Reattore nucleare di III generazione

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Viene denominato reattore nucleare di III generazione un reattore nucleare di potenza che incorpori sviluppi delle tecnologie della "seconda generazione" (la stragrande maggioranza di quelli attualmente in funzione), con miglioramenti "evolutivi" nel disegno, ma senza innovazioni sostanziali sui principi di funzionamento.

Tali miglioramenti derivano quindi da sperimentazioni effettuate durante la vita utile dei reattori nucleari di II generazione attuali, senza l'introduzione di modifiche radicali quali potrebbero essere la sostituzione del refrigerante-moderatore acqua con altri refrigeranti (elio, sodio e/o piombo fuso, ed i sali minerali fusi).

Indice

1 Il combustibile e il perdurante problema scorie
2 La migliorata sicurezza di esercizio
- 2.1 Varianti di Progetto
3 Prototipi in costruzione
4 Svantaggio nei costi di costruzione
5 Maggiore rendimento nell'utilizzo del combustibile
6 Note
7 Fonti
8 Voci correlate
9 Collegamenti esterni

[modifica] Il combustibile e il perdurante problema scorie

Come combustibile nucleare utilizzano l'ossido di uranio arricchito al 4-6% oppure le miscele di ossidi di uranio e plutonio (combustibile MOX).

In considerazione di ciò, non vi è nessun vantaggio sotto il profilo del lle scorie, che risultano analoghe ai reattori di generazioni precedenti quanto a durata e radiotossicità.

Come nei reattori di II generazione, il combustibile si trova sottoforma di piccole pasticche contenute nelle barrette del combustibile, rivestite normalmente in leghe di zirconio. Spesso vengono impiegate le tradizionali barre in argento,cadmio e indio per controllare la velocità della reazione a catena e spegnere il reattore.

[modifica] La migliorata sicurezza di esercizio

Il target in termini di sicurezza per questi reattori è di 10⁸ anni/reattore senza incidenti con danneggiamento grave del nocciolo, in altri termini un reattore costruito all'epoca della scomparsa dei dinosauri in teoria avrebbe meno del 50% di probabilità di essere soggetto ad un guasto di entità tale da causare un disastro ambientale.

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

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

Tra il contenitore interno e quello esterno vi è una intercapedine dove può circolare l'aria per raffreddare passivamante il contenitore metallico interno.

[modifica] Varianti di Progetto

Il primo reattore nucleare di III generazione entrò in servizio in Giappone nel 1996 ed è di tipo ABWR (Advanced Boiling Water Reactor), sviluppato dalla General Electric a partire dai BWR di seconda generazione^[1]

In molti progetti (ad.es EPR) il contenitore esterno è progettato come una doppia parete in cemento armato molto spesso, rinforzata con contrafforti, ed i loro progettisti le ritengono in grado di resistere sia ad impatti di aerei di linea che a terremoti della più elevata intensità.

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

[modifica] Prototipi in costruzione

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

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

[modifica] Svantaggio nei costi di costruzione

L'adozione di numerose misure di sicurezza porta ad un incremento nei costi di costruzione dei reattori III-Generazione, che hanno mantenuto stili costruttivi classici, al contrario dei reattori che invece sono passati alla prefabbricazione di molti componenti.

Ad esempio il costo di costruzione del reattore EPR - Franco-Tedesco (di progettazione classica), in costruzione a Olkiluoto in Finlandia, è di tre miliardi e duecento milioni di euro, mentre il costo di un reattore di III generazione Nippo-Americano Westinghouse-Toshiba AP-1000, progettato con ampio uso di prefabbricazioni, ha un costo del MW installato pari alla metà di quello del reattore EPR, per un costo d'impianto di un miliardo e quattrocento milioni di euro.

[modifica] Maggiore rendimento nell'utilizzo del combustibile

In generale la III-Generazione, comportando investimenti più elevati, fonda la sua competitività economica più sulla capacità di bruciare maggiori quantità di combustibile producendo meno scorie -ricavando dunque più energia dal singolo kg di uranio inserito- che dal contenimento dei costi di costruzione.

Il Reattore EPR infatti, a fronte di un costo capitale molto più elevato (più del doppio), garantisce però in fase operativa il doppio dei MW per ogni tonnellata di uranio inserito (il burn-up passa infatti da una media nei reattori odierni di 35.000 MWd/t a un livello pari a 70.000 MWd/t) riducendo al contempo di quasi il venti per cento la quantità di scorie emessa.