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1 L’ENERGIA NUCLEARE ATTUALITÀ E PROSPETTIVE G. Giorgio Bombi – Dipartimento di Scienze Chimiche “Little Boy” – Hiroshima, 6 agosto 1945 “Fat Man” – Nagasaki, 9 agosto 1945 IL FENOMENO DELLA RADIOATTIVITÀ Le particelle elementari Fermioni (particelle con spin semiintero): 24 particelle in totale: 6 quark 6 leptoni (elettrone, muone, tauone, neutrini: elettronico, muonico, tauonico) altrettante antiparticelle Bosoni (particelle con spin intero): 6 (o 7?) particelle in totale: gluone: mediatore della forza forte (spin 1) bosoni elettrodeboli (spin 1) - fotone (mediatore della forza elettromagnetica) - bosoni deboli: W + , W - e Z 0 (mediatori della forza debole) bosone di Higgs (spin 0) gravitone (mediatore della gravità) (spin 2) (?) Fortunatamente, per i nostri scopi sarà sufficiente prendere in considerazione solo 7 particelle: protoni neutroni elettroni (e antielettroni) neutrini (e antineutrini) elettronici fotoni Combinando fra di loro i quark si producono gli adroni: 3 quark formano un barione (protone o neutrone) 2 quark (1 quark + 1 antiquark) formano un mesone neutrone protone quark up: carica 2/3 quark down: carica -1/3 (up up down) (up down down)

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L’ENERGIA NUCLEAREATTUALITÀ E PROSPETTIVE

G. Giorgio Bombi – Dipartimento di Scienze Chimiche “Little Boy” – Hiroshima, 6 agosto 1945

“Fat Man” – Nagasaki, 9 agosto 1945

IL FENOMENO DELLA RADIOATTIVITÀ

Le particelle elementari

Fermioni (particelle con spin semiintero): 24 particelle in totale:6 quark6 leptoni (elettrone, muone, tauone,

neutrini: elettronico, muonico, tauonico)altrettante antiparticelle

Bosoni (particelle con spin intero): 6 (o 7?) particelle in totale:gluone: mediatore della forza forte (spin 1)bosoni elettrodeboli (spin 1)- fotone (mediatore della forza elettromagnetica) - bosoni deboli: W +, W - e Z0 (mediatori della forza debole)bosone di Higgs (spin 0)gravitone (mediatore della gravità) (spin 2) (?)

Fortunatamente, per i nostri scopi sarà sufficiente prendere in considerazione solo 7 particelle:

protonineutronielettroni (e antielettroni) neutrini (e antineutrini) elettronicifotoni

Combinando fra di loro i quark si producono gli adroni:3 quark formano un barione (protone o neutrone)2 quark (1 quark + 1 antiquark) formano un mesone

neutroneprotone

quark up: carica 2/3

quark down: carica -1/3

(up up down) (up down down)

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IL CONCETTO DI NUCLIDE

Per nuclide si intende una specie atomica caratterizzata dalla costituzione del suo nucleo, cioè dal numero di protoni (Z) e dal numero di neutroni (N). I protoni e i neutroni vengono chiamati collettivamente nucleoni.

La somma del numero di protoni e del numero di neutroni, A = Z + N, prende il nome di numero di massa.

Le proprietà chimiche di un atomo dipendono (praticamente) solo dal numero degli elettroni, ovviamente eguale al numero dei protoni del suo nucleo.

Un elemento chimico è quindi caratterizzato dal valore di Z (numero atomico). L’insieme dei nuclidi con lo stesso valore di Z e con valori diversi di N (o di A) costituiscono gli isotopi dell’elemento in questione.

Un particolare nuclide può essere rappresentato indicando il simbolo dell’elemento corrispondente, il numero di massa e il numero atomico (quest’ultima indicazione è in realtàpleonastica!).

Ad esempio, l’elemento carbonio ha due isotopi stabili: il carbonio-12 il cui nucleo contiene 6 protoni e 6 neutroni e il carbonio-13 il cui nucleo contiene 7 neutroni.

Esiste in natura anche un isotopo radioattivo del carbonio, il carbonio-14, il cui nucleo contiene 8 neutroni.

I simboli corrispondenti sono 12 126C (o semplicemente C) e

13(o semplicemente C).

14 146Il simbolo corrispondente è C (o semplicemente C).

Per curiosità: sono noti altri 12 isotopi del carbonio, fra 8C e 11C e fra 15C e 22C. Tutti questi nuclidi sono radioattivi con emivita molto breve (20.3 min nel caso del più stabile, 11C) e quindi non sono presenti in natura.

136C

I componenti di un nucleo sono tenuti assieme dalla “forza nucleare forte”, caratterizzata da un raggio d’azione estremamente ridotto (circa 2 fm) . La forza nucleare agisce (quasi) allo stesso modo su neutroni e protoni.

Con l’eccezione dell’idrogeno-1 e dell’elio-3, tutti i nuclidi stabili contengono un numero di neutroni almeno eguale al numero dei protoni. Questo perchè solo in queste condizioni la forza nucleare è in grado di contrastare la repulsione coulombiana fra i protoni

Dipendenza dalla distanza della forza nucleare forte (1 fm = 10-15 m = 10-6 nm)

Unità di massa atomica

Su scala atomica o molecolare le masse vengono espresse utilizzando la “unità unificata di massa atomica” (simbolo u); tale unità viene comunemente chiamata dalton (simbolo Da).

Il dalton è definito come 1/12 della massa di un atomo di carbonio-12. Sperimentalmente si trova

1 Da = 1.660 538 921 × 10-27 kg

Massa del protone: 1.007 276 466 812 Da

Massa del neutrone: 1.008 664 916 00 Da

Massa dell’elettrone: 5.485 799 094 6 × 10-4 Da

Il valore numerico della massa di un atomo espressa in dalton è sempre molto prossimo al numero di massa dell’atomo stesso.

Il difetto di massaNella (ipotetica) formazione di un nucleo a partire dai nucleonicomponenti si ha liberazione dell’energia di legame fra i nucleoni stessi (azione della forza nucleare forte). Questa liberazione di energia si traduce in una diminuzione di massa in base alla relazione di Einstein:

E = mc 2

Di conseguenza, la massa di un dato nucleo è sempre inferiore alla somma delle masse dei nucleoni che lo costituiscono.

Ricordiamo che l’energia messa in gioco nei processi nucleari (e anche nei processi chimici) si misura spesso in elettronvolt.

1 eV = 1.602 176 565 x 10-19 J ~ 1.6022 x 10-19 J

Se riferita a una mole questa energia corrisponde a

1.6022 x 10-19 x 6.0221 x 1023 J = 96.485 kJ

A conti fatti, 1 Da corrisponde a 931.494 061 MeV.

Alcuni esempiNella tabella seguente Σ rappresenta la somma delle masse dei nucleoni, M la massa effettiva del nucleo e Δ la differenza percentuale fra i due valori.

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I nuclidi più stabili (con energia di legame media per nucleone maggiore) sono 62Ni, 58Fe, 56Fe e 60Ni

Andamento dell’energia di legame media per nucleone in funzione del numero di massa

Il massimo della curva che rappresenta il difetto medio di massa, e anche (in base alla relazione di Einstein) l’energia media di legame fra i nucleoni, si trova nella regione attorno ad A = 60.

È quindi (teoricamente) possibile ricavare energia sia combinando fra di loro nuclei leggeri (fusione) sia frammentando nuclei pesanti (fissione).

È noto in particolare che l’energia delle stelle proviene dalla fusione di idrogeno in elio.

Classificazione dei nuclidi conosciuti

Sono attualmente noti circa 3300 nuclidi.

Nuclidi presenti in natura:288 nuclidi primordiali di cui

254 non radioattivi (90 “assolutamente stabili”)34 radioattivi (alcuni presenti in quantità

estremamente piccola, la maggior parte con radioattività trascurabile)

51 nuclidi radioattivi non primordiali (provenienti dal decadimento di nuclidi primordiali o prodotti da altri meccanismi)

Nuclidi sintetici:circa 3000, di cui 563 con emivita > 1 h

La “carta dei nuclidi”Rappresenta, nel piano Z – N, i nuclidi attualmente noti.

È importante osservare che al crescere della massa il numero dei neutroni nei nuclidi stabili (quelli indicati in nero) aumenta più rapidamente del numero dei protoni. Ricordiamo che all’interno del nucleo agiscono una forza attrattiva (la “forza nucleare forte”), che agisce nello stesso modo su protoni e neutroni, e una forza repulsiva (elettrostatica) che agisce sui protoni. Se il numero dei protoni è elevato la stabilità del nucleo si raggiunge solo in presenza di un numero maggiore di neutroni.

.La regione iniziale della carta dei nuclidi.Sono rappresentati tutti i nuclidi stabili e due nuclidi radioattivi particolarmente “interessanti”, il trizio (idrogeno-3) e il carbonio-14. Tali nuclidi sono presenti in natura in quanto vengono prodotti nell’alta atmosfera ad opera della radiazione cosmica (“nuclidi cosmogenici”).

Non sono rappresentati un gran numero di nuclidi radioattivi sintetici, tutti con vita breve o brevissima.

Tipi di decadimento radioattivo

→ +238 234 492 90 2U Th He

234 23490 91Th Pa e eν

−→ + +

137 137 -55 56Cs Ba e eν→ + +

Esistono numerose modalità di decadimento radioattivo. Nel presente contesto ci interessano i decadimenti alfa e beta.

Nel decadimento alfa, caratteristico dei nuclidi più pesanti, si ha emissione di un nucleo di elio-4 (particella alfa).

Esempi:

Le particelle alfa emesse hanno tipicamente energie di 5 MeV (velocità15 000 km/s).

Nel decadimento beta si ha emissione di un elettrone e di un antineutrino.

Esempi:

232 228 490 88 2Th Ra He→ +

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I nuclei prodotti dai decadimenti alfa e beta si trovano (normalmente) in uno stato eccitato; la diseccitazione avviene mediante l’emissione di raggi γ (fotoni di energia elevata).

Esistono altri tipi di decadimento, meno comuni; fra questi vi sono il doppio decadimento beta, l’emissione di protoni o di neutroni e la fissione spontanea.

Esiste anche il decadimento beta+, che comporta l’emissione di un positrone (antielettrone) e di un neutrino

22 2211 10Na Ne + e + eν

+→Esempio:

α

β+

β−

Rappresentazione dei decadimenti alfa, beta+ e beta-sulla carta dei nuclidi

La “carta dei nuclidi” con l’indicazione dei tipi di decadimento radioattivo.- il decadimento beta- (o semplicemente beta) è carat-teristico dei nuclidi che si trovano nella parte alta del grafico (con un numero di neutroni in eccesso rispetto ai nuclidi stabili)

- il decadimento beta+ è carat-teristico dei nuclidi che si trovano nella parte bassa (con un numero di neutroni in difetto)

- il decadimento alfa è carat-teristico di nuclidi pesanti

- la fissione spontanea si verifica sono per alcuni nuclidi molto pesanti.

I tre tipi di radiazione, α, β e γ, sono caratterizzati da una capacità di penetrazione molto diversa.

- i raggi α vengono completa-mente arrestati da un foglio di carta o da pochi centimetri d’aria

- i raggi β vengono arrestati, a seconda della loro energia, da un modesto spessore di metallo

- i raggi γ vengono attenuati gradualmente, secondo la legge di Beer; per ottenere un assorbimento significativo sono necessari spessori rilevanti di materiali di densità elevata.

t0

20

40

60

80

100

0( ) tN t N e λ−= ⋅

1/2ln (2)tλ

=

Decadimento radioattivo

tempo di dimezzamento (emivita):

dopo 10 tempi di dimezzamento la quantità iniziale si riduce allo 0.1% circa

d dN N tλ= − ⋅ ⋅

Unità di misura della radioattività

La radioattività di un dato materiale si misura in becquerel (Bq). 1 Bq corrisponde a 1 disintegrazione al secondo

Una vecchia unità, spesso ancora utilizzata, è il curie (Ci), corrispondente alla radioattività di 1 g di 226Ra

1 Ci = 3.7 x 1010 Bq

Ad esempio la radioattività dell’uranio-238 è

12.44 kBq / g = 3.36 x 10-7 Ci / g

circa 3 milioni di volte inferiore a quella del radio.

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tempo di dimezzamento

miliardi di anni in rapporto alla vita del Sistema Solare

128Te 2.2 x 1015136Xe 2.4 x 1012

76Ge 1.8 x 1012

(...)187Re 41.22 9.02

34 176Lu 37.64 8.24232Th 14.06 3.08238U 4.471 0.98

40K 1.25 0.27235U 0.704 0.15

146Sm 0.103 0.023244Pu 0.080 0.018

Nuclidi radioattivi primordiali

nel 2011 136Xe non era classificato come radioattivo

La vita dell’Universo è stimata in circa 14 miliardi di anni (per l’esattezza, 13.798 ± 0.037) mentre la vita del Sistema Solare è di circa 4.6 miliardi di anni (per l’esattezza, 4.568).

I nuclidi radioattivi con tempo di dimezzamento molto inferiore alla vita del sistema solare anche se erano inizialmente presenti sono decaduti completamente.

D’altro canto i nuclidi con tempo di dimezzamento lunghissimo presentano una radioattività molto modesta, in pratica molto difficile da evidenziare. (Ricordiamo che dei 254 nuclidi “non radioattivi” solo 90 sono “assolutamente stabili”.)

Fra i nuclidi radioattivi primordiali i più significativi per l’abbondanza e per il grado di radioattività sono 232Th, 238U, 40K e 235U. L’energia liberata nel decadimento di questi nuclidi è la fonte di circa metà del flusso geotermico.

Flusso geotermico medio: 92 mW m-2

Flusso globale: 44.2 TW

Per confronto il flusso di energia solare in arrivo alla superficie della Terra è 121000 TW

β+

β-89%

11%

Decadimento radioattivo del potassio-40(abbondanza 0.0117%)

Le tre serie di decadimento radioattivo

La serie 4n + 1 (serie del nettunio) ha come capostipite il 237Np che ha un tempo di dimezzamento di 2.14 x 106 anni e quindi non è presente in natura

t

N

D

C

B

E

Serie di decadimenti

Una volta raggiunto lo stato stazionario ciascuno dei prodotti di decadimento è presente in quantità proporzionale alla propria emivita

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Lo spettro gamma di un minerale di uranioNello spettro sono visibile le righe gamma emesse dai prodotti di decadimento dell’uranio.

I minerali di uranio nei quali la catena di decadimenti – che comprende 14 stadi - ha raggiunto lo stato stazionario sono 13 volte più radioattivi dell’uranio puro.

Si forma nell’atmosfera per reazione dell’azoto-14 con neutroni veloci (energia superiore a 4 MeV)

Nuclidi cosmogenici - Trizio (idrogeno-3)

14 12 37 6 1N + n C + H→

3 31 2H He + e eν

−→ +

Decadimento:

Tempo di dimezzamento: 12.32 anni

Data la brevità del tempo di dimezzamento il trizio è presente in natura in tracce molto piccole. Ad esempio, nell’acqua degli oceani il rapporto 3H / 1H è di 1 / 5.41 × 1016.Quantità non trascurabili di trizio vengono prodotte dalla reazione

→2 31 1H + n H

che si verifica (con bassa probabilità) nei reattori nucleari ad acqua pesante.

Nuclidi cosmogenici - Carbonio-14

Si forma nell’atmosfera per reazione dell’azoto-14 con neutroni termici

14 147 6N + n C + p→

14 146 7C N + e eν

−→ +

Decadimento

Tempo di dimezzamento: 5730 ± 40 anni

Concentrazione nell’atmosfera (come CO2): 10-12 del C totale

Quantità totale: 230 x 106 Ci = 8.5 x 1018 Bq.

Ricordiamo che il carbonio-14 trova impiego nella datazione di materiali di origine organica (fino a circa 60 000 anni).

Questo metodo di datazione è stato ideato nel 1947 da Willard Frank Libby (premio Nobel 1960).

Gli esperimenti nucleari nell’atmosfera hanno portato alla formazione di una quantità notevole di 14C.

La figura rappresenta l’eccesso di concentrazione di 14Crispetto ai valori normali

ecce

sso

(per

mill

e)

1963: trattato per l’abolizione degli esperimenti nucleari in atmosfera

LA FUSIONE NUCLEARE

L’energia delle stelle proviene dalla fusione di quattro atomi di idrogeno per dare un atomo di elio

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ν+ + +→1 21 1 e2 H H + e + + 0.42 MeV

+ -e + e 2 + 1.02 MeV→ γ

+ + +→2 1 3 21 1 2H + H He + + 5.49 MeVγ

+ + +→3 2 4 2 12 2 12 He He + 2 H + 12.86 MeV

La reazione a catena protone-protone

Esistono altri due meccanismi nei quali la quarta reazione (fusione di due nuclei di elio-3) è sostituita dalla fusione fra elio-3 e idrogeno-1, che si realizza attraverso cicli catalitici che coinvolgono il berillio-7 e il litio-7 oppure il berillio-7 e il boro-8.

ν+ − +→1 4 21 2 e4 H + 2 e He + 2 + 6 + 26.73 MeVγ

(molto lenta)La serie di reazioni considerata, che avviene a temperature comprese fra 10 e 14 x 106 K, comporta la fusione di quattro protoni con formazione di un atomo di elio. La differenza di massa è dello 0.7% e corrisponde a una energia di 26.73 MeV, di cui il 2% èasportato dai neutrini.

Come accennato, la fusione idrogeno elio può avvenire anche con altri meccanismi. Quello considerato è respon-sabile della produzione dell’86% dell’energia del Sole.

La struttura del SoleI processi di fusione avvengono nel nucleo solare, una regione il cui raggio è il 20-25% del raggio del Sole, caratterizzata da una densità di 150 g/cm3 e da una temperatura di 13.6 x 106 K.

Ivy Mike: la prima esplosione termonucleare della storia

(1 novembre 1952, atollo Enewetak)

In una bomba termonucleare il combustibile viene compresso, riscaldato e irradiato con neutroni ad opera di un primo stadio costituito da una bomba a fissione. Nel primo esperimento (Ivy Mike) il combustibile era deuterio liquido, e la “bomba” era costituita da un piccolo edificio.Nelle bombe di effettivo impiego (realizzate secondo il progetto di Teller-Ulam, schema a sinistra) si usa come combustibile il deuteruro di litio-6, 2H6Li.Il funzionamento è abbastanza complicato e oltre alla fusione del deuterio e del trizio prodotto dalla reazione fra 6Li e neutroni implica la fissione di 235U o di 239Pu (il cilindro cavo posto al centro della massa di combustibile) ed eventualmente la fissione, provocata da neutroni veloci, del rivestimento esterno di U naturale. I processi di fissione contribuiscono in misura rilevante al “rendimento” della bomba.

La prima bomba termonucleare a “combustibile solido “ (Teller-Uhlam), denominata in codice CastleBravo è stata fatta esplodere il 1 marzo 1954 sull’atollo di Bikini (Isole Marshall). La “resa” èstata di 15 megaton, molto superiore alla resa attesa (6 Mt). Questo grossolano errore di valutazione sulle caratteristiche dello bomba èdipeso dalla mancata considerazione del ruolo di 7Li che dà luogo alla formazione di trizio per reazione con neutroni veloci (il litio utilizzato era arricchito in 6Li ma conteneva ancora il 60% di 7Li).

6 4 33 2 1Li + n He + H→

7 4 33 2 1Li + n He + H + n→

L’esplosione ha provocato la ricaduta di quantità molto rilevanti di particolato radioattivo; l’inquinamento risultante, oltre a causare la morte di un pescatore giapponese, ha prodotto gravi danni alla salute degli abitanti di due atolli (Rongelap e Rongerik) che sono stati completamente evacuati 48 ore dopo l’esplosione. Successivamente nelle Isole Marshall (che sono state complessiva-mente la sede di 67 esplosioni nucleari) si sono verificati numerosi casi di malformazioni neonatali. Nel 1956 le Isole Marshall sono state giudicate dall’AEC "by far the most contaminated place in the world”.

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Subito dopo le prime esplosioni termonucleari è stato previsto un futuro impiego della fusione come fonte di energia ai fini civili.Negli anni ’70 è stata esaminata la possibilità di produrre vapore ad alta temperatura facendo esplodere piccole bombe a idrogeno in una cavità sotterranea (Project PACER, Los Alamos National Laboratory). Il progetto, abbandonato nel 1975, costituisce “l’unico metodo per la produzione di energia da fusione la cui fattibilità con le tecnologie esistenti è dimostrabile”.

Reattori a fusione

La tecnologia che viene attualmente studiata piùattivamente è quella del confinamento magnetico: il combustibile (una miscela di trizio e deuterio allo stato gassoso) contenuto in un recipiente toroidale viene ionizzato e riscaldato mediante una scarica elettrica e viene confinato da un campo magnetico con opportune caratteristiche. Sono state proposte varie configurazioni del dispositivo di confinamento; quella più promettente è nota come Tokamak.

Per ottenere la fusione è necessario riscaldare i materiali utilizzati ad una temperatura molto elevata, dell’ordine di milioni di gradi. Ovviamente nessun recipiente è in grado di sopportare queste temperature; il confinamento dei reattivi può essere ottenuto o per via inerziale (facendo in modo che la reazione avvenga in un tempo inferiore a quello necessario perché i reattivi si disperdano, come per esempio avviene nelle bombe termonucleari) oppure mediante campi magnetici.

Il combustibile utilizzato è una miscela di deuterio e trizio che, rispetto ad altri combustibili possibili, dà luogo a velocità di reazione accettabili a temperature relativamente basse.

3 2 41 1 2H + H He + n (+ 17.6 MeV)→

Il deuterio è ampiamente disponibile in natura (gli oceani ne contengono circa 48 x 1012 tonnellate); il trizio deve invece essere ottenuto per reazione fra litio e neutroni:

6 4 33 2 1Li + n (qualsiasi energia) He + H→

7 4 33 2 1Li + n (alta energia) He + H + n→

Il litio è relativamente abbondante: la sua concentrazione media nella crosta terrestre è dell’ordine di 20-70 mg / kg, circa quanto il piombo e il nichel. La concentrazione nell’acqua di mare è di 0.14-0.25 ppm (totale 230 Gt). La composizione isotopica del litio naturale è 6Li 7.5%; 7Li 92.5%.Riserve significative di litio sono presenti in Bolivia (5.4 Mt), Cile (7.5 Mt) (produzione 12600 t nel 2011), Cina (3.5 Mt), Argentina (0.85 Mt), Australia (0.97 Mt) (produzione 9260 t nel 2011) e (forse) in Afghanistan. Esiste qualche preoccupazione sulla disponibilità di litio in vista del suo impiego nella produzione di batterie a ioni di litio.

L’interno del Tokamak dell’esperimen-to JET. Sulla destra una fotografia del plasma.

Dimensioni del toro:raggio maggiore: 2.96 mraggio minore: 1.25 – 2.10 mvolume interno: 100 m3

JET - Joint European Torus

Il principale esperimento di fusione mediante confinamento magnetico è il JET, avviato nel 1983 a Culham (UK) e tuttora in corso.

Il JET ha prodotto un picco di potenza da fusione di 16 MW, con un valore di Q (rapporto fra potenza prodotta e potenza utilizzata in ingresso) di circa 0.7.Ovviamente per ricavare energia sarebbe necessario avere almeno Q > 1; per un impianto industriale sarebbe necessario avere Q ~ 10.

Nel 2005 è stato avviato il progetto ITER, sostenuto da Stati Uniti, Unione Europea, Cina, India, Giappone, Russia e Corea del Sud. Il dispositivo sperimentale (un Tokamak con un volume interno di 840 m3) èattualmente in costruzione a Caradache (Francia). Il completamento èprevisto per il 2019. Il costo era inizialmente stimato a 5 G€; le stime sono attualmente cresciute a 16 G€; da segnalare delle incertezze sul futuro della partecipazione degli Stati Uniti.Si prevede che ITER sarà in grado di fornire, sotto forma di calore, una potenza in uscita 10 volte superiore alla potenza in ingresso, sostenendo la reazione di fusione per molti minuti. Non è comunque previsto l’utilizzo del calore prodotto per la produzione di energia elettrica. Nel 2025 (circa) èprevista l’installazione di un breeder blanket, uno schermo contenente litio destinato alla produzione di trizio per reazione con i neutroni prodotti dalla reazione di fusione (in una prima fase è prevista la “importazione” di trizio proveniente da reattori moderati con acqua pesante).Per il 2024 è previsto l’avvio della realizzazione di DEMO, un reattore sperimentale che dovrebbe essere in grado, entro il 2033, di produrre energia da fusione su scala commerciale.

ITER International Thermonuclear Experimental Reactor

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La realizzazione di reattori a confinamento inerziale è stata a lungo considerata difficile se non impossibile; da qui la maggiore attenzione dedicata al confinamento magnetico.

Attualmente l’interesse per questa tecnologia è ripreso e sono in corso due progetti, uno negli Stati Uniti (National Ignition Facility, al Lawrence Livermore National Laboratory, a Livermore, CA) e uno in Francia (Laser Mégajoule, a Bordeaux).

In entrambi i casi si prevede di comprimere e riscaldare una pastiglia di combustibile (miscela di deuterio e trizio), eventualmente contenuta in una microcapsula metallica, mediante fasci laser convergenti.

Non si fanno per il momento ipotesi sul tempo necessario per arrivare alla produzione di energia utile, ma vale la pena di citare il fatto che il 7 ottobre 2013 alla National Ignition Facility la “combustione” di una pastiglia ha liberato per la prima volta più energia di quella spesa per la “accensione”.

Dispositivi a confinamento inerziale

LA “FUSIONE FREDDA”

L’esperimento base consiste nell’elet-trolisi di acqua pesante su di un elettrodo di palladio. Secondo gli autori (Stanley Pons e Martin Fleischmann, 1989) si ha produzione di calore in misura giustificabile solo da un processo nucleare; in seguito sarebbe stata riscontrata la produzione di piccole quantità di neutroni e di trizio. Le affermazioni di Pons e Fleischmannhanno suscitato un vasto interesse e vi sono stati numerosi tentativi di ripetere l’esperimento. L’esito negativo della maggior parte di questi tentativi e l’assenza di una spiegazione teorica per i processi di fusione ipotizzati ha portato ben presto la maggioranza del mondo scientifico a considerare la ricerca sulla “fusione fredda” come pseudoscienza.

La “fusione fredda”

La cella elettrolitica di Pons e Fleischmann nella versione originale

Cella elettrolitica per lo studio della fusione fredda

Space and Naval Warfare Systems Center (USA 2005)

In realtà gli studi sul fenomeno della “fusione fredda”, spesso ribattezzata con altre denominazioni (ad es. LENR, Low Energy Nuclear Reactions) sono proseguiti ad opera di più gruppi di ricercatori, sempre però in un clima di diffidenza.

Si possono citare studi condotti in Italia (ENEA) e in laboratori della Marina USA. Fra il 1990 e il 2013 si sono svolti con la denominazione di ICCF (International Conference on Cold Fusion), 18 incontri internazionali sull’argomento (di cui 3 in Italia).

Il 16 aprile 2013 lo US Patent and Trademark Office ha registrato a favore di “The UnitedStates of America as represented by the Secretary of the Navy” un brevetto intitolato “System and method for generating particles”che chiaramente riguarda la “fusione fredda”.

(Ma a distanza di due anni – maggio 2015 -non se ne è più sentito parlare!)

LA FISSIONE

La fissione è una reazione nucleare in cui il nucleo di un atomo si frammenta in due (raramente in tre) nuclei.

Abbiamo già ricordato il fenomeno della fissione spontanea, una rara forma di decadimento radioattivo caratteristica di nuclidi molto pesanti.

Siamo ora interessati alla fissione indotta da neutroni. Esempio:

235 95 13992 38 54U + n Sr + Xe + 2n→

Dato che i nuclidi più leggeri sono caratterizzati da un rapporto neutroni/protoni più piccolo di quello dei nuclidi più pesanti il processo è sempre accompagnato dalla produzione di neutroni (tipicamente due o tre).

La massa complessiva dei prodotti di fissione è sempre inferiore alla massa del nuclide di partenza (più quella del neutrone). Questa diminuzione di massa comporta la liberazione di una quantità rilevante di energia.

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Il modello “a goccia” per la fissione indotta da neutroni

Rend

imen

to d

i fis

sion

e %

Numero di massa A

Prodotti di fissione dell’uranio-235 ad opera di neutroni termici

La fissione avviene in genere in modo “asimmetrico”: i due frammenti prodotti hanno per lo più numeri di massa prossimi a 95 e a 138.

235U 235.0439n 1.0087

236.0526 Da

92Kr 91.9262141Ba 140.91443 n 3.0261

235.8637 Da

differenza: 0.1859 Da 173.16 MeV

(ricordiamo che 1 Da equivale a 931.4941 MeV)

Bilancio di massa per un processo di fissione235 92 14192 36 56U + n Kr + Ba + 3n→

I nuclidi prodotti dalla fissione hanno sempre un rapporto neutroni/protoni maggiore di quello caratteristico dei nuclidi stabili (si trovano nella parte alta della carta dei nuclidi) e sono quindi radioattivi, con decadimento beta. Per esempio, il kripton-92 (uno dei prodotti di fissione dell’uranio-235 nell’esempio considerato precedentemente) si trasforma nel nuclide stabile zirconio-92 attraverso quattro decadimenti beta successivi:

In ciascun decadimento si ha produzione di energia (energiacinetica degli elettroni emessi + energia dei raggi gamma + energia “asportata” dagli antineutrini).

Di conseguenza anche se in un reattore nucleare il processo di fissione viene arrestato, il sistema continua a liberare una quantità significativa di energia.

→ → → →92 92 92 92 9236 37 38 39 40

1.29 s 4.49 s 2.66 h 3.54 h

Kr Rb Sr Y Zr

Energia liberata dalla fissione di 235U (valori medi approssimativi in MeV)

Energia liberata immediatamenteenergia cinetica dei nuclei figli 169.0energia cinetica dei neutroni 4.8 180.8raggi gamma 7.0

Energia liberata successivamenteraggi beta 6.5raggi gamma 6.3 21.6antineutrini 8.8

Energia totale 202.4

181 MeV per atomo di 235U corrispondono a circa 74 x 1012 J/kg.

Per confronto, la combustione di 1 kg di carbonio produce 32.8 x 106 J, una quantità di energia 2 milioni di volte minore.

Reazione a catena

Nella fissione dell’uranio-235 si liberano mediamente 2.5 neutroni. In condizioni opportune questi neutroni possono indurre la fissione di altri nuclei di uranio-235, dando luogo a una reazione a catena.

Nella figura le frecce rosse indicano neutroni “utili” (che danno luogo ad ulteriori fissioni); le frecce nere indicano neutroni “perduti”.

Se il numero medio di neutroni “utili” èinferiore a uno, la reazione a catena si arresta; se è maggiore di uno la reazione ha un decorso esplosivo; se èeguale a uno la reazione procede con velocità costante.

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La massa critica

Per ottenere una reazione a catena è necessario che il numero di neutroni che sfuggono dalla massa di materiale fissile non sia troppo elevato. Questo risultato si ottiene se la massa di materiale fissile contenuta in un dato volume èsufficientemente elevata (superiore alla “massa critica”).

Bombe a fissione

“Little Boy” – HiroshimaLa massa critica viene raggiunta “spa-rando” un “proiettile” (un cilindro cavo) di uranio-235 contro un “bersaglio” di uranio-235

“Fat Man” – NagasakiLa massa critica viene raggiunta comprimendo una sfera di plutonio mediante un esplosivo convenzionale

In entrambi i casi al centro della massa di materiale fissile è collocato un “detonatore”(neutron initiator) contenente 9Be e 210Po separati da un materiale in grado di schermare le particelle α emesse dal Po. La compressione del combustibile fa entrate in contatto il Be e il Po con conseguente emissione di neutroni a seguito della reazione

9 4 124 2 6Be + He C + n→9 4 12

4 2 6Be + He C + n→B + He C + n→

9 4 124 2 6Be + He C + n→

REATTORI NUCLEARI

La pila di Fermi“The Italian navigator has landed in the New World”

Chicago, 2 dicembre 1942

Era costituita da pastiglie di uranio separate da blocchi di grafite come moderatore, con bacchette di metallo cadmiato come barre di controllo.

Il nocciolo di un reattore nucleare

La luminosità azzurra è prodotta da elettroni (raggi beta) che si muovono nell’acqua con velocità superiore a quella della luce (effetto Čerenkov)

I due “combustibili” utilizzati nei reattori nucleari (oltre che nelle bombe a fissione) sono l’uranio-235 (presente in natura) e il plutonio-239 (prodotto artificialmente).

L’uranio naturale comprende due nuclidi primordiali (gli isotopi 235 e 238) più tracce dell’isotopo 234, prodotto dal decadimento dell’uranio-238:

isotopo abbondanza emivita (anni)234 0.005% 2.455 x 105

235 0.720% 7.038 x 108

238 99.274% 4.468 x 109

L’uranio-235 è l’unico nuclide naturale fissionabile ad opera di neutroni lenti. L’uranio-238 può subire fissione ad opera di neutroni veloci (con probabilità molto bassa) e può catturare neutroni veloci con produzione di plutonio-239.

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Dato che i neutroni emessi dalla fissione dell’uranio-235 sono veloci (energia circa 4 MeV, velocità circa il 7% della velocità della luce) per ottenere una reazione a catena sostenibile è (in genere) necessario- “arricchire” l’uranio portando la frazione di uranio-235 p. es. al 3%, in modo da ridurre la probabilità di cattura dei neutroni ad opera dell’uranio-238;- ridurre la velocità dei neutroni mediante l’impiego di un moderatore in modo da aumentare la probabilità di cattura ad opera dell’uranio-235.

Schema di principio di un reattore nucleare

Sono rappresentate le barre di combustibile, il moderatore-refrigerante e una barra di controllo.

Le barre di controllo sono costituite da un materiale in grado di assorbire efficacemente i neutroni, per esempio una lega di argento (80%), indio (15%) e cadmio (5%).

Possono essere immerse più o meno profondamente fra le barre di combustibile in modo da regolare (ed eventualmente arrestare completa-mente) la reazione a catena.

Come moderatore si possono utilizzare l’acqua, l’acqua pesante (ossido di deuterio) o la grafite.

Attualmente (2015) sono in funzione 42 reattori moderati ad acqua pesante, 29 moderati a grafite (18 nel Regno Unito e 11 in Russia) e 359 moderati ad acqua “leggera”. (*)

Il moderatore funziona assorbendo energia per effetto degli urti elastici fra i nuclei del moderatore stesso e i neutroni. Caratteristiche importanti sono: (1) bassa massa atomica (che comporta un maggior trasferimento di energia nelle collisioni elastiche) (2) bassa probabilità di cattura dei neutroni.

Sia il deuterio che – a maggior ragione – l’idrogeno soddisfano la prima caratteristica molto meglio del carbonio; questo è però caratterizzato da una sezione d’urto per la cattura dei neutroni molto minore di quella dell’idrogeno e non molto maggiore di quella del deuterio._______

(*) Aggiungendo 7 reattori a neutroni veloci, privi di moderatore, si arriva a un totale di 437, in accordo con il numero totale di reattori riportato dalla World Nuclear Association.

Classificazione dei reattori

Reattori di prima generazione: prototipi

Reattori di seconda generazione: quelli realizzati fino alla fine degli anni ’90 (PWR, BWR, PHWR o CANDU, AGR, RBMK)

Reattori di terza generazione: incorporano miglioramenti “evolutivi” rispetto a quelli di seconda generazione

Reattori di quarta generazione: basati su tecnologie in corso disviluppo

(Si parla anche di reattori di quinta generazione, la cui realizzazione sarebbe in linea di principio possibile, ma che non vengono attualmente studiati)

Pressurized Water Reactor (PWR)Reattore ad acqua pressurizzata (?!)

Il corpo del reattore è costituito da un recipiente a pressione che contiene il combustibile, le barre di controllo e acqua che serve sia da moderatore che da refrigerante. L’acqua viene fatta circolare in uno scambiatore di calore e riscalda l’acqua in un circuito secondario con produzione di vapore che viene utilizzato per azionare le turbine per la produzione di energia elettrica. La pressione nel circuito primario ètipicamente di 15.5 MPa (153 atm); la temperatura dell’acqua è di circa 315 °C.

A questa categoria appartiene la maggior parte dei reattori in uso in Europa e negli Stati Uniti ed anche lo European Pressurized Reactor, del quale era prevista la realizzazione in Italia.

Schema di un reattore PWR

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European Pressurized Reactor

Il contenitore sotto pressione dell’EPR

- È un PWR di terza generazione, progettato da Areva e Electricité de France in Francia e da Siemens in Germania.- Attualmente sono in costruzione quattro unità, in Francia, in Finlandia e in Cina (due unità). L’avvio della costruzione di una seconda unità in Francia era previsto per il 2012, ma dopo l’incidente di Fukushima è stato rinviato sine die. - La costruzione dell’unità finlandese è iniziata nel 2005 e sarebbe dovuto essere completata nel 2009. Attualmente l’avvio è previsto non prima del 2018. Il costo, previsto inizialmente in 3.7 G€, è attualmente stimato in 8.5 G€. - La costruzione dell’unità francese è iniziata nel 2007 ed ha incontrato problemi analoghi: il costo è salito da 3.3 a 8.5 G€; l’entrata in funzione era prevista per il 2012, ma la costruzione non sarà completata prima del 2017.- In Cina pare che le cose vadano meglio, anche se nel 2015 è stato segnalato un ritardo di due anni nel completamento dei lavori.

Questo tipo di reattore è considerato molto sicuro: la probabilità di incidenti con danni al nocciolo è valutata in 6.1 × 10−7 per anno.

Boiling Water Reactor (BWR)Reattore ad acqua bollente

Non c’è il circuito secondario: l’acqua che funge da refrigerante e da moderatore produce direttamente vapore che viene inviato alle turbine. La pressione viene mantenuta a circa 75 atm e di conseguenza la temperatura di ebollizione è di circa 285 °C.

I reattori di Fukushima sono di questo tipo.

Prima del recente incidente la probabilità di un evento in grado di provocare danni al nocciolo era valutata in 10-4 - 10-7 per anno di funzionamento.

Schema di un BWR Pressurized Heavy Water Reactor (PHWR)Reattore ad acqua pesante pressurizzata (?!)

Reattori moderati e raffreddati con acqua pesante (ossido di deuterio), di progettazione canadese, noti anche con il nome di CANDU (CANadianDeuterium Uranium).A differenza dei PWR convenzionali il combustibile non è contenuto in un singolo recipiente a pressione ma in centinaia di tubi.L’impiego come moderatore di acqua pesante, che rispetto all’acqua “leggera” assorbe neutroni in misura ridotta, consente di utilizzare comecombustibile uranio naturale. Le caratteristiche costruttive consentono di sostituire le singole barre di combustibile senza arrestare l’impianto, con evidenti vantaggi.Attualmente sono in funzione 29 reattori CANDU (di cui 17 in Canadà) e 13 reattori di caratteristiche analoghe realizzati in India dopo che il Canadà ha annullato la fornitura di materiale nucleare all’India.Una caratteristica dei reattori ad acqua pesante è la produzione di piccole quantità di trizio per effetto della cattura di neutroni ad opera del deuterio. In alcuni impianti il trizio viene estratto e recuperato sia per evitarne la dispersione nell’ambiente sia in vista di possibili utilizzi.

Schema di un reattore CANDU

1 Fascio di cilindriportacombustibile

2 Calandria (core del reattore) 3 Barre di controllo 4 Acqua pesante (serbatoio di

pressurizzazione) 5 Generatore di vapore 6 Pompa dell'acqua leggera 7 Pompa dell'acqua pesante8 Macchine per il ricambio del

combustibile9 Acqua pesante (moderatore di

neutroni)10 Tubo in pressione11 Vapore in afflusso alla turbina a

vapore12 Acqua fredda di ritorno dalla

turbina13 Edificio di contenimento in

cemento armato

Advanced Gas-cooled Reactor (AGR)

È un tipo di reattore del quale esistono 14 unità, tutte nel Regno Unito. Il moderatore è costituito da grafite e il raffreddamento è realizzato mediante CO2 alla pressione di 4 MPa (39 atm) e alla temperatura di 640 oC; il vapore prodotto mediante scambiatori di calore immersi nel recipiente in pressione ha una pressione di 17 MPa (168 atm) e una temperatura di 543 oC. Questo valore elevato di temperatura consente un rendimento termico superiore a quello dei BWR e dei PWR. Il progetto originale prevedeva la possibilità di sostituire le barre di combustibile esaurito senza spegnere il reattore; a causa di alcuni problemi insorti, attualmente le barre vengono sostituite a reattore spento oppure funzionante a regime ridotto.

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Advanced Gas-cooled Reactor

1. Charge tubes 5. Concrete pressure vessel 7. Water circulator2. Control rods and radiation shielding 8. Water 3. Graphite moderator 9. Heat exchanger4. Fuel assemblies 6. Gas circulator 10. Steam

È un reattore moderato a grafite e raffreddato ad acqua, progettato per la produzione di energia e di plutonio. Come i reattori CANDU viene alimentato con uranio naturale (o eventualmente con uranio debolmente arricchito) e può essere rifornito di combustibile senza interrompere il funzionamento.Il reattore di Chernobyl era di questo tipo.Sono stati realizzati complessivamente 17 reattori RBMK, 10 dei quali sono attualmente (2015) operativi. Nonostante l’adozione di numerosi accorgimenti per aumentarne la sicurezza è considerato uno dei piùpericolosi tipi di reattore in uso.

Reaktor Bolshoy Moschnosti Kanalniy (RBMK)(High Power Channel Reactor)

Schema di un reattore RBMK Reattori veloci (autofertilizzanti)In un “reattore veloce” (o, più propriamente, “reattore a neutroni veloci”) la reazione di fissione a catena è sostenuta da neutroni veloci. Tali reattori sono (ovviamente) privi di moderatore e richiedono come combustibile uranio fortemente arricchito (20%) o plutonio. Ne esistono attualmente 7: in Russia (3), in Giappone (1), in India (2) e in Cina (1); tutti sono raffreddati con sodio fuso. Sei fra questi reattori sono “sperimentali” o “dimostrativi”; uno solo (in Giappone) è qualificato come “prototipo”.I reattori a neutroni veloci possono agire da breeder (autofertilizzanti) trasformando l’uranio-238 in plutonio-239 o il torio-232 in uranio-233Possono essere utilizzati per “bruciare” il combustibile esaurito dei reattori convenzionali, in particolare per provocare la fissione degli attinidi, con produzione di nuclidi con tempi di dimezzamento molto piùbrevi.Sono attualmente “antieconomici”; inoltre la possibilità di produrre quantità rilevanti di plutonio, facilmente utilizzabile per usi militari, solleva problemi di sicurezza.

Produzione di 239Pu e di 233U in reattori autofertilizzanti

Due diversi modelli di reattori autofertilizzanti a neutroni veloci raffreddati a sodio

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Schema di un reattore a neutroni veloci raffreddato a sodio di quarta generazione Supercritical water reactor

Reattore ad acqua supercriticaÈ un reattore di quarta generazione (ancora allo stadio di progetto), analogo ai reattori ad acqua bollente (con un unico circuito), ma in grado di operare a temperature e pressioni superiori al punto critico dell’acqua. Il vantaggio più ovvio è il rendimento termico elevato (fino al 45%); un altro importante vantaggio è la maggiore semplicità costruttiva. Il fatto di operare con un fluido supercritico evita i problemi legati alla possibile formazione di bolle. In opportune condizioni un reattore ad acqua supercritica può essere fatto funzionare come autofertilizzante (neutroni veloci) con ovvi vantaggi di sicurezza nei confronti dei “normali” reattori autofertilizzanti che utilizzano come refrigerante il sodio fuso.

Supercritical water reactor