I sistemi di reattori a neutroni veloci hanno il potenziale per estrarre 60 volte più energia dall’uranio rispetto ai reattori termici esistenti e contribuiscono a una significativa riduzione del carico dei rifiuti radioattivi. Negli ultimi tempi sono stati compiuti ampi progressi in molti paesi che stanno attivamente sviluppando i reattori e le relative tecnologie per il ciclo del combustibile.
Era un reattore a neutroni veloci raffreddato a metallo liquido che illuminava–con il lampo di quattro lampadine-la possibilità che il nostro mondo potesse essere alimentato dall’energia nucleare. Ma anche se quel momento pionieristico il Dic. 20, 1951, al reattore sperimentale allevatore I dell’Argonne National Laboratory (EBR I) nell’Idaho, ha generato innumerevoli scoperte che hanno ampliato esponenzialmente il regno della tecnologia nucleare, i reattori a neutroni veloci sono rimasti commercialmente sfuggenti.
1. Il reattore sperimentale I (EBR I) inaugurò una nuova era quando divenne il primo reattore a generare quantità utilizzabili di elettricità dall’energia nucleare. Ha compiuto questa impresa il Dic. 20, 1951, accendendo quattro lampadine. Il giorno dopo, la produzione di EBR I è stata potenziata, e da quel punto fino alla sua disattivazione nel 1964, EBR I ha spesso generato tutta l’elettricità necessaria per alimentare il suo edificio. Fonte: Argonne National Laboratory
Nei decenni che seguirono la svolta dell’Argonne (Figura 1), il concetto che un reattore nucleare potesse “generare” più carburante di quanto consumasse rapidamente divenne un argomento cardine della ricerca nazionale adottata da una manciata di altri paesi, tra cui Unione Sovietica, Regno Unito, Francia, Germania, Giappone e India. Tuttavia, fino ad oggi, solo circa 20 reattori veloci hanno funzionato, alcuni dagli anni ‘ 50, e solo uno ha operato in una capacità commerciale—il prototipo commerciale francese Superphenix da 1.250 MWe, che ha funzionato dal 1985 al 1998, quando è stato chiuso per motivi politici.
Più recentemente, tuttavia, a causa dei progressi tecnici e della crescente esperienza operativa, l’interesse per la tecnologia dei reattori veloci sembra essere stato nuovamente suscitato. Alla fine del 2016, la Russia ha messo online il BN-800 nella sua centrale nucleare di Beloyarsk (vincitore di POWER Top Plant nel novembre 2016), un progetto ampiamente considerato il “reattore più potente di generazione rapida del mondo.”Almeno altri 16 progetti di reattori veloci si stanno avvicinando alla distribuzione guidati da Stati Uniti, Francia, Belgio, Romania, Russia, Cina, Corea del Sud, India e Giappone. Due di questi progetti-il BN-1200 della Russia e il CDFBR—1200 della Cina-potrebbero essere progetti commerciali quando saranno online entro il 2030.
Nel frattempo, oggi il mondo è alle prese con le preoccupazioni sulle scorie nucleari con più urgenza che mai; dopo anni di arringhe politiche, sono stati fatti pochi progressi nello stoccaggio e nello smaltimento del combustibile esaurito. Argonne predice: “Anche se attualmente ce ne sono pochissimi operativi, alla fine si riveleranno vitali per estendere le forniture energetiche mondiali di uranio e torio a decine di migliaia di anni e per rimuovere la radiotossicità di lunga durata dal combustibile nucleare usato.”
Reattori veloci: Una razza diversa
Come spiega Argonne, quando un atomo in un reattore nucleare “fissisce” —o si divide in diversi frammenti più piccoli-i neutroni vengono rilasciati ad alta energia (velocità elevate). Nei reattori termici, che costituiscono la maggior parte della flotta mondiale di energia nucleare, i neutroni di fissione sono rallentati a basse energie (termiche) da collisioni con atomi leggeri all’interno del reattore: idrogeno nell’acqua nei reattori raffreddati ad acqua, deuterio nell’acqua pesante nei reattori raffreddati ad acqua pesante o carbonio nella grafite nei reattori raffreddati a gas. La maggior parte dei neutroni in questi reattori rallentano a basse velocità prima di avere la possibilità di causare fissioni successive scontrandosi con nuclei fissili—che di solito è uranio-235 (U-235).
“In un reattore veloce, tuttavia, i neutroni di fissione non vengono rallentati e invece causano fissioni scontrandosi con nuclei fissili ad alta energia”, ha detto il laboratorio. “Questo è importante perché più neutroni vengono rilasciati da fissioni causate da neutroni ad alta energia che da fissioni causate da neutroni termici.”Sebbene ogni reazione di fissione in un reattore distrugga un atomo fissile, gli atomi fissili possono anche essere creati quando un neutrone viene catturato in una reazione con un atomo fertile, di solito U-238.”
In sostanza, spiega il laboratorio, in un reattore di allevamento veloce, viene aggiunto U-238 in più in modo che vengano creati più atomi fissili di quelli distrutti dalla fissione. “Ciò significa che essenzialmente tutto il minerale di uranio originale (che è 99.3% U-238 e 0.7% U-235) può essere utilizzato come combustibile per reattori in un reattore di allevamento veloce. Al contrario, solo circa l ‘ 1% dell’uranio originale viene consumato in un reattore termico.”L’effetto, ha osservato, è che un reattore veloce potrebbe estendere le risorse mondiali di uranio di un fattore di circa 60.
Un secondo vantaggio, più significativo, è che i reattori veloci ” possono distruggere, per fissione, i materiali (plutonio, americio, curio, ecc.) che rendono il combustibile nucleare usato radioattivo per più di centinaia di anni”, ha detto Argonne. “Questi elementi si fissano abbastanza bene quando si scontrano con neutroni veloci, mentre si fissano molto meno o per niente quando si scontrano con neutroni termici. Pertanto, questi materiali funzionano come combustibile nei reattori veloci, invece di funzionare come prodotti di scarto, come fanno nei reattori termici. Questa caratteristica dei reattori veloci rende il problema dello smaltimento del combustibile usato molto più semplice utilizzando le parti di emivita più lunghe dei rifiuti come risorsa energetica.”
L’Ampia gamma di Tecnologie In fase di Sviluppo
Secondo l’Agenzia Internazionale dell’Energia Atomica (AIEA), il potenziale di spinta che di reattori veloci sistemi operativi completamente chiuso il ciclo di offrire al nucleare e l’efficienza del carburante e di gestione dei rifiuti—e le loro implicazioni per la sostenibilità—è ampiamente riconosciuta e attiva di sviluppo continua in molti paesi del reattore, acqua, gasolio e carburante a ciclo tecnologie. In una conferenza di giugno 2017 che l’agenzia ha ospitato per il reattore veloce del mondo e la relativa comunità del ciclo del combustibile in Russia (i cui atti sono stati pubblicati lo scorso dicembre), una vasta gamma di progetti dimostrativi, che vanno dalla piccola alla grande scala, sono stati segnalati per essere in fase di studio, progettazione e costruzione.
Come Subhash Chandra Chetal, ex capo del Centro indiano Indira Gandhi per la ricerca atomica, ha detto ai partecipanti nel suo discorso di apertura, la varietà della ricerca è vertiginosa. “La comunità dei reattori veloci è ben consapevole che non esiste un refrigerante perfetto per i reattori veloci e la scelta viene deliberata di volta in volta sia all’interno dei singoli paesi che nei forum internazionali.”Il Forum internazionale Generation IV (GIF), un’associazione fondata nel 2000 per far avanzare l’energia nucleare nella sua quarta generazione, oggi ha 14 paesi membri e ha distillato quasi 100 concetti esistenti in quattro categorie di spettro di neutroni veloci che dice offrono “la più promessa.”
2. Fondamentale per il programma russo “PRORYV”—o “Breakthrough” -è stata la costruzione di un reattore veloce BN-800 progettato dal braccio di ingegneria nucleare di Rosatom OKBM Afrikantov, che alla fine ha dato il via come quarta unità a Beloyarsk nel 2006. L’unità ha iniziato a funzionare a dicembre 2016. Courtesy: Rosatom
Reattore veloce raffreddato al sodio (SFR) con ciclo del combustibile chiuso. Il più maturo di tutti i concetti, 20 prototipi SFR o dimostrazioni sono stati costruiti in tutto il mondo, che hanno fornito più di 400 reattore-anni di funzionamento. Gli esempi includono BN-800 a Beloyarsk 4 (Figura 2) in Russia, FBTR dell’India, SuperPhenix della Francia e EBR I e II negli Stati Uniti Un certo numero di società private, come GE Hitachi e TerraPower, hanno anche mostrato interesse per SFR.
“Un’esperienza operativa molto preziosa è stata accumulata dai reattori veloci operativi come feedback per la progettazione futura in termini di conservazione e scartamento per progetti futuri in termini di materiali, opzioni di progettazione e tecnologia al sodio”, ha osservato Chetal. Recenti test di metallo ad ossido misto e carburi hanno mostrato “risultati eccellenti” e il consumo di carburante è stato aumentato sistematicamente con il miglioramento dei materiali strutturali del nucleo. Nel frattempo, ” Le cause delle perdite di sodio in diversi reattori a causa dell’inadeguatezza della progettazione nel dettaglio del design, della carenza di produzione, dei materiali di costruzione e dello striping termico sono abbastanza ben comprese e vengono incorporate nei progetti futuri.”Tuttavia,” Una seria preoccupazione è ancora sentita in alcuni paesi per le perdite di sodio, e le tubazioni a doppia parete nei circuiti secondari sono selezionate per evitare il fuoco di sodio da alcuni progettisti”, ha affermato.
Reattore veloce raffreddato al piombo (LFR) a ciclo chiuso del combustibile. LFRs sono raffreddati da piombo fuso (o leghe a base di piombo), che non offre reazioni rapide con acqua e aria come con SFRs. Le LFRS funzionano ad alta temperatura ed a pressione atmosferica vicina, circostanze permesse a causa del punto di ebollizione molto alto del liquido refrigerante (fino a 1743C) e della sua pressione di vapore bassa. Il refrigerante è piombo puro o una lega di piombo, più comunemente la miscela eutettica di piombo e bismuto, noto anche come LBE. Gli esempi includono il reattore europeo di grande potenza da 600 MW e il russo BREST-300 e un microreattore, SSTAR, che presenta una durata del nucleo molto lunga. Aziende private come Westinghouse, Hydromine o LeadCold hanno anche sviluppato progetti LFR di base.
Reattore veloce raffreddato a gas (GFR) a ciclo chiuso del combustibile. I GFRS, raffreddati dall’elio, sono proposti come alternativa a più lungo termine agli SFRs. GIF ha evidenziato diverse caratteristiche interessanti del sistema nucleare innovativo. Utilizza “un refrigerante monofase chimicamente inerte, che non si dissocia o si attiva, è trasparente e mentre il coefficiente di vuoto del refrigerante è ancora positivo, è piccolo e dominato dal feedback Doppler”, ha affermato. Nel frattempo, il nucleo del reattore ha una densità di potenza relativamente elevata e offre un’ispezione migliorata e una gestione semplificata del refrigerante. Le sue alte temperature di uscita del nucleo sono superiori a 750F, ma ciò “pone richieste onerose sulla capacità del combustibile di funzionare continuamente con l’alta densità di potenza necessaria per una buona economia dei neutroni in un nucleo di reattore veloce”, ha detto, uno svantaggio che richiederà un combustibile robusto e esigenze strutturali. Tra i sistemi GFR privati c’è il progetto General Atomics’ EM 2. Tuttavia, secondo GIF, il concetto di GFR è ancora in fase di redditività e molti non entrano nella fase di performance prima del 2022.
Reattore a sale fuso (MSR) con concetti di neutroni termici e veloci con ciclo del combustibile chiuso. Un concetto sviluppato nel 1950, il concetto utilizza sale fuso sia come combustibile e refrigerante, e grafite come moderatore. Secondo GIF, questi tipi di reattori a combustibile liquido presentano vantaggi chiave rispetto ai sistemi a combustibile solido. Questi includono, ” La possibilità di regolazione della composizione del combustibile (fertile / fissile)e il ritrattamento del combustibile senza spegnere il reattore; la possibilità di superare le difficoltà della fabbricazione/ri-fabbricazione del combustibile solido con grandi quantità di elementi transuranici (TRUS); il potenziale per un migliore utilizzo delle risorse ottenendo un elevato consumo di carburante (con TRUS che rimane nel combustibile liquido per subire la fissione o la trasmutazione a un elemento fissile).”Gli MSR a spettro rapido offrono il meglio delle tecnologie a reattore rapido e sale fuso, tra cui l’utilizzo esteso delle risorse e la minimizzazione dei rifiuti, nonché la bassa pressione, l’alta temperatura di ebollizione e la trasparenza ottica, ha affermato.
Esempi includono il MSFR da 1.400 MWe sviluppato dalla Francia nell’ambito del progetto SMOFAR, che ha un ciclo del combustibile al torio, e il progetto MOSART da 1.000 MWe della Russia. La Cina sta anche studiando un reattore ad alta temperatura raffreddato a sale di fluoro e un reattore termico a sale di fluoro fuso al torio. Il settore privato, nel frattempo, ha lanciato diversi progetti in tutto il mondo. Tra le aziende di nota sono TerraPower, Thorcon, Terrestrial Energy, Flibe Energy, Transatomic Power, Elysium Industries, Alpha Tech Research Corp. e Kairos Power.
GIF ha anche notato, tuttavia, che le sfide di ricerca e sviluppo sono numerose. “Per il combustibile liquido opzione che ha chiuso il ciclo del combustibile, hanno a che fare con il sale di proprietà (fisiche, chimiche e proprietà termodinamiche) e la solubilità di attinidi e prodotti di fissione nel sale; progettazione del sistema e l’analisi di sicurezza (compreso lo sviluppo di avanzate neutronic e termo-idraulico di traino modelli); sviluppo di materiali avanzati (compresi gli studi sulla loro compatibilità con i sali fusi e il comportamento in alta flussi di neutroni ad alta temperatura); corrosione e trizio rilascio di prevenzione basata sulla corretta sale fuso controllo Redox; sviluppo di tecniche efficienti di estrazione di prodotti di fissione gassosa dal sale combustibile mediante gorgogliamento di elio; foglio di flusso per la lavorazione del sale combustibile (comprese prove di estrazione riduttiva per la separazione di attinidi/lantanidi); e sviluppo di un approccio di sicurezza (e resistenza alla proliferazione) dedicato ai reattori alimentati a liquido.”Il concetto è ancora in una fase di fattibilità o fattibilità e la fase di prestazione potrebbe non iniziare fino al 2025, ha osservato.
La ricerca di una migliore economia
Mentre i lavori hanno mostrato un generale ottimismo sul futuro dei reattori veloci, diversi oratori hanno riconosciuto sfide che potrebbero ostacolare il progresso dei reattori veloci. L’AIEA ha detto, ad esempio, ” Per raggiungere il pieno potenziale dei reattori a neutroni veloci, raggiungendo una vera svolta nell’utilizzo dell’energia nucleare, gli sviluppi della ricerca e della tecnologia dovranno dimostrare il rispetto dei moderni criteri di competitività economica, severi requisiti di sicurezza e sicurezza, sviluppo sostenibile, resistenza alla proliferazione e accettazione pubblica.”
Secondo Chetal, la ricerca di una migliore economia è ostacolata da una carenza di informazioni perché solo gli SFR sono stati finora costruiti per scopi dimostrativi e commerciali. “La fattibilità tecnologica degli SFRs è stata ben dimostrata nei reattori sperimentali e dimostrativi. Tuttavia, la competitività economica di SFR non è stata ancora ben dimostrata”, ha osservato. “Il costo percepito più elevato di SFRs rispetto a ha ostacolato la sua crescita. Il confronto economico tra SFR e LWR ha forti legami con il costo dell’uranio, che attualmente mette sotto pressione SFRs per cercare modi e mezzi per migliorare il costo del capitale, i tempi di costruzione e il fattore di capacità”, ha affermato.
Alcuni progetti russi di reattori veloci potrebbero già essere stati apportati miglioramenti sostanziali, ha suggerito E. O. Adamov, esperto del progetto PRORYV di Rosatom. Il progetto federale ha, dal 2012, cercato di creare una base tecnologica per l’uso di reattori veloci su larga scala utilizzando le conoscenze acquisite dal funzionamento del BN-800 a Beloyarsk 4. Ad oggi, il BN-600, un reattore veloce costruito nel 1981 (Beloyarsk 3), è stato trovato economicamente paragonabile alla tecnologia russa VVER, se può essere scalato. Adamov ha detto che la Russia sta ora cercando di dimostrare che il BN-1200 che è in fase di sviluppo—e differisce significativamente dai precedenti modelli BN—può competere con “le migliori centrali nucleari sui neutroni termici.”Un confronto tra il costo livellato dell’energia per i reattori veloci e le centrali elettriche a turbina a gas a ciclo combinato (CCGT) in condizioni russe ha prodotto intuizioni chiave, ha osservato. Uno è che le centrali nucleari con reattori termici a ciclo aperto del combustibile “non possono garantire un ulteriore sviluppo competitivo efficiente.”Se vengono raggiunti i requisiti di prestazione stabiliti per gli impianti BN-1200, tuttavia, i reattori veloci potrebbero facilmente competere rispetto ai CCGT e persino alle fonti rinnovabili, ha affermato.
L’India, che sta commissionando un prototipo di reattore fast-breeder (PFBR) da 500 MW a Kalpakkam nel Tamil Nadu, ha nel frattempo riconosciuto che il costo degli impianti di ritrattamento sarà importante per il futuro dei reattori veloci. La” valutazione indiana mostra che è prudente co-localizzare l’impianto del ciclo del combustibile del reattore veloce per il ritrattamento e la rifabbricazione nello stesso sito del reattore e dovrebbe essere progettato per più reattori”, ha detto Chetal. “Alla luce di ciò, un impianto di ciclo del combustibile per reattori veloci è in costruzione presso il sito di PFBR per riprocessare e rifabbricare gli elementi di combustibile per PFBR e altri due reattori MOX da 600 MW ciascuno.”
Altri ostacoli che rallentano i reattori veloci
I primi reattori veloci del loro genere affrontano anche la difficile sfida di ottenere licenze tempestive. Come hanno notato diversi oratori alla conferenza dell’AIEA, pochi esperti all’interno di ambienti normativi sono esperti nelle sfide dei reattori veloci. La mancanza di competenze tecniche necessarie per produrre componenti per impianti di reattori veloci, nonché per costruirli, commissionarli, gestirli, mantenerli e disattivarli è altrettanto critica.
È fondamentale anche affrontare i problemi di sicurezza relativi all’ampia gamma di sistemi in fase di sviluppo. Ma molte ricerche sono state in corso anche su questo fronte, in particolare relative agli SFRs. In Giappone, ad esempio, i ricercatori stanno studiando i rischi attraverso la metodologia di valutazione. La Cina ha stabilito un codice di sicurezza per le condizioni nominali in base ai parametri SFR per il calore di decadimento e le interazioni di calcestruzzo di sodio. ASTRID, un progetto dimostrativo SFR che la Francia sta sviluppando in collaborazione con il Giappone, ha prodotto una guida alla progettazione della sicurezza con principi di base. La valutazione della sicurezza russa del BN-1200, nel frattempo, ha identificato tre tipi di incidenti oltre la progettazione: la perdita di potenza (dove le pompe nei circuiti primari e secondari si fermano e non c’è alimentazione idrica); l’introduzione di reattività ritirando di due barre di controllo; e un incidente blocco assemblaggio carburante).
Alla base di tutti questi sforzi vi è una rete sempre più intricata di cooperazione internazionale per favorire la condivisione di informazioni in materia di ricerca e sviluppo e di competenze tecniche. Insieme a GIF, l’AIEA coordina il progetto internazionale istituito nel 2000 su reattori nucleari innovativi e cicli del combustibile. Nel frattempo, l’Iniziativa industriale nucleare sostenibile europea sta sviluppando ASTRID in Francia, ALFRED, un LFR in Romania, e MYRRHA, che è un progetto principale di irradiazione di bismuto in Belgio. ■
—Sonal Patel è un editor associato di potere.
