SISTEMI NUCLEARI CRITICI E SOTTOCRITICI BASATI SULLA REFRIGERAZIONE A LEGHE DI PIOMBO: UNA SFIDA TECNOLOGICA

Gianluca Benamati*, Luciano Cinotti♦, Claudia Foletti*˚ e Francesco Troiani

* ENEA Ente per le Nuove tecnologie l’Energia e l’Ambiente,

CR Brasimone, 40032 Camugnano, Bologna ♦ ANSALDO Nucleare- Corso Perrone 25, 16161 Genova

˚Dipartimento di Ingegneria Energetica, Nucleare e del Controllo Ambientale, Università degli Studi di Bologna, Viale Risorgimento 2, 40136 Bologna

SOMMARIO L’andamento dei consumi energetici a livello mondiale sta ponendo i governi di fronte al problema cruciale della disponibilità energetica, quale fattore determinate per lo sviluppo e la crescita economica. In questo contesto, tenuto conto delle pesanti problematiche di carattere ambientale indotte dallo sfruttamento intensivo di molte fonti energetiche, si assisterà nel prossimo futuro ad un progressivo incremento del nucleare quale fonte energetica primaria. In campo nucleare questa ricerca si è tradotta nella costituzione di un consorzio internazionale il cui scopo è studiare, progettare e realizzare una nuova generazione di reattori (Generation IV) sicuri, affidabili, economicamente competitivi e sostenibili, sia per l’efficiente utilizzo del combustibile, quanto per la riduzione delle scorie prodotte. L’inefficiente uso del combustibile, e la rilevante quantità di scorie radiotossiche prodotte dai reattori dell’attuale generazione, pongono infatti seri problemi al nucleare odierno. E’ evidente che la gestione delle problematiche connesse con i rifiuti nucleari costituisce un elemento essenziale per le future possibilità di sviluppo delle tecnologie nucleari da fissione. Sino ad oggi per lo smaltimento dei rifiuti nucleari, è stato considerato lo stoccaggio in fosse geologiche stabili profonde, che garantiscono il confinamento della radioattività per tutto il tempo necessario al suo decadimento. In alternativa a questa ipotesi, da alcuni anni, si va facendo strada l’opzione innovativa del reinserimento in un reattore nucleare a spettro neutronico “veloce” degli elementi radioattivi a lunga vita, per la loro trasmutazione in elementi radioattivi di breve vita. Nell’ambito di programmi di ricerca nazionali e comunitari, sull’onda delle proposte del Premio Nobel Carlo Rubbia, diversi Centri di Ricerca si sono attivati per lo studio e per la possibile realizzazione di un bruciatore di scorie radioattive (ADS - Accelerator Driver System) basato sull’uso di piombo-bismuto o piombo puro come fluido refrigerante. Il presente lavoro, dopo una breve illustrazione introduttiva sui reattori “veloci” raffreddati a piombo in studio in Generation IV e sui sistemi ADS, presenta e discute le problematiche di progetto, tecnologiche e di ricerca connesse allo sviluppo di tali sistemi. La descrizione delle attività in corso in Italia ed in Europa in questo settore conclude l’esposizione.

INTRODUZIONE Mai come ai giorni nostri la problematica energetica,

(produzione, gestione e distribuzione dell’energia elettrica) è stata percepita come una priorità per lo sviluppo sostenibile della nostra società.

Le politiche di sviluppo e di crescita economica pongono, infatti, il problema cruciale della futura disponibilità energetica a prezzi contenuti e stabili, con fonti primarie affidabili e controllabili.

Al contrario, la crescita dei consumi energetici, la limitatezza delle fonti fossili primarie e la loro distribuzione in aree geo-politicamente instabili fanno prevedere un sostanziale incremento dei costi e maggiori difficoltà di approvvigionamento.

Da questa esigenza nasce la necessità non solo di individuare e sfruttare le fonti energetiche alternative, ma anche di ottimizzare lo sfruttamento delle tecnologie di produzione attualmente in uso e di minimizzare la quantità di rifiuti prodotti.

In campo nucleare questa ricerca si è tradotta nella costituzione di un consorzio internazionale - Generation IV - il cui scopo è studiare, progettare e realizzare una nuova generazione di reattori sicuri, affidabili ed economicamente competitivi. Un altro importantissimo obiettivo della Generation IV riguarda la chiusura del ciclo del combustibile nucleare. Questi reattori devono, cioè, massimizzare lo sfruttamento del combustibile minimizzando la quantità di

scorie prodotte. Rimane, tuttavia, importante la questione dello smaltimento

definitivo delle scorie radioattive prodotte sino ad oggi o che si produrranno in futuro nei reattori dell’attuale generazione.

Nell’ambito dei programmi di ricerca finanziati dalla Comunità Europea, sulla scorta del progetto del premio Nobel Prof. Carlo Rubbia, diversi Centri di Ricerca comunitari, si sono coordinati negli studi volti alla realizzazione di un trasmutatore di scorie radioattive (ADS – Accelerator Driven System), il cui scopo è quello di ‘bruciare’ le scorie radioattive a lunga vita, trasformandole in rifiuti radioattivi a breve vita e riducendo di molto i problemi di confinamento.

Sia nell’ottica di realizzare un impianto nucleare G IV (sistema critico) che un trasmutatore ADS (sistema sottocritico) è necessaria una intensa attività di ricerca che conduca fra le altre cose allo sviluppo di nuove tecnologie concernenti il combustibile, il refrigerante ed i materiali strutturali. SITUAZIONE ENERGETICA MONDIALE

I dati del rapporto Energia Ambiente ENEA 2004 [1] indicano, che nel 2003 i consumi mondiali di energia primaria sono cresciuti del 2,9%, in una fase di rapida espansione economica mondiale, in particolare nella seconda metà dell’anno. La produzione elettrica mondiale ha avuto un andamento analogo, con un tasso di crescita annuo sempre del

2,9%. Le principali fonti energetiche utilizzate sono gli

idrocarburi fossili: carbone, petrolio e gas naturale. Nel 2003 il petrolio ha coperto circa il 37,3% dei consumi mondiali, il carbone il 26,5%, mentre il gas naturale poco meno del 24%.

La restante parte è stata sostanzialmente coperta, in quote praticamente uguali, dall’idroelettrico e dal nucleare.

Il contributo delle fonti rinnovabili (con esclusione dell’idroelettrico) a livello globale, è ancora trascurabile, anche se l’uso diffuso delle fonti di energia rinnovabile è divenuta una necessità condivisa e fortemente incoraggiata sia a livello comunitario [3] che nazionale [2].

La situazione energetica nazionale presenta alcune peculiarità che rendono il costo dell’energia in Italia tra i più elevati al mondo. Nel 2003, pur in concomitanza con una fase economica caratterizzata da non elevati tassi di crescita, vi è stato un innalzamento della domanda complessiva di energia primaria come riportato nella Tabella 1.

In tale periodo si è registrata una lieve riduzione dei consumi del petrolio, compensata però dall’aumento del carbone e del gas naturale; l’intensità energetica è ulteriormente peggiorata.

Tabella 1 – Fabbisogno di energia primaria in Italia nel

2001-2003 (Mtep) 2001 2002 2003 2003/2002%

Combustibili solidi 13,7 14,2 15,3 8,0

Gas naturale 58,5 58,1 63,1 9,4 Importazioni di

energia elettrica* 10,7 11,1 11,2 0,6

Petrolio 88,4 91,4 90,2 -1,4 Combustibili a

basso costo (orimulsion)

1,7 1,7

Fonti rinnovabili* 13,8 12,6 12,6 -0,3

Totale 186,8 187,6 192,9 2,9

PIL (miliardi di euro in lire 1995) 1.033,0 1.036,7 1.039,4 2,6

Intensità energetica (tep/M€)

180,8 180,9 185,6 2,6

* I kWh sono stati trasformati in tep in base alle calorie necessarie per produrre 1 kWh termoelettrico

Fonte MAP – Bilancio Energetico nazionale 2003

La fonte energetica nucleare

La tecnologia di sfruttamento dell’energia nucleare da fissione assicura nell’Unione Europea (a 25 Paesi) un contributo significativo alla produzione di energia, con 154 impianti in esercizio, per una potenza complessiva installata di 135 GW elettrici e un'energia prodotta di circa 925 TWh l'anno, pari al 35% dei consumi.

Tra i Paesi Europei diretti competitori industriali dell’Italia, la Francia produce con la fissione nucleare circa il 77% dell’energia elettrica totale, la Spagna il 27%, il Regno Unito il 23%, il Belgio il 59% e la Germania, nonostante la moratoria alla costruzione di nuovi impianti, il 30%. Nelle grandi nazioni in fase di forte sviluppo, India e Cina, la produzione di energia elettrica, oggi rispettivamente il 3,7% e 1,4% della produzione totale, ha una previsione di rapidissima crescita entro il 2020, cosi come è previsto un rinnovato programma di sviluppo nucleare in Russia [1].

La produzione mondiale di energia elettrica mediante fissione nucleare raggiunge oggi il 16% di quella prodotta.

Tale percentuale è rimasta sostanzialmente stabile negli ultimi venti anni, indicando che la generazione di elettricità da fonte nucleare è cresciuta insieme all’aumento della domanda ed è ragionevole supporre che questa sarà una delle fonti che saranno utilizzate a livello mondiale per far fronte alle nuove necessità.

Negli ultimi anni, inoltre, è stato prospettato l’uso dell’energia nucleare come una delle più importanti fonti energetiche primarie per alimentare i cicli termodinamici di dissociazione dell’acqua al fine di produrre idrogeno, quale vettore energetico, in maniera diretta e senza produzione di anidride carbonica [5].

Dal punto di vista della sicurezza, gli impianti realizzati con standard occidentali, così come le norme di controllo a cui essi sono sottoposti, hanno dimostrato un’elevata affidabilità. Va ricordato, infatti, che l’incidente di Chernobyl fu causato da errori umani e dalla particolare tipologia di reattore, che però trova applicazione solamente nei Paesi dell’est europeo.

Attualmente, però, stanno emergendo due principali problematiche connesse all’impiego estensivo di questa tecnologia:

L’elevato rateo di produzione di scorie radioattive

altamente tossiche a lunga vita; La bassa “efficienza” di bruciamento dei reattori

attuali (di seconda e terza generazione) basata sulla fissione dell’uranio 235 (presente solo allo 0.7% nell’uranio naturale), che, unitamente alla limitata disponibilità in natura di tale materiale, pone problemi di approvvigionamento a lungo termine.

Pertanto, gli attuali programmi di ricerca e sviluppo, a

livello mondiale, sono dominati da attività volte alla soluzione di questi due problemi chiave. LE SCORIE NUCLEARI Il ciclo del combustibile

Il ciclo del combustibile [4] rappresenta uno degli aspetti più delicati della filiera nucleare.

Il combustibile esausto scaricato dal reattore può essere riprocessato. Gli elementi fissili in esso contenuti e che possono essere riutilizzati nella fabbricazione di nuovo combustibile sono recuperati, mentre l’insieme dei materiali e dei radionuclidi di scarto costituiscono i rifiuti radioattivi.

In alcuni casi il combustibile esausto scaricato dal reattore può essere già considerato materiale di scarto, ovvero rifiuto radioattivo.

In questo caso, le barre di elementi di combustibile, in un primo momento, sono stoccate in depositi temporanei e, successivamente, smaltite in formazioni geologiche stabili profonde (deposito geologico) La gestione dei Rifiuti Radioattivi

I rifiuti radioattivi, normalmente, sono classificati in base al contenuto di radionuclidi ed al tempo necessario affinchè la radioattività decada a livelli tali da non destare più alcun pericolo per le popolazioni e l’ambiente.

I rifiuti radioattivi di prima categoria richiedono tempi dell’ordine di mesi, sino ad un tempo massimo di alcuni anni, per decadere a concentrazioni di radioattività inferiori ai valori di soglia definiti in Italia dal D.M. 14 luglio 1970.

Sono classificati di seconda categoria i rifiuti che richiedono tempi variabili da qualche decina fino ad alcune centinaia di anni per raggiungere concentrazioni di radioattività dell’ordine di alcune centinaia di Bq/g nonché quei rifiuti contenenti radionuclidi a vita molto lunga purché in concentrazioni di tale ordine.

In questa categoria rientrano in gran parte i rifiuti provenienti da particolari cicli di produzione degli impianti nucleari e soprattutto dalle centrali elettronucleari di potenza nonché da alcuni particolari impieghi medici, industriali e di ricerca scientifica. Tali rifiuti sono normalmente condizionati mediante inglobamento in matrice cementizia e, più raramente, in matrice bituminosa.

Sono classificati in terza categoria tutti i rifiuti che non appartengono alle categorie precedenti. A questa categoria appartengono in particolare i rifiuti radioattivi che richiedono tempi dell’ordine di migliaia di anni ed oltre per raggiungere concentrazioni di radioattività dell’ordine di alcune centinaia di Bq/g.

In tale categoria rientrano in particolare: i rifiuti liquidi ad elevata attività specifica derivanti dal primo ciclo di estrazione degli impianti di riprocessamento (o liquidi equivalenti) ed i solidi in cui questi liquidi possono essere convertiti; i rifiuti contenenti emettitori alfa provenienti essenzialmente dai laboratori di ricerca scientifica, da usi medici ed industriali, dagli impianti di fabbricazione degli elementi di combustibile ad ossido misto e dagli impianti di riprocessamento. I rifiuti ad alta attività per il loro confinamento ed inertizzazione, generalmente, vengono sottoposti a processi di vetrificazione, consistenti nell'inglobamento della radioattività in matrici vetrose per fusione ad alta temperatura (circa 1000 °C).

La gestione e smaltimento dei rifiuti radioattivi a vita breve, non presenta particolari problemi tecnici; al contrario la gestione dei rifiuti radioattivi a vita lunga, è tutt’ora oggetto di una vasta attività di ricerca di base ed applicata, diretta, oltre che alla messa a punto di processi per la loro corretta e sicura gestione e segregazione, anche alla loro riduzione in volume.

Il combustibile esausto costituisce il principale contributo, in termini di radio - tossicità, ai rifiuti radioattivi a vita lunga. In Europa, a fronte di 135 GW elettrici installati, si ha una produzione annua di circa 2.700 tonnellate di combustibile esaurito, che contiene circa 27 tonnellate di Plutonio, 3,8 tonnellate di Attinidi Minori - Nettunio, Americio e Curio - e 3,2 tonnellate di Prodotti di Fissione a lunga vita.

Per il loro smaltimento definitivo, il deposito sotterraneo in strutture profonde geologicamente stabili (smaltimento geologico), associato a opportuni sistemi di contenimento, è attualmente la soluzione accettata e perseguita in molti Paesi.

Tuttavia, lo smaltimento geologico presenta alcuni punti sensibili e a tutt’oggi da approfondire:

1. l’eredità radiologica per le future generazioni; 2. la difficoltà a fornire per un periodo così lungo

sufficienti garanzie di non ritorno della radioattività nella biosfera o di resistenza alla proliferazione;

3. il costo elevato; 4. l’aspetto dell’accettabilità pubblica che potrebbe

diventare critico qualora un ulteriore sviluppo dell’energia nucleare comportasse un proporzionale aumento dei siti di stoccaggio.

Per avere un’idea delle dimensioni del problema, con

riferimento alla situazione degli Stati Uniti, si stima che gli attuali reattori in esercizio produrranno nel corso della loro vita residua oltre 90.000 tonnellate di residui radioattivi ad alta

attività, quantità che eccede di gran lunga la capacità del deposito geologico federale di Yucca Mountain in costruzione nel Nevada (disponibilità per ~ 70.000 ton [6]). Si stima che anche con una modesta crescita dell’attuale capacità di generazione nucleare negli USA sarebbe necessaria la costruzione e l’esercizio di un nuovo deposito delle dimensioni di Yucca Mountain ogni 30 anni.

E’ evidente, quindi, che esistono forti incentivi alla ricerca di tecnologie che, attraverso processi di separazione e trasmutazione, permettano di ridurre fortemente le quantità, i tempi di confinamento, la radio - tossicità ed il carico termico dei rifiuti a vita lunga, al fine di limitare quanto più possibile l’onere della gestione delle scorie radioattive e l’aumento significativo del numero dei siti di stoccaggio

Fig. 1 - Il riprocessamento del combustibile e la

trasmutazione possono ridurre la radiotossicità dei materiali contenuti nei depositi geologici

La resa del combustibile nucleare Solo il 4% del combustibile inserito in pila trova

effettivamente utilizzo e concorre alla produzione di energia [4].

Prendendo come esempio la filiera di reattori ad oggi più di diffusi nel mondo, i Reattori ad Acqua Leggera (LWR), a fine vita utile il 96% dell’inventario iniziale di combustibile è immutato, il 3% è composto da prodotti di fissione e l’un per cento è costituito da Pu239.

Ciò implica che il combustibile non è sfruttato in maniera efficace e che, inoltre, il ciclo del combustibile oggi maggiormente sfruttato (ciclo aperto) produce una quantità di rifiuti da segregare molto elevato rispetto alla quantità di prodotti di fissione in esso contenuti.

Separando opportunamente le scorie radioattive dall’uranio fresco e reimmetendo entrambi nel ciclo del combustibile si ridurrebbe drasticamente la quantità di materiale da stoccare in depositi profondi ed anche i tempi di segregazione necessari (Fig. 1) IL FUTURO DEL NUCLEARE

Dopo quanto detto è comprensibile come nel settore dello

sfruttamento energetico del nucleare, il mondo della ricerca e

dell’industria abbiano indirizzato, negli ultimi anni, i loro sforzi verso la progettazione e lo sviluppo di sistemi che fossero non solo in grado di ottimizzare il ciclo del combustibile, migliorando il rendimento di bruciamento e riducendo le scorie generate in pila, ma anche di risolvere il problema delle scorie fino ad oggi prodotte in attesa di confinamento definitivo.

Fig. 2 Evoluzione temporale dell’impiantistica nucleare

Fonte - A Technology Road map for Generation IV Nuclear Energy Systems

Il risultato di tali sforzi si sono concretizzati per un verso

nello sviluppo di reattori di quarta generazione (Generation IV) per l’altro nella progettazione di sistemi sottocritici ibridi atti alla trasmutazione delle scorie prodotte (e accumulate) dai reattori ad oggi in esercizio.

GENERATION IV

Scopo e obiettivi della G IV [5]

Già nel 2000 lo US DOE ha avviato lo sviluppo di sistemi di produzione di energia da fonte nucleare che potessero sostituire gli attuali reattori nucleari.

L’obiettivo è quello, in aggiunta ai reattori raffreddati ad acqua di tipo evolutivo di poter disporre anche di una nuova generazione di impianti intorno al 2030, periodo in cui è prevista la chiusura di tutti gli impianti attualmente funzionanti.

In quest’ottica nel 2001 è stato formalmente costituito un consorzio mondiale, il Generation IV International Forum (GIF), con l’adesione di dieci nazioni (Argentina, Giappone, Sud Africa, Corea del Sud, Svizzera, Francia, Canada, Gran Bretagna e Stati Uniti), a cui nel 2003 si è aggiunto EURATOM, il cui scopo è quello di coordinare le attività di ricerca e sviluppo di reattori di nuova generazione.

Il GIF ha individuato le caratteristiche salienti che devono caratterizzare i reattori G IV. Esse sono: la sostenibilità della produzione di energia elettrica da fonte nucleare, la competitività economica, la sicurezza, la resistenza alla proliferazione nucleare e la protezione fisica.

Soluzioni proposte

Una volta determinate le caratteristiche a cui i nuovi reattori devono rispondere, si è proceduto alla selezione sei sistemi nucleari atti ad entrare nella G IV. In Tabella 2 sono riportati le sei tipologie di reattori scelti, il loro spettro di

funzionamento e il loro acronimo Particolare risalto è stato comunque dato al problema del

ciclo del combustibile che funge da filo comune a tutte le attività di ricerca industriale in questo settore e che ha dato luogo all’iniziativa parallela Advanced Fuel Cycle Initiative (AFCI).

Tabella 2 – Reattori Generation IV Generation IV

Spettro neutronico Nome Acronimo Very High

Temperature Reactor System

VHTR

Supercritical Water Cooled

Reactor System SCWR Reattori Termici

Molten Salt Reactor System MSR

Gas Cooled Fast Reactor System GFR

Lead Cooled Fast Reactor System LFR Reattori Veloci Sodium Cooled

Fast Reactor System

SFR

Le sfide tecnologiche della G IV

Da un punto di visita generale le sfide tecnologiche legate allo sviluppo della nuova generazione di reattori industriali, risiedono nello sviluppo di nuove tecnologie per la fabbricazione e riprocessamento del combustibile, nello studio di nuovi materiali refrigeranti e della loro compatibilità con i materiali strutturali.

Inoltre sono necessarie informazioni di base sul comportamento neutronico (sezione di cattura, di fissione, distribuzione del flusso neutronico prodotto, distribuzione della potenza termica generata, reattività ecc.) del nuovo combustibile [5]. Fra le opzioni in studio nell’ambito dei reattori veloci vi è anche una soluzione tecnologicamente avanzata che prevede l’uso del piombo quale fluido refrigerante.

ADS – ACCELARATOR DRIVEN SYSTEM

Come detto in precedenza i rifiuti radioattivi a vita lunga

potrebbero essere trattati con la nuova generazione di macchine in grado di trasmutare gli elementi radioattivi a vita lunga che si formano in pila in elementi a vita più breve. L’utilizzo di efficienti processi di separazione, unitamente a reattori/trasmutatori a spettro neutronico veloce ed a sistemi ibridi (sottocritici controllati da acceleratori, ADS) consentirebbe di raggiungere questo obiettivo. La necessità di uno sviluppo deciso di queste tecnologie, e la loro sperimentazione dimostrativa, trova oggi largo consenso in molti Paesi, dove sono stati avviati ampi programmi di ricerca e sviluppo nel settore. Tra i vari concetti di ADS proposti, particolare attenzione in ambito internazionale è stata posta su quello proposto dal premio Nobel Prof. C. Rubbia [6].

Tale concetto sembra infatti essere molto promettente in termini di sviluppo, anche perché è in grado di coniugare la

finalità di inceneritore di scorie con la possibilità di produrre energia.

Fig. 3 ADS – possibile schema concettuale

In ambito Europeo, anche se con diversi approcci, i

programmi di sviluppo di Accelerator Driven Systems (ADS), mirati alla realizzazione di trasmutatori di rifiuti radioattivi, sono attivi in quasi tutti i Paesi dell’Unione con il supporto di finanziamenti comunitari. In particolare, la Commissione Europea, nella definizione dei Programmi Quadro, ha scelto fra le possibili opzioni di investigare anche la trasmutazione mediante ADS. Descrizione e funzionamento

Un ADS è, in sintesi, un sistema che vede accoppiato un

acceleratore di protoni ad una struttura moltiplicante sottocritica per mezzo di un opportuno “bersaglio”, al fine di generare una reazione a catena controllata. In questi sistemi, il nocciolo del reattore non è in grado di autosostenere la reazione a catena, ma necessita di un apporto esterno di neutroni.

Tali neutroni sono generati per mezzo delle reazioni di spallazione1 che hanno luogo all’interno del bersaglio sottoposto a bombardamento protonico. I neutroni prodotti per spallazione rappresentano quindi un termine di sorgente che gioca un ruolo fondamentale per la stabilità del sistema.

Poiché, come detto, la funzionalità del sistema è realizzata per mezzo dell’accoppiamento tra l’acceleratore di particelle ed il nocciolo del reattore, è possibile arrestare la reazione a catena con il semplice disaccoppiamento dei due sistemi, ovvero spegnendo l’acceleratore.

Questa è una delle caratteristiche che rende possibile l’impiego sicuro di un ADS come inceneritore di scorie ed in particolare degli attinidi minori.

1 Per spallazione si intende quella interazione nucleare per la quale un nucleo colpito da un solo protone emette n neuroni, di spallazione appunto, con n funzione dell’energia del neutrone incidente.

Per incenerire in modo efficiente tutti gli isotopi transuranici è infatti necessario operare con uno spettro neutronico veloce, ma onde evitare difficoltà di controllo e rischi di raggiungimento di condizioni di pronto-criticità non è possibile caricare un nocciolo di un reattore veloce con grandi quantità di attinidi minori.

Questi problemi possono essere superarati facendo ricorso a sistemi sottocritici che utilizzino una sorgente esterna di neutroni, come avviene in un ADS. Una della peculiarità del concetto presentato dal prof. Rubbia [6] risiede nella scelta del piombo come fluido termovettore, come target di spallazione e come mezzo in cui diffondono i neutroni.

Il piombo, (così come la sua lega con il Bismuto) unisce a buone caratteristiche di scambio termico proprietà nucleari ideali per un suo impiego come materiale bersaglio. Inoltre, grazie al suo basso potere moderante, facilita il mantenimento di uno spettro energetico elevato nel nocciolo

Problematiche tecnologiche connesse all’uso delle leghe di piombo quali refrigeranti in sistemi nucleari.

I molti vantaggi del piombo in termini di scambio termico, bassa reattività chimica, buone proprietà neutroniche e, per gli ADS la particolare idoneità come materiale di spallazione, non debbono far dimenticare che l’uso di questo materiale pone altresì problemi tecnologici da superare.

Il piombo, infatti, presenta diverse caratteristiche negative quale refrigerante per un impiego nucleare e fra queste si segnalano:

Elevata densità; Elevato potere corrosivo; Alto punto di fusione.

Ovviamente desiderando impiegare questo refrigeramte

occorre sviluppare un progetto, e soluzioni tecnologiche di corredo, che minimizzino l’impatto di questi fattori negativi.

Una importante attività di ricerca è stata condotto in questi anni in Italia, presso ENEA, CNR ed Università in accordo e collaborazione con ANSALDO che ha di suo canto sviluppato soluzioni concettuali per un ADS dimostrativo tecnologico di media taglia (80 MWth) refrigerato a lega piombo-bismuto.

Questa lega ha il vantaggio di presentare un punto di fusione relativamente più basso di quello del piombo puro ( 125 °C contro 327 °C) diminuendo, quindi, conseguentemente il rischio di gelo del fluido refrigerante.

Un ottimo bagaglio di conoscenza derivava, inoltre, dall’esperienza maturata nell’ex-Unione Sovietica che nei sommergibili della Classe α installava reattori refrigerati a piombo bismuto.

Il costo relativamente elevato del bismuto, la sua limitata disponibilità in natura, l’elevata produzione di polonio sotto flusso neutronico e alcune negative proprietà chimco-fische suggeriscono però come più conveniente per l’uso il piombo puro.

Le aree di ricerca e sviluppo di maggiore impegno, che sono andate definendosi in maggior dettaglio nel corso delle attività progettuali già condotte, sono le seguenti:

Tecnologia del refrigerante; Termo-idraulica (inclusa la valutazione di idonei

sistemi di pompaggio); Protezione dalla corrosione dei materiali strutturali.

Per quanto attiene agli ADS anche lo sviluppo di un bersaglio

di spallazione a metallo liquido ad elevata potenza. LA RICERCA IN AMBITO ITALIANO ED EUROPEO NEL SETTORE DELLE TECNOLGIE DEI METALLI LIQUIDI PESANTI PER USO NUCLEARE.

Nel Libro Verde Europeo [3], nella Parte I – Dati

fondamentali sull’energia nell’Unione europea, è espressa la necessità di sostenere i progetti di ricerca volti allo sviluppo di sistemi in grado di ridurre la quantità e la vita delle scorie nucleari.

In tal senso la Comunità Europea si è mossa promuovendo e co-finanziando la ricerca nel campo dei trasmutatori di scorie per mezzo di programmi quadro pluriennali. Questo impegno si è tradotto, oltre che in studi di sistema, sviluppo di nuove tecniche di riprocessamento e di fabbricazione di combustibile, anche nel finanziamento di due importanti programmi di ricerca relativi alle tecnologie dei metalli liquidi nel V Programma Quadro.

Il primo, denominato MEGAPIE TEST, MEGAwatt Pilot Experiment TEST, che supporta l’esperimento internazionale MEGAPIE teso alla realizzazione di un modulo di spallazione della potenza di un megawatt operante con piombo bismuto presso il ciclotrone del Paul Scherrer Institute di Villingen Svizzera, ed il secondo denominato TECLA – TEChnologies, materials, and thermal hydraulics for Lead Alloys (2000-2003) per lo studio specifico delle problematiche connesse all’uso del piombo e delle sue leghe quale materiale di refrigerazione e di spallazione per i sistemi ADS.

Nel VI Programma Quadro è ora in avvio il progetto integrato denominato EUROTRANS – EUROpean Research Programme for the TRANSmutation of High Level Nuclear Waste in an Accelerator Driver System 2005-2008). ENEA ed ANSALDO partecipando attivamente a MEGAPIE e TECLA, hanno contribuito alla creazione di un sapere sulle tecnologie della lega Pb-Bi, in termini di compatibilità con i materiali strutturali e di comportamento termoidraulico della lega euttettica che precedentemente non era disponibile.

Fig. 4 Sviluppo dell’European Transmutation Demonstration

Passaggio dal V al VI Programma Quadro

ENEA ed ANSALDO sono inoltre attualmente coinvolte in EUROTRANS, il cui scopo è, partendo dalle conoscenze acquisite, quello di [9]:

Produrre una progettazione avanzata di un ADS con una potenza tra i 50 ed i 100MWth (XT-ADS)

da realizzarsi entro una decina di anni; Produrre una progettazione di massima di un ADS

industriale (EFIT) la cui realizzazione è prevista in tempi più lunghi;

Dimostrare la fattibilità dell’accoppiamento tra un acceleratore, un target di spallazione ed un nocciolo sottocritico;

Sviluppare e validare le tecnologie relative allo sviluppo del combustibile, del fluido refrigerante ed i necessari dati nucleari;

Provare la fattibilità tecnico economica della trasmutazione dal punto di vista industriale.

D’altra parte anche a livello nazionale sono stati finanziati

dal MIUR importanti programmi di ricerca, denominati TRASCO (TRAsmutazione SCOrie) I e II, che hanno visto la partecipazione di numerosi enti (es. INFN, INFM, Università) ed aziende (es. ANSALDO, FN).

Questi programmi contenevano azioni rilevanti volte alla ricerca di base ed ingegneristica per l’uso di metallo liquido pesante quale refrigerante primario, e/o materiale di spallazione, in sistemi nucleari.

I finanziamenti nazionali hanno inoltre permesso la creazione di una dotazione di infrastrutture sperimentali in ENEA, principalmente nel Centro del Brasimone, ed in diverse Università (es. Pisa) che è oggi molto significativa nel europeo ed internazionale.

Su queste basi lo sforzo del sistema di ricerca italiano nello sviluppare tecnologie e nuove soluzioni impiantistiche, sforzo condotto in stretta collaborazione fra il sistema di ricerca e l’industria nazionale, può consentire al paese di acquisire un importane ruolo in questo settore.

Data la loro trasversalità queste attività di ricerca sono di rilievo sia per lo sviluppo dei sistemi ADS quanto per il possibile sviluppo della filiera dei reattori veloci refrigerati a piombo inseriti in Generation IV.

RIFERIMENTI BIBLIOGRAFICI

1. http://www.enea.it/ ENEA – Rapporto Energia

Ambiente 2004 ENEA, Unità di Agenzia per lo Sviluppo Sostenibile — Advisor (2 volumi + Compendio, novembre 2004);

XADS (Gas) 80 MW( th ) 250 W/cm

single batch loading

MYRRHA (Pb - Bi) 50 MW( th ) 500 W/cm

multi batch loading

FP5

XADS (Pb - Bi) 80 MW( th ) 110 W/cm

single batch loading

FP6

XADS Demonstration of technological

feasibilityof an ADS system

XT - ADS Short - termdemonstration

of transmutation on a sizable scale

and of the ADSbehaviour

Generic ETD Long-term

transmutation on an

industrialscale

FP Objectives Design Concepts

GenericETD Several 100 MW( th )

250 - 300 W/cm multi batchloading

European Transmutation Demonstration

advanced design

preliminary design, economics ,

scalability to ETD/EFIT

ETD / XT-ADS < 100 MW( th )

250 - 300 W/cm multi batchloading

XADS (Gas) 80 MWth

167 W/cm3 single batch loading

MYRRHA (Pb - Bi) 50 MWth

915 W/cm3 multi batch loading

FP5

XADS (Pb - Bi) 80 MWth

227 W/cm3 single batch loading

FP6

XADS Demonstration of technological

feasibilityof an ADS system

XT - ADS Short - termdemonstration

of transmutation on a sizable scale

and of the ADSbehaviour

Generic ETD Long-term

transmutation on an

industrialscale

FP Objectives Design Concepts

GenericETD Several 100 MW( th )

250 - 300 W/cm multi batchloading

European Transmutation Demonstration

advanced design

preliminary design, economics ,

scalability to ETD/EFIT

ETD / XT-ADS < 100 MW( th )

250 - 300 W/cm multi batchloading

GenericETD Several 100 MWth

450 to 650 W/cm3 3

multi batch loading

European Transmutation Demonstration

advanced design

preliminary design, economics ,

scalability to ETD/EFIT

ETD / XT-ADS < 100 MWth

700 W/cm3 multi batch loading

2. Libro Bianco per la valorizzazione energetica delle fonti rinnovabili, 1999

3. Libro Verde – Verso una strategia europea di sicurezza dell’approvvigionamento energetico, 2000

4. L. Bruzzi, G. Cicognani, G. Dominici, Il ciclo del combustibile dei reattiri nucleari, Pitagora Editrice s.r.l., 1992;

5. A Technology Road map for Generation IV Nuclear Energy Systems – U.S. DOE Nuclear Energy Research Advisory Committee and Generation Iv International Forum – December 2002

6. C. Rubbia, J. A. Rubio, S. Buono, F. Carmianti, N. Fìetier, J. Galvez, C. Gelès, Y. Kadi, R. Klapish, P. Mandrillioni, J. P. Revol, C. Roche, European Organisation for Nuclear Research, CERN report AT/95-44 (ET), 1995.

7. http://www.aaa.lanl.gov/atw/index.htlm Los Alamos National Laboratory - Sito ufficiale

8. www.laRepubblica.it “NUCLEARE: AIEA, FONTE ENERGIA CHE RIGUADAGNERA' TERRENO” 21-03-2005

9. SIXTH FRAMEWORK PROGRAMME–EURATOM, Management of Radioactive Waste, Annex I “Description of Work” – 21/02/2005

RINGRAZIAMENTI Gli autori desiderano ringraziare l’Ing. Luigi Andrea Terzi

e l’Ing. Giuseppe Scaddozzo per l’aiuto fornito.