti di fissione, non contengono però tutti i neutroni del nucleo-padre. Dopo la fissione alcuni neutroni vengono lasciati liberi di iniziare un nuovo viaggio nello spazio interatomico, dando vita a nuove storie di scattering o cattura, con o senza ulteriori fissioni (fig. 5). Ad esempio, nella fissione dell’isotopo 235 dell’uranio (U-235) vengono liberati in media 2,42 neutroni; quindi, se ognuno di essi desse luogo a fissione, si avrebbe una reazione a catena divergente dato che il numero di fissioni crescerebbe esponenzialmente. Nella realtà non è affatto semplice provocare delle reazioni di fissione e quindi la reazione a catena tende a spegnersi a meno di progettare opportunamente l’assemblaggio di diversi materiali.
Progettare un impianto nucleare significa concepire una serie di componenti collegati tra loro fra cui un reattore nel cui cuore o nocciolo si possa mantenere la reazione di fissione a catena controllata e da cui si possa asportare l’energia prodotta. Gli elementi fondamentali della progettazione del reattore sono quattro: il combustibile nucleare, il moderatore, un «catturatore» o un assorbitore neutronico e il fluido termovettore.
Anzitutto bisogna che i neutroni, colpendo dei bersagli, possano dar luogo a reazioni di fissione. Il combustibile nucleare, contenente materiale fissile, fornisce la materia prima adatta a questo scopo. Poiché tra gli elementi esistenti in natura praticamente solo l’uranio si lascia fissionare, questo materiale è alla base della produzione del combustibile nucleare. Bisogna però operare una distinzione fra i tre isotopi dell’uranio. L’uranio presente in natura è composto per il 99,3% da U-238, per lo 0,7% da U-235 e per una quantità irrisoria da U-234 (che può quindi essere ignorato). L’U-235 è detto «isotopo fissile» perché ha una probabilità di fissione molto più alta dell’U-238 che invece tende a catturare i neutroni senza fissionarsi. Perciò è molto più facile mantenere la reazione a catena se il combustibile messo in reattore contiene uranio arricchito, cioè uranio con una concentrazione di U-235 del 3-5%, superiore allo 0,7% che si trova in natura. I reattori ad uranio naturale sono più difficili da realizzare e la gran parte dei reattori esistenti usano l’uranio arricchito come combustibile.
La probabilità di fissione non dipende solo dall’isotopo di uranio colpito dal neutrone, ma anche dalla velocità con cui il neutrone colpisce il bersaglio. I neutroni emessi dopo una fissione sono in generale «veloci» mentre l’U-235 si lascia fissionare più facilmente se colpito da neutroni «lenti», detti anche «termici». Pertanto è opportuno moderare la velocità dei neutroni che vanno a colpire i nuclei di U-235 (cercando di evitare che siano catturati durante gli urti di rallentamento). Il materiale che ha la funzione di rallentare i neutroni si chiama «moderatore». Poiché, come s’è detto, l’efficacia del rallentamento è tanto più alta quanto più il nucleo bersaglio è leggero, gli elementi che sono stati scelti per fungere da moderatore sono l’acqua o la grafite (anche se altri, come i liquidi organici, sono stati studiati). Se non si rallentano i neutroni, per mantenere la reazione a catena bisogna aumentare notevolmente l’arricchimento del combustibile (15% e oltre). In questo caso si ha a che fare con reattori a neutroni veloci (chiamati semplicemente reattori veloci), di cui diremo in seguito.
La reazione a catena non va soltanto mantenuta, deve essere anche controllata perché non diverga. Per ottenere il controllo del flusso neutronico si utilizzano materiali che catturano facilmente i neutroni. Questi materiali sono contenuti nelle barre di controllo che vengono inserite o disinserite nel nocciolo del reattore proprio per controllare la reazione a catena al livello desiderato (o per spegnere il reattore). I materiali che si sono imposti per svolgere questa funzione sono soprattutto il cadmio e il boro. Un altro metodo è quello di aggiungere nel combustibile del materiale (detto burnable poison) che assorbe neutroni e che si consuma insieme con il combustibile.
Da ultimo bisogna provvedere all’estrazione dell’energia prodotta dalla fissione non solo perché questo è lo scopo dei reattori nucleari, ma anche per ragioni di sicurezza. Poiché ogni fissione rilascia una grande quantità di energia (quasi 100 milioni di volte quella prodotta dalla combustione di un atomo di carbonio), se questa non fosse asportata, il combustibile nucleare si riscalderebbe fino a fondersi. La fusione anche parziale del nocciolo, oltre a provocare danni irreparabili al reattore, è uno dei rischi più gravi per il rilascio all’esterno della radioattività e quindi è da evitare nel modo più assoluto. Il livello di potenza del reattore deve perciò essere coordinato con quello dell’estrazione del calore prodotto. Per portare all’esterno del nocciolo del reattore il calore prodotto dalle fissioni del combustibile nucleare serve un fluido detto «termovettore» (cioè che trasporta il calore). Tale fluido deve essere capace di scambiare facilmente calore, ma nello stesso tempo non deve catturare neutroni per non sottrarli al mantenimento della reazione a catena e, se possibile, deve essere in grado di rallentare fortemente i neutroni per favorire il processo di fissione quando il neutrone colliderà con un nucleo di materiale fissile. Il fluido che è stato maggiormente utilizzato per svolgere questa funzione è l’acqua.
Dalle possibili combinazioni dei quattro elementi sopra considerati sono stati elaborati diversi tipi di reattore. Alcune soluzioni sono state sperimentate in tutto o in parte, ma solo poche hanno superato la prova della fattibilità tecnica e commerciale. Altre soluzioni sono tuttora allo studio. Da qui la varietà dei tipi di reattore nucleare esistenti e potenziali, sebbene finora vi sia stata una decisa convergenza su pochi tipi di reattori nucleari.
Oggi i reattori nucleari in funzione appartengono tutti (tranne due) alla categoria dei reattori termici (dove cioè i neutroni sono rallentati). Tra questi dominano i reattori Pwr e Bwr, detti anche ad acqua leggera (Light Water Reactors, Lwr) (vedi tab. 2).
Un fenomeno molto importante, che non è stato considerato nel paragrafo precedente, è la cosiddetta fertilizzazione. Come si è detto, anche quando un nuclide cattura un neutrone solo in rari casi si fissiona (pochi isotopi hanno una probabilità di fissione apprezzabile). Negli altri casi il nuovo nuclide rilascia l’energia in eccesso attraverso l’emissione di una radiazione gamma e/o di una particella (beta o alfa) trasformandosi in un nuovo elemento. La cattura di un neutrone da parte dell’U-238 (che costituisce la gran parte dell’uranio contenuto nel nocciolo del reattore) riveste grande importanza nel funzionamento ordinario dei reattori. Subito dopo la cattura, il nucleo dell’uranio 238 contiene 239 nucleoni, ma grazie all’emissione di due radiazioni beta in cascata, l’U-239 si trasforma in nettunio 239 (Np-239) e questo in plutonio 239 (Pu-239) (fig. 5). Il Pu-239 è un elemento che non esiste in natura e non è stabile, tuttavia il suo tempo di dimezzamento è di circa 24.000 anni, quindi ha una vita sufficientemente lunga (per la scala umana) da potersi considerare un elemento stabile. Il Pu-239 ha proprietà chimiche e fisiche diverse dall’U-238 da cui è stato generato. In particolare il Pu-239 è un elemento che ha ottime caratteristiche come materiale fissile (è persino migliore dell’U-235). Poiché l’isotopo 238 dell’uranio ha la possibilità di trasformarsi in Pu-339 che è un isotopo fissile, l’U-238 è chiamato anche «materiale fertile». L’U-238 non è l’unico materiale fertile. Ad esempio il torio 232 (Th-232), catturando un neutrone, dopo due decadimenti si trasforma in U-233, che è un altro ottimo isotopo fissile non esistente in natura.
TAB. 2. Diffusione e caratteristiche dei reattori nucleari in funzione al 31.12.2009
| Diffusione | ||||
|---|---|---|---|---|
| Numero | % | Potenza (GW) | % | |
Pwr (Pressurized Water Reactor) | 265 | 60,6 | 244,7 | 66,0 |
Bwr (Boiling Water Reactor) | 92 | 21,1 | 83,6 | 22,5 |
Phwr (Pressurized Heavy Water Reactor) | 45 | 10,3 | 22,6 | 6,1 |
Gcr (Gas Cooled Reactor) | 18 | 4,1 | 9,0 | 2,4 |
Lwgr (Light Water Graphite Reactor) | 15 | 3,4 | 10,2 | 2,8 |
Fbr (Fast Breeder Reactor) | 2 | 0,5 | 0,7 | 0,2 |
Totale | 437 | 100,0 | 370,8 | 100,0 |
| Caratteristiche | ||||
| Combustibile | Moderatore | Termovettore | Ciclo termico | |
Pwr | U arricchito 3-5% | H2O | H2O | Indiretto |
Bwr | U arricchito 3-5% | H2O | H2O | Diretto |
Candu (Phwr) | U naturale | D2O | H2O | Indiretto |
Magnox (del tipo Gcr) | U naturale | Grafite | CO2 | Indiretto |
Agr (del tipo Gcr) | U poco arricchito (1-2%) | Grafite | CO2 | Indiretto |
Rbmk (Lwgr) | U arricchito 2% | Grafite | H2O | Diretto |
Fonte: Iaea, Nuclear Power Reactors in the World, 2010. | ||||
Durante il funzionamento dei reattori nucleari, quindi, il processo di fissione distrugge materiale fissile, ma trasforma anche materiale fertile in materiale fissile. Cioè, mentre si consuma del combustibile, se ne crea di nuovo (che in parte viene utilizzato subito). Il rapporto tra il materiale fissile creato e quello consumato si chiama breeding ratio o «rapporto di fertilizzazione». Poiché per ogni neutrone lento catturato da un atomo di U-235 si generano in media 2,07 neutroni veloci (ogni fissione termica di U-235 genera 2,42 neutroni, ma non tutti i neutroni catturati provocano una fissione) e uno deve essere impiegato per mantenere la reazione a catena, in teoria ci sarebbero 1,07 neutroni per generare nuovo materiale fissile. In realtà rimane meno di un neutrone per fertilizzare l’U-238, in quanto una parte dei neutroni viene persa nelle catture «parassite» del moderatore e di altri materiali e una parte «sfugge» verso l’esterno del nocciolo.
Nei reattori Lwr che dominano la scena mondiale oggi si è lontani dal produrre più combustibile di quanto se ne consumi (il rapporto di fertilizzazione è circa 0,5 e in quelli di nuova generazione si arriva a 0,7-0,8). Fin dagli anni Cinquanta però si è coltivato il sogno di riuscire a costruire reattori che abbiano breeding ratio superiore a uno. A questi reattori è stato dato il nome di breeders o «autofertilizzanti». La soluzione migliore individuata è quella dei reattori veloci, cioè reattori dove non si usa un moderatore per rallentare i neutroni, al plutonio. La mancanza di un moderatore elimina in parte il problema delle catture parassite dei neutroni. L’uso del plutonio ha un doppio vantaggio rispetto all’U-235: il Pu-239 si lascia fissionare più facilmente dai neutroni veloci e genera circa il 25% di neutroni in più. Avendo a disposizione più neutroni e adottando soluzioni come quella di circondare il nocciolo di un «mantello fertile» di U-238 che cattura parte dei neutroni uscenti altrimenti persi, si può arrivare a produrre più materiale fissile di quanto se ne consumi.
Questo tipo di reattori non solo è stato concepito, ma ne è stata realizzata una dozzina di esemplari. Alcuni sono stati chiusi (ad esempio il reattore francese Superphenix a cui ha partecipato anche l’Italia), ma due sono ancora oggi in esercizio. Il mancato successo di questa tecnologia fino ad ora è dovuto a diversi problemi: la complessità tecnologica, la mancata dimostrazione della loro convenienza economica rispetto ai reattori termici e il rischio di proliferazione che essi comportano (vedi cap. 8). Infatti, per farli funzionare, bisogna estrarre il plutonio dal combustibile scaricato dai reattori nucleari (e in seguito dal mantello dei reattori veloci), che potrebbe anche servire per costruire la bomba atomica. L’estrazione del plutonio è una delle possibili fasi del ciclo del combustibile a cui dedicheremo l’ultimo paragrafo di questo capitolo.
Il combustibile che viene messo in reattore ha poco a che vedere con la materia prima estratta dalle miniere di uranio, ma è un prodotto industriale frutto di tante lavorazioni fisiche, chimiche o meccaniche. Come detto sopra, i reattori nucleari oggi più diffusi sono quelli ad uranio arricchito, moderati e raffreddati ad acqua leggera (cioè l’acqua comune). La breve descrizione del ciclo del combustibile che segue riguarderà perciò questo tipo di reattore (fig. 6).
Il ciclo comincia con l’estrazione del minerale uranifero. Il tenore di uranio nel minerale può variare molto, ma di solito è basso (la media odierna si aggira intorno all’1%). La seconda fase consiste nella frantumazione e nella lisciviazione del minerale grezzo per estrarne l’uranio contenuto. Il materiale così ottenuto si chiama yellowcake (torta gialla) e ha la composizione chimica U3O8. Se supponiamo di estrarre 100 tonnellate di minerale dalla nostra miniera di riferimento, dopo la lisciviazione avremo una tonnellata di U3O8, e questa conterrà poco più di 7 kg di U-235, mentre il resto è U-238. Un reattore ad acqua leggera non è però in grado di mantenere la reazione di fissione a catena usando uranio naturale. Bisogna pertanto aumentare la concentrazione dell’U-235, cioè dell’isotopo fissile dell’uranio.
Prima di fare questo, però, bisogna che l’uranio sia trasformato in un composto chimico adatto ad essere trasformato in gas e ad essere trattato in un impianto di arricchimento. Questo composto è l’esafluoruro di uranio (UF6) e l’attività che fa passare l’uranio dalla composizione originaria di U3O8 a UF6 si chiama «conversione dell’uranio».
A questo punto l’uranio è pronto per essere arricchito. Esistono più tecniche di arricchimento, cioè per aumentare la concentrazione dell’U-235 fino al 3-5% necessario per fabbricare il combustibile nucleare fresco da mettere in reattore. In passato la tecnica più diffusa era quella della diffusione gassosa, oggi soppiantata dalla centrifugazione gassosa che consuma molta meno energia e richiede meno stadi in cascata. Dallo stadio di testa dell’impianto esce uranio arricchito in U-235 al tenore voluto (naturalmente dagli stadi intermedi è possibile ottenere uranio arricchito a tenore più basso), mentre dallo stadio di coda esce uranio impoverito destinato ad essere scartato. La prestazione dell’impianto di arricchimento si misura in unità di lavoro separativo (Uls): più si abbassa il tenore di U-235 delle code meno uranio naturale è necessario per produrre uranio arricchito, ma maggiori sono le Uls richieste. Esiste perciò un ottimo economico che impedisce di estrarre tutto l’U-235 dall’uranio naturale. Per continuare con il nostro esempio, se si vuole ottenere uranio arricchito al 4% e il tenore ottimale delle code è pari allo 0,2%, dalla tonnellata di uranio naturale di partenza si otterrebbero 134 kg di uranio arricchito al 4% e 866 kg di code da scartare. Presso gli impianti di arricchimento si ammassano perciò grandi quantità di uranio impoverito.
La lavorazione successiva (non indicata nella figura perché di scarsa importanza economica) consiste nella riconversione del gas di uranio arricchito (UF6) in una sostanza solida (biossido di uranio o UO2) adatta ad essere confezionata per essere messa in reattore.
Da ultimo si procede alla fabbricazione del combustibile. La polvere di uranio arricchito viene compattata in cilindretti o pastiglie che vengono impilate in tubi di materiale opportuno (di norma una lega di zirconio) che deve resistere alle radiazioni e alle alte temperature e deve catturare il meno possibile i preziosi neutroni. I diversi tubi sono poi assemblati tra loro per formare gli elementi di combustibile pronti per essere messi in reattore dove rimarranno alcuni anni.
Le fasi che abbiamo descritto fin qui sono quelle «a monte» del ciclo del combustibile in quanto precedono l’immissione del combustibile nel reattore. Poiché durante il funzionamento del reattore la quantità di materiale fissile diminuisce, a un certo punto la reazione a catena non può più essere mantenuta e il reattore va spento. Il reattore viene poi aperto, si estrae una parte del combustibile usato e lo si sostituisce con combustibile fresco. Le lavorazioni successive del combustibile estratto dal reattore costituiscono le fasi «a valle» o back-end del ciclo del combustibile.
Il combustibile esaurito contiene i prodotti di fissione, oltre a U-235 (a un tenore intorno all’1%, perciò ancora superiore a quello dell’uranio naturale) e ad altri materiali fissili come il Pu-239 e il Pu-241 (un altro isotopo del plutonio). Poiché i prodotti di fissione sono radioattivi, il combustibile esaurito da un lato costituisce un pericolo potenziale per la salute dei lavoratori e delle popolazioni, dall’altro continua a generare energia e quindi calore. Il combustibile irraggiato viene quindi depositato in una piscina, di solito adiacente all’edificio del reattore, dove si raffredda e i prodotti radioattivi a vita breve e parte di quelli a vita media decadono perdendo parte della loro pericolosità. Tale stoccaggio dura alcuni anni (6-10). Dopo tale periodo si aprono due possibilità: o il combustibile viene opportunamente trattato e incapsulato in appositi contenitori per essere posto in depositi geologici profondi in via definitiva (vedi cap. 7), oppure viene riprocessato (o ritrattato). A tutt’oggi non esiste però ancora nessun deposito geologico profondo operativo e quindi il combustibile esaurito, dopo che il calore generato è ormai molto basso, viene messo in appositi contenitori e stoccato temporaneamente in depositi di superficie, a meno che sia ritrattato.
Il riprocessamento consiste nel disassemblaggio degli elementi di combustibile, nello scioglimento del combustibile e nella separazione del materiale riutilizzabile come combustibile nucleare (uranio e plutonio) dai prodotti di fissione. Questi ultimi, che rappresentano una quota modesta del combustibile iniziale, vengono inglobati in una matrice di vetro borosilicato che deve essere stabile e non attaccabile in particolare dall’acqua. Questi manufatti vengono stoccati in depositi superficiali per lasciarli raffreddare e, dopo essere stati opportunamente incapsulati, sono anch’essi pronti per essere messi in un deposito geologico profondo. La scelta tra le due strade (riprocessamento o condizionamento del combustibile esaurito tal quale) è aperta a un vivace dibattito per molte ragioni, tra le quali la principale è il rischio di proliferazione che, come detto, sarà esaminato nel capitolo 8.