Reactor de fisiune nucleară

De la Wikipedia, enciclopedia liberă.
Salt la navigare Salt la căutare
Nucleul unui reactor nuclear în care poate fi văzută lumina albăstruie caracteristică efectului Čerenkov .

În ingineria nucleară, un reactor de fisiune nucleară este un tip de reactor nuclear capabil să gestioneze o reacție în lanț de fisiune nucleară într-o manieră controlată [1] (spre deosebire de un dispozitiv nuclear ) pornind de la material fisibil , pentru a produce electricitate datorită căldurii eliberate în timpul fisiunii. Așa se întâmplă în centralele nucleare , care pot conține mai multe reactoare nucleare în același loc.

Există reactoare de fisiune în scopuri de cercetare, în care puterea termică este prea mică pentru a justifica exploatarea printr-un ciclu termodinamic pentru producția electrică și reactoare de putere, utilizate de centralele nucleare, în care energia termică produsă de reactor este utilizată de exemplu vaporizarea apei , a cărei energie dinamică termofluidă este transformată mai întâi în energie mecanică prin utilizarea turbinelor cu aburi saturate ( ciclul Rankine ) și în cele din urmă în energie electrică de către alternatoare . Alte cicluri termodinamice, inclusiv ciclul Brayton, au fost, de asemenea, testate și avute în vedere pentru unele utilizări viitoare.

Din punct de vedere istoric, acesta este primul tip de reactor nuclear proiectat și construit și prima formă de aplicare civilă a energiei nucleare . În prezent, toate reactoarele nucleare comerciale se bazează pe procesul de fisiune nucleară , în timp ce cele de fuziune sunt încă în faza de studiu.

Istorie

Primele 16 reactoare naturale de fisiune nucleară cunoscute au devenit critice (adică „pornite”) acum aproximativ 1,7 miliarde de ani. [2] În Gabon [3] în cele 3 mine Oklo s-au găsit minereuri de uraniu cu o concentrație anormal de scăzută de 235 U ; fenomenul a fost explicat și datorită descoperirii produselor de fisiune, cu prezența naturală a concentrațiilor de 235 U în jur de 3%, dispuse în așa fel încât să constituie o masă critică și cu prezența apei lichide. Astăzi acest lucru nu mai este posibil datorită descompunerii mai rapide a 235 U față de 238 U, a cărei concentrație este acum mult mai mică peste tot, în jur de 0,7%.

Din punct de vedere istoric, însă, primul reactor nuclear construit de om a fost cel experimental-demonstrativ construit de echipa Enrico Fermi din Chicago , în reactorul CP-1 ( Chicago Pile-1 ) în care la 2 decembrie 1942 a avut loc prima reacție în lanț controlată a fost obținut și auto-susținut. Aproape simultan, au fost înființate în Oak Ridge fabrica pilot X-10 (critică în 1943) sub laboratorul METLAB și Hanford reactorul B (critic în septembrie 1944), ambele având ca scop producția de plutoniu , prima ca pilot unitate și a doua pentru producția la scară largă.

În decembrie 1954, reactorul Obninsk din URSS a devenit critic și a fost primul reactor nuclear de uz civil; a produs doar 5 MW de energie electrică, dar a fost totuși un precursor. La fel ca succesorii industriei sovietice, a fost un reactor de apă - grafit în care răcirea miezului a fost asigurată de apă ușoară și moderarea neutronilor prin blocuri de grafit, un excelent conductor de căldură, precum și un moderator eficient al fluxul de neutroni .

În 1954, reactorul BORAX (Borax-I) a devenit critic, dar neavând turbine nu a produs electricitate. După adăugarea turbinelor și schimbarea numelui în Borax-II în 1955, a început să producă electricitate comercială, alimentând orașul care îl găzduia ( Arco , Idaho , SUA ), deși în cantități mici (6,4 MW). Borax, spre deosebire de predecesorul său Obninsk-1 și succesorul Calder Hall, era un tip BWR ( Boiling Water Reactor ) în care fluidul de răcire este apă ușoară care schimbă faza. În cele din urmă, în 1956 a început primul reactor comercial de mare putere (50 MW), deci semnificativ din punct de vedere economic, cel al Calder Hall din Cumbria, Regatul Unit , de tipul grafitului gazos.

În Italia, primul reactor nuclear numit Avogadro RS-1 a fost construit în Saluggia în 1959 de un grup de companii private, al căror lider era Fiat , inclusiv Montecatini; a fost un reactor de cercetare de tip bazin, a fost utilizat în principal în scopuri experimentale și nu a fost niciodată conectat la rețeaua electrică națională, funcționarea sa a fost oprită în 1971 și apoi transformată într-un depozit pentru elementele de combustibil nuclear iradiate [4]

Prima centrală italiană pentru producerea de energie electrică (din nou de tipul GEC-Magnox cu grafit pe gaz, achiziționată din Anglia) a fost cea a Latinei , critică la 27 decembrie 1962 și care a produs 153 MWe (megawatti electrici), urmată de cea a Garigliano (1963), de tipul BWR General Electric în ciclul dual , și 150 MW și cel al lui Trino Vercellese (1964), de tipul PWR Westinghouse și de la 260 MW. [5]
La 31 decembrie 2009, AIEA a enumerat 443 de reactoare de fisiune nucleară în funcțiune și 56 în construcție destinate producției de energie, în principal în est (China, India, Rusia, Coreea), în timp ce alte 142 sunt planificate și 327 propuse. [6] [7]

Scurtă descriere a unui reactor de putere

Diagrama unui reactor nuclear.

Practic, la nivel logico-funcțional, un reactor nuclear nu este altceva decât o tehnologie concepută și dezvoltată pentru a exploata, în scopuri energetice, reacția de fisiune nucleară de către un combustibil nuclear într-un mod controlat, asigurând astfel anumite niveluri sau standarde de siguranță.

Sursa de energie a reactorului este, prin urmare, combustibilul prezent în miezul sau nucleul reactorului, compus din material fisibil (de obicei un amestec de 235 U și 238 U), îmbogățit până la 5% în 235 U. Este apoi posibil să utilizați combustibilul MOX, care este un amestec de oxizi de uraniu și plutoniu sau uraniu natural. Pentru al doilea combustibil, trebuie făcute modificări în reactor, în timp ce pentru reactoarele cu uraniu natural care utilizează apă grea sau grafit ca moderator.

Pentru a încetini neutronii și a le termaliza, adică a le încetini până la o energie cinetică mai mică decât eV și astfel crește probabilitatea de a fisa combustibilul, în conformitate cu însăși fizica reacției, este necesar să folosiți un moderator .

Fisiunea miezului combustibilului generează energie, în principal sub forma energiei cinetice a fragmentelor de fisiune și a razelor gamma . Fragmentele de fisiune care încetinesc combustibilul generează căldură care este îndepărtată de un fluid frigorific purtător de căldură (gazos sau lichid sau care suferă o schimbare de fază în proces) care îl transportă către utilizator , direct sau indirect, prin intermediul generatoarelor de abur , aproape întotdeauna o unitate de turbo-alternator pentru producerea de energie electrică în partea termoelectrică a centralei nucleare . Purtătorul de căldură pentru lichidul de răcire poate fi, de asemenea, moderatorul în sine, la fel ca în cazul reactoarelor cu apă ușoară.

Reactorul atinge așa-numita stare critică sau are o masă critică astfel încât reacția de fisiune în lanț să se poată susține într-un mod stabil.

Reactorul are, de asemenea, așa-numitele bare de control , adică bare metalice (în general aliaje de argint , cadmiu și indiu sau carburi de bor ) adecvate pentru absorbția excesului de neutroni eliberați de reacția pe care ei la rândul ei o alimentează; pot fi introduse în miez și sunt utilizate pentru a modula în funcție de puterea de energie care trebuie generată, pentru a menține sub control și, în cele din urmă, pentru a opri reacția în lanț de fisiune în caz de criticitate. Acest lucru evită, de exemplu, că reacția devine necontrolată cu eliberarea unor cantități enorme de energie care pot duce la așa-numita topire a miezului (parțială sau totală) pentru temperaturi foarte ridicate, la eșecul ulterior al diferitelor straturi de izolare. nivelului de temperatură cu dispersia materialului radioactiv în mediul înconjurător și / sau producerea de gaze explozive, cum ar fi hidrogenul, cu posibila explozie a reactorului în sine și consecințe foarte grave asupra siguranței publice din cauza difuzarea unor cantități mari de materiale extrem de radioactive și niveluri de radiații la fel de dăunătoare (a se vedea accidentul nuclear ).

Adesea, chiar și atunci când reactorul este oprit, fluxul fluidului de transfer al căldurii de răcire trebuie să continue să scadă temperatura reactorului și să disipeze în continuare căldura reziduală produsă de radioactivitatea materialului combustibil, evitând încă o dată problemele de supraîncălzire menționate mai sus.

În orice caz, în mod specific, fiecare tip de reactor are, pe baza designului și construcției sale, caracteristicile sale din punct de vedere al siguranței (de obicei un reactor are unul sau mai multe straturi de izolare externe), costuri și eficiență.

Consumul progresiv de combustibil nuclear în nucleu implică formarea de materiale reziduale numite și reziduuri sau produse de fisiune care nu mai sunt utile pentru fisiunea însăși și, la rândul lor, sunt radioactive (binecunoscutele deșeuri nucleare ) și care, prin urmare, trebuie cumva îndepărtate periodic din reactor și ulterior eliminat.

Clasificarea reactoarelor nucleare

„Sistemul de informații al reactoarelor de putere” (PRIS) și „Sistemul de informații al reactoarelor avansate” (ARIS), ale Agenției Internaționale pentru Energie Atomică (AIEA / AIEA), clasifică reactoarele nucleare în diferite tipuri („tip”) și modele („ model "), prezentat în următoarele tabele:

Clasificarea reactoarelor în conformitate cu PRIS (2018) [8] [9]
Tipuri Modele Reactoare
Piesă tematică Numele complet Operațional Constructie Dezactivat
BWR Reactor moderat și răcit cu apă ușoară AA-III BWR-25, ABWR , BWR-1, BWR-2, BWR-3, BWR-4, BWR-5, BWR-72, ESBWR 75 4 40
FBR Reactor de ameliorare rapidă BN -20 / -350 / -600 / -800 / -1200, metal lichid FBR, Na-1200, PH-250, prototip 3 1 8
GCR Reactor moderat cu grafit, răcit cu gaz AGR , MAGNOX , UNGG 14 38
HTGR Reactor răcit cu gaz la temperatură înaltă HTR-PM, prototip de reactor cu pat de pietriș, reactor cu pat de pietriș 1 4
HWGCR Reactor răcit cu gaz moderat cu apă grea HWGCR: 2 bucle, KS 150, MONTS-D'ARREE, reactor cu tub de presiune 4
HWLWR Reactor răcit cu apă ușoară, fierbinte, moderat, cu apă fierbinte ATR, HW BLWR 250 2
LWGR Reactor moderat cu grafit, răcit cu apă AM-1 , AMB-100 / -200 , EGP-6 , RBMK-1000 / -1500 15 9
PHWR Reactor sub presiune moderat și răcit cu apă grea CANDU , tip tub orizontal de presiune, PHWR-700, PHWR KWU 49 4 8
PWR Reactor moderat și răcit sub presiune, lumină-apă 297 47 50
SGHWR Reactor de apă grea care generează abur 1
X Alte LMGMR (SGR- reactor moderat cu grafit răcit cu sodiu), OCM (reactor răcit organic și moderat) 2
TOTAL 453 57 166
Clasificarea reactoarelor conform ARIS [10]
Tipuri Modele Reactoare
Piesă tematică Numele complet Operațional Constructie Proiect
BWR Reactor moderat și răcit cu apă ușoară ABWR, ABWR-II, ESBWR, KERENA, RMWR
GCR Reactor moderat cu grafit răcit cu gaz VHTR ( IV-Gen )
GFR ( IV-Gen ) Reactor rapid răcit cu gaz
HWR Reactor cu apă grea
iPWR Reactor de apă integrat sub presiune
LFR ( IV-Gen ) Reactor rapid cu răcire cu plumb
MSR ( IV-Gen ) Reactor de sare topită
PWR Reactor moderat și răcit sub presiune, lumină-apă AP1000 , APR-1400, EPR , KLT-40S, VVER
SCWR ( IV-Gen ) Reactor supercritic răcit cu apă
SFR ( IV-Gen ) Reactor rapid răcit cu sodiu

Reactoare de generația I și II

Așa-numitele reactoare „testate” sunt cele a căror stabilitate operațională a fost verificată pentru utilizări civile comerciale. Sunt cunoscute astăzi diverse tipuri de reactoare nucleare, clasificate în general în funcție de tipul de combustibil utilizat, sistemul de răcire / generare a aburului și tipul de moderator. Primele modele, începând cu CP-1, erau de tip grafit-gaz, apoi dezvoltate comercial în diferite versiuni, principalele fiind reactoarele Magnox ( Magnesium Uranium Oxide ) (GEC) și RBMK. Ambele utilizate (de fapt există mai multe reactoare RBMK încă în uz și unele Magnox în versiunea Advanced Gas Cooled Reactor ) au îmbogățit uraniul ca combustibil.

Marele avantaj al modelelor cu gaz este posibilitatea utilizării fluidelor inerte ca fluid refrigerant , evitând astfel problemele de coroziune ale apei cu temperatură ridicată (care, de asemenea, atunci când este iradiată, se împarte parțial în componente, generând hidrogen periculos, precum și oxigen liber. agravează problemele de coroziune) și în densitatea redusă a agentului frigorific care, prin urmare, nu absoarbe neutroni în mod semnificativ. Problema majoră, invers, constă în coeficientul relativ scăzut de schimb de căldură al gazului și în imposibilitatea de a obține moderarea neutronilor prin fluidul în sine, necesitând astfel utilizarea unor structuri de grafit scumpe (și instabile, la temperaturi ridicate) sau utilizarea apei.

Prin urmare, s-au stabilit modelele răcite cu apă ușoară (și moderate) , care în esență sunt cazane în care focarul este înlocuit cu toate elementele de combustibil. Dintre acestea există două modele sau lanțuri de aprovizionare: cele în care vaporizarea apei are loc în contact cu elementele combustibile sau, în orice caz, în același recipient care le conține, numit tip BWR ( Boiling Water Reactor) - vezi și mai sus datele Boraxului), care trimit apoi un vapor mai mult sau mai puțin slab radioactiv în turbină și pe cele care utilizează un circuit intermediar, prin care un fluid frigorific (de obicei apă plată) intră în contact cu combustibilul, se încălzește și, fără schimbându-și faza, circulă într-un generator de abur extern în care transferă căldura către altă apă, care de această dată vaporizează și generează electricitate în grupul turbinei-alternator. Se numesc PWR ( Reactor de apă sub presiune ). Aburul care ajunge în turbină în condiții normale de funcționare nu mai este radioactiv.

Au existat încercări de a folosi combustibili mai puțin costisitori (adică uraniu neîmbogățit, prezent în mod normal în natură) și au fost propuse două modele similare de reactoare și parțial studiate în colaborare: CIRENE ( CISE Mist Reactor ), dezvoltat inițial de Centrul pentru Studii din Italia și Experiențe ale ENEL și CANDU ( Canada Deuterium Uranium ) dezvoltat de Comisia Canadiană pentru Energie Atomică. Aceste reactoare, pentru a depăși economia de neutroni relativ slabă datorită unui conținut scăzut de 235 U, utilizează apă grea ca lichid de răcire și moderator, care are o secțiune transversală foarte mică (adică probabilitate) de captare a neutronilor. Diferența dintre cele două lanțuri de alimentare constă în circuitul de răcire, cu apă clocotită pentru CIRENE (de unde și denumirea de reactor de ceață), care îl califică drept BHWR ( Boiling Heavy Water Reactor ) și cu apă sub presiune pentru CANDU , care îl califică ca PHWR ( Reactor de apă grea sub presiune ). Lanțul de aprovizionare CANDU și-a exprimat afirmația comercială în special în Canada și în țările potențial interesate de capacitățile sale plutonigenice (India, Argentina), în timp ce proiectul CIRENE a fost suspendat înainte de încheierea sa, din cauza moratoriului nuclear italian, în timpul construcției centralei prototip. în Latina.

Dintre reactoarele de putere, trebuie menționate cele utilizate pentru tracțiune. Nevoile, în acest caz, sunt cele de ușurință și de izolare excelentă a radiațiilor: în acest scop se folosește în general lanțul de aprovizionare PWR, deoarece permite menținerea turbinelor și a generatorilor într-o zonă sigură, deoarece fluidul este liber de radiații. În realitate, circuitul primar a fost, de asemenea, construit cu fluide diferite, la fel ca în reactorul italian ROSPO ( Zero Power Experimental Organic Reactor ), construit ca prototip mai întâi pentru submarinul nuclear Marconi care nu a fost construit niciodată și ulterior pentru nava de propulsie la fel niciodată construită Centrală nucleară Enrico Fermi , în care au fost folosite produse organice ceroase, similar cu uleiurile diatermice obișnuite - întotdeauna cu scopul de a reduce dimensiunile. În ciuda numeroaselor proiecte (nava germană Otto Hahn, nava americană Savannah și altele au fost de fapt construite, dar fără mare succes), propulsia nucleară este acum utilizată doar în submarine militare (și unele cercetări), portavioane mari și spargătoare de gheață nucleare rusești . Recent, a început construcția unor reactoare de putere instalate pe nave speciale, pentru a furniza energie instalațiilor de foraj arctice pentru extracția de petrol și gaze. [ fără sursă ]

Reactoare de gaze nucleare (GCR)

Pictogramă lupă mgx2.svg Același subiect în detaliu: Reactorul cu gaz nuclear .

Sunt moderate până la dioxid de carbon - grafit .

Acum, GCR-urile dezafectate au putut folosi uraniu natural ca combustibil, permițând astfel țărilor care le-au dezvoltat să producă uraniu îmbogățit pentru a produce plutoniu și arme nucleare, fără a fi nevoie să depindă de importurile din alte țări. Statele Unite și Uniunea Sovietică. Evoluția engleză de acest tip a fost AGR, acronimul pentru reactor avansat răcit cu gaz ( reactor avansat răcit cu gaz ) este un tip de reactor nuclear de a doua generație dezvoltat de Marea Britanie , pe baza designului Magnox . Spre deosebire de Magnox , gazul purtător de căldură este menținut la o temperatură mai mare pentru a-și crește eficiența termică. În consecință, oțelul inoxidabil este utilizat ca strat de acoperire a combustibilului pentru a permite rezistența acestuia la temperaturi ridicate, ceea ce implică necesitatea utilizării ca combustibil a uraniului îmbogățit , care nu mai este natural, tocmai datorită faptului că oțelul are o capacitate remarcabilă de a absorbi neutronii. .

Reactoare nucleare cu apă ușoară (LWR)

Pictogramă lupă mgx2.svg Același subiect în detaliu: Reactorul nuclear cu apă ușoară .

Lanțul de aprovizionare RBMK

Pictogramă lupă mgx2.svg Același subiect în detaliu: reactorul nuclear RBMK .

Sunt reactoare de apă moderată cu grafit .

Moderatorul este atât grafit, cât și apă, care acționează și ca purtător de căldură. Această caracteristică conferă reactorului un coeficient de vid pozitiv periculos care generează excursii puternice de putere, în special la puteri mici. Lanțul de aprovizionare a fost construit numai în fostele țări ale URSS ; accidentul de la Cernobîl a implicat un reactor de acest tip.

Lanțul de aprovizionare BWR

Pictogramă lupă mgx2.svg Același subiect în detaliu: reactor nuclear cu apă clocotită .

Sunt reactoare cu apă clocotită.

În aceste reactoare, apa din vas își schimbă starea și este atât moderator, cât și purtător de căldură, trecând de la lichid la vapori, cu un titru mediu care lasă miezul reactorului de aproximativ 15%. Aburul produs este trimis direct la turbină pentru generarea de energie electrică, ceea ce permite o eficiență termodinamică puțin mai mare în comparație cu lanțul de aprovizionare PWR .

Lanțul de aprovizionare PWR

Pictogramă lupă mgx2.svg Același subiect în detaliu: Reactor nuclear cu apă sub presiune .

Sunt reactoare cu apă sub presiune.

În aceste reactoare, apa din vas este menținută în stare lichidă, crescând foarte mult presiunea acesteia. Apa este atât un moderator, cât și un purtător de căldură, dar pentru generarea de electricitate trece prin schimbătoare de căldură, numite generatoare de abur . Deoarece există, prin urmare, un schimbător de căldură între sursa de căldură și turbină, eficiența termodinamică este ușor mai mică decât în ​​lanțul BWR .

Reactoare nucleare cu apă grea (HWR)

Pictogramă lupă mgx2.svg Același subiect în detaliu: reactor nuclear cu apă grea .

Lanțul de aprovizionare HBWR

Pictogramă lupă mgx2.svg Același subiect în detaliu: Reactor nuclear cu apă clocotită .

Pentru reactoarele cu apă grea din clasa BWR, se remarcă problema gravă a instabilității, datorită coeficientului lor pozitiv de temperatură-putere. În prezent, nu există modele în funcțiune.

Lanțul de aprovizionare PHWR

Pictogramă lupă mgx2.svg Același subiect în detaliu: Reactorul nuclear cu apă grea sub presiune și CANDU .

Un tip de reactor PWR moderat cu apă grea de a doua generație.

Principalele tipuri de reactoare de generație III și III +

Pictogramă lupă mgx2.svg Același subiect în detaliu: reactorul nuclear de generația a treia .

Așa-numitele reactoare de generația a treia sunt versiuni îmbunătățite ale reactoarelor de generația a doua, ale căror caracteristici de bază încorporează. Prin urmare, ele nu fac diferențe conceptuale substanțiale în funcționare nici în ceea ce privește fluidele refrigerante, nici „combustibilul” (altele decât posibilitatea de a atinge rate de ardere mai mari, crescând astfel factorul de încărcare și având mai puțin plutoniu la ieșire [11] ) și, prin urmare, nu există nici îmbunătățiri substanțiale în ceea ce privește deșeurile produse.

Cu toate acestea, acestea au o abordare diferită a filozofiei de proiectare, inclusiv accidente grave în accidentele de proiectare de bază. Acest lucru a condus la punerea în aplicare a unor măsuri de protecție tehnice suplimentare (sisteme de captare a miezului, sisteme pasive de refrigerare etc.) care ar trebui să facă aceste noi tipuri de sisteme capabile să evite contaminarea externă în caz de accident.

Principalele lanțuri de aprovizionare din această generație sunt o evoluție a reactoarelor de apă pe scară largă de tip PWR, BWR sau CANDU. În prezent [12] 4 reactoare de generație ABWR tip III sunt deja în funcțiune în Japonia, 2 EPR sunt în construcție în Europa (Franța și Finlanda) și două în China , 3 ABWR sunt în construcție în Japonia și Taiwan și două propuse pentru SUA [13] ] , Au fost comandate 4 unități ale lanțului de aprovizionare AP1000 [14] în China, 2 în Coreea de Sud și 14 în SUA [13] .

Lanțul de aprovizionare GCR

Țară Proiecta
Statele Unite Statele Unite

Reactor nuclear modular cu pat de pietriș (PBMR)

Pictogramă lupă mgx2.svg Reactor nuclear modular cu pat de pietriș .

Lanțul de aprovizionare BWR

Țară Proiecta
Japonia Japonia / Suedia Suedia
Statele Unite Statele Unite

Lanțul de aprovizionare PWR

Țară Proiecta
Franţa Franța / Germania Germania
China China
Japonia Japonia
Coreea de Sud Coreea de Sud
Rusia Rusia
Statele Unite Statele Unite

Lanțul de aprovizionare PHWR

Țară Proiecta
Canada Canada
India India

Reactoare experimentale și generaționale

Teoriile și experimentele cu privire la anumite tipuri de reactoare au început în anii 1940 , folosind fluide de răcire diferite și / sau folosind neutroni rapid, mai degrabă decât lente (sau termice ), cum ar fi cele din prima și a doua generație. Unele dintre aceste experimente au avut ca rezultat prototipuri sau aplicații militare sau chiar prototipuri de centrale electrice precum Superphénix în Franța (mijlocul anilor șapte , din care 30% este și din Italia), fără a da totuși rezultatele dorite, mai ales din punct de vedere din punct de vedere al siguranței și fiabilității.

Posibilitatea producerii de materiale fisibile a dus la reluarea proiectului, destinat inițial pentru utilizare militară, a reactoarelor de ameliorare rapidă sau FBR ( Fast Breeder Reactor ). De fapt, produc mai mult combustibil fisibil decât folosesc ei înșiși, exploatând reacția 238 U + n -> 239 U - e - -> 239 Np - și - -> 239 Pu, care este un material fissil care poate fi utilizat în reactor. Aceste reactoare sunt numite rapide deoarece nu au moderator (neutronii emiși cu spectru de energie rapidă din fisiune nu sunt încetiniți) - există un interes în creșterea producției de neutroni cât mai mult posibil pentru a crește reacția de fertilizare și, prin urmare, produce mai mult 239 Pu . În acest scop, utilizează un metal lichid, de obicei sodiu , ca mediu de răcire, care are avantajul de a fi lichid la presiune atmosferică până la peste 800 ° C și, prin urmare, nu necesită sisteme complexe de presurizare. În afară de aceasta, circuitul secundar este similar cu cel al unui reactor PWR. O particularitate sunt elementele de combustibil, care utilizează 235 U la o concentrație mare (15% și mai mult) sau 239 Pu și sunt înfășurate de alte elemente în 238 U tocmai pentru a produce noul combustibil.

Având în vedere costul ridicat de producție al materialului fisionabil, sistemele au fost, de asemenea, proiectate pentru a utiliza materialul mai eficient, printre acestea ne amintim de reactorul UHTREX ( Experimentul cu reactoare de înaltă temperatură ), al cărui obiectiv era să evalueze dacă utilizarea peletelor nu acoperă reducerea otrăvirii materialului fisibil, creșterea astfel a procentului de combustibil utilizabil, a fost suficientă pentru a contrabalansa defectele legate de contaminarea mai mare a circuitului primar.

Printre primele reactoare proiectate s-a numărat PEC-ul italian ( Testul elementelor de combustibil ), a cărui construcție pe șantierul Brasimone din Apeninii toscano-emilian nu a fost niciodată terminată, ceea ce a funcționat la proiectul franco-italian-german al Phénix, care a avut ca rezultat ulterior în construcția reactorului NERD Superphénix din Creys-Malville.

Reattore Autofertilizzante Veloce a Metallo Liquido (LMFBR)

Magnifying glass icon mgx2.svg Lo stesso argomento in dettaglio: Reattore nucleare autofertilizzante .

Una delle possibili evoluzioni parzialmente già sperimentate (finora con scarso successo pratico) è l'uso di neutroni veloci anziché neutroni termici . L'uso dei neutroni veloci permette di rendere autofertilizzanti i reattori a uranio; peraltro, lo stesso obiettivo può essere raggiunto anche con neutroni termici utilizzando il torio al posto dell'uranio.

Tuttavia la ricerca ha ampiamente privilegiato i reattori a uranio per via della loro abbondante produzione di plutonio . A tal fine è stato necessario studiare reattori raffreddati con sostanze diverse dall'acqua e che non "moderassero" (frenassero) i neutroni, in particolare metalli liquidi.

Reattore LFR

Magnifying glass icon mgx2.svg Lo stesso argomento in dettaglio: Reattore nucleare al piombo .

In questo tipo di reattori il fluido refrigerante a contatto con il nocciolo è piombo , liquido per l'alta temperatura, anziché acqua (leggera o pesante) o un gas. Questo conferisce a questa classe di reattori alcune caratteristiche particolari:

  • Migliore rendimento termodinamico : grazie all'elevata temperatura di ebollizione del piombo, il fluido refrigerante può trasportare elevate potenze termiche ad alte temperature, mantenendosi comunque liquido anche a pressioni molto basse, ossia di poco superiori a quella atmosferica. Le elevate temperature portano così a un rendimento maggiore in confronto ai reattori ad acqua, leggera o pesante.
  • Schermo biologico ridotto : la maggiore densità del piombo scherma parzialmente le radiazioni, rendendo necessario uno schermo biologico meno spesso, problematico date anche le notevoli dimensioni del recipiente del reattore. Di contro il metallo viene in genere fortemente attivato dal bombardamento neutronico, con conseguenti rischi di esercizio e problemi di smaltimento.
  • A talune condizioni, rende autofertilizzanti i reattori all'uranio.

Reattore SFR

In questi reattori il metallo usato come fluido refrigerante è in genere sodio liquido: il più famoso di questi è il reattore francese Superphénix , oggi dismesso per problemi tecnici.

Purtroppo il sodio ha alcune caratteristiche che ne rendono l'uso piuttosto pericoloso: è infiammabile a contatto con l'aria ed esplosivo a contatto con l'acqua. Questi aspetti ne rendono problematico l'uso in situazioni estreme come un reattore nucleare ma nonostante questo alcuni reattori di 4ª generazione ripropongono l'uso di questo refrigerante e il design del Superphenix.

Reattore IFR

L'IFR è un reattore nucleare autofertilizzante che utilizza la raffinazione elettrolitica sul posto per il riprocessamento delle scorie. Ne è stato costruito un prototipo, ma il progetto venne cancellato prima che potesse essere copiato altrove. Il programma ebbe inizio nel 1983, ma il Congresso degli Stati Uniti ritiró i fondi nel 1994, tre anni prima che il progetto potesse essere ultimato.

Reattore Nucleare ad Amplificazione di Energia (ADS)

Magnifying glass icon mgx2.svg Lo stesso argomento in dettaglio: Reattore subcritico e Rubbiatron .

Reattori di IV generazione

Magnifying glass icon mgx2.svg Lo stesso argomento in dettaglio: Reattore nucleare di IV generazione .

A fronte delle sperimentazioni passate, non sempre coronate da successo, di questi tipi di reattori, lo studio teorico di ulteriori evoluzioni è alla base delle proposte di un consorzio internazionale per la cosiddetta 4ª generazione . Questa raggruppa 6 possibili futuri reattori, peraltro senza comunque considerare tutte le strade effettivamente percorribili (ad esempio l'uso del torio in reattori di 3ª generazione oppure reattori sottocritici). Non è pertanto detto che uno dei reattori definiti di 4ª generazione possa essere l'evoluzione preferibile e/o attuabile a livello tecnico, ambientale ed economico.

Note

  1. ^ ( EN ) IUPAC Gold Book, "nuclear reactor"
  2. ^ Alex P. Meshik, The Workings of an Ancient Nuclear Reactor . Scientific American. Novembre 2005.
  3. ^ Oklo: Natural Nuclear Reactors - Fact Sheet Archiviato il 25 agosto 2009 in Internet Archive .
  4. ^ Comprensorio Nucleare di Saluggia (Vercelli) Archiviato il 21 febbraio 2011 in Internet Archive .
  5. ^ Dati IAEA [1] .
  6. ^ ( EN ) I reattori operativi al mondo
  7. ^ ( EN ) http://www.world-nuclear.org/info/reactors.html
  8. ^ ( EN ) AIEA: Nuclear Power Reactors by type , su iaea.org .
  9. ^ ( EN ) AIEA , Nuclear Power Reactors in the World , 2018, ISBN 978-92-0-101418-4 .
  10. ^ ( EN ) AIEA: Nuclear Power Reactors by type , su aris.iaea.org .
  11. ^ in ogni caso non weapons grade a causa dell'alto Burnup
  12. ^ Advanced Boiling Water Reactor , su gepower.com .
  13. ^ a b ( EN ) http://www.nrc.gov/reactors/new-reactors/col.html
  14. ^ ( EN ) url= http://www.world-nuclear.org/info/inf08.html

Voci correlate

Altri progetti

Collegamenti esterni