Fisicamente

di Roberto Renzetti

CAPITOLO 6 – ENERGIA NUCLEARE, TIPI DI REATTORI

Inizio con un lavoro di tesi presso l’Università di Pavia che discute di energia partendo dalle sue definizioni fino ad arrivare agli ultimi sviluppi dei reattori nucleari:

D. Muliere: Energia


Sul confronto, in termini di sicurezza, tra reattori ad acqua leggera e reattori a grafite:

Carlo Bernardini: Reattori ad acqua leggera e reattori a grafite


Ma, ancora dall’Università di Pavia, vi è un lavoro completo ed esauriente sull’energia dell’Ing. Carlo Belli, dalle sue prime definizioni fino alle più moderne centrali di trasformazione passando per tutti i tipi di centrali funzionanti:

UNIVERSITA’ DI PAVIA
Facoltà di Ingegneria
Dipartimento di Ingegneria Elettrica

CORSO DI CONVERSIONE DELL’ENERGIA
Dott. Ing. Carlo Belli

Introduzione

Capitolo 1: L’energia

Capitolo 2: Le centrali idroelettriche

Capitolo 3: Le centrali termoelettriche

Capitolo 4: Le turbine a gas ed i cicli combinati

Capitolo 5: Gli altri impianti termoelettrici

Capitolo 6: Le centrali nucleotermoelettriche

Capitolo 7: L’energia da fonti rinnovabili

Capitolo 8: I nuovi sistemi di generazione


Una storia dell’energia nucleare con una semplice trattazione dei vari tipi di reattore si trova nella seguente dispensa:

Energia nucleare


Un articolo con una esauriente trattazione dei vari tipi di reattore è quello di Agostino Mathis dell’ENEA:

ENEA

(Articolo pubblicato sul N. 2/2004 della rivista ANALYSIS http://www.analysis-online.net)

Agostino Mathis

c/o ENEA – C.R. Casaccia –  mathis@enea.it

Dicembre 2003

Energia nucleare: realtà e prospettive

Nuclear energy: reality and perspectives

Abstract

For the just started XXI century, a scenery is outlined of the possible technology paths for an adequate energy supply to the mankind, mantaining a climate stability in a greenhouse planet.

A world-wide survey is given of the presently operational and planned fission nuclear power plants.

A specific attention is then brought to the very long term perspectives of nuclear energy, with reference both to the availability of primary resources, and to the global radioactivity balance for the Earth Planet, and taking into account further technological developments, as fission fast reactors and Accelerator-Driven Systems, and fusion reactors.

The “Generation IV Program” is  described, by which 10 countries collaborate to the development of  six new reactor concepts, to be implemented in the next decades with the aim of  environment protection and compatibility with the above mentioned constraints.

Finally, the anomalous position of Italy with respect to energy and environment items is discussed, in a perspective of growing difficulty for this country to maintain its past role in technology and economy.

Sommario

Per il XXI secolo appena iniziato, viene delineato lo scenario delle possibili alternative energetiche e dei conseguenti impatti sulle risorse e sul clima del Pianeta Terra. Viene quindi fornito un panorama delle attuali e prossime installazioni per la produzione di energia nucleare da fissione nel mondo. Una particolare attenzione viene quindi posta sulla “sostenibilità” dell’energia nucleare anche a lunghissimo termine, per quanto riguarda sia la disponibilità di materie prime, sia il bilancio globale di radioattività per il Pianeta Terra, e tenendo conto di ulteriori sviluppi tecnologici come i reattori veloci e gli Accelerator-Driven System a fissione, ed i reattori a fusione. Viene poi descritto il “Generation IV Program”, con cui 10 paesi hanno avviato lo sviluppo di sei tipi innovativi di reattori nucleari (di IV generazione), da porre in produzione nei prossimi decenni per salvaguardare l’ambiente soddisfacendo nel contempo le esigenze prima citate. Infine, viene posta in evidenza la posizione dell’Italia sulle problematiche dell’energia e dell’ambiente, del tutto anomala ed incoerente per un paese che volesse mantenere il ruolo tecnologico ed economico acquisito nel passato.

Lo scenario

Nel corso del XX secolo la popolazione mondiale è quadruplicata ed il consumo di potenza primaria si è moltiplicato per 16. In massima parte questa energia proviene dalla combustione di combustibili fossili, con la conseguente immissione nell’atmosfera di un crescente flusso di anidride carbonica (CO2).

            La teoria dell’effetto-serra, che sarebbe provocato da questa anidride carbonica e da altri gas diffusi dall’attività umana, tra cui in particolare il metano, appare sempre più credibile via via che si vanno accumulando le osservazioni sul clima e sui biosistemi. Una conferma indiretta può venire anche da una recente analisi modellistica del paleoclima dell’ultimo periodo glaciale (periodo che persiste da almeno un milione di anni, e nel quale tuttora viviamo) (1). Sulla base di questa analisi, viene avanzata l’ipotesi che già a partire da almeno 5-8 mila anni or sono, sia pure inconsciamente, l’”homo sapiens” abbia influito sul clima, al punto da averne finora ritardato la “naturale” tendenza verso una nuova era glaciale (e permettendo così l’esplodere delle civiltà “storiche”): se così è, si tratta ora di evitare che gli effetti antropici eccedano in senso opposto, e cioè provochino un riscaldamento incontrollato.

            Dall’era pre-industriale ad oggi la concentrazione di anidride carbonica nell’atmosfera è passata da circa 275 a circa 370 parti per milione (ppm). Senza interventi, essa potrà superare le 550 ppm entro questo secolo: a questi livelli, i modelli climatologici prevedono riscaldamenti globali dello stesso ordine di quello che ha posto termine all’ultimo massimo glaciale, ma che si sommerebbero a quest’ultimo, portando il globo terracqueo in una situazione non più verificatasi almeno da molti milioni di anni.

            Il consumo di potenza primaria dell’umanità è oggi pari a circa 12 TW (equivalenti, in potenza elettrica, a 12.000 grandi centrali), di cui l’85% proviene da combustibili fossili. Nell’ipotesi di ammettere un ragionevole miglioramento del livello di vita anche nei paesi oggi in via di sviluppo, una stabilizzazione del livello di CO2  rispettivamente a 550, 450 e 350 ppm richiederebbe la disponibilità, a metà di questo secolo, di una potenza primaria esente da emissioni dell’ordine di 15, 25 e oltre 30 TW (2). Raggiungere questi obiettivi è tutt’altro che facile.

            La regolamentazione obbligatoria delle emissioni non sembra politicamente accettabile, né praticamente attuabile (si veda la sorte del Protocollo di Kyoto, i cui stessi paesi firmatari hanno già in gran parte superato le emissioni del 1990, mentre dovrebbero ridurle mediamente del 5% entro 4-8 anni!). Per inciso, appare sempre più chiaro che la misura delle riduzioni previste dal Protocollo di Kyoto, anche in quanto limitata ai soli paesi industrializzati, avrebbe un effetto praticamente trascurabile sulla tendenza del clima globale (3)(4).

La via più efficace per ridurre le emissioni di gas che provocano l’effetto-serra (i cosiddetti gas-serra), mantenendo lo sviluppo economico non può quindi che risiedere in cambiamenti rivoluzionari nelle tecnologie per produrre, distribuire, accumulare, convertire l’energia. Il significato di questa affermazione non è chiaro a gran parte dei decisori politici (sia a livello nazionale che sovranazionale, ad esempio alla Commissione Europea), ma neanche ad importanti organi tecnico-politici come l’Intergovernmental Panel on Climate Change (IPCC), il quale afferma “. . .known technological options could achieve a broad range of atmospheric CO2 stabilization levels, such as 550 ppm, 450 ppm or below over the next 100 years or more. . . . Known technological options refer to technologies that exist in operation or pilot plant stage today. It does not include any new technologies that will require drastic technological breakthroughs. . . .” (5). In realtà, questa affermazione non tiene conto degli ordini di grandezza in gioco, e cioè che in meno di cinquant’anni occorrerebbe mettere in produzione una potenza, esente da emissioni di gas-serra, che sia da una a tre volte tutta la potenza oggi consumata nel mondo: i cambiamenti “rivoluzionari” prima citati, infatti, dovranno essere tali non tanto dal punto di vista tecnologico, quanto dal punto di vista della loro accettazione ed implementazione su grande scala industriale in tutto il mondo.

            Una ampia analisi delle alternative tecnologiche che si offrono per raggiungere questi obiettivi viene fornita da (6). Da essa risulta che risparmio energetico e decarbonatazione (con sequestro della CO2) non possono che essere dei palliativi transitori verso soluzioni più sostenibili a lungo termine. Queste ultime si riducono alle rinnovabili (biomasse, solare termica e fotovoltaica, eolica, idraulica, geotermica, oceanica termica e mareale) ed alle nucleari (fissione e fusione).

Tutte le sorgenti rinnovabili soffrono all’origine di ridottissime densità di potenza per unità di superficie: la loro implementazione ingegneristica perciò comporta l’occupazione di vaste aree territoriali o marine, e quindi la costruzione e la gestione di immense infrastrutture, con l’utilizzo di materiali anche pregiati e di una quantità di energia che spesso si può paragonare a quella producibile dall’impianto stesso in tutta la sua vita utile. Inoltre, una analisi di rischio per queste tecnologie, effettuata sulla base di dati statistici ben sperimentati (tassi d’incidente per lavori di edilizia e di carpenteria, per trasferimenti o trasporti di biomasse su strada, ecc.) porterebbe ad esiti probabilmente non molto migliori (per potenze prodotte confrontabili) rispetto all’attuale, insostenibile, “standard di fatto” dell’industria energetica da fonti fossili o biomasse (circa 55 decessi al giorno in ambito mondiale, in buona parte ovviamente connessi all’estrazione ed al trasporto del carbone) (7).

L’energia dal nucleo dell’atomo: lo stato attuale

Attualmente l’energia nucleare serve soprattutto a produrre energia elettrica, ed è ottenuta a partire dall’isotopo 235 dell’Uranio (235U), il cui nucleo, come noto, sotto bombardamento neutronico può spaccarsi (fissione), producendo nuclei più leggeri (alcuni anche molto radioattivi), altri neutroni (che permettono di sostenere la reazione a catena), e molta energia (202 MeV). In pratica, ciò significa che la fissione di 1 kg di 235U produce una quantità di energia paragonabile a quella di 3000 tonnellate di carbone, e con una densità di potenza limitata soltanto dalla capacità ingegneristica di estrarre il calore dalla struttura moltiplicante.

            Alcune conseguenze di questi dati di fatto sono immediate: gli impianti nucleari, per una data potenza, occupano spazi che sono ordini di grandezza inferiori rispetto alle sorgenti rinnovabili; il combustibile nucleare ha pesi e volumi trascurabili rispetto ai combustibili fossili; i rifiuti nucleari hanno circa lo stesso peso e volume del combustibile e sono fortemente radioattivi (salvo trattamenti successivi, di cui si parlerà più avanti), ma sono rigorosamente confinabili e monitorabili: per restare all’esempio precedente, a fronte di circa 1 kg di prodotti di fissione prodotti da 1 kg di 235U, le 3000 tonnellate di carbone genererebbero circa 10.000 tonnellate di CO2 ed altri inquinanti gassosi, che a tutt’oggi vengono dispersi nell’atmosfera, oltre a centinaia di tonnellate di ceneri da sistemare in qualche modo nell’ambiente.

            Attualmente nel mondo operano, o sono in costruzione o programmati, circa 500 reattori nucleari di potenza, che sono praticamente tutti varianti del reattore ad 235U detto “termico” (cioè, funzionante con neutroni rallentati da opportuni materiali moderatori): in particolare si citano il reattore ad acqua “leggera” (cioè, acqua naturale in contrapposizione all’acqua “pesante”, la D2O), nelle due versioni ad acqua pressurizzata e ad acqua bollente; il reattore moderato e refrigerato ad acqua “pesante” (essenzialmente il canadese CANDU); il reattore moderato a grafite e refrigerato ad acqua (come l’RBMK di Chernobyl); ed il reattore moderato a grafite e refrigerato a gas. Qui di seguito viene fornita la tavola dei reattori nucleari di potenza nel mondo, aggiornata al Dicembre 2003, con l’energia elettrica prodotta nel 2002 e l’uranio richiesto per il 2003.

World Nuclear Power Reactors 2002-03 and Uranium Requirements

December 2003

 NUCLEAR ELECTRICITY GENERATION 2002REACTORS OPERABLE
Dec 2003
REACTORS under CONSTRUCTION
Dec 2003
REACTORS PLANNED
Dec 2003
URANIUM REQUIRED
2003
 billion kWh% eNo.MWeNo.MWeNo.MWetonnes U
Argentina5.47.22935001692140
Armenia2.1411376000054
Belgium44.7577572800001163
Brazil13.84.0218550011245298
Bulgaria20.247635380000339
Canada**71.01216112821769315451591
Chinese organisations         
— Mainland23.51.4*8600232535438001216
— Taiwan33.921*648842260000963
Czech Republic18.725634720000487
Finland21.430426560011000549
France415.5785963293000010245
Germany162.330182060900003810
Hungary12.836417550000285
India17.83.7142550837281440299
Iran0000195019500
Japan313.83953441533369612158587561
Korea DPR (North)0000195019500
Korea RO (South)113.139181487021900892002843
Lithuania12.980223700000290
Mexico9.44.1213100000232
Netherlands3.74.014520000112
Pakistan1.82.5242500130056
Romania5.110165516550090
Russia130.016302079365575002736
Slovakia18.065624720000373
Slovenia5.34116790000130
South Africa12.05.9218420000360
Spain60.3269740500001622
Sweden65.64611946000001536
Switzerland25.740531700000598
Ukraine73.446131119521900001492
United Kingdom81.122271208200002488
USA780.12010498622000021741
WORLD257416440360,8903025,2583435,98065,699
 billion kWh% eNo.MWeNo.MWeNo.MWetonnes U
 NUCLEAR ELECTRICITY GENERATION 2002REACTORS OPERATINGREACTORS BUILDINGON ORDER or PLANNEDURANIUM REQUIRED
          

Sources and definitions:


Reactor data: ANSTO, IAEA, WNA to 1/12/03.
IAEA – for nuclear electricity production & percentage of electricity (% e).
WNA: Global Nuclear Fuel Market (reference scenario, provisional 2003 data) – for U.

Operating = Connected to the grid.
Building/Construction = first concrete for reactor poured.
Planned = Approvals and funding in place.

kWh = kilowatt-hours.
TWh = Terawatt-hours (billion kilowatt-hours).

MWe = Megawatt net (electrical as distinct from thermal).

NB: 65,699 tU = 77,479 t U3O8

* These nuclear generation percentages are geographical.
** In Canada, construction refers to laid-up Bruce 3 unit, ‘planned’ is 3 laid-up Pickering A reactors.

Come si vede, nella tabella precedente l’Italia è l’unico grande paese industriale assente: ciò è conseguenza del referendum tenutosi nel 1987 (relativo a norme per la costruzione di centrali nucleari) e dell’interpretazione datagli dai successivi governi, che portò al fermo delle centrali in operazione ed all’interruzione dei lavori per quelle in costruzione. Di conseguenza, l’Italia produce energia elettrica in gran parte da combustibili fossili importati, ed inoltre ne importa una frazione, che si avvicina al 20% e quasi tutta di origine nucleare, dai paesi vicini come Francia, Svizzera e Slovenia.

Nel 2002 la produzione netta di energia elettrica in Italia è stata di circa 270 miliardi di kWh. Come si vede dalla tabella precedente, oggi nel mondo si produce da fonte nucleare una quantità di energia elettrica dell’ordine di circa 10 volte l’intera produzione netta italiana! (Gli USA quasi tre volte tale produzione, la Francia una volta e mezza, il Giappone il 120%, ecc.). Alcuni paesi fanno un assegnamento quasi totale sulla produzione elettronucleare: la Lituania per l’80%, la Francia per il 78%, la Slovacchia per il 65%, il Belgio per il 57%. Anche paesi che a suo tempo avevano deciso un, sia pur graduale, abbandono del nucleare, ne sono tuttora fortemente dipendenti (e non è escluso che vi possano essere ripensamenti, con il cambiare delle maggioranze di governo): la Svezia per il 46% e la Germania per il 30%.

Oltre ai 440 reattori di potenza in operazione, ve ne sono poi 30 in costruzione e 34 in programma (e cioè, approvati e finanziati): in totale 64, pari a circa il 15% di quelli in operazione, così distribuiti:

Argentina                     1          per 692 MWe

Brasile                         1          per 1245 MWe

Canada                        4          per 2314 MWe

          Cina                            7          per 6335 MWe

           Taiwan                         2          per 2600 MWe

            Finlandia                      1          per 1000 MWe

            India                            9          per 4168 MWe

            Iran                             2          per 1900 MWe

            Giappone                    15         per 19554 MWe

            Corea del Nord           2          per 1900 MWe

            Corea del Sud             10        per 11100 MWe

            Pakistan                       1          per 300 MWe

            Romania                      1          per 655 MWe

            Russia                          6          per 5575 MWe

            Ucraina                        2          per 1900 MWe

Si tratta di un panorama sotto molti aspetti impressionante, in particolare rispetto ai luoghi comuni diffusi in Italia. Come si vede, è soprattutto l’Asia a dimostrare la massima dinamicità, col Giappone e le due Coree in testa. Anche Russia e Ucraina non rinunciano al nucleare, nonostante l’incidente di Chernobyl.

Di speciale significato poi è il caso della Finlandia, che dopo un approfondito e sofferto dibattito nel 2002 ha deciso la costruzione della sua quinta centrale nucleare: non disponendo infatti di sufficienti energie alternative (né sole né vento adeguati) ed intendendo ottemperare al Protocollo di Kyoto, l’unica soluzione ritenuta realistica è risultata quella di portare dall’attuale 30% fin quasi al 50% la frazione di energia elettrica di origine nucleare. Per la nuova centrale è stato scelto il sito di Olkiluoto ed in data 18 dicembre 2003 è stato firmato, con la francese Areva e la tedesca Siemens, il contratto per la costruzione di un nuovo European Pressurized Water Reactor (EPR) da 1600 MWe; per l’Areva, la Framatome ANP fornirà l’isola nucleare, mentre la Siemens fornirà l’isola turbina. Il costo totale previsto è di circa tre miliardi di euro. Nel frattempo, un recente sondaggio ha rilevato che negli ultimi 10 anni un 15% della popolazione finlandese da antinucleare è divenuta pronucleare (attualmente: 45% a favore; 28% contrari; 27% neutrali).

L’energia dal nucleo dell’atomo: le prospettive

L’isotopo fissile 235U è soltanto lo 0,72% dell’uranio naturale. Una buona parte delle centrali nucleari attuali non prevede il ritrattamento del combustibile irradiato per recuperarne il plutonio, altro materiale fissile, nonché la grande frazione di uranio “depleto”, il quale a sua volta può essere “fertilizzato” con bombardamento neutronico per produrre ulteriore materiale fissile (in particolare, l’assenza di ritrattamento vige per i circa 100 reattori degli USA, dopo che l’Amministrazione Carter aveva deciso di non costruire impianti di ritrattamento per usi civili, al fine di ridurre il rischio di proliferazione a scopi militari).

            In questa ipotesi di ciclo del combustibile “ad un passaggio”, il principale problema strategico dell’energia nucleare da fissione sarebbe la disponibilità di combustibile. Le attuali stime delle riserve minerarie di uranio accertate e probabili (cioè, minerali con 500-2000 parti per milione in peso di uranio) sono rispettivamente 3,4 e 17 milioni di tonnellate (8). La fissione del solo 235U  presente in natura fornirebbe quindi rispettivamente 60 e 300 TW x anno di energia primaria. Nell’ipotesi, considerata ad esempio in (9), che nel 2050 fosse operativo un parco di reattori ad 235U da 10 TW primari (termici) (a fronte dei 0,36 TWe, corrispondenti a circa 1 TW-termico, attualmente di origine  nucleare, con un impatto quindi di rilievo nello scenario energetico descritto all’inizio), le risorse di uranio si esaurirebbero rispettivamente in 6 o 30 anni!

            Come vedremo, però, con una opportuna pianificazione del ritrattamento e della trasmutazione del combustibile irradiato, mediante l’uso di reattori “fertilizzatori” a flusso neutronico “veloce” (cioè, ad alta energia), è possibile estrarre dall’uranio naturale all’incirca 100 volte in più di energia (e quindi raggiungere una disponibilità di millenni per una potenza installata di 10 TW-termici). Inoltre, a questi livelli di sfruttamento, può divenire conveniente ricavare l’uranio da rocce molto diffuse come i graniti ed anche dall’acqua di mare: ad esempio, negli oceani vi sono 4,4 miliardi di tonnellate di uranio, equivalenti a 80.000 TW-termici x anno dal solo 235U.

            Tuttavia, la più promettente fonte di energia nucleare a lungo termine resta la fusione tra nuclei atomici leggeri, anche se in questo campo non ci si può ancora ritenere nemmeno al punto in cui era arrivato Enrico Fermi con la sua prima “pila atomica” a fissione divenuta “critica” a Chicago nel 1942. Un progresso costante è stato fatto sulla linea dei reattori a fusione di tipo “tokamak” (una camera toroidale sotto vuoto spinto e confinamento magnetico del plasma). L’attenzione si è finora rivolta soprattutto alla reazione deuterio-trizio (D-T), per la quale si è giunti circa ad un fattore due al di sotto della soglia fornita dal criterio di Lawson per ottenere il “breakeven” (cioè: energia fornita dalle reazioni di fusione almeno pari all’energia necessaria per riscaldare il plasma).

Per reattori di potenza a fusione, bisognerà comunque andare ben oltre la soglia suddetta, in quanto molti neutroni dovranno attraversare il primo contenimento per finire in un volume di litio fuso, dove si produce calore da trasferire ai turbogeneratori e si fertilizza il litio stesso per produrre il trizio da “fondere” col deuterio. Il deuterio è disponibile negli oceani in quantità praticamente illimitate. Infatti, l’idrogeno è il più leggero ed il più abbondante degli elementi, costituendo il 76% della massa dell’universo ed il 93% del numero totale degli atomi. Un atomo su 6000-6500 atomi di idrogeno naturale è deuterio: un litro di acqua naturale potrebbe così fornire l’energia equivalente a 360 litri di benzina. Lo strato superiore spesso soltanto tre metri degli oceani potrebbe soddisfare alle prevedibile esigenze energetiche della Terra per almeno … 50 miliardi di anni! (10).  

Oltre alla reazione  D-T, si potrebbe utilizzare la reazione deuterio-elio3 (D-3He), molto più energetica ed in grado di produrre particelle cariche, direttamente trasformabili in elettricità, ma l’3He è molto raro sulla Terra, e dovrebbe essere reperito su corpi extraterrestri come la Luna o i pianeti giganti di natura gassosa. Soltanto la reazione materia-antimateria, tuttavia, avrebbe un contenuto energetico superiore alla reazione          D-3He (di 259 volte), mentre supererebbe di 1000 volte la fissione e di ben 7 miliardi di volte la combustione idrogeno-ossigeno di un propulsore spaziale (10).

Dopo una serie di esperimenti condotti in Europa e negli Stati Uniti (qui anche su concetti molto diversi come il confinamento inerziale mediante potenti raggi laser convergenti, nella National Ignition Facility sviluppata a fini militari), sembra ora esservi una nuova confluenza di interesse, anche da parte americana, sull’International Thermonuclear Experimental Reactor (ITER), che dovrebbe dimostrare la fattibilità ingegneristica di un reattore a fusione di potenza, con un investimento dell’ordine di 5 miliardi di Euro; anzi, il Dipartimento dell’Energia USA ha recentemente posto la partecipazione a questo progetto al primo posto nella lista di priorità dei 28 progetti considerati strategici per i prossimi 20 anni (11).

Tuttavia, non appare realistico fare assegnamento sulla fusione nucleare per far fronte, nel corso di questo secolo, all’esaurimento dei combustibili fossili ed alla destabilizzazione del clima.

Non resta quindi che riprendere in esame l’uso dei reattori a neutroni “veloci”, e valutarne a fondo le opportunità sia come moltiplicatori di materiale fissile, sia, come vedremo, quali “bruciatori” di residui fortemente radioattivi provenienti dagli attuali reattori termici, ed anche, eventualmente, dallo smantellamento delle armi nucleari.

Trasmutazione e gestione dei residui radioattivi

Intanto è da premettere che in prospettiva la tradizionale distinzione tra i tre separati domini delle macchine acceleratrici per le ricerche di fisica, dei reattori a fissione e dei reattori a fusione potrebbe gradualmente dissolversi. Si possono infatti concepire vantaggiose tecnologie “ibride”, che riuniscono acceleratori e reattori a fissione, oppure reattori a fusione e reattori a fissione.

Come già fatto cenno, l’obiettivo primario della tecnologia di trasmutazione è la riduzione del contenuto di attinidi, e quindi della radiotossicità dei residui di alto livello. Inoltre, tale tecnologia permetterà anche di accrescere grandemente l’utilizzo energetico delle risorse naturali e di ridurre le immobilizzazioni di uranio e altri attinidi richieste dal ciclo del combustibile. Occorre tuttavia tener presente che la chiusura completa del ciclo del combustibile richiederà un notevole impegno tecnico ed economico per lo sviluppo e l’installazione di reattori e processi di ritrattamento fortemente innovativi.

            Oltre l’235U, altri due importanti materiali fissili sono un isotopo del plutonio, il 239Pu, ottenibile come già detto mediante bombardamento neutronico dell’238U, ed un isotopo del torio, l’233U, ottenibile mediante bombardamento neutronico del 232Th. Il torio, in particolare, è tre volte più abbondante dell’uranio, ed inoltre il suo prodotto fissile, l’233U, è molto più difficile da separare per eventuali usi bellici rispetto al plutonio.

            Una possibilità è allora quella di accelerare la produzione di 233U mediante un sistema ibrido fissione-fusione. Ad esempio, la fusione D-T produce una particella alfa da 3,4 MeV ed un neutrone da 14 MeV. Il neutrone può essere usato nel rivestimento del tokamak per produrre 233U dal torio, oltre che trizio dal litio. Come per l’235U, ogni fissione di 233U produce circa 200 MeV di energia. La fissione, quindi, si presenta ricca di energia e povera di neutroni, mentre il viceversa vale per la fusione. Un singolo fertilizzatore a fusione potrebbe quindi sostenere fino a 10 bruciatori satelliti a fissione, mentre un fertilizzatore a fissione ne sosterrebbe forse uno. Per fare assegnamento su tutto ciò, però, occorrerebbe che fossero già disponibili i reattori a fusione.

            Una alternativa già attuabile è invece quella del sistema ibrido “acceleratore di particelle – reattore a fissione” (Accelerator-Driven System: ADS): ad esempio, da ogni protone accelerato a 1000 MeV che impatta in piombo liquido si generano 30 neutroni da 3 MeV, che possono essere iniettati in una struttura moltiplicante sottocritica, dove possono fertilizzare 238U e/o 232Th, ed inoltre generare energia in misura rilevante anche distruggendo nuclidi ad altissima radioattività (gli attinidi) provenienti da altri reattori o da arsenali nucleari. L’acceleratore è senz’altro una macchina costosa, ma la sua alimentazione dovrebbe richiedere non più del 10% della potenza elettrica della centrale.

            Una efficiente tecnologia per la separazione e la trasmutazione degli attinidi transuranici  permetterebbe di ridurre drasticamente le problematiche relative allo smaltimento definitivo dei residui ad altissima radioattività. Anzi gli esperti dell’ente atomico russo (che possiede una vasta esperienza di ritrattamento di materiali nucleari, anche a fini militari) hanno tra l’altro dimostrato che in un sistema energetico nucleare su larga scala e con tipologie diversificate di reattori, una gestione dei residui adeguatamente coordinata e pianificata permetterebbe di mantenere intatto il bilancio globale di radioattività del Pianeta Terra (in effetti, il minerale originario di uranio e torio presenta una sensibile radioattività naturale, rilevante sorgente della radioattività di fondo presente in territori vulcanici o granitici: concentrando e riciclando a sufficienza in reattori ad alto flusso neutronico questi materiali, si può arrivare ad una radioattività residua inferiore a quella di partenza!) (12).

            Recentemente, un gruppo di esperti della Agenzia per l’Energia Nucleare dell’OECD ha condotto una ampia analisi comparata tra una serie di diverse strategie di trasmutazione, scegliendo diversi “cicli del combustibile” comprendenti sia reattori ad acqua leggera (LWR), sia reattori innovativi a spettro neutronico veloce di tipo critico e/o sottocritico (ADS) (13).

            Sono stati considerati tre cicli-base: quello “ad un passaggio” negli LWR (senza ritrattamento), il riciclo del solo plutonio ed il riciclo di tutti gli attinidi. Per quest’ultimo caso, sono poi stati considerati 4 differenti schemi di trasmutazione, di cui tre comprendenti gli LWR e l’ultimo corrispondente ad una strategia a lungo termine basata completamente sui reattori veloci.

            Il solo riciclo del plutonio permette di ridurne la quantità anche di 175 volte rispetto al caso “ad un passaggio”, ma produce molti altri transuranici che vanno nei residui, con una riduzione globale dei transuranici di sole 4,4 volte. Chiudendo invece il ciclo anche per gli attinidi minori, si ottiene per tutti i transuranici una riduzione di almeno 175 volte. In una prospettiva poi da 1000 a 100.000 anni, tutte le 4 strategie di trasmutazione considerate permettono agevolmente di ottenere una riduzione di 100 volte nella radiotossicità residua rispetto al caso di riferimento “ad un passaggio”.

            Per quanto riguarda il grado di utilizzo dell’uranio naturale, tutti gli schemi che prevedono LWR non ne fissionano più dell’1%. Inoltre, producono grandi flussi di uranio depleto e irradiato, che alla lunga (100.000 anni) diventerebbero la principale causa di radiotossicità da attinidi residui. Soltanto la strategia di tutti reattori veloci permette una riduzione di 180 volte nel fabbisogno di uranio e non produce uranio residuo.

            Per tutti gli schemi di trasmutazione considerati, l’immobilizzazione di transuranici è quattro ordini di grandezza maggiore rispetto alla quantità scaricata annualmente nei residui. Ciò significa che, anche per un sistema nucleare a trasmutazione da lungo tempo a regime, una eventuale uscita dal nucleare richiederebbe di continuare l’”incenerimento” dei transuranici in “bruciatori” a spettro veloce (ADS o reattori veloci) per molte decine di anni dopo la fermata dei reattori convenzionali, pena una pratica vanificazione dell’intero sforzo inteso a ridurre la radiotossicità degli attinidi!

            Come abbiamo visto, oltre 400 reattori convenzionali sono oggi in funzione nel mondo, altri sono in disuso ma non smantellati, e molti altri sono in costruzione o in programma. Inoltre, vi sono, e vi saranno in misura crescente, ingenti quantitativi di materiale fissile e fertile proveniente dallo smantellamento delle armi nucleari. Qualunque sia l’atteggiamento dei singoli paesi riguardo al “problema nucleare” (anche di quelli, come l’Italia, che vorrebbero “chiudere gli occhi e mettere la testa sotto la sabbia”), l’umanità nel suo insieme si trova di fronte al dovere inderogabile di affrontare con razionalità e lungimiranza, ed in forma attiva e non passiva, tutta la problematica relativa alla gestione del “complesso nucleare” per un futuro anche  di secoli.

La radioattività: dosi e rischi

Occorre innanzi tutto avere ben chiaro che, contrariamente al pensiero di alcuni ecologisti, le reazioni nucleari, e la conseguente generazione di materiali anche altamente radioattivi, non costituiscono un prodotto peculiare dell’inventiva e dell’attivismo umano, ma sono da sempre largamente presenti in natura. 

Mentre infatti, dopo l’esperimento di Enrico Fermi del 1942, si riteneva che il reattore nucleare a fissione fosse una creatura, per alcuni “diabolica”, dell’ingegno umano, nel 1972 in una miniera di uranio di Oklo, nella Repubblica del Gabon in Africa Occidentale, vennero scoperti i segni inequivocabili di un lungo funzionamento di reattori nucleari naturali (e cioè, si rinvennero circa 5000 kg di prodotti di fissione radioattivi, perfettamente identificabili e misurabili). Si stima che in quel luogo la reazione a catena, innescata spontaneamente da un minerale naturale ricco di uranio ed autoregolatasi grazie a retroazioni spontanee stabilizzanti, sia durata ininterrottamente per più di 500.000 anni, in un periodo di oltre 2 miliardi di anni fa: a quanto risulta, la scorie radioattive sono rimaste  per tutto questo tempo sostanzialmente sul posto dove erano state prodotte.

            Anche per quanto riguarda il fondo di radioattività naturale, nel quale tutti viviamo, è opportuno fornire un quadro quantitativo che permetta poi di valutare per confronto l’effettiva rilevanza delle conseguenze delle attività umane, in particolare quelle dovute ad incidenti (14).

            Le radiazioni nucleari da sempre sono presenti in tutto l’universo e sul pianeta Terra. La vita sulla Terra si è evoluta in presenza di radiazioni, e probabilmente anche a causa di esse. Attualmente in media l’esposizione della popolazione alle radiazioni è dovuta per circa l’82% a cause naturali (gas radon; elementi radioattivi dello stesso corpo umano; raggi cosmici dallo spazio esterno; rocce e suolo); il rimanente 18% circa, sempre in media, è dovuto a cause “antropiche”, soprattutto le radiografie e le radioscopie per cure mediche e dentali.

            La esposizione umana alle radiazioni nucleari è ora misurata in sievert (Sv), che, come il precedente rem (1 sievert = 100 rem), tiene conto degli effetti dei vari tipi di radiazioni sugli organismi viventi. In media, siamo sottoposti ad una dose annuale di 3,6 mSv (360 mrem), di cui circa 3 mSv provengono da fonti naturali. Queste ultime, però, sono molto variabili da un luogo all’altro (come effetto da rocce e suolo, si va da 1 a 0,2 mSv passando dall’altopiano del Colorado alla costa est degli Stati Uniti, oppure dalle aree vulcaniche del Viterbese ai bacini dell’Appennino calcareo; se poi si stazionasse per un anno in Piazza San Pietro a Roma, si sarebbe sottoposti a ben 7 mSv a causa del selciato di cubetti di porfido, roccia vulcanica che contiene torio naturalmente radioattivo). Si tenga presente che la radioattività dal suolo nell’area proibita di 30 km intorno alla centrale di Chernobyl è oggi mediamente di 5 mSv/anno.

            Le dosi assorbite in caso esplosioni o incidenti nucleari sono naturalmente molto maggiori: 1 Sv può causare “malattia da radiazioni”; 5 Sv ucciderebbero circa la metà dei colpiti; 10 Sv sarebbero fatali praticamente per tutti. Le 28 vittime da radiazioni nell’incidente di Chernobyl (Ucraina, 1986) si ritiene che abbiano ricevuto oltre 5 Sv in pochi giorni.

            Nel caso dell’incidente di Three Mile Island (l’unico grave incidente avvenuto in un reattore di tipo “occidentale”, verificatosi in USA nel 1979), nonostante la fusione di un terzo del combustibile irraggiato, la radioattività rilasciata dall’impianto fu molto limitata e non pericolosa: la dose di radiazione media ricevuta dalla popolazione nel raggio di 10 miglia dall’impianto fu di 0,08 mSv, mentre nessun individuo superò la dose di 1 mSv. Ciò fu dovuto essenzialmente alla efficacia del contenitore esterno del reattore,  già allora caratteristica tipica dei reattori “occidentali”. 

            In condizioni di funzionamento normale, poi, una centrale nucleare può accrescere la dose assorbita di chi vive entro 50 miglia dall’impianto in misura limitatissima, stimabile in 0,00009 mSv/anno (meno di un decimo di microsievert /anno). Si tenga presente che una normale centrale a carbone, a causa della radioattività degli elementi pesanti contenuti nelle ceneri e nel polverino emesso dalle ciminiere, sottoporrebbe chi vive entro 50 miglia dall’impianto ad una dose di 0,0003 mSv/anno (cioè 0,3 microsievert/anno, oltre tre volte la dose dovuta alla centrale nucleare).

            Nel caso di incidenti gravi come quello di Chernobyl, occorre poi tenere conto degli effetti a lungo termine, per i quali continua ad essere in atto una vasta indagine epidemiologica (che affianca e complementa quelle condotte sui superstiti delle esplosioni nucleari di Hiroshima e Nagasaki) (15). A Chernobyl, le vittime dirette furono 31 (che comprendono quelle prima citate, dovute alle radiazioni, più alcune altre per effetti traumatici); altri 14 decessi si verificarono nei dieci anni successivi. Nei primi giorni vi fu un forte rilascio di iodio radioattivo, che a distanza di 4 anni provocò in Ucraina e Bielorussia un notevole aumento dei tumori alla tiroide, specie nei bambini (circa 1800, peraltro nella massima parte curati con successo). Invece, i danni paventati per l’esposizione durevole a radionuclidi a lunga vita (come il cesio 137) fortunatamente non sono divenuti realtà: infatti, non si sono ad oggi verificati aumenti nei tassi di tumori, neanche nelle leucemie dei bambini.

 Al momento, quindi, sembra di poter affermare che il pur gravissimo incidente di Chernobyl non eccede i danni di altri ben noti, ma spesso dimenticati, incidenti provocati da altri tipi di impianti per l’energia (si possono ricordare: il disastro dell’impianto idroelettrico del Vajont, Italia 1963, con quasi 2000 morti; l’esplosione di serbatoi di gas liquido a Ixhuatepec, Messico 1984, con 550 morti, 7000 feriti e ben 300.000 evacuati).

Le nuove generazioni di reattori

La prima generazione è quella degli anni ’50 e ’60 dello scorso secolo, che vide la costruzione e la sperimentazione di molti prototipi delle più varie concezioni, tra cui alcune anche ottimizzate per produrre non solo energia elettrica, ma anche plutonio per armi nucleari.

            La seconda generazione, nei successivi anni ’70 e ’80, vide la costruzione di un gran numero di centrali commerciali per la produzione di energia elettrica, in massima parte ad uranio arricchito ed acqua naturale (pressurizzata o bollente).

            La terza generazione è considerata quella dei reattori avanzati ad acqua naturale, come il già citato European Pressurized Water Reactor (EPR), e gli impianti sviluppati e certificati negli Stati Uniti nel corso degli anni 1990.

            Per restare agli Stati Uniti, questa successione di generazioni si può ritenere un successo, che ha portato ai seguenti risultati (16):

–         l’energia nucleare fornisce oltre il 20% dell’energia elettrica negli USA, ed il 16% in ambito mondiale;

–         nel 2002 i 103 impianti elettronucleari operanti negli USA hanno fornito 790 miliardi di kWh di elettricità per un valore di 50 miliardi di dollari;

–         grazie all’energia nucleare, gli USA dal 1970 hanno evitato di immettere nell’atmosfera tre miliardi di tonnellate di gas di combustione;

–         gli impianti nucleari USA hanno dimostrato negli ultimi anni una crescente affidabilità e disponibilità, pervenendo nel 2001 a fornire energia elettrica ad un costo di 1,68 cents/kWh (superiore soltanto alla fonte idroelettrica, tra le opzioni per il carico di base).

Restano tuttavia i ben noti problemi relativi all’accettabilità dell’energia nucleare da parte del pubblico, fortemente minata dagli incidenti di Three Mile Island e di Chernobyl; agli alti costi d’investimento, anche dovuti alla lunghezza dei tempi di costruzione ed alla incertezza dei regolamenti; alla destinazione del combustibile irraggiato (che per ora in USA non viene ritrattato, e che come tale in breve renderebbe insufficiente anche il deposito geologico di Yucca Mountain, recentemente approvato dal Congresso); al rischio della proliferazione delle armi nucleari e del terrorismo nei confronti sia delle centrali che degli impianti di ritrattamento e deposito di materiali fissili.

Nonostante tutto ciò, nel corso degli anni 1990 l’energia nucleare in USA ha visto un recupero regolamentare ed economico, con un rilevante incremento di producibilità degli impianti esistenti ed un crescente contributo al bilancio energetico del Paese. Tenuto conto dell’affidabilità e dell’efficienza dimostrata dalla maggior parte degli impianti, alcuni di essi hanno già ottenuto dagli organi di controllo un prolungamento di vent’anni della licenza di operazione, e si pensa che quasi tutti seguiranno questa strada. Ciò ovviamente renderà ancora più fruttuoso l’investimento a suo tempo fatto dal Paese, e praticamente annullerà i costi di ammortamento per gli attuali gestori delle centrali. La “sostenibilità” dell’energia nucleare a lungo termine, tuttavia, richiede una risposta efficace e convincente alle problematiche prima elencate, tuttora non risolte.

L’esigenza di mantenere, ed anzi incrementare, il contributo dell’energia nucleare al bilancio energetico USA deriva da semplici considerazioni: nell’ipotesi di un incremento del consumo energetico totale dell’1,5% annuo dal 2001 al 2025, esso passerebbe da 103 a 147 Exajoules (oltre il 40% in più). Poiché le risorse nazionali, in gran parte carbone e gas naturale, non potranno crescere più dello 0,9% annuo, la dipendenza dalle importazioni di fonti fossili crescerebbe dal 27% al 35%. Vi è quindi una forte motivazione ad accrescere l’apporto di energia elettronucleare al di sopra dell’attuale 20%, sia attivando a breve ordinativi per impianti avanzati ad acqua leggera (III generazione), sia procedendo rapidamente coi progetti di IV generazione, che, come vedremo, dovranno assicurare una sostenibilità dell’energia nucleare anche a lunghissimo termine.

In proposito, è importante notare che l’Amministrazione USA fa assegnamento sull’energia nucleare anche per ruoli strategici in settori energetici diversi dall’elettricità. Essa prevede infatti che, nello stesso periodo prima considerato (2001-2025), nel settore dei trasporti l’incremento del consumo energetico sarà del 2% annuo, da 29 a 47 Exajoules (circa il 60% in più): questo consumo è oggi quasi esclusivamente basato sul petrolio. Orbene, dopo tanti allarmi rientrati sul prossimo esaurimento delle riserve di petrolio, oggi molti esperti ritengono che, così come negli Stati Uniti il picco di produzione del petrolio si è veramente verificato negli anni 1970, analogamente a livello mondiale si potrà assistere a tale picco di produzione entro pochi decenni: dagli attuali 80 milioni di barili di greggio consumati al giorno nel mondo, si potrà salire a 85 intorno al 2010 per poi scendere gradualmente a 30 nel 2025-2030, ed a 15 nel 2035-2050 (10)(17). In tutta questa fase di transizione il prezzo non farà che salire (come già sta facendo da qualche anno), e gradualmente il petrolio diverrà una materia prima preziosa da utilizzare soltanto per usi pregiati (chimica, farmaceutica, ecc.).

L’alternativa che appare sempre più seria per i trasporti è l’uso dell’idrogeno, ovviamente non ricavato da petrolio o gas naturale (il carbone presenta riserve più durature, ma resta il problema dell’effetto-serra). L’idrogeno usato in celle a combustibile, poi, offrirebbe emissione di solo vapor d’acqua (neanche quindi gli ossidi di azoto, pur sempre presenti nei motori a combustione interna, anche a idrogeno). In questa prospettiva, la “National Hydrogen Energy Roadmap” raccomanda uno sforzo di ricerca finalizzata ed a lungo termine su “processes such as nuclear thermochemical water-splitting”(18).

Con una iniziativa avviata nel Gennaio 2000, quindi, 10 paesi si sono uniti per formare il “Generation IV International Forum” (GIF) col fine di sviluppare i sistemi nucleari di futura generazione, cioè i sistemi che potranno divenire operativi fra 15 o 20 anni, subentrando alla attuale ed alla prossima generazione dei reattori “termici” ad acqua, e che dovranno assicurare:

a)                           il più elevato livello di sicurezza a fronte sia di incidenti tecnico-operativi, sia di atti di terrorismo;

b)                          la massima riduzione dei residui radioattivi, in particolare di quelli a lunga vita;

c)                           un molto maggior sfruttamento delle risorse minerarie in materiali fissili e fertili;

d)                          la capacità di produrre direttamente idrogeno (senza passare attraverso l’energia elettrica), al fine di coprire senza emissione di gas-serra il crescente fabbisogno di energia “non elettrica” (per trasporti ed altro).

  I paesi costituenti il GIF sono: Argentina, Brasile, Canada, Francia, Giappone, Gran Bretagna, Repubblica di Corea, Repubblica del Sud Africa, Svizzera, e Stati Uniti; anche l’Euratom, per l’Unione Europea, aderisce al Forum. Spiccano le assenze di Italia e Germania, ma è bene tener presente che comunque l’industria tedesca collabora strettamente con quella francese nello sviluppo dell’European Pressurized Water Reactor (che può essere considerato un reattore di III generazione) e, come detto, si appresta a costruirne il primo esemplare per la Finlandia.

Oltre 100 esperti dei 10 paesi GIF hanno lavorato per due anni all’esame di un centinaio di alternative tecnologiche, e sono pervenuti a definire i 6 concetti più promettenti per la IV Generazione di reattori nucleari, intorno a cui organizzare il programma di ricerca e sviluppo. Ogni paese partecipante si concentrerà su quei sistemi e su quelle linee di ricerca che rivestono il maggior interesse per sé stesso.

Dei 6 concetti prescelti, due adottano uno spettro di neutroni termici con refrigeranti e temperature che permettono la produzione con alta efficienza sia di idrogeno che di elettricità. Tre concetti adottano uno spettro di neutroni veloci per ottenere una gestione più efficace degli attinidi mediante la chiusura del ciclo del combustibile. Un concetto, infine, impiega un combustibile sotto forma di miscela liquida circolante, che offre una grande flessibilità nella gestione degli attinidi e può costituire una alternativa agli Accelerator-Driven Systems (ADS).

Viene ora fornita una breve descrizione dei 6 concetti prescelti:

Sistemi a spettro neutronico termico

Very High Temperature Reactor System (VHTR)

Utilizza neutroni “termici” ed un ciclo del combustibile “ad un passaggio”. E’ destinato a fornire a breve termine con alta efficienza elettricità e/o produzione termochimica di idrogeno senza emissioni di anidride carbonica: ciò grazie ad una temperatura del refrigerante in uscita dal nocciolo superiore a 1000°C. Può naturalmente anche produrre idrogeno mediante elettrolisi del vapore ad alta temperatura, se questo processo risulterà più conveniente. Il sistema di riferimento è un reattore con un nocciolo da 600 MWth raffreddato da elio e costituito da combustibile in blocchi prismatici o in forma di sfere (pebble bed). Operando ad un’efficienza del 50%, questo reattore, pur di piccola taglia, potrebbe produrre oltre 200 tonnellate di idrogeno al giorno, equivalenti a quasi un milione di litri di benzina, evitando così l’importazione di 3 milioni di barili di greggio all’anno. Il Sud Africa è già impegnato nello sviluppo di un prototipo su questa linea.

Supercritical-Water-Cooled Reactor System (SCWR)

Anche questo reattore utilizza neutroni “termici” ed un ciclo del combustibile “ad un passaggio”. Il sistema adotta un reattore raffreddato da acqua ad alta temperatura ed alta pressione, che opera al di sopra del “punto critico” dell’acqua per ottenere un’efficienza termica del 44%. L’impianto di riferimento prevede una potenza di ben 1700 MWe ed una temperatura del refrigerante in uscita dal nocciolo di 550°C. E’ rivolto principalmente alla produzione a basso costo di energia elettrica, grazie all’alto rendimento ed alla semplificazione dell’impianto.

Sistemi a spettro neutronico veloce

Gas-Cooled Fast Reactor System (GFR)

Utilizza neutroni “veloci” ed un ciclo del combustibile chiuso, così da ottenere una efficiente gestione degli attinidi e conversione in fissile dell’uranio fertile. Il nocciolo è costituito da combustibile in forma di barre o piastre, o anche prismatico, con una potenza di riferimento di circa 300 MWe. E’ rivolto principalmente alla produzione di elettricità ed alla gestione degli attinidi, benché possa anche produrre economicamente idrogeno.

Lead-Cooled Fast Reactor System (LFR)

Utilizza neutroni “veloci” ed un ciclo del combustibile chiuso, così da ottenere una efficiente gestione degli attinidi e conversione in fissile dell’uranio fertile. Il sistema è basato su un reattore refrigerato da metallo liquido (piombo o eutettico piombo/bismuto), che circola per convezione. Il reattore può avere potenze che variano tra 50 e 1200 MWe, ed una temperatura del refrigerante in uscita dal nocciolo da 550°C a 800°C. E’ rivolto principalmente, oltre che alla produzione di energia elettrica ed idrogeno, alla gestione “sostenibile” degli attinidi, con peculiari caratteristiche di resistenza alla proliferazione e di protezione fisica, grazie ad un nocciolo che può essere anche a lunghissima vita (fino a 30 anni).

Sodium-Cooled Fast Reactor System (SFR)

Utilizza neutroni “veloci” ed un ciclo del combustibile chiuso, così da ottenere una efficiente gestione degli attinidi e conversione in fissile dell’uranio fertile. E’ previsto un ciclo del combustibile con riciclo completo degli attinidi, con due principali opzioni: un reattore di dimensioni intermedie (da 150 a 500 MWe), refrigerato da sodio liquido, con un combustibile a lega metallica composta da zirconio, uranio, plutonio ed attinidi minori, e connesso nello stesso sito con l’impianto per il ritrattamento pirometallurgico del combustibile; la seconda opzione è invece un reattore di dimensioni medio-grandi (da 500 a 1500 MWe), refrigerato da sodio liquido e con un combustibile a ossidi misti di uranio e plutonio, il quale viene trattato in soluzione acquosa in un grande impianto centralizzato che serve più reattori. In ambedue i casi la temperatura del refrigerante in uscita dal nocciolo è circa 550°C. Anche questo impianto è rivolto, oltre che alla produzione di energia elettrica, alla gestione “sostenibile” degli attinidi.

Liquid-Fuel System

Molten Salt Reactor System (MSR)

Adotta un flusso neutronico da “epitermico” a “termico” ed un ciclo del combustibile chiuso, idoneo ad un efficiente utilizzo del plutonio e degli attinidi minori. Il combustibile è una miscela liquida circolante di fluoruri di sodio, zirconio ed uranio. L’impianto di riferimento prevede una potenza di 1000 MWe. Il sistema opera a bassa pressione (circa 5 atmosfere) e la temperatura del refrigerante in uscita dal nocciolo supera i 700°C. Anche questo impianto è rivolto, oltre che alla produzione di energia elettrica, alla gestione “sostenibile” degli attinidi, per la quale offre la massima flessibilità (a fronte però di notevoli complicazioni e costi dei sottosistemi per la manutenzione del combustibile e del refrigerante).

La varietà delle strategie energetiche

Negli Stati Uniti la “Generation IV Tecnology Roadmap” sopra descritta affianca e complementa una “Near-Term Deployment Roadmap”, specificamente rivolta alla promozione dei sistemi nucleari di III generazione. Il relativo programma “Nuclear Power 2010” venne annunciato nel Febbraio 2002 del Segretario per l’Energia Abraham, ed è rivolto alla riduzione delle incertezze di carattere normativo, economico e tecnico connesse con l’ottenimento delle licenze e la costruzione di nuovi impianti nucleari (19).

            Su questo scenario di III generazione, si innesta poi il Generation IV Program, con le seguenti priorità:

Priorità 1: Sviluppare un impianto nucleare per ottenere a medio termine prodotti energetici economicamente competitivi (elettricità, idrogeno). Il sistema candidato è il già descritto VHTR del GIF, reattore a neutroni “termici” refrigerato a gas. La ricerca e sviluppo dovrebbe essere completata nel 2010 ed il prototipo a 15 anni da oggi. Anche lo SCWR del GIF viene preso in considerazione.

Priorità 2: Sviluppare un reattore veloce che permetta la massima resistenza alla proliferazione e la sostenibilità per il lungo termine. Tra i vari concetti del GIF, il Dipartimento dell’Energia USA è orientato al GFR refrigerato a gas. Il tempo per lo sviluppo di questo prototipo è previsto in 20-25 anni.

Per quanto riguarda gli altri paesi, senz’altro l’opzione nucleare, ed in particolare la “Generation IV Tecnology Roadmap”, riveste un ruolo strategico per il futuro energetico dei paesi del Sud-Est Asiatico: basti pensare a quanti sono gli impianti nucleari in costruzione o programmati in quell’area (15 in Giappone, 10 in Corea del Sud, 9 in India, 9 nelle due Cine).

Il Giappone poi mostra di avere una coerenza di visione che si estende all’importantissimo settore dei trasporti. Il numero uno di Toyota, Fujio Cho, nel Gennaio 2001 a Detroit affermò: “L’auto deve cambiare e diventare amica dell’ambiente, o non sopravviverà a questo secolo”. E non solo la Toyota, ma anche la Honda proseguono con crescente impegno sulla strada delle auto “ibride”, che al motore a combustione interna, piccolo ed efficiente, affiancano motori elettrici e batterie tampone: queste auto ormai circolano nel mondo a centinaia di migliaia, fornendo ai costruttori una inestimabile esperienza operativa. E’ importante notare che il “complesso elettrico” di queste auto è sostanzialmente lo stesso che per l’auto a idrogeno, dove le celle a combustibile sostituiscono il motore a combustione interna. Le case giapponesi sono quindi all’avanguardia per la grande trasformazione verso l’auto ad idrogeno, di cui alcuni prototipi già circolano nell’area di Tokyo, ma anche a Los Angeles. Nel momento in cui l’auto ad idrogeno diverrà competitiva, vi sarà una crescita rapidissima della domanda di idrogeno, la quale, a parte gli impianti dimostrativi a pannelli solari, realisticamente non potrà che essere soddisfatta da impianti come quelli descritti nella “Generation IV Tecnology Roadmap”.

L’Unione Europea, invece, anche nel settore energetico non sembra avere una strategia unitaria, convincente e lungimirante. Il Libro Verde sull’Energia della Commissione Europea (peraltro risalente come impostazione a prima della crisi petrolifera del 1999/2000), a fronte di un aumento del fabbisogno energetico globale del 40-50% tra il 2000 ed il 2020, riteneva di farvi fronte con il risparmio (anche ottenuto con l’imposizione fiscale), con le energie rinnovabili e con un forte aumento delle importazioni di gas naturale dall’Algeria e dalla Siberia; ciononostante, la dipendenza dal petrolio resterebbe come ora al 40% circa, salvo il fatto che il Libro Verde ipotizzava un prezzo del barile crescente nel periodo da 21 a 27 Euro, mentre negli ultimi anni tale prezzo ha già superato quei limiti.

Inoltre la Commissione Europea, pur promuovendo da un lato l’uso dell’idrogeno per i trasporti, dall’altro lato, anche sotto la spinta delle case automobilistiche europee che non hanno finora ritenuto di investire sull’auto ibrida, emette normative che tendono ancora a favorire il motore a combustione interna, in particolare il diesel. In questo modo però quelle stesse case automobilistiche rischiano di essere spiazzate dai competitori giapponesi nella grande transizione verso l’auto all’idrogeno.

In realtà, ogni paese europeo segue una sua strada. Come visto, la Finlandia ha appena ordinato la sua quinta centrale nucleare, di costruzione franco-tedesca e con una potenza di ben 1600 MWe. La Svezia (che a suo tempo con un referendum aveva stabilito di chiudere gradualmente in questi anni le sue 12 centrali nucleari) di fatto ha chiuso (anche se perfettamente funzionante) solo la centrale più vicina alla “verde” Danimarca. In cambio questa le fornisce altrettanta energia, ma, non disponendo né di centrali nucleari né di idroelettriche, genera questa energia in gran parte con centrali a carbone: è stato quindi facile per i servizi sanitari svedesi stimare il numero di tumori al polmone e di malattie asmatiche da polveri sottili che ogni anno si aggiungono a causa della chiusura di quella centrale nucleare.

In Germania la maggioranza rosso-verde, al governo da due legislature, ha approvato una legge per l’uscita graduale dal nucleare, concedendo però ad ogni centrale una vita utile equivalente a 32 anni a pieno regime. Nel frattempo i pianificatori studiano come sostituire i 20.000 MWe attualmente forniti dalle centrali nucleari, evitando l’uso di fonti fossili. La prima ipotesi è stata quella eolica, particolarmente conveniente sulle coste del Mare del Nord. Tuttavia, considerando aerogeneratori di almeno 1 MWe di potenza di picco, tenuto conto che per l’incostanza del vento anche sul Mare del Nord la potenza media si deve ritenere limitata a circa un terzo di quella di picco, per sopperire alle attuali centrali nucleari occorrerebbe costruire almeno 50.000 torri alte un centinaio di metri e con pale rotanti di decine di metri. Poiché nessun Land accetterebbe mai di ospitarle, si è considerata l’ipotesi di costruirle su lunghe isole artificiali realizzate sui bassi fondali del Mare del Nord: a questo punto si è levata l’opposizione degli ecologisti e degli animalisti… E’ probabile che il problema verrà risolto da una diversa maggioranza al governo.

In Gran Bretagna, Spagna e Francia, anche se non si sono prese decisioni definitive, è prevedibile che alla fine della vita delle attuali centrali nucleari (in molti casi prolungabile rispetto a quanto originariamente previsto) si riprenderà a costruirne di nuove. Ciò vale in particolare per la Francia, che grazie anche alla sua determinata scelta nucleare é divenuta il bastione energetico dell’Europa: ad esempio, nella torrida estate del 2003 essa è dovuta andare in soccorso non solo dell’Italia, ma anche della Germania, quando un anticiclone stabile sul Mare del Nord aveva fermato le schiere di generatori eolici tedeschi.

Infine vi è l’Italia, di fatto priva di una strategia energetica convincente a lungo termine: essa si dichiara antinucleare, ma importa dai paesi vicini una quantità crescente di energia elettrica, in gran parte di origine nucleare; essa è entusiasta del Protocollo di Kyoto, ma rispetto al 1990 ha già aumentato notevolmente le sue emissioni di “gas serra”, invece di  diminuirle come dovrebbe fare ormai nel giro di pochissimi anni.

Il caso dell’Italia

L’Italia, tra i paesi privi di armi nucleari, dopo la seconda guerra mondiale fu probabilmente il più pronto e vivace a muoversi in direzione dell’energia nucleare. Negli anni 1950 e 1960 vennero costruiti diversi reattori di ricerca e tre piccole centrali nucleari, di tre tecnologie diversi (essendovi più competitori sul mercato dell’energia elettrica). Con la nazionalizzazione dell’energia elettrica, nonostante i piani energetici favorevoli al nucleare, l’avvio di nuove iniziative rallentò e si dovettero attendere gli anni 1980 per vedere l’entrata in funzione della centrale di Caorso, presso Piacenza, da 800 MWe. Intanto era stata avviata la costruzione della grande centrale di Montalto di Castro, a Nord di Roma, con due reattori da 1000 MWe ciascuno.

            A questo punto avvenne l’incidente di Chernobyl, che, sotto l’azione dei mass media, generò una vasta psicosi antinucleare. Sull’onda di tale psicosi, alcune parti politiche promossero nel 1987 un referendum che, non potendo essere un sì o un no al nucleare (a causa degli impegni presi dall’Italia col Trattato di Roma), venne impostato su aspetti tecnico-economici relativi alla localizzazione degli impianti nucleari. L’esito fu ovviamente sfavorevole a facilitare la costruzione di tali impianti, e l’interpretazione estensiva datagli dai successivi governi portò al fermo delle centrali in operazione ed all’interruzione dei lavori per quelle in costruzione. Gli investimenti che così andarono perduti per il Paese, in costruzioni, impianti, organizzazioni, competenze specialistiche, sono stati stimati dell’ordine delle decine di migliaia di miliardi di Lire.

Di conseguenza, oggi l’Italia produce energia elettrica in gran parte da combustibili fossili importati, ed inoltre ne importa una frazione, che si avvicina al 20% e quasi tutta di origine nucleare, dai paesi vicini come Francia, Svizzera e Slovenia. In questo modo anche l’Italia alimenta la propria rete elettrica con quasi il 20% di energia nucleare, ponendosi nella media mondiale, ma questa energia la deve comprare nei tempi ed ai costi imposti dai venditori, ed inoltre ha perso tutta l’attività scientifica ed industriale ad essa correlata.

Gli enti e le imprese coinvolte nella chiusura del nucleare seppero adeguatamente salvaguardarsi sotto l’aspetto economico, scaricando gli oneri sostenuti ed i danni emergenti sulle tariffe elettriche. Queste risultano in Italia le più alte d’Europa: il doppio rispetto alla Francia, il triplo rispetto alla Svezia ed il 60% in più rispetto alla media europea. Si può stimare che l’uscita dal nucleare sia costata nell’ultimo quindicennio ad ogni famiglia italiana diversi milioni di Lire, e continuerà a costare per un futuro indefinito (anche perché l’Italia non potrà comunque evitare le difficoltà e gli oneri inerenti alla dismissione degli impianti nucleari ed alla sistemazione dei residui radioattivi: anzi, per molti aspetti la chiusura degli impianti nucleari complica tali problematiche). Ovviamente, tutte queste preoccupanti conseguenze non erano menzionate nella scheda referendaria del 1987…(20).

A rigore, il Parlamento italiano, a seguito dell’esito del referendum, con la mozione del 18 dicembre 1987 riconfermava l’impegno a sviluppare l’industria nucleare che l’Italia aveva assunto col Trattato di Roma, e si limitava a stabilire una moratoria di 5 anni per la costruzione di nuovi impianti nucleari. Inoltre, l’ultimo Piano Energetico Nazionale approvato (PEN ’88) prevedeva “lo sviluppo, nel quadro di un’ampia collaborazione internazionale, di soluzioni impiantistiche basate su largo impiego di sicurezze intrinseche o passive”.

Queste prese di posizione, non smentite nel seguito ed anzi più volte riconfermate, anche nella recente riforma della legge istitutiva dell’ENEA, potevano essere considerate una precisa apertura a programmi internazionali di grande portata, come l’ampiamente descritta “Generation IV Tecnology Roadmap”. Invece l’Italia non fa parte del “Generation IV International Forum” (GIF): anche se potrebbe approfittare del fatto che il “GIF charter” prevede la procedura per l’ammissione di nuovi membri, il nostro Paese non avrebbe comunque partecipato alla fase fondamentale già svoltasi negli scorsi anni, la quale, tramite un’indagine a tutto campo delle soluzioni concepibili, è pervenuta a selezionare i sei progetti su cui distribuirsi il lavoro di ricerca e sviluppo. Anche per quanto riguarda la ricerca sui nuovi reattori e cicli a fissione, l’Italia appare quindi sempre più estraniata rispetto alle grandi tendenze in ambito mondiale. Resta da citare la linea di ricerca sugli Accelerator Driven Systems (ADS), condotta dall’ENEA in collaborazione con l’INFN ed altri enti di ricerca ed industrie: come discusso in precedenza, si tratta di una alternativa di grande interesse per la riduzione della radiotossicità a lungo termine dei residui degli impianti nucleari, ma il suo eventuale impatto industriale ed economico, se vi sarà, non può che essere previsto a molti decenni nel futuro.

La nuova direzione ENEL si dichiara nuovamente interessata al nucleare, sia pure nei limiti dei mandati ricevuti dalla Amministrazione competente. In pratica, ciò significa che potrebbe partecipare, anche come comproprietario, alla costruzione (all’estero!) di nuovi impianti nucleari, ad esempio dello European Pressurized Water Reactor (EPR). Evidentemente, le competenze e le attività che l’ENEL potrebbe acquisire riguarderebbero essenzialmente la gestione degli impianti, più che la progettazione e le fabbricazione. Tuttavia, la partecipazione italiana agli investimenti per nuovi impianti nucleari potrebbe essere la premessa per portare aziende italiane a collaborare alla loro costruzione, così come avviene per le aziende finlandesi che saranno impegnate (al 40%) nella costruzione del nuovo EPR. Si noti che alcune aziende italiane hanno mantenuto pervicacemente una loro aggiornata competenza ed incisiva presenza sul mercato dell’impiantistica nucleare, sia nell’ambito di vecchie collaborazioni, come con la Romania, sia partecipando ai programmi di manutenzione e ricondizionamento di molti impianti da lungo tempo in funzione in altri paesi.

In una prospettiva più ampia, si può ritenere che la crescente debolezza dell’Italia nelle tecnologie energetiche, la sua crescente dipendenza dalle importazioni di fonti fossili (anche da paesi non privi di rischi politici), l’alto livello dei prezzi dell’energia e la loro volatilità rispetto ad ogni incidente internazionale, la mancanza di alternative realistiche per far fronte al “picco del petrolio” da molti previsto per questo secolo, costituiscano una delle cause principali del cosiddetto “rischio Italia” e del declino relativo del Paese, rispetto ad altri paesi di paragonabili dimensioni e potenzialità, nei settori dell’alta tecnologia, dell’industria innovativa e più in generale della competitività e del commercio internazionale.

Conclusioni

L’”homo sapiens” è tale in quanto “animale” dotato di un particolare grado di curiosità e coraggio. Già l’Antica Grecia tuttavia aveva chiaro che alla conquista del fuoco da parte di Prometeo sarebbe seguita l’apertura del vaso da parte di Pandora, e che quanto ne era uscito non avrebbe più potuto esservi rinchiuso. Frugando poi meglio nel vaso, Pandora vi avrebbe trovato la speranza.

La vicenda dell’energia nucleare ripete perfettamente quel paradigma: l’umanità è ormai costretta a gestire per un futuro indefinito gli esiti di quella scoperta. Ma allora appare del tutto ragionevole ed opportuno affrontare la sfida in modo da trarne i massimi vantaggi e da delimitarne al meglio i rischi.

(Un’altra vicenda analoga, ma con implicazioni probabilmente anche più ampie e profonde a livello sia dei singoli individui che del futuro dell’umanità, è quella che ha avuto inizio nel 1953 con la scoperta della doppia elica del DNA, e che prosegue con i successi della genomica, della proteomica e dell’ingegneria genetica: ancora una volta, allarmi e psicosi su questi temi si sono diffusi al massimo grado in Italia, paese che evidentemente si sta dimostrando impreparato ad affrontare le grandi sfide del futuro).

            Ritornando allo scenario energetico delineato nel primo paragrafo di questo lavoro, deve infine essere tenuto ben presente che neanche un ampio sfruttamento dell’energia nucleare, come neppure delle energie rinnovabili, può realisticamente fare fronte all’effetto-serra: se questo esiste, infatti, esso è già “decollato” con un andamento che è correlato all’”integrale” dell’incremento di concentrazioni di “gas serra” avvenuto rispetto ai tempi pre-industriali. Questo incremento è già molto sensibile (per l’anidride carbonica, da circa 275 a circa 370 ppm: oltre il 30%), e provocherà un aumento della temperatura dell’atmosfera non solo finché venisse bloccato, ma finché non fosse del tutto eliminato con il ritorno alle concentrazioni preindustriali. A quel punto, resterebbe comunque da raffreddare l’atmosfera e soprattutto gli oceani (evento quest’ultimo molto più arduo e lento, dato il loro enorme contenuto entalpico) (23).

            In realtà, le cose potrebbero andare molto peggio, in quanto non solo le concentrazioni, ma anche le emissioni (che determinano la “derivata” delle concentrazioni) continueranno a crescere alacremente: basta considerare cosa sta avvenendo in paesi in via di rapido sviluppo come Cina ed India (ciascuno dei quali “pesa” come popolazione circa venti volte l’Italia), dove, a parte il volonteroso impegno nel nucleare, la quasi totalità delle nuove centrali elettriche è alimentata a carbone, e dove stanno per esplodere i trasporti privati su strada.

            In una simile prospettiva, i paesi più evoluti dal punto di vista scientifico e tecnologico dovrebbero porre la massima priorità nello studio e nella sperimentazione di tutti i mezzi in grado di fronteggiare le conseguenze dell’effetto-serra. In realtà, diversi centri di studio hanno già preso in seria considerazione queste problematiche, che si possono ritenere oggetto di una nuova disciplina denominata “Geoengineering” (un capitolo della quale è la “Climate Engineering”). In proposito, si rimanda all’ultimo paragrafo di (6) ed a (21) e (22). In sostanza, si tratta di considerare il “globo terracqeo”, costituente il Pianeta Terra, come un “ambiente” da “climatizzare” con le più evolute ed efficienti tecnologie dell’ingegneria termofluidodinamica (in fondo, il pianeta Terra può essere considerato come il veicolo spaziale su cui l’umanità si ritrova a viaggiare verso l’ignoto…).

            In questo scenario, l’energia nucleare rappresenterà una delle risorse fondamentali a disposizione dei progettisti. Anche se ormai non farà più in tempo ad eliminare l’effetto-serra, essa sarà a breve utile per ridurne la portata, ed in seguito si rivelerà indispensabile per far fronte alle crescenti richieste di energia da parte dell’umanità. Le alternative non appaiono infatti realisticamente sostenibili come soluzioni risolutive:  per le energie fossili più diffuse (petrolio, gas) vi è il problema della disponibilità futura a costi accettabili, per tutte (compreso il carbone), vi è la emissione dei prodotti di combustione; per le energie rinnovabili (sole, vento, biomasse), se dovessero essere utilizzate su larga scala, sorgerebbero difficoltà insuperabili per l’occupazione di immensi territori e l’impiego di enormi quantità di materiali (anche pregiati) e di energia per la realizzazione e la gestione delle infrastrutture e degli apparati collettori. 

Un particolare ringraziamento, per una serie di preziose considerazioni ed informazioni, deve essere rivolto all’Ing. Paolo Fornaciari (e-mail: paolo_fornaciari@libero-it).

Agostino Mathis – L’Autore, dal 1958 al 1960, è stato impegnato nella costruzione e nell’operazione del reattore nucleare Ispra-1. Svolse poi attività di ricerca e progetto nel campo dei sistemi di controllo e sicurezza degli impianti nucleari. E’ libero docente in “Controlli automatici” presso l’Università di Roma “La Sapienza”, dove dal 1975 al 1985 è stato professore incaricato di “Controlli automatici II – Nucleari”. Attualmente, è docente presso la “Scuola di Specializzazione in Sicurezza e Protezione” della medesima Università. Nell’ENEA progettò ed impostò il sistema informativo gestionale, ed in seguito è stato responsabile del progetto per lo sviluppo del calcolo e delle reti ad alte prestazioni. E’ Consigliere Scientifico del Centro di Progettazione, Design & Tecnologie dei Materiali (CETMA – Brindisi), e fa parte come Esperto di diversi organi del Ministero dell’Istruzione, dell’Università e della Ricerca.

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Riferimenti  e Note 

1.       W. F. Ruddiman, “Orbital insolation, ice volume, and greenhouse gases” – Quaternary Science Reviews – Vol. 22, Issues 15-17, Pag. 1597-1629, Lug.-Aug. 2003. In questo articolo viene presentata una rivisitazione, alla luce della storia climatica ottenuta dai carotaggi delle calotte glaciali effettuati negli ultimi anni, della affidabilità di classici modelli climatologici come CLIMAP e SPECMAP: le loro prestazioni vengono ottimizzate introducendo, con opportune costanti di tempo, le forzanti costituite da sorgenti e pozzi “naturali” dei due più importanti gas-serra (anidride carbonica e metano). I modelli così ottimizzati vengono poi estrapolati agli ultimi 10.000 anni, e qui si constata che i soli effetti “naturali” avrebbero ad oggi già provocato, a partire da circa 8.000 anni fa, una sensibile riduzione dei gas-serra, ed un incremento misurabile del volume dei ghiacci: se ciò non è avvenuto, l’anomalia non può che essere dovuta a qualche forzante estranea al contesto “naturale”, ad esempio all’azione, più o meno cosciente, dell'”homo sapiens”, che da almeno 8.000 anni disbosca e incendia, e da almeno 5.000 anni coltiva, irriga ed alleva su larga scala. Alcune stime quantitative di Ruddiman sembrano convalidare queste tesi.

  • M. I. Hoffert et al.Nature 395, 881 (1998).
  • Q. Schiermeier, ‘’Climate study highlights inadequacy of emissions cuts‘’, Nature 426, 486 (2003).
  • Q. Schiermeier, ‘’Climate change : the long road from Kyoto’’, Nature 426, 756 (2003).
  • B. Metz et al., Eds., Climate Change 2001: Mitigation (Cambridge Univ. Press, New York, 2001), p.8.
  • Autori Vari, “Advanced Technology Paths to Global Climate Stability: Energy for a Greenhouse Planet” – Science 298, 981 – 1 Nov. 2002. Si tratta di uno scenario oggettivo e spietato, tutto basato su stime quantitative, delle non agevoli alternative che si offrono per il futuro energetico dell’umanità, e di quelle che potranno esserne le conseguenze sul clima. Lo scenario giunge anche a considerare alcuni interventi ingegneristici che potrebbe essere necessario attivare sulla macchina del clima, se, come è probabile, nessuno nei prossimi decenni riuscirà ad impedire il raddoppio, ed oltre, delle concentrazioni di gas-serra (si veda in proposito il penultimo paragrafo: “Geoengineering”).
  • L. Turow, USA Today, 11 January 2001.
  • N. Nakicenovic, A. Gruebler, A. McDonald, Global Energy Perspectives (Cambridge Univ. Press, New York, 1998), p.52.
  • W. C. Sailor, D. Bodansky, C. Braun, S. Fetter, B. van der Zwaan, Science 288, 1177 (2000).
  • G. T. T. Molitor. Technological Forecasting & Social Change 70 (2003) 473-487.
  • D. Malakoff, A. Cho, Science 302, 1126 (2003).
  • Y. Adamov, Nuclear Europe Worldscan 11-12/1998.
  • M. Cometto, P. Wydler, R. Chawla, Annals of Nuclear Energy 31 (2004) 413-429.
  • Si veda la documentazione del U. S.National Council on Radiation Protection and Measurement (NCRP) e della U.S. Environmental Protection Agency (EPA).
  • A. M. Kellerer, “Beyond Chernobyl: the new Russian studies in perspective”, Radiat. Environ. Biophys., (2002) 41:1-4.
  • “The U.S. Generation IV Implementation Strategy” prepared by the U.S. Department of Energy, September 2003.
  • K.S. Deffeies, “Hubbert Peak: The Impending World Oil Shortage”, Princeton University Press, September 20, 2001.
  • “National Hydrogen Energy Roadmap”, page 9, November 2002, available at the Web site: http://www.eere.energy.gov/hydrogenandfuelcells/pdfs/national.
  • “A Roadmap to Deploy New Nuclear Power Plants in the United States by 2010, Volume I, Summary Report”, U.S. Department of Energy, available at the Web site: http://nuclear.gov/nerac/ntdroadmapvolume1.pdf.
  • Paul-Ambroise Valéry nel suo volume “Sguardi sul mondo attuale” , 1931, scriveva: “La politica fu in primo luogo l’arte di impedire alla gente di immischiarsi in ciò che la riguarda. In un’epoca successiva si aggiunse l’arte di costringerla a decidere su ciò che non capisce”.
  • S. H. Schneider, Nature 409, 417 (2001).
  • D. W. Keith, Nature 409,420 (2001).
  • Per ragionare nei termini dei “controlli automatici”, si può ritenere che la “funzione di trasferimento” tra la variabile “emissioni” e la variabile “temperatura dell’atmosfera” contenga almeno due “poli”, con costanti di tempo anche molto lunghe: allora, anche se da oggi, magari grazie all’energia nucleare ed alle energie rinnovabili usate per tutte le applicazioni energetiche in tutto il mondo, cessassero completamente le emissioni antropiche di gas-serra, la temperatura atmosferica continuerebbe a crescere per decenni e forse per secoli, a causa delle attuali concentrazioni di gas-serra già notevolmente superiori a quelle pre-industriali, provocate dalle emissioni degli scorsi decenni.

Ai margini del Convegno “Il futuro del Nucleare”, Carlo Lombardi (che abbiamo già incontrato) discute del ruolo del nucleare con cenni ai reattori del futuro:

Convegno su “Il Futuro dell’Energia”

Politecnico di Milano

Milano, 13 Settembre 2004

Il Ruolo del Nucleare

Carlo Lombardi

Introduzione

Nell’ambito delle politiche energetiche bisogna affrontare le seguenti problematiche:

·        Usare razionalmente le risorse energetiche;

·        Minimizzare l’impatto ambientale;

·        Contrastare il cambiamento del clima;

·        Generare l’energia a costi contenuti;

·        Usare razionalmente la risorsa terra;

e l’energia nucleare può dare una risposta positiva a tutto ciò, attenuando le preoccupazioni crescenti associate ad un uso esteso dei combustibili fossili.

Senza dilungarsi sul confronto degli effetti ambientali delle varie alternative energetiche, che tanto preoccupano ai giorni d’oggi, si possono qui richiamare le autorevoli parole del prof. James Lovelock, uno dei padri del movimento ambientalista internazionale, che in un recente articolo sull’Independent (inglese) sottolinea con forza la necessità dell’energia nucleare. Prosegue facendo appello agli amici verdi affinché abbandonino la loro “errata obiezione al nucleare”, ammonendo che “i tempi utili per intervenire sono diventati ancora più stretti, bisogna agire subito. E usiamo pure tutta l’energia utile che può venire dal vento, acqua, maree e sole, ma soltanto l’energia nucleare può fermare il riscaldamento globale adesso”. Un altro rinomato ecologista, Bruno Comby, ha fondato l’associazione Environmentalists For Nuclear Energy (ECN), che già raccoglie 6000 membri e sostenitori appartenenti a 48 paesi.

Le altre problematiche sono in buona parte legate alla finitezza delle risorse dei combustibili fossili ancora disponibili e soprattutto del petrolio e del gas naturale. Problema assai dibattuto nel passato e poi considerato non cruciale, ma recentemente tornato prepotentemente alla ribalta. Infatti, ancora nel 2000 in un saggio pubblicato dalla prestigiosa rivista Foreign Affairs[1] si riassumeva la situazione del mercato del petrolio con queste affermazioni: “Le prossime due decadi vedranno un prolungato surplus di petrolio, che porterà i prezzi verso il basso e questo avrà serie implicazioni politiche, perché paesi chiave come l’Arabia Saudita, la Russia, il Messico e la Colombia dovranno affrontare crisi interne” e si concludeva “Il mondo dovrebbe preoccuparsi meno della scarsità di petrolio che della sua sovrabbondanza”. In sintesi The world’s problem is not scarcity but glut. Alla luce della situazione del prezzi attuali del petrolio e delle motivazioni che ne sono alla base, tali affermazioni appaiono a cinque anni di distanza per lo meno un po’ avventate, perché, anche se quasi certamente i prezzi non si manterranno a questi livelli per il prossimo futuro, resta il fatto che le previsioni di autorevoli organismi parlano di valori che sono comunque ben superiori a quelli che si avrebbero in caso di sovrabbondanza, situazione che si è verificata negli anni ’90. Anzi alcuni qualificati autori sostengono la tesi esattamente opposta a quella sopra riportata, proprio collegandola alla limitatezza delle risorse e ai costi proibitivi, non solo in termini economici ma anche energetici, di alternative come gli scisti bituminosi o gli idrati di metano. Valga per tutti quanto afferma il rinomato fisico David Goodstein, che in un suo recente libro[2], comunque precedente alla fiammata dei prezzi del barile di petrolio di questa estate, afferma che “indipendentemente da cos’altro interverrà nel futuro, questo è il secolo in cui dobbiamo imparare a vivere senza combustibili fossili”. L’affermazione appare ancora più preoccupante, se si aggiunge che l’Autore ritiene che l’energia nucleare da sola non può essere la soluzione del problema, perché è adatta solo a centrali energetiche o a mezzi di trasporto grandi e pesanti.

Per i costi del chilowattora nucleare si può dire che oggi sono sicuramente competitivi con quelli prodotti da combustibili fossili, anche non penalizzando quest’ultimi con le esternalità ambientali, che altrimenti renderebbe il confronto ben più favorevole all’energia nucleare[3]. Si può aggiungere che parecchi studi recenti effettuati in Europa per i reattori avanzati danno valori compresi tra 25 e 35 € per MWh, valori sicuramente concorrenziali e confermati dagli studi finlandesi in occasione del recente ordine di una centrale nucleare[4].

Si può anche ricordare che grandi elettroproduttori statunitensi (Exelon, Entergy, Dominion, etc.) hanno decisamente incrementato l’attivo nei loro bilanci dopo alcune operazioni di license extension: queste grandi aziende hanno rilevato da piccoli elettroproduttori, a costi contenuti, alcuni impianti nucleari a fine ciclo di vita, li hanno ricondizionati (ad es. sostituendo i generatori di vapore ed aggiornando i sistemi di sicurezza) ed hanno richiesto ed ottenuto dall’Autorità di Controllo (NRC) il permesso per proseguire la produzione oltre il termine nominale di esercizio, tipicamente per altri 5-10 anni. Si sono quindi trovate ad operare impianti con costo capitale già ammortizzato e che producono energia a costi attorno ai 10-12 $/MWh elettrico (praticamente solo di esercizio e combustibile); attualmente la media dei costi di produzione di energia elettrica per via nucleare negli USA è di 18 $/MWh elettrico[5]. Questo fatto dimostra che le centrali nucleari devono essere gestite da grosse società, che hanno l’organizzazione e la struttura aziendale adatta e che la loro vita operativa può essere ben superiore a quella in cui si rimborsa il capitale, sicché l’energia prodotta risulta ancora più conveniente nel lungo periodo; mentre per tutto il periodo di funzionamento risulta poco sensibile alle oscillazioni del mercato delle materie prime.

Se il nucleare può essere una soluzione percorribile, se pur parziale, per fronteggiare i problemi su citati, ancora di più lo sarebbe per il nostro Paese,  che deve affrontare vere e proprie  emergenze nel settore energetico e precisamente:

  • Eccessiva dipendenza dalle importazioni;
  • Eccessiva dipendenza da petrolio e gas anche nel settore elettrico;
  • Continuo aumento dei gas serra;
  • Energia elettrica troppo cara;
  • Inquinamento dell’aria nei grandi centri urbani;
  • Diminuzione della capacità manifatturiera nello specifico settore;
  • Poca ricerca.

Non si comprende quindi perché perduri l’avversione rispetto questa forma energetica, anche per quanto riguarda le attività di ricerca, considerato che queste sono ripartite sul nuovo nucleare in gran parte del mondo sviluppato e che il Paese ha ancora competenze e potenzialità al riguardo.

La stessa Unione Europea, che nel recente passato non aveva avuto un atteggiamento positivo nei confronti dell’energia nucleare da fissione, puntando invece tutte le sue carte su quella da fusione, sta cambiando il proprio atteggiamento, come risulta dal parere favorevole espresso dal Comitato delle Politiche Economiche e Sociali nei confronti di tale fonte energetica, ritenendola competitiva e più stabile rispetto alle oscillazioni dei prezzi dei combustibili fossili.

In conclusione, la scelta nucleare appare inevitabile per il mondo e tanto più per l’Italia, che tanti vantaggi ne ricaverebbe e tanto ha fatto nel passato per acquisire e sfruttare questa tecnologia.

Questo riguarda il futuro, ma è indubbio che nel passato il nucleare ha attraversato una lunga crisi in  tutto il mondo occidentale e capirne le motivazioni aiuta a ben programmare le future soluzioni.

I “perché” di una crisi

In una economia di mercato, il successo di una nuova tecnologia è strettamente connesso alla sua competitività economica rispetto alle alternative tecnologiche esistenti. Le centrali nucleari divennero competitive rispetto a quelle alimentate con combustibili fossili alla fine degli anni ’60, in modo abbastanza improvviso per diverse ragioni, come l’ampio sfruttamento delle conoscenze e delle infrastrutture militari, la sistematica applicazione dell’economia di scala, i miglioramenti tecnologici e la riduzione del numero di tipi di centrali da sviluppare. Tuttavia, in numerosi Paesi questo vantaggio venne progressivamente perso, cosicché il ricorso all’energia nucleare venne messo in discussione. Ci sono importanti eccezioni, come quelle della Francia e dei Paesi del Pacifico. Nel caso della Francia, la differenza è dovuta alla dimensione dell’elettroproduttore, il maggiore del mondo, e del programma nucleare, circa 60 centrali, alla elevata standardizzazione del prodotto, al forte supporto politico ed al consenso sociale.

L’energia nucleare divenne meno competitiva per diverse ragioni, sia esogene che endogene. Le prime si riferiscono alla diminuzione dei prezzi dei combustibili fossili, una tendenza che, iniziata negli anni ’80, si è stabilizzata negli anni ’90 raggiungendo valori incredibilmente bassi. Inoltre, nello stesso periodo gli effetti ambientali delle centrali a combustibili fossili non venivano debitamente penalizzati, trasformando le esternalità in internalità, sia direttamente con  penalizzazioni economiche sul chilowattora prodotto, sia indirettamente per l’imposizione di limiti più stringenti nella concentrazione di inquinanti scaricati nell’ambiente.

Le ragioni endogene si riferiscono agli effetti di tre peculiari caratteristiche dell’energia nucleare: sicurezza, complessità e proliferazione. Queste caratteristiche presentano sia degli aspetti tecnici che politici, ambedue con effetti sui costi. Per esempio, nel caso della sicurezza, il suo continuo miglioramento è stato imposto dalle autorità di sicurezza sia per ragioni obiettive, ma sia anche per le spinte dell’opinione pubblica, non sempre tecnicamente giustificate. Tutto ciò ha determinato in molti casi notevoli ritardi nella costruzione di nuove centrali e lunghi spegnimenti in centrali funzionanti per effettuare i miglioramenti richiesti e in pochi casi anche l’abbandono della centrale molto prima della fine della sua vita operativa. Tutto ciò è stato di grande impatto in un sistema dove sono prevalenti i costi capitale. A parte l’aumento dei costi, è stato il rischio finanziario di queste imprevedibili situazioni a raffreddare l’atteggiamento degli elettroproduttori, che nei paesi con un mercato regolamentato non potevano coprire queste perdite con l’aumento delle tariffe.

Un sistema nucleare non comporta soltanto la centrale di potenza, ma anche l’intero ciclo del combustibile, che è complesso, impegnativo e relativo a  un lungo periodo di tempo, che impone una ferma e continua programmazione. Una carenza nella programmazione o un suo errore nelle sua definizione possono determinare grosse perdite e la forzatura di scelte tecniche non corrette. Il requisito è che il programma nucleare sia deciso in modo definito sul lungo periodo e gestito da un’organizzazione centralizzata e ben preparata. Per complessità ci si riferisce anche al fatto che il nucleare richiede rapporti che possono essere anche conflittuali tra elettroproduttori, fornitori, Autorità di Sicurezza e il pubblico.

La proliferazione è un aspetto delicato, che si riferisce alla possibilità che un reattore nucleare e la tecnologia che ne è alla base possano essere utilizzati per produrre il combustibile per alimentare una bomba atomica. I modi per ridurre i pericoli di proliferazione comportano anche delle penalizzazioni economiche. Tuttavia, questa caratteristica non è tecnica, ma essenzialmente politica e la sua importanza e i suoi effetti sul progetto e funzionamento del reattore dipendono dalle richieste che derivano dalle imposizioni internazionali.

Questa considerazione generale circa l’importanza politica vale anche, se pur in modo ridotto, per la sicurezza e la complessità. Infatti, è ben riconosciuto che i reattori sono sicuri o più precisamente che il loro pericolo in termini di probabilità di perdere vite umane è inferiore a quello di molte soluzioni alternative, incluse le energie rinnovabili. Tuttavia, l’opinione pubblica non crede a questo e il risultato è che i politici, anche se personalmente convinti che il nucleare abbia dei vantaggi sulle altre alternative, non desiderano andare contro quello che ritengono sia l’opinione del pubblico. Gli aspetti politici della complessità sono evidenti, considerando le sue necessità di programmazione e dei rapporti tra diversi organismi.

A questo punto è evidente la situazione peculiare dell’energia nucleare, che come ogni altra tecnologia deve risolvere dei problemi tecnici, ma al tempo stesso deve affrontare dei problemi politici, che per loro natura non sono ben definibili quantitativamente e non implicano soluzioni chiare e semplici. Se così è, si può concludere che il nucleare civile iniziò ad imporsi con una rapida ascesa grazie all’enorme background di conoscenze  ed infrastrutture militari, ma alla lunga tale legame è diventato così controproducente da rovesciare il vantaggio iniziale in un deciso impedimento per  la sua ulteriore ascesa.

Come circoscrivere i problemi

Le caratteristiche sopra menzionate dell’energia nucleare non possono essere eliminate, ma possono essere affrontate con un numero di misure parziali, che tutte insieme determinino una riduzione della loro importanza a un livello tale da assicurare il necessario successo di questa energia inventata dall’uomo.

Sicurezza: come già detto la sicurezza nucleare è senz’altro ottima. Tuttavia, considerando che l’opinione pubblica teme maggiormente grossi incidenti con probabilità estremamente basse rispetto a quelli medi o piccoli con probabilità assai maggiori, è opportuno evitare per scelte progettuali il massimo incidente possibile, che è la fusione del nocciolo del reattore e di ridurre la gravità di molti incidenti severi. Ciò comporta anche il vantaggio, in caso di emergenza, di non dover prevedere la necessità di un piano di evacuazione della popolazione limitrofa, che nel passato si è rivelato poco efficace a ridurre il pericolo o addirittura controproducente per la sua intrinseca complessità. Recentemente, il timore di un attacco terroristico ha sollevato preoccupazioni, anche se dagli studi effettuati dagli americani, giustamente tenuti riservati, risulta che tale pericolo per una centrale nucleare sia molto sopravvalutato.

Al giorno d’oggi il problema del trattamento e della collocazione definitiva dei rifiuti nucleari viene molto amplificato in modo esagerato. Senza entrare in dettagli in questa sede, si può dire che grandi depositi internazionali da costruire in opportune zone isolate del mondo, come ad esempio la Siberia, potrebbero risolvere questo problema in modo tecnicamente ineccepibile. Se questa soluzione venisse criticata perché politicamente non corretta, si potrebbe obiettare che altrettanto si dovrebbe dire quando importiamo materie prime da altri paesi, che ne rimangono progressivamente privi. Lo stesso discorso si può applicare quando si dice che i rifiuti radioattivi sono una cattiva eredità che lasciamo ai nostri discendenti, come se altrettanto non si potesse dire quando con i nostri consumi spogliamo i nostri discendenti di materie prime non rinnovabili,  delle quali loro dovranno farne a meno. Nel caso dei combustibili fossili tale spogliazione sarà tanto più veloce quanta energia nucleare in meno verrà prodotta.

Complessità: questo richiede un numero di azioni di semplificazione: una procedura di autorizzazione delle Autorità di Sicurezza fatta in un solo stadio, evitando ritardi ed interruzioni durante la costruzione o l’avviamento, qualificazione preventiva del sito, semplificazione del processo e del relativo sistema di protezione di una centrale nucleare, riduzione della frequenza delle azioni di ispezione e manutenzione dell’impianto, standardizzazione del prodotto e dei componenti ed eventualmente l’utilizzo di impianti modulari di medie dimensioni. Tutte queste azioni sono previste per le nuove costruzioni. La semplificazione del ciclo di combustibile è più difficile, per le sue intrinseche caratteristiche, ma molti piccoli miglioramenti possono essere messi in pratica. La semplificazione del processo autorizzativo e l’impiego di impianti modulari (impianti più piccoli che funzionano in parallelo e costruiti in modo sequenziale) diluirebbero nel tempo gli investimenti e al tempo stesso ridurrebbero il rischio finanziario dell’investimento, che come sopra detto risultò nel passato un aspetto importante per rendere poco appetibile l’energia nucleare per molti elettroproduttori.

Proliferazione: per ridurre questo rischio sono possibili diverse soluzioni alternative:

·        “Via le mani” dal combustibile, che rimane in proprietà e in gestione della Potenza Nucleare;

·        Adozione di un ciclo chiuso direttamente sul sito. In modo da evitare pericoli di diversione durante il trasporto;

·        Co-trattamento del combustibile irraggiato, in modo da non estrarre il plutonio puro, ma miscelato con altri attinidi, così da renderlo non più proliferante;

·        Combustibile non ritrattabile, cioè un combustibile inglobato in materiali altamente resistente ad attacchi chimici, come nel caso del ben noto Reattore a Gas ad Alta Temperatura, in cui il materiale resistente è la grafite;

·        Noccioli nucleari sigillati, che vengono integralmente sostituiti periodicamente, quando il combustibile è esaurito;

·        Mantenere un basso inventario di combustibile nel reattore e della quantità di plutonio.

Ogni alternativa non è completamente risolutiva ed è applicabile ad uno specifico reattore, cosicché la sua validità deve essere giudicata considerando l’intero sistema. Per esempio, il combustibile non  ritrattabile comporta limitazioni o costi addizionali nel ciclo di combustibile, le cui penalizzazioni economiche vanno attentamente valutate.

Ovviamente, l’importanza della proliferazione può essere ridotta da un futuro cambiamento della politica delle Grandi Potenze, situazione non del tutto improbabile. In questo caso le soluzioni citate diverrebbero meno vincolanti, semplificando sostanzialmente il progetto del sistema nucleare.

L’iniziativa Generation IV

Queste modifiche si concretizzeranno nei futuri sviluppi dei reattori di nuova generazione. Infatti, come già detto nell’introduzione, le preoccupazioni sulla disponibilità di risorse, sui cambiamenti climatici, sulla qualità dell’aria e sicurezza delle forniture spingono verso un maggior ruolo dell’energia nucleare nel futuro panorama energetico. Mentre le attuali Generazioni II e III di reattori nucleari forniscono energia elettrica economicamente competitiva e socialmente accettabile, ulteriori vantaggi possono venire dai nuovi progetti[6]. Al fine di esplorare queste opportunità il Department of Energy’s Office of Nuclear Energy, Science and Technology degli Stati Uniti ha coinvolto governi, industrie e la comunità dei ricercatori del mondo in un’amplissima discussione sullo sviluppo di nuovi concetti di reattore, detti di Generazione IV. Questa iniziativa, iniziata nel 2001, aveva lo scopo di valutare diversi concetti di reattore, selezionare quelli più promettenti per ulteriori sviluppi, che li portasse alla maturità per una potenziale commercializzazione. Dieci paesi partecipano a questa iniziativa: Stati Uniti, Canada, Brasile, Argentina, Regno Unito, Francia, Svizzera, Sud Africa, Giappone, e Corea, e recentemente l’Unione Europea.

La definizione di questi reattori è: La prossima generazione di sistemi nucleari deve essere autorizzata, costruita e fatta funzionare in maniera tale che fornisca energia in modo economico, tenendo in debito conto un ottimale uso delle risorse e al tempo stesso affrontando i problemi di sicurezza, dei rifiuti, di resistenza alla proliferazione e le preoccupazioni del pubblico di quei paesi dove tali sistemi verranno impiegati.

I parametri usati per giudicare i diversi concetti sono:

§         Sostenibilità: utilizzo efficiente del combustibile e minimizzazione dei rifiuti;

§         Sicurezza e Affidabilità: eccellenza in sicurezza e affidabilità; bassissima probabilità di un danneggiamento del nocciolo del reattore; eliminazione della necessità di avere un piano di emergenza per la popolazione vicina;

§         Economia: netto vantaggio di costo e rischio finanziario confrontabile con quella di altre alternative;

§         Non proliferazione: i sistemi nucleari, compresi i cicli di combustibile, devono accrescere la possibilità che essi costituiscano una strada molto poco attraente e desiderabile per la diversione e il furto di materiali usabili per gli armamenti.

La Generation IV Technology Road Map ha valutato i numerosi concetti proposti dalle più diverse organizzazioni del mondo. Ciò è stato fatto da comitati di specialisti formati da esperti statunitensi e di altri paesi. Alla fine di un complesso e articolato processo di valutazione, si è concluso che i sistemi proposti potevano essere divisi in due categorie: i concetti evolutivi e quelli innovativi. I primi sono quelli basati sui reattori esistenti, in cui sono state introdotte delle modifiche che vanno nel senso di migliorare il loro comportamento nei confronti dei parametri su menzionati. Essi hanno il vantaggio di essere tecnologicamente validi, cosicché il loro utilizzo può avvenire entro tempi ragionevolmente brevi (2010-2015). Quelli innovativi sono dei concetti completamente nuovi, che intendono soddisfare in modo più sostanziale i parametri su citati, ma basandosi sullo sviluppo di nuove tecnologie il loro successo può non essere certo e quindi il loro eventuale utilizzo è proiettato nel lungo periodo (2030). In conclusione, i primi sono definiti International Near Term Deployment reactors (INTD), i secondi Generation IV reactors. Nel corso del 2002, è stata finalizzata la scelta dei concetti da sviluppare per gli INTD e per il Generation IV. Le prossime azioni, già in corso, sono quelle di definire gli accordi tra i paesi coinvolti per suddividere le attività e i costi dei programmi di sviluppo.

I reattori che sulla base dei requisiti imposti e delle regole di giudizio concordate, sono risultati meritevoli di appartenere alla Generation IV sono i seguenti sei: Reattore ad acqua leggera alle condizioni supercritiche sia termico che veloce (2 progetti); Reattore a gas a temperature molto elevate (superiore agli HTGR) sia termico che veloce con ciclo a gas (2 progetti); Reattore veloce a sodio con combustibile avanzato (1 progetto); Reattore veloce a piombo (1 progetto); Reattore a sali fusi (1 progetto). Sono senza dubbio concetti molto innovativi, che richiedono programmi di R&S lunghi e impegnativi, che attualmente non sono ancora stati definiti nelle loro caratteristiche essenziali.

I reattori appartenenti alla categoria INTD sono invece più numerosi (16) e non tutti equivalenti per grado di sviluppo. Vi sono reattori ad acqua bollente e pressurizzata, sia avanzati che semplificati, reattori pressurizzati integrati, il CANDU avanzato, ed infine gli HTGR nella duplice versione con combustibile prismatico o a sfere, già utilizzato nel passato, ma con importanti varianti, tra cui l’uso del ciclo termodinamico a gas.

Schema del reattore IRIS (consorzio internazionale guidato da Westinghouse-USA).

Riferendosi infine alla situazione italiana, bisogna notare che il nostro Paese non ha partecipato finora a questa iniziativa e l’unico collegamento è attualmente tramite l’Unione Europea, anch’essa entrata solo recentemente nel Generation IV. Tuttavia, l’Italia sta acquisendo una significativa esperienza nella tecnologia del piombo e ha dato un rilevante apporto allo sviluppo di un altro importante progetto: il reattore IRIS (International Reactor Innovative and Secure).

La tecnologia del piombo è alla base del programma ADS (Accelerator Driven System) per il bruciamento dei rifiuti a vita lunga e ha comportato studi, progettazioni e sperimentazioni di ampio respiro: l’attività è a livello europeo e sul versante italiano è attualmente guidata da ENEA ed Ansaldo, con la partecipazione di alcune Università italiane (consorzio CIRTEN). Il progetto IRIS, invece, appartiene alla classe dei reattori INTD sopra citata e coinvolge 21 partners appartenenti a 10 Paesi; i partners italiani sono 6 (4 università: Politecnico di Milano e di Torino, Università di Pisa e di Roma e 2 industrie: Ansaldo e Ansaldo-Camozzi). La principale peculiarità di IRIS (vedi Figura) è di essere un PWR a schema integrato, che consente di eliminare la maggior parte degli incidenti gravi dei reattori ad acqua e quindi risponde bene alle esigenze espresse dai parametri citati, pur basandosi su una tecnologia provata, cioè quella del Reattore ad Acqua in Pressione (PWR), che è attualmente il reattore più diffuso al mondo. E’ attualmente in fase di pre-licensing in USA presso l’Autorità di Controllo (NRC) ed è stato incluso da principali elettroproduttori statunitensi tra i quattro reattori di riferimento per la richiesta di un Early Site Permit (permesso preventivo di licenza di un sito, sul quale costruire i prossimi reattori USA).

Questa iniziativa del Generation IV è un’ulteriore e chiara dimostrazione del rinnovato interesse nel mondo per l’energia nucleare. Questo processo è iniziato nel 1999 negli Stati Uniti, quando per la prima volta dopo molti anni venne lanciato dal Department of Energy un piano di finanziamento di studi sui nuovi reattori, denominato NERI (Nuclear Energy Renaissance Initiative). Infatti gli americani sono soliti dire in modo un po’ enfatico che il Rinascimento dell’energia nucleare è iniziato.

Cosa dovrebbe fare l’Italia

Se quanto detto è valido, il nostro Paese non può continuare ad eliminare l’opzione nucleare nella propria strategia energetica e dovrebbe invece riprendere almeno il cammino della R&S  nello specifico settore, utilizzando le competenze ancora esistenti. Infatti, ben 6 Università danno una preparazione nel campo dell’ingegneria nucleare e fanno ancora ricerca, anche consorziate nel CIRTEN, industrie nazionali nel settore sono ancora attive grazie a forniture per il mercato estero, l’ENEA ha ancora significative competenze al riguardo e una sua Società la SIET possiede impianti sperimentali di rilevanza internazionale ed infine la società SOGIN, del Ministero del Tesoro, è direttamente ed attivamente coinvolta nello smantellamento di impianti e strutture nucleari esistenti nel Paese. Ci sono quindi tutte le premesse per poter avere un ruolo attivo nello sviluppo di nuovi reattori, nell’ambito però di strette collaborazioni internazionali, ora possibili e richieste per i programmi di sviluppo sopra  richiamati.

Volendo entrare più nello specifico ci si dovrebbe concentrare per gli INTD sull’IRIS, progetto a cui il nostro Paese ha dato finora un contributo significativo e qualificato e per i reattori di Generation IV sulla tecnologia del piombo, per la quale già molti studi e apparecchiature sperimentali sono state realizzate. L’IRIS può rispondere molto bene alle esigenze di un ritorno al nucleare entro tempi ragionevoli, anche perché alcuni Paesi europei sono fortemente interessati al concetto e alla sue realizzazioni sul loro territorio. Il reattore al piombo è una sfida per il futuro, perché se la sua tecnologia (soprattutto quella della compatibilità piombo-acciaio) risultasse vincente, si avrebbero dei reattori veloci semplici, sicuri ed economicamente competitivi, risolvendo definitivamente il problema delle risorse d’uranio.

Più delicato sul piano tecnico e politico è il problema di un eventuale riavvio delle centrali di Trino Vercellese e di Caorso. Comunque, sarebbe opportuno effettuare uno studio di fattibilità al riguardo, per stabilire costi e tempi. Non si deve dimenticare che in caso di una conclusione positiva la disponibilità di energia nucleare avverrebbe in tempi ben più brevi di quelli legati ad una nuova centrale da costruire.

Conclusioni

L’energia nucleare entrò bruscamente nel mercato dell’energia con una crescita rapida, come simbolo di una nuova era ed un effetto dirompente sul mercato venne previsto da molti esperti, come può essere sintetizzato dalla famosa frase che l’energia nucleare era così a buon mercato che non valeva la pena contabilizzarla. In realtà, venne poi per tante ragioni una stasi e non soltanto per le preoccupazioni di sicurezza. Ciò nonostante, l’energia nucleare dà oggi un contributo sostanziale al mercato dell’energia elettrica, quale seconda fonte energetica dopo il carbone, alla pari del gas e dell’idroelettrico.

Le preoccupazioni circa la disponibilità delle risorse, i cambiamenti climatici, la qualità dell’aria e sicurezza degli approvvigionamenti portano ad immaginare  un ruolo ancora maggiore dell’energia nucleare nel futuro. Infatti, un rinnovato interesse per il nucleare sta crescendo nel mondo e ordinativi di nuove centrali saranno facilitate dalle iniziative in corso tendenti a migliorare il prodotto nucleare proprio per quelle caratteristiche che nel passato hanno fermato la sua crescita. Il rilevante sforzo e consenso internazionale promettono di portare al successo queste iniziative e di renderle socialmente accettabili. Il nostro Paese dovrebbe prendere atto dell’esistenza di un nuovo nucleare e decidere di avere un ruolo attivo al riguardo, che è in grado di svolgere, realizzando un cambiamento della propria attuale politica.

Come ci ha insegnato il nostro Maestro, il professor Mario Silvestri, dobbiamo anche in questo caso guardare al passato per capire il presente ed intuire il futuro e in tale situazione l’energia nucleare da fissione sarà volenti o nolenti nel nostro futuro.


[1] Amy Myers Jaffe and Robert A. Manning: The shocks of a World Cheap Oil, Foreign Affairs January/February 2000, vol. 79, Number 1.

[2] David Goodstein: Il mondo in Riserva, Università Bocconi editore, 2004.

[3] Si veda ad esempio l’ExternE Project della Commissione Europea, realizzato nel 1999 in collaborazione con il Dipartimento dell’Energia USA, che riporta per i valori delle esternalità in cinque paesi europei la seguente tabella in €/MWh (con valorizzazione della CO2 emessa assunta pari a 15 €/tonn):

PaeseCarboneOilGasBiomasseVentoNucleare
Belgio4-151-20.5
Germania3-65-81-230-050.2
Francia7-108-112-410.3
Olanda3-41-20.50.7
Regno Unito4-73-51-210.150.25

.

[4] D. Reichenbach: EPR an Evolutionary Advanced Reactor for a New Nuclear Era,  Second Nato Advanced Research Workshop, Vilnius, June 2004.

[5] Exelon, ad esempio, ha potuto chiudere il bilancio agli inizi del 2000 con un saldo attivo di parecchie centinaia di milioni di dollari superiore agli anni precedenti (dell’ordine dei 700 M$ contro i 100 M$ precedenti).

[6] Queste tipologie di reattore sono quelle sopravissute dopo un periodo iniziale di vasta e multiforme sperimentazione di numerose alternative effettuata negli anni ’50 e ’60. Ci sono ragioni alla base di queste scelte, ma certamente questo non è stato il risultato di un processo formalizzato ed esplicito, come s’intende invece fare per il futuro.


Anche il futurologo Roberto Vacca, che abbiamo già incontrato, fornisce la sua opinione sul nucleare:

http://www.ilcrocevia.net/societa67.html 

societa’

Ritorno al nucleare: ma quale?
di Roberto Vacca (CONTROCORRENTE, Newton 27-10-2005)

L’Italia importa ogni anno circa 90 milioni di tonnellate di petrolio: quasi metà del fabbisogno energetico. Siamo a rischio se i prezzi salgono ancora molto o se quel flusso viene bloccato da conflitti. Molti suggeriscono di tornare al nucleare. Per discuterne vanno corrette alcune opinioni errate, troppo spesso ripetute,

1 – Il referendum del 1987 non verteva sull’impiego del nucleare, nè sulla opportunità di chiudere le centrali esistenti. Abrogò alcuni poteri del CIPE (Comitato Interministeriale Programmazione Economica. Da allora il Parlamento ha facoltà di scegliere i siti di nuove centrali nucleari senza compensi ai Comuni interessati.

2 – Il disastro di Chernobyl non dimostrò che le centrali nucleari sono inerentemente rischiose. Ha provato solo che l’addestramento degli operatori è vitale. A Chernobyl con leggerezza inaudita (in assenza di ingegneri nucleari) ingegneri elettrotecnici tolsero le sicurezze dall’impianto per provare se, in caso di distacco dalla rete, l’energia cinetica residua nei rotori dei turboalternatori bastasse ad abbassare le sbarre di carburo di boro. Non lo era e l’impianto esplose. La catastrofe sarebbe stata meno grave, se il reattore fosse stato contenuto in guscio di acciaio come quelli USA. Gli effetti dell’incidente di Harrisburg (USA) furono contenuti dallo scudo metallico e non causarono morti.

3 – Le nuove centrali nucleari non sarebbero uguali a quelle di USA, Canada e Francia di 30 anni fa. (già molto più sicure di quelle russe) I progetti cui si mira oggi sono intrinsecamente sicuri: gli interventi di sicurezza non avvengono per effetto di sensori che azionano motori elettrici, ma di forze naturali (gravità, dilatazione di bimetalli). Il reattore MARS (progettato all’Università di Roma) è composto da moduli da 200 MWe sostituibili singolarmente Quindi si costruisce in tempi brevi, ha vita praticamente illimitata, costa poco (anche a smantellarlo) e produce poche scorie. Altra soluzione è data dai reattori ad alta temperatura raffreddati a gas. Sono più sicuri di quelli ad acqua, raggiungono temperature di 1000°C cui conseguono rendimenti termodinamici maggiori del 50% e la possibilità di produrre economicamente per via termochimica idrogeno da usare in celle a combustibile per auto elettriche.

Le tecnologie a cui ricorrere per creare di nuovo una produzione elettronucleare in Italia sono illustrate in “Orizzonti della Tecnologia Nucleare Italiana” (a cura di E. Mainardi e U. Spezia, Associazione Italiana Nucleare, 21° Secolo, 2005).


Passando ad enti pubblici, sono da leggere con attenzione i rapporti periodici IAEA (International Atomic Energy Agency) che riporto (in inglese): 

IAEA – Reattori nucleari nel mondo (aprile 2006)

IAEA – Energia, Elettricità e Potenza nucleare stimata al 2030 (luglio 2006)  

IAEA  – Rivista della Sicurezza Nucleare per l’anno 2004

IAEA – Debu MajumdarReattori nucleari nel XXI secolo


Di grande interesse sono gli studi del Professor Cumo della Sapienza di Roma che, come vedremo, è tra i progettisti del reattore MARS:

Reattori e tecnologie nucleari: Lo sviluppo nel mondo

Reattori di nuova generazione


Una rassegna sullo sviluppo dei reattori da quello di Fermi a Chicago all’ultima generazione è fatta da  Augusto Gandini:

Augusto Gandini: Dalla Chicago Pile 1 ai reattori della prossima generazione


Un lavoro di tesi dell’Università di Pisa ci introduce al nucleare di ultima generazione, trattando del Reattore IRIS e di eventuali problemi al generatore di vapore (non sono riuscito ad individuare l’autore):

http://etd.adm.unipi.it/theses/available/etd-04232004-131433/unrestricted/

Università di Pisa, tesi: Il reattore avanzato IRIS

Indice

Introduzione

Capitolo I – Il reattore avanzato IRIS

Capitolo II – Problemi di Degrado nei Generatori di Vapore ed il loro Impatto nell’Esercizio delle Centrali PWR

Capitolo III – Modelli di Meccanica della Frattura per la Verifica di Stabilità delle Fessure e loro Implementazione agli Elementi Finiti

Capitolo IV – Analisi Strutturale dei Tubi del Generatore di Vapore in Condizioni di Esercizio

Capitolo V – Analisi Strutturale dei Tubi del Generatore di Vapore in Situazioni Incidentali con presenza di fessura

Capitolo VI – Stima del Carico Sismico sui Tubi del Generatore di Vapore in seguito ad un SSE

Conclusioni e sviluppi futuri


Sul progetto IRIS vi sono altre notizie (in inglese):

IRIS Project Overview

http://hulk.cesnef.polimi.it

The International Reactor Innovative and Secure (IRIS) is a smaller-scale advanced light water reactor (LWR), being developed through a strong international partnership for near-term deployment (within the next decade), to offer a simple nuclear plant with outstanding safety, attractive economics and enhanced proliferation resistance characteristics. IRIS provides a viable bridge to Generation IV reactors and has excellent capability to satisfy in the near/mid-term timeframe the Global Nuclear Energy Partnership (GNEP) requirements for Small-Scale Reactors.

335 MWe unit (click to enlarge) 
335 MWe unit
-click to enlarge-
 

      Two twin-unit site (1,340 MWe)
Two twin unit site (1,350 MWe)

Last Updated ( Wednesday, 01 March 2006 ) Read more…   IRIS provides optimum Near/Mid-Term Solution to GNEP Requirements

IRIS represents the latest evolution of the LWR technology which has been the overwhelming mainstay of nuclear power development and deployment. While the integral configuration, and the IRIS design in particular, embodies advanced engineering solutions, no new technology development is necessary and therefore a demonstration prototype is not required to attain design certification from the regulatory body. A first-of-a-kind (FOAK) commercial plant is envisaged around 2015, as shown in the project schedule below.

Last Updated ( Monday, 27 February 2006 ) Read more…   Essential Bibliography on IRIS


.: IRIS Project Overview (2006, Feb.) –  pdf

.: The Design and Safety Features of the IRIS Reactor (NE&D 230, 2004) –  pdf

.: IRIS-A Global Approach to Nuclear Power Renaissance (Nuclear News, 2003 Sept.) –  pdf

Last Updated ( Wednesday, 01 March 2006 )  


Riporto di seguito un’ampia rassegna, in massima parte in francese e da siti del governo e dell’Ente elettrico (EDF), relativa al Reattore EPR, definito di III generazione, reattore che si sta realizzando in Francia (Flamanville) ed in Finlandia. Si deve tener conto dell’enorme interesse francese a nuove filiere nucleari. Tra qualche anno (intorno al 2015/2020) dovrà sostituire tutto il suo estesissimo parco di reattori nucleari.

La Francia pensa ad un rilancio dell’energia nucleare


Pur non escludendo la possibilità di sfruttamento di energie alternative, il Paese con la maggiore percentuale di energia prodotta dall’atomo progetta i reattori del 2020

Nucleare sì, ma del terzo tipo: la Francia pensa al 2020, quando le sue centrali saranno troppo vecchie, e mette in cantiere un reattore di terza generazione, EPR, garanzia di modernità e sicurezza. Per non far infuriare troppo gli ecologisti, promette poi impegno nell’energia solare e non esclude scelte alternative.

Nicole Fontaine, ministro dell’Industria, ha sancito quanto già circolava da tempo nel mondo dell’energia, cioè il desiderio francese di costruire un reattore europeo ad acqua pressurizzata. Presentando il suo ‘libro bianco’, bozza di progetto di legge d’orientamento energetico, la Fontaine c’è andata con i piedi di piombo per non irritare le suscettibilità ambientaliste: ‘La decisione di rinnovare, o meno, tutto o parte del parco nucleare dovrà essere presa nel 2015’.

‘Sortir du nucleaire’, rete di associazioni ambientaliste, ha addirittura convocato una manifestazione nazionale di protesta a Parigi per il 17 gennaio, contro l’EPR, ma associazioni come Greenpeace sono state più tiepide all’annuncio, ravvisando nelle parole del ministro la gradita novità di un governo ‘che per la prima volta osa immaginare un futuro senza energia nucleare’.

Le centrali nucleari classiche (dette di seconda generazione, in tutto 58 reattori sul territorio francese, che producono il 78,2% della sua elettricità), arriveranno al termine della loro esistenza verso il 2020. A quel punto, il governo vuole che la Francia sia ‘in grado di poter realmente scegliere se sostituirli completamente o in parte’. In pratica, i francesi vogliono ‘lasciare aperta l’opzione nucleare’ e per questo prevedono la ‘prossima costruzione di un prototipo avanzato di reattore di nuova generazione’. Fonti vicine al ministero assicurano che rinunciare alla costruzione di questo prototipo basato sulla tecnologia EPR significherebbe uscire dal nucleare.

In termini tecnici, quello che i francesi vogliono costruire è un ‘dimostratore’, la fase intermedia fra un prototipo sviluppato in laboratorio e un reattore utilizzabile in serie. Il costo di costruzione di un EPR, stimato in 3 miliardi di euro, sarà finanziato dagli industriali attraverso una partnership europea.

Una trentina delle centrali francesi avranno oltre 40 anni nel 2020, quindi la tecnologia EPR dovrà essere accessibile già nel 2012-2015, assicurano gli esperti di energia.

Nel Libro Bianco, che deve indicare la strada energetica della Francia per i prossimi 30 anni, la Fontaine ha seguito due direttrici: indipendenza energetica e rispetto dell’ambiente. I due criteri sono stati sviluppati pensando al ‘rilancio del controllo energetico, allo sviluppo di energia rinnovabili e alla preparazione del 2020’. Fra le cosiddette rinnovabili, la Francia privilegia l’energia solare, e ciò dovrebbe in parte frenare il prevedibile malumore degli ambientalisti per il programma del reattore EPR.

Il reattore europeo ad acqua pressurizzata (EPR, European Pressurised Water Reactor) è un progetto franco-tedesco sviluppato dal 1992 da Siemens e Framatome-ANP (gruppo Areva). E’ concepito per una ‘vita’ minima di 60 anni ed è più potente dei suoi predecessori. Utilizza la già nota tecnica dei reattori ad acqua leggera, ma con un miglior sfruttamento del combustibile, una semplificazione dei sistemi di sicurezza e una minor produzione di scorie.

27 novembre 2003


Un nuovo reattore nucleare in Normandia


La Francia ha iniziato il rinnovo delle 19 centrali nucleari esistenti nel Paese, una operazione che sarà portata a termine nell’arco di una ventina d’anni

Un reattore nucleare di terza generazione (del tipo Epr – European Pressurised water reactor, ad acqua sotto pressione) verrà impiantato in Normandia, a Flamanville (nella foto il reattore oggi esistente). Con questa decisione, ufficializzata dal colosso Electricité de France (Edf), la Francia dà il via al progetto volto a rimpiazzare, entro una ventina d’anni, le sue diciannove centrali nucleari.

Nel momento in cui il prezzo del petrolio è alle stelle, il carbone è guardato con diffidenza per il suo devastante impatto ambientale e le forme di energia alternativa ancora non decollano, il lancio di Epr ‘contribuisce a garantire – sostiene Pierre Gadonneix, presidente di Edf – l’indipendenza energetica dell’Europa nei prossimi decenni’.

A detta del primo ministro Jean-Pierre Raffarin il progetto rappresenta una ‘prospettiva principale’ per la stessa Edf e una ‘scelta strategica’ per la Francia, che spera di utilizzare questo sito come vetrina per vendere la propria tecnologia all’estero.

La scelta di Flamanville – preferita alle altre città candidate, Penly, nel nord-ovest del Paese, e Tricastin, nel sud-ovest – è stata motivata dalla società con ragioni tecniche, quali la capacità di trasporto di elettricità per distribuire l’energia prodotta e i vincoli ambientali.

Soddisfatti gli amministratori del dipartimento della Manica, a cui appartiene Flamanville. ‘Il progetto – sottolinea Jean-Francois Le Grand, presidente del consiglio generale del dipartimento – si tradurrà in 3 miliardi di euro di investimento’.

Il cantiere di costruzione – che sarà aperto nel 2007 per una durata prevista di 5 anni – creerà circa 1.500-2.000 posti di lavoro, mentre saranno 350 gli impieghi stabili una volta in funzione il reattore, verso il 2020.

Delusi invece i rappresentanti delle città ‘sconfitte’: ‘Penly era meglio, costava meno, era pronta più rapidamente… c’è dietro probabilmente una decisione politica che non conosco’, afferma Edouard Lelevau, il sindaco di Dieppe, città a poca distanza da Penly. ‘Questa decisione è una vera disfatta per la nostra regione’, commenta Thierry Cornillet, presidente del consiglio regionale a cui appartiene la ‘candidata’ Tricastin.

Critici gli ecologisti: l’associazione Greenpeace parla di ‘oggetto tecnologico vicino all’obsolescenza’, mentre la rete ‘Uscire dal nucleare’ che riunisce circa 700 associazioni sostiene che Epr ‘presenta le stesse tare dei reattori attuali’.

Secondo Edf il nuovo reattore – progetto franco-tedesco sviluppato dal 1992 da Siemens e Areva che, in prospettiva, dovrà sostituire i 58 reattori delle 19 centrali esistenti – riunisce ‘tutti i progressi fatti in dieci anni per una migliore economia, una migliore sicurezza, e globalmente una migliore prestazione’. Tra le principali innovazioni, una doppio contenimento attorno al cuore del reattore che – come era stato richiesto dalle autorità di sicurezza tedesche prima ancora dell’11 settembre – sa resistere all’impatto di un aereo militare scagliato ad alta velocità e una sorta di ‘portacenere’ in cui raccogliere i resti del cuore radioattivo in caso di incidente.

02 novembre 2004


(ANSA) – PARIGI, 18 DIC 2003 – Areva e Siemens costruiranno un reattore nucleare EPR (European Pressurized Water reactor) per la compagnia finlandese di elettricità TVO, ha annunciato oggi il gruppo francese Areva, leader mondiale dell’industria nucleare. Il progetto, secondo le valutazioni di TVO, e’ di 3 miliardi. L’EPR e’ il reattore della terza generazione al cui progetto potrebbe associarsi anche l’Enel. L’ EPR è destinato a sostituire in Francia le vecchie centrali a partire del 2020, (ANSA).


Les réacteurs de génération III et les réacteurs de génération IV

Direction Générale de l’Energie et des Matières Premières (DGEMP), avril 2004.

La préparation du futur conduit à s’interroger sur la nature et le type de réacteurs qui pourront remplacer ceux de la génération actuelle. Dans ce cadre, deux échéances peuvent être distinguées : le renouvellement des centrales les plus anciennes qui seraient atteintes par la limite d’âge sur la période 2015 – 2035, puis celui des centrales plus récentes, en signalant l’incertitude calendaire attachée à la durée de vie.
Si les modèles de génération IV, pour l’instant à l’état de concept et objets de recherche, sont prometteuses en matière de sûreté et de production, leur développement débute à peine et repose sur des ruptures technologiques majeures. Ils ne seront donc pas disponibles pour un emploi industriel avant 2040.

Les filières technologiques envisageables pour le remplacement des centrales nucléaires en activité sont dans un premier temps les réacteurs de génération III puis dans un second temps (2040 au plus tôt) des réacteurs de génération IV.

 Les réacteurs de génération III

Les réacteurs de génération III sont directement issus de l’évolution des réacteurs à eau légère qui forment aujourd’hui environ 80% du parc mondial. Ces systèmes, dont l’horizon temporel probable d’industrialisation est le plus proche, sont largement évoqués dans la fiche consacrée aux réacteurs de génération III.

Le déploiement de petits réacteurs (unités de 100 à 300 MWe à comparer avec une moyenne de 1 000 à 1 500 pour les réacteurs à eau légère actuelle) sur la période 2010 – 2020 est parfois également évoqué, en concurrent potentiel des réacteurs à eau légère. Toutefois il n’en existe pas aujourd’hui en fonctionnement ou même au niveau de la conception détaillée. Ce sont des réacteurs à neutrons thermiques à caloporteur gaz, fonctionnant à haute température et refroidis à l’hélium (projets GT-MHR (1) et PBMR). Leur conception repose sur des cœurs de petite taille, sur un combustible ayant une haute température de fusion (de l’ordre de 1 600 °C) et sur une évacuation passive de la chaleur en cas d’accident.

Présentant l’avantage de la modularité (la centrale peut être construite par ” morceaux “, en suivant la demande), ils représentent un investissement plus accessible. Mais leur performance économique n’est pas démontrée sauf à considérer de forts effets de série ou la construction de plusieurs réacteurs sur le même site, ce qui limite leur intérêt initial. Par ailleurs, leur déploiement étant envisagé dans la même période que les réacteurs à eau légère avancés (2010 – 2040), ils ne bénéficient pas des ruptures technologiques attendues des systèmes de génération IV (voir plus loin). Le développement de ces réacteurs intermédiaires paraît peu probable dans des pays dont la structure de production est centralisée comme la France.

Sur le plan de la sûreté, les concepteurs considèrent que les situations de fusion du cœur peuvent être exclues. Un certain nombre de questions ne sont cependant pas traitées à ce jour. Certaines nécessitent des travaux approfondis de recherche et développement, notamment la simulation du comportement du réacteur en situation accidentelle, la physique du cœur et la connaissance précise des matériaux utilisés, le comportement mécanique du réacteur à haute température et les risques d’incendie liés à l’utilisation du graphite. La connaissance technique et scientifique doit donc encore progresser pour permettre de porter une appréciation sur les améliorations de sûreté annoncées par les concepteurs. À ce stade, aucune décision ferme d’engagement d’un réacteur de ce type n’a été enregistrée, bien que l’examen de sûreté du modèle PBMR ait débuté entre son concepteur et l’Autorité de sûreté sud-africaine.

 Les réacteurs de génération IV

Les réflexions actuellement menées dans le cadre du Forum international Génération IV sous l’impulsion du Département à l’énergie des États-Unis ont conduit à retenir six concepts de filières nucléaires qui apparaissent prometteurs et sur lesquels il est proposé de concentrer l’effort international de recherche et développement. Cette sélection a été opérée sur la base de différents critères :

  • une compétitivité économique renforcée maintenant l’écart avec les filières gaz ou charbon ;
  • la sûreté et la fiabilité de l’installation, avec l’objectif d’une amélioration substantielle ;
  • la prise en compte de l’aval du cycle du combustible nucléaire usé, avec l’objectif de réduire le volume et la radiotoxicité des déchets produits ;
  • une valorisation optimale du minerai d’uranium ;
  • une conception résistante à la prolifération ;
  • une aptitude à la cogénération (production d’hydrogène, de chaleur, dessalement d’eau de mer etc…).

Les concepts envisagés sont à ce jour au stade de la réflexion préliminaire, et les approches de sûreté, qui pourraient être différentes selon les filières, sont encore en gestation. Des travaux de recherche et développement considérables sont encore nécessaires. A fortiori, l’état du développement de ces concepts ne permet pas, au stade actuel, de se prononcer sur le niveau de sûreté qu’ils pourraient apporter à terme par comparaison aux projets de réacteurs évolutionnaires comme l’EPR.

La France, via le CEA s’intéresse particulièrement aux concepts de réacteurs à caloporteur gaz, qui peuvent se décliner en deux familles :

a) les réacteurs à haute température à neutrons thermiques directement issus des petits réacteurs mentionnés plus haut. Sur la base des connaissances acquises dans les années 70, un pilote technologique (2) pourrait être mis en service, selon le CEA, au milieu de la prochaine décennie. Dans ces conditions, la mise en service d’un démonstrateur industriel pourrait se concevoir vers 2025, l’émergence d’une série en 2035 – 2040 paraissant une hypothèse très optimiste. Un calendrier plus rapide n’apparaît pas crédible eu égard aux difficultés à résoudre sur les nouvelles technologies en rupture envisagées.

b) les réacteurs à neutrons rapides : ils permettraient d’incinérer des déchets radioactifs de haute activité et à vie longue dans des proportions plus importantes que les réacteurs à eau légère ou les réacteurs précédents, les rendant véritablement intéressants pour la transmutation à haut rendement. De plus ils présenteraient l’intérêt potentiel de mieux valoriser la matière première, option intéressante sur le long terme. C’est à l’aune de ces deux critères que le passage aux “neutrons rapides” ajoutant des ruptures technologiques supplémentaires se justifierait et pourrait se traduire par le lancement en série à l’horizon 2045 – 2050.

Conclusion :

Le déploiement industriel de réacteurs issus des concepts du forum génération IV, économiquement compétitifs avec les réacteurs de génération III, ne semble pas réalisable avant 2040.

Les programmes de recherche sur la génération IV sont en effet prévus d’aboutir vers 2020 – 2025 à l’étape du pilote technologique, alors qu’il convient de prendre en compte la construction et l’exploitation d’un démonstrateur industriel avant le lancement d’une série, ce qui entraîne un décalage de 15 à 20 ans environ. L’exemple du développement des réacteurs à haute température dans les années 60 à 70 a montré des difficultés telles, que le processus s’est arrêté à la deuxième étape. Le processus du même type concernant le développement de la filière à neutrons rapides à caloporteur sodium (type superphénix) en France est également à garder à l’esprit pour mesurer le temps nécessaire de développement et le poids potentiel des aléas dès lors qu’une rupture technologique importante est envisagée.

(1) Gas Turbine – Modular High temperature Reactor (projet du concepteur américain GENERAL DYNAMICS en coopération avec le MINATOM russe, FRAMATOME-ANP et le japonais FUJI) / Pebble Bed Modular Reactor (projet sud-africain auquel participe le britannique BNFL).

(2) Afin de valider ensemble les verrous technologiques présentés par l’usage de la haute température, de combustible réfractaire, l’entraînement d’une turbine par de l’hélium.

© Ministère de l’Économie, des Finances et de l’Industrie, 26/04/2004


Les réacteurs de génération III.
DGEMP, avril2004.

Les réacteurs de génération III constituent une évolution des derniers réacteurs entrés en activité dans les années 90, renforcés sur le plan de la sûreté nucléaire (réduction des conséquences d’accident grave), de leur compétitivité économique et de leur impact environnemental (réduction substantielle de la production de déchets et des rejets radioactifs).
Le modèle franco-allemand EPR répond aux spécifications des électriciens européens et américains et constitue le compromis de choix entre des réacteurs déjà âgés, qui ne répondraient pas aux exigences de l’Autorité de sûreté française et des réacteurs aux spécifications plus innovantes, mais qui demandent un investissement encore élevé en terme de démonstration technologique.

A l’horizon 2010-2020, les technologies industriellement déployables seront celles de génération III (voir fiche sur les réacteurs de génération IV), c’est à dire issues par ” filiation ” des réacteurs actuellement en exploitation et bénéficiant du retour d’expérience obtenu ainsi que d’objectifs de sûreté réévalués (notamment concernant les accidents graves). L’offre disponible à cette échéance peut être décrite au travers de quatre grandes catégories de réacteurs, la classification choisie reposant sur deux critères : d’une part la technologie retenue (réacteurs à eau pressurisée ou à eau bouillante) et d’autre part les dispositifs de sûreté (les systèmes actifs ou les technologies passives, ces dernières misant sur des phénomènes physiques naturels et n’étant donc pas soumises en théorie à une éventuelle défaillance extérieure : humaine, perte d’alimentation énergétique ou panne d’un appareil électromécanique).

Le tableau de comparaison disponible permet une comparaison des différents réacteurs au sein de ces quatre catégories. Les principales conclusions sont les suivantes.

1) L’existence d’un nombre limité de constructeurs, essentiellement l’américano-britannique Westinghouse (groupe BNFL), l’américain General electric, l’industrie russe (MINATOM) et enfin le franco-allemand Framatome-ANP.

2) L’absence de réalisations concrètes pour ces différents réacteurs, à l’exception du modèle ABWR de General electric (qui est toutefois plus ancien d’une dizaine d’années par rapport à ses concurrents).

3) L’existence de modèles dont une réalisation prochaine est prévue (l’APWR et le System 80+ de Westinghouse pour le Japon et la Corée) mais dont la conception résulte de travaux de recherche et développement menés dans les années 80, donc comparable à celle des derniers réacteurs de la filière actuellement exploitée par EDF (réacteurs dits N4).

4) L’existence de modèles représentant une véritable optimisation par rapport aux réacteurs construits dans les années 90, mais dont les caractéristiques innovantes, en particulier des dispositifs de sûreté passifs, rendent nécessaire un important travail d’expertise par les Autorités de sûreté nucléaires et un exploitant comme EDF, avant toute décision de construction (il s’agit en particulier des modèles AP1000 de Westinghouse, VVER AES92 du MINATOM, de l’ESBWR de General electric et du SWR 1000 de Framatome-ANP).

L’EPR se distingue de ses concurrents, d’une part vis-à-vis de modèles dont la conception est déjà ancienne (voire dépassée au regard des exigences de sûreté) et d’autre part vis-à-vis de technologies innovantes mais dont la démonstration de sûreté n’est pas établie et pour lesquelles “l’appropriation” par l’Autorité de sûreté nucléaire française et EDF nécessiterait un travail et un temps importants. À cet égard, la construction d’un premier exemplaire de l’EPR à l’export, si tant est qu’elle soit acceptable par le client, n’offre pas toutes les garanties de retour d’expérience pour l’exploitant et le contrôleur qu’une construction en France. En outre, dans la mesure où un changement de filière crée des coûts supplémentaires et oblige à reconstruire des montages industriels, EDF privilégie la technologie des réacteurs à eau pressurisée sur celle des réacteurs à eau bouillante pour initier le renouvellement de son parc actuel. Cette orientation limite donc le champ de la concurrence.

À cet égard, il convient de souligner le travail très important mené depuis le début des années 90 par Framatome-ANP, EDF, l’Autorité de sûreté nucléaire et son appui technique l’IRSN (de surcroît dans le cadre d’une coopération franco-allemande) pour définir et concevoir un réacteur répondant à la fois aux exigences en matière de compétitivité et de sûreté. Au total, le développement de l’EPR a d’ores et déjà nécessité plus de deux millions d’heures d’études à la communauté nucléaire européenne, ce qui en prenant en compte la sous-traitance induite, représente un montant de 300 millions d’euros. Le rapport établi par les députés Birraux et Bataille dans le cadre de l’Office parlementaire d’évaluation des choix scientifiques et technologiques conclue ainsi ” qu’il s’agit non seulement d’un actif qui ne saurait être dilapidé sans d’excellentes raisons, mais aussi d’un atout par rapport à la concurrence mondiale, dans la mesure où les concepteurs de l’EPR ont une avance importante sur les autres compétiteurs “.

Sur le plan international, l’AP1000, même s’il n’est pas immédiatement déployable, et le modèle russe VVER AES92 se présentent comme des concurrents sérieux dans l’optique d’un électricien partant d’une base moins importante que celle d’EDF.

Consulter le tableau de comparaison sur le positionnement des différents réacteurs de génération III

© Ministère de l’Économie, des Finances et de l’Industrie, 26/04/2004


Le projet EPR permet de réduire de 15 à 30% la production de déchets nucléaires.
DGEMP, avril 2004.

L’EPR est un réacteur dont la conception du cœur, de grande taille, lui octroie une grande souplesse d’utilisation en matière d’utilisation du combustible. Ainsi, il peut brûler de façon plus efficace du combustible à l’uranium standard ou du combustible mixte à l’uranium et au plutonium (MOX) pour poursuivre ou amplifier la stratégie actuelle de tri -valorisation par retraitement -recyclage du combustible nucléaire usé.
Plus sobre (de 17 à 25% en matières nucléaires) en raison de l’augmentation des taux de combustion et du rendement général du réacteur, il est également moins producteur de déchets radioactifs à vie longue (de 15 à 30% selon la gestion retenue), à énergie produite constante. Enfin, la sélection de matériaux moins activables et sa durée de vie technique plus importante réduit drastiquement la production de déchets de démantèlement.
Enfin, la construction d’un démonstrateur EPR laisse toutes les possibilités ouvertes pour une gestion globale des déchets de haute activité à vie longue et ne présume pas des choix en la matière, toute flexibilité de transition vers des réacteurs plus innovants étant permise à l’avenir.

L’EPR apporte des avantages très substantiels en matière de gestion du combustible nucléaire usé, et de gestion des déchets radioactifs.

 En matière de gestion du combustible nucléaire usé, la stratégie d’EDF consiste à maîtriser les quantités de combustible déchargées des centrales, par retraitement – recyclage. Le retraitement sépare les produits de fission et les actinides mineurs (1), qui constituent des déchets de haute activité à vie longue. La technologie ne permettant pas de les valoriser, le retraitement permet leur conditionnement sous forme de déchets vitrifiés et apporte ainsi une garantie de confinement sûr à très long terme pour ces déchets. Le retraitement sépare ces déchets ultimes des matières valorisables que constituent l’uranium et le plutonium. Le plutonium est aujourd’hui recyclé dans vingt réacteurs du parc d’EDF. À cette fin, ces réacteurs utilisent pour 30% de leur cœur un combustible à base d’oxydes d’uranium et de plutonium : le MOX et, pour 70% du combustible “classique” à l’uranium. Cette stratégie permet de limiter les quantités de plutonium séparé “sur étagère” au volant nécessaire à la production de combustible MOX (2 à 3 ans de production).

La conception de l’EPR permet d’utiliser un cœur composé de 15% à 50% de combustible MOX. Alors qu’une version à 30% permet globalement de ne pas produire de plutonium, la version à 50% est consommatrice nette de plutonium (230 kg/an). L’introduction de versions “moxables” de l’EPR dans un parc de production pourra donc, le cas échéant, suppléer l’arrêt progressif, à leur arrivée en fin de vie, des réacteurs du parc actuel autorisés à être moxés, pour poursuivre la stratégie de retraitement – recyclage du combustible nucléaire. La possibilité de recycler plus massivement le plutonium dans l’EPR est en cours d’approfondissement et constitue l’une des options d’évolution possible entre le démonstrateur et une première série de réacteurs. Un cœur combustible chargé à 100% de combustible MOX ainsi que des possibilités de multi-recyclage (plusieurs opérations de retraitement – recyclage) sont des options étudiées pour une mise en oeuvre en tant que de besoin à terme, notamment dans le cadre des recherches conduites sous la loi Bataille (voir fiche sur la gestion des déchets radioactifs).

 En matière de déchets radioactifs, l’EPR apporte des avantages significatifs, grâce à des marges accrues (gros cœur), en termes de réduction de la quantité de déchets produite à même énergie fournie et d’optimisation possible de la gestion du plutonium.

  • L’augmentation des taux d’irradiation du combustible autorisée par l’EPR conduit pour une même quantité de combustible à en tirer plus d’énergie et en font donc un réacteur “sobre” (économie d’uranium minier de 17% pour des gestions de combustible à l’uranium et de 25% par mono-recyclage du plutonium) (2).
  • L’augmentation des taux d’irradiation réduit également les quantités de combustibles utilisées (de 1 150 tonnes par an aujourd’hui pour le parc d’EDF à environ 750 tonnes pour une même production d’électricité de 400 TWh) (2) Les déchets de structure (gainages des combustibles), qui constituent des déchets de moyenne activité à vie longue, seront réduits de 35% en masse. Cette réduction limitera en conséquence les transports et les manipulations.
  • L’augmentation du rendement énergétique supérieur de 2 points à celui des réacteurs N4 (la classe de réacteur la plus récente du parc d’EDF) réduit de 6% la quantité de produits de fission pour une même production d’électricité, les actinides de 15% en masse (Pu et actinides mineurs) pour du combustible classique à l’uranium et de 20 à 33 % si on passe à un mono-recyclage du plutonium.
  • L’augmentation de la durée de vie à la conception (60 ans au moins pour l’EPR contre 40 ans au moins envisagés pour les réacteurs du parc actuel) entraîne une moindre production de déchets de démantèlement à même énergie produite, dans le rapport des durées de vie.

L’EPR ne présente pas les mêmes performances pour l’incinération des déchets que des technologies futures de réacteurs plus en rupture (génération IV). Pour autant, la construction d’un démonstrateur EPR laisse toutes les possibilités ouvertes pour une gestion globale des déchets de haute activité à vie longue et ne présume pas des choix en la matière.

Les études menées dans le cadre de l’axe 1 de la loi Bataille étudiant la séparation – transmutation des déchets radioactifs montrent d’ailleurs bien la diversité des possibilités. Les conditions économiques, les choix environnementaux qui prévaudront au moment du renouvellement du parc de production et la disponibilité de systèmes révolutionnaires de production d’électricité et d’incinération des déchets conduiront à un choix parmi le solutions suivantes :

  • pour des raisons de disponibilité, le premier temps du renouvellement d’un parc de production par du nucléaire reposera vraisemblablement sur des réacteurs de génération III à eau légère du type de l’EPR ; les études du CEA montrent un gain en matière d’inventaire radioactif pouvant aller jusqu’à un facteur 3 par multi-recyclage si on en reste à cette technologie de réacteur ; si le choix en est fait, ce gain peut théoriquement atteindre un facteur 100 par l’introduction de réacteurs à haut rendement de transmutation ;
  • l’introduction de réacteurs à neutrons rapides, pouvant présenter un haut rendement de transmutation, pour lesquels deux classes de réacteur à finalité différente mais sans doute complémentaires sont étudiées ; parce qu’ils reposent sur des ruptures technologiques majeures, ces systèmes doivent encore faire la preuve de leur maturité industrielle et économique, qui pourrait intervenir sur la période 2040 – 2050 ; il s’agit :
  • de réacteurs polyvalents, c’est-à-dire dont les performances sont bonnes à la fois sur le plan économique (production d’électricité) et de l’incinération de déchets radioactifs (en en produisant moins à la source et en termes de recyclage a posteriori d’une production passée) ; c’est l’objectif de la plupart des concepts étudiés au sein de l’initiative “génération IV” ;
  • de réacteurs dédiés à l’incinération de déchets ; du fait de leur spécialisation, leur performance économique est moindre pour la production d’électricité.

Plusieurs combinaisons existent donc et les choix restent ouverts pour les décideurs.

(1) Les actinides mineurs (qualifiés de “mineurs” pour les distinguer de l’uranium et du plutonium, “majeurs” car valorisables) sont des éléments radioactifs à vie longue, qu’il faut donc gérer dans la durée et pour lesquels il fait sens d’étudier les possibilités de réduction des inventaires à la production ou a posteriori, notamment à l’aide de la transmutation.

(2) Toutes choses égales par rapport aux gestions actuelles des combustibles, sachant que ces progrès associés à l’augmentation des taux d’irradiation concerneront aussi pour une large partie le parc actuel.

© Ministère de l’Économie, des Finances et de l’Industrie, 26/04/2004


Le projet EPR apporte des améliorations appréciables en matière de protection de l’environnement.
DGEMP, avril 2004.

L’application des meilleures technologies disponibles confère à l’EPR des avantages importants en matière de sûretés. Les risques d’accidents sont réduits très significativement, quelle que soit leur origine. La probabilité d’un accident grave est ainsi divisée par un facteur 10 et les conséquences radiologiques des accidents sont également abaissées au plus faible niveau.
Le réacteur intègre dès la conception le souci du meilleur niveau de protection contre les rayonnements pour les travailleurs (abaissement d’un facteur 2 de l’exposition globale à la radioactivité) et pour le public et l’environnement (réduction d’un facteur 10 de l’activité des rejets).
La conception robuste du génie civil de l’îlot nucléaire lui confère par ailleurs une protection accrue contre les agressions externes, dont les séismes, les explosions industrielles et les chutes d’avions.

La conception de l’EPR a fait l’objet depuis 1993 d’une revue en profondeur de ses options de sûreté, menée en étroite collaboration par EDF et les électriciens allemands avec les Autorités de sûreté des deux pays. Les meilleures technologies disponibles sont utilisées et permettent les améliorations substantielles suivantes.

 La prise de position du Gouvernement concernant les options de sûreté du projet de réacteur EPR

 Les risques d’accidents sont réduits très significativement, quelle que soit leur origine par une amélioration de la défense en profondeur

Pour améliorer la prévention des incidents et accidents, y compris la fusion du cœur du combustible, qui représente l’événement le plus redouté, la conception du projet de réacteur EPR prévoit une augmentation des délais disponibles avant qu’une intervention humaine ne soit nécessaire et la mise en place de redondances élevées et d’équipements diversifiés pour certaines fonctions de sûreté. Les dispositions suivantes sont en particulier retenues :

  • un renforcement du génie civil de l’îlot nucléaire pour une meilleure protection contre les agressions externes, dont les séismes, les explosions industrielles et les chutes volontaires ou involontaires d’avions ;
  • une organisation de la majorité des systèmes importants pour la sûreté et de leurs systèmes support selon quatre ” systèmes ” indépendants, dont deux suffisent pour assurer la fonction correspondante, répartis dans quatre zones géographiques séparées et à faible interconnexion, offrant un atout face aux agressions internes (incendies par exemple) et à l’apparition de défaillances cumulées ;
  • la couverture, par des signaux de protection automatique, non seulement des états du réacteur en puissance, mais aussi des états d’arrêt, qui contribuent significativement aux risques ;
  • la présence, en plus des quatre groupes électrogènes principaux, de deux générateurs diesel d’ultime secours de technologie différente, afin de pallier la perte totale des alimentations électriques.

Les caractéristiques du projet de réacteur EPR (enceinte de confinement, protection des bâtiments et structure du génie civil) lui confèrent globalement une bonne résistance aux agressions externes.

 Les conséquences radiologiques des accidents sont également abaissées au plus faible niveau

En matière de diminution des conséquences radiologiques des accidents, le projet de réacteur EPR prend en compte, dès la conception, les risques d’accident avec défaillances multiples d’équipements, y compris la fusion du cœur. Cette prise en compte constitue une avancée majeure.

a) Pour les accidents avec fusion du cœur, les mesures de protection des populations sont très limitées dans l’espace et dans le temps ; les accidents susceptibles de conduire à des rejets radioactifs précoces importants sont pratiquement éliminés.

Les dispositions retenues pour le projet de réacteur EPR permettent :

  • d’une part, d’assurer un confinement satisfaisant de la radioactivité à l’intérieur du réacteur et d’éviter le recours à des rejets dans l’environnement, grâce notamment à un dimensionnement de l’enceinte du bâtiment du réacteur prenant en compte une déflagration d’hydrogène, la présence d’une aire de recueil et de refroidissement du cœur fondu sans endommagement de l’enceinte ou encore des dispositifs permettant d’extraire la puissance ;
  • d’autre part, de ” pratiquement éliminer ” des accidents susceptibles de conduire à des rejets radioactifs importants, comme les accidents de réactivité, les explosions de vapeur ou les explosions d’hydrogène pouvant menacer l’intégrité de l’enceinte de confinement, les surpressions pouvant porter atteinte à l’intégrité de la cuve.

b) Pour les accidents sans fusion du cœur, des mesures de protection des populations vivant dans le voisinage de la centrale accidentée ne sont pas nécessaires (ni évacuation ni mise à l’abri).

Parmi les accidents sans fusion du cœur, la rupture de tubes de générateur de vapeur est l’un de ceux qui peut conduire aux rejets radioactifs les plus importants. La conception du réacteur EPR permet d’éviter un relâchement d’eau contaminée, seuls des rejets en vapeur, dont la concentration en radioéléments est beaucoup plus faible, étant susceptibles de survenir.

 Le réacteur intègre dès la conception le souci du meilleur niveau de protection contre les rayonnements pour les travailleurs, le public et l’environnement

La conception du projet de réacteur EPR vise à réduire l’exposition des travailleurs aux rayonnements ionisants, à réduire les rejets en exploitation et la production de déchets technologiques, à améliorer les possibilités d’inspection en service et de remplacement des équipements, à améliorer la prévention des erreurs humaines et à anticiper les problèmes liés au démantèlement.

L’EPR s’inscrit à cet égard dans une démarche de progrès continu en application des meilleures technologies disponibles à un coût économique raisonnable.
La conception de l’EPR réduit l’activité des rejets liquides et gazeux (hors tritium (1)) d’un facteur 10 par rapport aux réacteurs existants.

La radioprotection des travailleurs est renforcée par une amélioration des conditions d’entretien et de maintenance (notamment lors des opérations de chargement et de déchargement du combustible). L’objectif de dose collective est ainsi réduit de moitié (0,5 homme x Sievert par réacteur et par an) par rapport à celui du réacteur le plus moderne du parc actuel d’EDF, dont la valeur se situe déjà très en dessous des seuils réglementaires, eux-mêmes fixés très au-dessous des valeurs d’impacts sanitaires redoutés.

En conclusion,

Les objectifs de sûreté des futurs réacteurs à eau sous pression ont été fixés conjointement par les Autorités de sûreté nucléaire française et allemande, dans un travail d’harmonisation intelligente et non de superposition d’exigences. Ce travail a permis de retenir les solutions techniquement ou économiquement optimales. Ces objectifs visent d’une part à mettre à profit l’expérience acquise sur les réacteurs actuels en matière de conception et d’exploitation, dans le cadre d’une démarche “évolutionnaire”, et d’autre part à obtenir, pour la prochaine génération de réacteurs, des améliorations significatives de la sûreté par rapport aux réacteurs existants.
Dans ce cadre, la démarche suivie pour l’EPR sur le plan de la sûreté est cohérente avec les démarches suivies par les autres grands concepteurs ou autorités de sûreté. La situation du projet EPR sur le plan international et sa position vis-à-vis d’une éventuelle procédure d’autorisation par une autorité de sûreté étrangère peut-être appréciée par comparaison avec les textes de l’Agence internationale de l’énergie atomique, les textes des électriciens américains ou européens (EUR) ainsi que les exigences connues pour le projet de cinquième réacteur finlandais, qui sont extrêmement proches des exigences françaises en termes d’objectifs.

(1) Il fait plus sens en termes d’impact sanitaire de rejeter ce radioélément dans l’environnement sous forme liquide, où sa dilution isotopique est facilité, que de tenter de le bloquer sous forme de déchets solides.


Le projet EPR apporte des avancées économiques majeures par rapport au dernier modèle de réacteur N4 exploité par EDF.
DGEMP, avril 2004.

Par rapport au dernier modèle entré en service au sein du parc nucléaire d’EDF, le N4 (4 réacteurs dans la décennie 90), l’EPR apporte des améliorations significatives : diminution de la probabilité d’un accident grave (facteur 10) et réduction des impacts à l’extérieur de la centrale en cas d’occurrence, amélioration de 10 à 20% de la compétitivité en raison d’un taux de disponibilité en hausse de 82 à 91%, d’un rendement plus élevé, d’une durée de vie technique accrue (de 40 à 60 ans) et d’une conception du cœur autorisant une extraction d’énergie plus importante (jusqu’à 25%) pour une même quantité de combustible.

Si l’EPR est issu des réacteurs nucléaires français et allemand de type N4 et Konvoi, il présente des avancées significatives sur les plans technique, de la sûreté et de la compétitivité économique. En raison de ces avancées et notamment de celles obtenues dans le domaine de la sûreté, l’EPR est donc la technologie européenne de référence envisagée pour le renouvellement du parc actuel, ce que les députés Birraux et Bataille expliquent de la façon suivante dans le cadre de leur rapport (mai 2002) consacré à ” la durée de vie des centrales nucléaires et aux nouveaux types de réacteurs ” : ” Selon la DGSNR, la solution N4 n’est pas acceptable parce que l’on peut faire mieux aujourd’hui. Cette situation est analogue à ce qu’on rencontre dans de nombreux domaines, par exemple dans l’automobile où il est permis de rouler avec les modèles existants sans ” airbag “, mais où il est interdit de commercialiser de nouveaux modèles ” sans airbag ” “.

 Les avancées de l’EPR sur le plan technique

Elles sont résumées dans le tableau ci-dessous. Doivent être en particulier soulignées l’augmentation de la puissance unitaire ainsi qu’une meilleure utilisation du combustible avec l’augmentation des taux de combustion admissibles, c’est à dire de la quantité d’énergie produite par tonne de combustible irradié et par jour :

 EPRN4
Puissance thermique (MWth)4 250 / 4 5004 250
Rendement (%)36 / 3734
Puissance électrique (MWe)1 550 / 1 6001 450
Taux de combustion (GWj/tonne)6045
Durée de vie technique (années)6040

 Les avancées de l’EPR sur le plan économique

Suite à d’importantes études de rationalisation du cahier des charges, les avancées de l’EPR sur le plan de la sûreté ne le pénalisent pas du point de vue de sa compétitivité économique. Au contraire, l’étape d’optimisation du concept, conduit à un coût de production du MWh produit en diminution de l’ordre de 10% par rapport au N4. Ceci est notamment rendu possible par :

1. Une baisse du coût d’investissement au MWe installé : augmentation de la puissance unitaire ; rendement énergétique accru ; durée de vie technique allongée de 20 ans.

2. Un taux de disponibilité accru : 91 à 92% à comparer avec le taux de 82,5% constaté en 2002 pour le parc actuel.

3. Une meilleure utilisation du combustible combinée avec une conception différente du cœur : la quantité d’énergie produite par tonne de combustible irradié est donc accrue, ce qui permet par rapport au N4 de réduire jusqu’à 17% la consommation d’uranium naturel pour une même quantité d’énergie produite.


L’EPR

EDF et les opérateurs nucléaires internationaux travaillent sur des réacteurs «nouvelle génération» plus sûrs, plus compétitifs et plus respectueux encore de l’environnement. Version évoluée de réacteurs actuels, l’EPR (European Pressurized Reactor) fait partie de ces nouvelles technologies nucléaires.

Le 4 mai 2006, EDF a décidé, suite au débat public dont le contenu a fait l’objet d’un rapport publié le 11 avril 2006, d’engager la réalisation d’une troisième unité de production sur le site de Flamanville de type EPR (European Pressurized Reactor). Le “1er béton” du réacteur devrait débuter fin 2007 pour une mise en service en 2012.
Développé par des équipes françaises et allemandes, notamment l’ingénierie d’EDF, l’EPR cumule tous les progrès récents en matière de sûreté, de sécurité, de respect de l’environnement et de rentabilité économique. Il présente une continuité technique avec les centrales existantes dont il intègre le retour d’expérience. Sa réalisation maintenant donnera à EDF le temps d’éprouver ce nouveau modèle de réacteur avant de lancer – si la décision est prise le moment venu – une série de réacteur en vue du remplacement des centrales actuelles qui pourraient être arrêtées.

En savoir plus sur l’EPR

www.uic.com.au/wns0625.htm 


ENJEUX ET OBJECTIFS POUR LE PROJET FLAMANVILLE 3



Sur son site de Flamanville (Manche), EDF a décidé d’engager la réalisation d’une nouvelle unité nucléaire de production d’électricité d’une puissance de 1600 MW. Cette unité de production appelée ” Flamanville 3 ” sera construite avec la technologie des réacteurs nucléaires à eau sous pression européenne EPR (European Pressurised Reactor). Ce projet s’inscrit pleinement dans ses missions : produire, transporter et commercialiser l’électricité pour tous ses clients et garantir une électricité propre, sûre et compétitive.

Préparer maintenant le renouvellement futur des centrales nucléaires de production d’électricité

C’est aux alentours de 2020 que les premières centrales de la génération actuelle atteindront 40 ans (durée de vie minimale pour laquelle elles ont été conçues) et pourraient progressivement être mises à l’arrêt. Par des actions d’ingénierie et de maintenance importantes, EDF cherche à en prolonger l’exploitation en toute sûreté, mais ne peut exclure l’arrêt de certaines d’entre elles et doit s’y préparer.

EDF souhaite être en mesure de les remplacer par de la production nucléaire à partir de nouvelles centrales.

C’est en cohérence avec politique énergétique du pays telle qu’elle est actuellement définie, qu’EDF engage la réalisation du réacteur EPR à Flamanville. L’Etat souhaite en effet, maintenir l’option nucléaire ouverte pour l’avenir.

Pourquoi aujourd’hui ?

Pour décider vers 2020 des modalités de remplacement des centrales actuelles, EDF doit disposer d’un modèle de réacteur techniquement éprouvé, conforme aux exigences de la Direction Générale de la Sûreté Nucléaire et de la Radioprotection (DGSNR, Autorité de contrôle nationale sous l’égide des ministères de l’environnement, de l’industrie et de la santé), d’une organisation industrielle opérationnelle, ainsi que d’une expérience d’exploitation suffisante sur ce modèle.

EDF prévoit la mise en service de Flamanville 3 en 2012.
Entre la décision d’engager le projet et le moment où débute la production d’une centrale, il faut prévoir environ 8 ans : 3 ans pour la préparation et les procédures réglementaires, et 5 ans pour la construction proprement dite.


Le projet Flamanville 3 et le débat public.

Le 4 novembre 2004, conformément à la loi, EDF a saisi la Commission Nationale du Débat Public (Autorité administrative indépendante) qui a décidé d’organiser un débat public sur le projet Flamanville 3, préalable à la décision d’EDF quant à la réalisation de son projet.

Pendant 4 mois, 21 réunions publiques se sont déroulées sur l’ensemble du territoire national pour débattre du projet. Les réunions publiques de Paris et de Cherbourg les 17 et 18 février 2006 ont clôturé le débat public. C’est suite à ce débat, dont le contenu a fait l’objet d’un rapport publié par la Commission Nationale du Débat Public, qu’EDF a décidé d’engager la réalisation de Flamanville 3.


Plus d’informations
 Découvrez les centrales nucléaires en France
 Téléchargez le dossier du maître d’ouvrage
 Téléchargez le dossier de presse
 Consultez le site de la CPDP (Commission Particulière du Débat Public)


POURQUOI UN REACTEUR DE TYPE EPR ?

L’EPR est un réacteur aux performances industrielles et environnementales accrues, avec une sûreté améliorée répondant globalement aux exigences de la Direction Générale de la Sûreté Nucléaire et de la Radioprotection (DGSNR). C’est un réacteur de conception « évolutionnaire ». Développé par Framatome-ANP, il intègre le retour d’expérience des réacteurs nucléaires français et allemands dans un souci constant de progrès. Portrait du réacteur Flamanville 3 :


Des objectifs de sûreté ambitieux


Les objectifs de conception d’EPR visent à améliorer les performances en tirant profit de l’expérience acquise sur les centrales actuelles.

Le réacteur est équipé de quatre systèmes de sauvegarde parallèles et séparés dans des locaux distincts, afin de garantir en toute circonstance la sûreté de la conduite des installations. Une coque béton est construite sur les parties les plus sensibles de l’installation pour les protéger des éventuelles agressions externes. Un récupérateur de combustible fondu permet de limiter les conséquences d’un éventuel accident grave.

Les options de sûreté du réacteur nucléaire EPR ont été validées par la DGSNR.
Des progrès significatifs en matière d’environnement

La centrale nucléaire de Flamanville 3, au même titre que toutes les centrales nucléaires, produit de l’électricité sans rejet de CO2, ce qui est favorable à la lutte contre l’effet de serre et le changement climatique. Dans sa démarche de progrès continu et sa volonté de respecter l’environnement, EDF a apporté à la conception du nouveau réacteur de nombreuses améliorations.

Elles permettront, pendant la phase d’exploitation, une réduction d’au moins 30% des rejets dans l’environnement par kWh produit, quelle que soit leur nature : rejets chimiques et radioactifs (hors tritium et carbone 14 qui sont équivalents aux centrales actuelles par kWh produit).

La production de déchets radioactifs sera elle aussi globalement en diminution (diminution de 30% pour certaines catégories de déchets). La localisation du site au pied de la falaise atténue fortement le niveau sonore. Pour limiter l’impact sur les prélèvements en eau douce, une usine de dessalement est prévue sur le site. L’impact sur le paysage est faible. Le projet de construction de la nouvelle centrale à proximité des 2 centrales actuelles ne modifie pas l’emprise terrestre et maritime d’un site préparé à accueillir 4 unités de production.


Des coûts de production compétitifs et stables, car très peu dépendants du coût des matières premières.

Une puissance de 1 600 MW, permettant d’alimenter 1,5 million de personnes en électricité.


Plus d’informations
  Venez découvrir Flamanville 3 (Les différents bâtiments de l’installation)


LE PROJET FLAMANVILLE 3



EDF a passé en revue ses 19 sites de production électronucléaire actuels, en recherchant ceux qui pourraient accueillir une nouvelle unité dans des délais compatibles avec l’objectif de mise en service en 2012. Le site de Flamanville est apparu comme le plus pertinent pour la tête de série EPR.

Le choix du site de Flamanville Le site de production nucléaire de Flamanville a une emprise terrestre d’environ 60 hectares située sur la commune de Flamanville, dans la Manche, en région Basse-Normandie. Les deux unités du site de production produisent environ 3% de la consommation d’électricité française.

Le site présente de nombreux avantages pour l’implantation d’une nouvelle unité. EDF est propriétaire du terrain nécessaire à la nouvelle construction. La situation en bord de mer offre les meilleures conditions pour le refroidissement de l’installation.

Par ailleurs, cette région a une solide expérience des grands chantiers et de l’implantation d’installations nucléaires. Le projet Flamanville 3 a fait l’objet d’un consensus fort et d’une large mobilisation des élus et des acteurs économiques locaux.


Les aspects socio-économiques

Pendant la période de construction de 5 ans, le chantier pourra employer jusqu’à 2000 personnes. EDF prévoit de s’appuyer sur la main d’œuvre locale et de soutenir la politique de formation associée.

EDF s’investira dans le plan d’accompagnement du chantier en veillant particulièrement à la qualité de vie des intervenants. Lorsque la centrale sera en exploitation, 300 personnes travailleront en permanence sur le site.


Le coût prévisionnel du projet et son financement

En intégrant les coûts de développement de l’EPR, le projet Flamanville 3 représente un investissement de l’ordre de 3,3 milliards d’euros. La partie nucléaire de l’installation en mobilise 60%, la partie conventionnelle
(non-nucléaire) 40%.

EDF peut assurer le financement du projet sur ses propres ressources. Tout en restant l’unique exploitant de la centrale de Flamanville 3, EDF étudie cependant la possibilité de nouer des partenariats avec d’autres producteurs d’électricité européens.


L’EPR : une réalisation à l’horizon 2012

Le Conseil d’administration d’EDF a décidé le 4 mai 2006, de poursuivre le projet de construction d’une troisième unité de production d’électricité EPR sur le site de Flamanville.

Au lendemain du Conseil d’administration, EDF a lancé la procédure de demande d’autorisation de création (DAC) de l’installation nucléaire « Flamanville 3 » auprès des ministères concernés et de l’Autorité de Sûreté Nucléaire, qui donnera lieu à un décret d’autorisation de création signé par le Premier ministre. L’ASN procèdera à une analyse technique des dossiers, en particulier du rapport de sûreté.

Cette DAC se poursuit à une enquête publique menée sous l’égide du préfet de la Manche. D’autres procédures réglementaires suivront dans les mois qui viennent.

Après l’attribution des premiers appels d’offres – avec clauses suspensives – et l’obtention des autorisations nécessaires, les travaux de préparation du site (accès, terrassements) devraient commencer à l’été 2006.

La phase de construction de la centrale elle-même débutera en décembre 2007 et s’étendra sur 54 mois pour une mise en service prévue en 2012.


Plus d’informations
 Les grandes étapes prévisionnelles du projet


http://www.edf.fr/html/epr/pdf/dossier_mo_epr_full.pdf  (147 pagine che illustrano Flamanville)

http://www.edf.com/71307d/Accueilfr/Presse/Touslescommuniques/DOSSIERLenergienucleaireetleprojetEPRaFlamanville3 (Rassegna stampa su Flamanville e negli allegati vi sono le caratteristiche tecniche di Flamanville)


Flamanville : au coeur de la falaise

La centrale de Flamanville est installée sur un site unique de la côte Ouest du Cotentin, au pied d’une falaise granitique haute de 70 mètres.

Les pierres de cette ancienne carrière, exploitée jusqu’au milieu du XIXe siècle, pavent encore aujourd’hui la place de la Concorde à Paris.

La centrale est construite sur une plate-forme située à plus de 12 mètres au-dessus de la mer. Pour la réaliser, la falaise a été coupée sur 900 mètres de long.

En 2002, les deux unités de 1300 MW chacune ont produit 16,6 milliards de kWh (16,6 TWh). La production annuelle de la centrale représente environ 3,3 % du chiffre national ce qui équivaut, à titre de comparaison, à la consommation d’électricité de la Basse-Normandie et de la Bretagne réunies.

 
Pour en savoir plus

Toute l’actualité de la centrale 24h/24 au 0 805 400 333 (numéro vert gratuit)
Découvrez l’actualité 2004 de Flamanville.


Ils travaillent dans la centrale

682 personnes sont employées par la centrale de Flamanville, dont 13,6% de femmes. La moyenne d’âge est de 41 ans.


Les coordonnées de la centrale

Centrale nucléaire de Flamanville
BP 4
50340 Les Pieux
Tél. : 02 33 78 77 77
Fax : 02 33 78 77 78


Dans le monde

Si, dans le monde, la principale source d’énergie électrique reste le thermique à flamme, l’énergie nucléaire voit sa production augmenter sensiblement.




Vers moins de gaz à effets de serre

L’énergie nucléaire représente désormais environ 17 % de la production mondiale d’électricité, soit à peu près autant que l’hydroélectricité, 50 % de la production restant du thermique à flamme.
En 2002, plus du quart des 359 000 MW nucléaires installés dans le monde l’étaient aux Etats-Unis. La France, avec ses 63 000 MW, représentait environ 17 % de la production internationale.
Dans l’Union européenne, 35 % de l’électricité est d’origine nucléaire, ce qui évite le rejet dans l’atmosphère de 300 millions de tonnes de CO2.

Les principales filières du nucléaire

A l’international, 6 filières se partagent le marché :

FilièreCombustibleModérateurCaloporteur
Graphite-gaz (UNGG) Royaume-UniU naturelGraphiteGaz carbonique
Eau lourde CanadaU naturel ou enrichiEau lourdeEau lourde ou eau ordinaire
Eau sous pression FranceU naturelEau ordinaireEau ordinaire
Eau bouillante Etats-Unis, JaponU naturelEau ordinaireEau ordinaire
Eau-Graphite RussieU naturelGraphiteEau ordinaire
Surgénérateur Russie, JaponPlutonium Uranium enrichiNéantSodium

Principaux producteurs d’électricité d’origine nucléaire

Chiffres pour les 10 premiers producteurs mondiaux d’électricité d’origine nucléaire : données 2002.
Source : Agence Internationale de l’Energie.

PaysProduction annuelle en TWh% du total mondial% du nucléaire dans la production nationale d’électricité
Etats-Unis80530,3 %20 %
France43716,4 %78 %
Japon29511,1 %27 %
Allemagne1656,2 %29 %
Russie1425,3 %16 %
Corée du Sud1194,5 %36 %
Royaume Uni883,3 %23 %
Ukraine782,9 %45 %
Canada762,9 %13 %
Suède682,6 %46 %

Présentation des centrales

Découvrez les performances technologiques de chaque centrale.
En savoir plus


La génération IV

Le devenir énergétique de la planète se voit menacé par la raréfaction des combustibles fossiles. Il est pourtant capital de répondre aux besoins croissants avec une énergie sûre, économique et respectueuse de l’environnement.

Le nucléaire, satisfaisant ces critères, rassemble autour de lui les pays conscients de l’importance de disposer demain de nouvelles technologies nucléaires. D’où la création du « Forum international Génération IV ».

Le nucléaire de quatrième génération

Ils sont dix qui, à l’initiative du département américain de l’Energie, se sont regroupés en 2001 dans le Forum Génération IV : Afrique du Sud, Argentine, Brésil, Canada, Corée du Sud, Etats-Unis, France, Japon, Royaume Uni et Suisse.
L’objectif ? Définir et développer des systèmes nucléaires de quatrième génération. Cette génération de réacteurs, pensée pour une mise en service en 2035/2040, renforcera encore les critéres d’économie, de sûreté et de développement durable.

Des technologies prometteuses

En matière de nucléaire, la notion de « système nucléaire » implique non seulement le réacteur mais aussi le cycle du combustible. Six systèmes du futur ont été sélectionnés par une centaine d’experts des pays membres. Ces projets sont susceptibles d’avancées en matière de compétitivité, de sûreté, d’économie des ressources en uranium et de limitation des déchets radioactifs à vie longue.

Recherche et développement

Il s’agit maintenant de conduire certains de ces concepts jusqu’à leur déploiement industriel. Pour cela, il faut lever les verrous technologiques et travailler sur des projets prometteurs. Aussi chacun des pays membres est-il sollicité en R&D.


Les 3 principes de sûreté

Sur un site nucléaire, la sécurité repose sur une organisation sans failles. Pour protéger les populations et l’environnement, 3 principes de sûreté conditionnent la production d’électricité.

1. La maîtrise de la réaction neutronique en chaîne doit être contrôlée en permanence et l’opérateur à même de stopper le réacteur à tout instant et en toutes circonstances grâce aux barres de commande. Ces barres de commande sont des tubes remplis de matériaux absorbants les neutrons qui permettent de régler la puissance du réacteur.

2. Le refroidissement du combustible doit toujours être assuré ( par circulation de l’eau dans le circuit primaire).
Ces deux premières opérations permettent l’évacuation de l’énergie calorifique quand le réacteur est en fonctionnement ou à l’arrêt.

3. Le confinement des matières radioactives doit être garanti pour éviter leur dispersion dans l’environnement en fonctionnement normal et même en cas d’incident ou d’accident.


L’échelle INES

Adoptée en France depuis avril 1994, l’échelle internationale Ines (International Nuclear Event Scale, “Echelle Internationale des événements nucléaires”) a permis l’instauration d’un même langage sur l’évaluation d’un incident ou d’un accident.



Ces références communes, partout dans le monde, facilitent la compréhension de l’opinion publique internationale. L’information sur un événement est communiquée, via l’Agence internationale de l’énergie atomique (AIEA), à tous les pays qui ont adopté Ines.

Sur cette échelle, les événements sont hiérarchisés de 0 à 7 en fonction de leur importance par rapport à trois critères : les conséquences sur l’environnement, l’impact sur le site et le critère de défense en profondeur.

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Niveau 1
Niveau 2
Niveau 3
Niveau 4
Niveau 5
Niveau 6
Niveau 7

Segue …


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