Fisicamente

di Roberto Renzetti

Roberto Renzetti

                    Passo ora ad una breve rassegna dei più noti e diffusi reattori nucleari (Prima e Seconda generazione) per la produzione di energia ad uso pacifico, a partire dalla fissione nucleare che abbiamo appena studiato.

                    Dunque, da una reazione di fissione nucleare controllata si ottiene energia, molta energia. Il problema è capire come prenderla e come trasformarla in apposite centrali. Le centrali per la produzione di energia hanno nomi diversi, a seconda da cosa sono alimentate. Così abbiamo a che fare con centrali idroelettriche quando utilizziamo l’energia di caduta di una massa d’acqua da una data quota; si hanno centrali a marea quando sfruttiamo il sollevarsi e l’abbassarsi del mare; si hanno invece centrali eoliche quando utilizziamo il moto di pale, originato dal vento. Fin qui per ciò che riguarda centrali fredde, centrali cioè che lavorano a temperatura ambiente, senza passare per il riscaldamento. Vi sono poi le centrali termiche che sono una classe di centrali che comprendono: centrali solari, centrali a carbone, centrali geotermiche, centrali a gas, centrali ad olio combustibile, centrali nucleari (di differenti tipologie)A parte alcuni tipi di centrali solari che lavorano a temperature relativamente basse, tutte le altre centrali funzionano sostanzialmente con lo stesso principio: vi è un fornello dentro il quale si genera il calore; questo calore viene scambiato con una qualche sostanza (generalmente acqua); questa sostanza acquista energia termica (se è acqua diventa vapore ad elevata temperatura e pressione) ed è in grado di muovere delle turbine; il moto delle turbine è connesso ad un alternatore che origina corrente alternata; questa corrente, dopo opportuna trasformazione, viene inviata negli elettrodotti per gli usi finali in fabbriche e città.

                    Nel caso di una centrale nucleare il fornello è costituito da un arrangiamento che permette di sfruttare l’energia da fissione nucleare.

                    Per sfruttare una tale energia sono necessarie alcune condizioni:

– occorrono una enormità di nuclei che simultaneamente si fissionino;

– occorre innestare la reazione a catena che deve mantenere la combustione per produrre energia con continuità;

– occorre il controllo del processo: la possibilità di regolarne la potenza nel tempo e nella durata.

                    La struttura di un reattore nucleare deve quindi prevedere schematicamente:

– un fornello, detto nocciolo, nel quale si sviluppi la reazione a catena;

– un efficientissimo sistema di estrazione del calore (raffreddamento) dal nocciolo;

– una schermatura molto importante per fermare le radiazioni prodotte in modo ineliminabile dal processo di fissione;

– sistemi di regolazione dei processi mediante strumenti di controllo, al fine dell’uso pratico del reattore.

Figura 1

                    Nella figura piccola, in basso a destra, sono schematicamente raffigurate le differenti situazioni di un nocciolo: nella prima la barra nera serve per bloccare completamente la reazione; nella seconda la barra nera si alza e la reazione aumenta di potenza; nella terza la barra nera è completamente sollevata ed il reattore funziona alla massima potenza. La figura grande mostra invece lo schema costruttivo di un nocciolo completo di tutti i suoi componenti: le barre rosse sono quelle del combustibile nucleare; le barre nere sono di sicurezza e controllo della potenza del reattore; le barre verdi servono per moderare le reazioni, per assorbire i neutroni eccedenti;  nel recipiente vi è dell’acqua che assorbe il calore prodotto; il recipiente è circondato da calcestruzzo che ha un ulteriore contenitore, generalmente di acciaio; lungo il bordo del contenitore (barre gialle) vi è una qualche sostanza che ha la proprietà di riflettere i neutroni prodotti dalle reazioni all’interno del nocciolo, al fine di non disperderli. La figura 2 mostra invece un nocciolo in fase di montaggio in una centrale da 1300 Mw (una taglia di centrale nucleare molto grande e di tipo PWR, come vedremo più oltre).

Figura 2

L’interno del nocciolo, sempre schematicamente ma in forma più dettagliata, è mostrato in figura 3.

Figura 3

Si tratta di centinaia di barre di combustibile (uranio arricchito o plutonio) alternate con barre moderatrici (in genere berillio o grafite) e di controllo (in genere cadmio o boro, che possono scorrere verticalmente comandate dall’esterno per regolare la potenza della centrale).

                    Ecco, dentro questo nocciolo viene realizzata la reazione nucleare a catena controllata che produce l’energia che ci interessa. Vedremo a breve come è connesso questo nocciolo al resto, ora vorrei dire due parole sulla peculiarità di questo fornello, rispetto agli altri delle centrali termiche. Innanzitutto il problema che si ha davanti riguarda le elevatissime temperature che si originano dalla reazione nucleare. Il sistema deve essere ben controllato per mantenerlo sempre a  temperature (intorno ai 400 °C) tali da non danneggiarlo. Lo scorrimento delle barre è fondamentale per il controllo del reattore. Serve quindi un efficientissimo sistema di raffreddamento ed estrazione del calore prodotto. In pratica dell’acqua deve circolare per estrarre il calore prodotto con continuità. La quantità d’acqua è notevole e, a volte, la stessa acqua non ce la fa ad assorbire tutto il calore prodotto; è il caso di alcune centrali nucleari che debbono utilizzare del sodio liquido per la sua maggiore efficienza relativa allo scopo. Ma su questo tornerò tra un istante. Passiamo ora a vedere come questo nocciolo è collegato all’insieme della centrale, a partire dagli elementi fondamentali. Mi riferisco alla figura 4 ed avverto che il sistema che vi è rappresentato può essere relativo a qualunque centrale termica (che utilizza, appunto, un fornello per la produzione di energia elettrica).

Figura 4

Il vapore d’acqua (mi riferisco ora al vapore d’acqua come  intermediario per gli scambi di calore, ma ve ne sono anche altri) ad alte temperatura e pressione esce dal nocciolo ed in E entra nella prima parte (scambiatore) del sistema che va a produrre energia elettrica. Nello scambiatore il vapore proveniente dal nocciolo cede gran parte della sua energia termica all’acqua ivi presente. Questa, a sua volta, diventa vapore ad alte pressione e temperatura che è canalizzato verso turbine gigantesche che, a loro volta, fanno girare enormi generatori di corrente alternata (che dovrà poi essere trasformata prima dell’invio nell’elettrodotto). Nella figura 5 è mostrato lo statore di tali generatori, mentre nella 6 è riprodotto il rotore. Li mostro solo per dare un’idea delle dimensioni 

Figura 5

Figura 6

in gioco. Ma ora torniamo al vapore che ha fatto girare le turbine. Fuoriuscito da queste, esso si dirige verso un sistema (condensatore) che serve a raffreddarlo al fine di rinviarlo sotto forma di acqua nello scambiatore. La quantità di calore da sottrarre è enorme e, spesso, non basta lo scambio semplice con una sorgente fredda naturale, come acqua di fiumi, laghi o mare (grandi masse d’acqua vengono aspirate da queste sorgenti fredde, vanno a sottrarre calore all’acqua proveniente dallo scambiatore, vengono quindi riversate di nuovo nella sorgente fredda ma a temperature superiori di vari gradi). Occorre raffreddare queste masse d’acqua prima di riversarle di nuovo nelle sorgenti fredde, facendole circolare dentro delle gigantesche torri di raffreddamento

Figura 7

 (figura 7).

                    A questo punto è possibile vedere un disegno (Figura 8) schematico dell’intera centrale (avverto però che non entro nei dettagli di ogni singola parte, ma ritrovo nel disegno i componenti ai quali ho accennato).

Figura 8

Iniziando dalla sinistra del disegno: il primo edificio riceve le barre di combustibile nucleare da inserire nel nocciolo che è disegnato in rosso al centro della cupola dell’edificio seguente. Nel primo edificio vengono anche provvisoriamente alloggiate in una grande piscina le barre di combustibile già utilizzate. Sotto la cupola vi sono, oltre al nocciolo, i generatori di vapore (scambiatori). Dalla cupola escono dei tubi che portano il vapore nel grande edificio parallelepipedo che segue. Il vapore entra nella turbina ad alta pressione (indicata con il n° 24) e successivamente nelle turbine a bassa pressione ( n° 25). Queste turbine fanno muovere i generatori di corrente che seguono (n° 26). Da qui la corrente passa ai trasformatori (n° 30) per poi andare nell’elettrodotto. Il vapore che esce dalle turbine a bassa pressione va invece ad essere raffreddato nel condensatore (n° 28) da dove poi torna agli scambiatori nella cupola. In accordo con quanto già detto, a parte il dimensionamento dei singoli componenti, con la sostituzione di quel nocciolo con altro generatore di calore si ha a che fare con altro tipo di centrale termica.

VARI TIPI DI CENTRALI NUCLEARI

                    Ho fino ad ora parlato genericamente di centrali nucleari senza ulteriore specificazione. E’ ora utile entrare in un minimo di classificazione dei vari tipi di centrali nucleari in commercio.

                    Le centrali più diffuse sono quelle ad acqua leggera (Light Water Reactor, LWR) che sono di due tipi, quelle ad acqua in pressione (PWR, brevetto Westinghouse) e quelle ad acqua bollente (BWR, brevetto General Electric). In tali centrali il combustibile è uranio arricchito ed il moderatore è acqua naturale.

                    Vi sono poi le centrali ad acqua pesante (Heavy Water Reactor, HWR) che sono essenzialmente quelle brevettate in Canada (CANadian Deuterium-Uranium, CANDU). In tale centrale il combustibile è uranio naturale ed il moderatore è acqua pesante.

                    Altro tipo di centrali è quello sviluppato principalmente in Francia, si tratta dei reattori autofertilizzanti o reattori veloci o breeders (LMFBR).

                    Vi sono infine alcuni tipi di centrali sviluppate nella ex URSS che vedremo oltre, soffermandoci solo al tipo VVER 440 essendo questo il reattore di Chernobyl.

                     Altre centrali hanno ormai solo un  interesse storico come quelle a gas (Magnox ed AGR), sviluppate soprattutto in Gran Bretagna. Vi sono poi reattori  raffreddati a gas ad alta temperatura (HTR), reattori di ricerca, … ma è inutile entrare in dettagli che non aggiungerebbero nulla alla comprensione di principio.

CENTRALI LWR DI TIPO PWR

                    Riproduco lo schema di funzionamento di tale centrale (Figura 9) per illustrarla in breve (ne ho già parlato in precedenza perché le esemplificazioni che facevo riguardavano questo tipo di centrale).

Figura 9

Fatto che distingue questo tipo di reattore dal BWR è il circuito chiuso dell’acqua che dal nocciolo va allo scambiatore. Un altro circuito d’acqua, completamente separato, è quello che muove le turbine. Inoltre, l’acqua che si trova nel nocciolo, oltre ad essere ad alta temperatura è anche ad alta pressione perché, ad essa, viene impedita ogni espansione. Le dimensioni standard di un nocciolo sono di circa 5 metri di diametro e di circa 15 metri di altezza con uno spessore del contenitore di acciaio che varia dai 150 ai 300 mm. La carica di combustibile prevede circa 90 tonnellate che permettono il suo funzionamento per circa un anno. La pressione dell’acqua è intorno ai 150 Kg/cm² e la temperatura intorno ai 280 °C.

CENTRALI LWR DI TIPO BWR

                    Parto anche qui da uno schema di principio di questi reattori (Figura 10).

Figura 10

Come si vede, l’acqua a diretto contatto con il combustibile nucleare, è quella che, bollendo, fornisce il vapore che fa muovere le turbine. Altro vapore viene fornito dallo scambiatore. In questa centrale, come nell’altra PWR, l’acqua svolge due ruoli: quella di raffreddamento del sistema e quella di moderatore dei neutroni generati nella reazione nucleare.

                    Uno schema più dettagliato del nocciolo di una centrale PWR, lo ho mostrato in figura 3. Mostro ora, con lo stesso dettaglio, il nocciolo di una centrale BWR (Figura 11).

Figura 11

Il contenitore degli elementi di combustibile è anche qui un recipiente a pressione ma con un volume triplo rispetto a quello previsto per il PWR. Un tale nocciolo ha un diametro di oltre 6 metri ed una altezza di oltre 20 metri. Lo spessore dell’acciaio di contenimento è di soli 150 mm. Carica una quantità di combustibile di circa 165 tonnellate. La temperatura dell’acqua è intorno ai 180 °C (la stessa del PWR) e la pressione  intorno ai 70 Kg/cm² (la metà circa di un PWR).

CENTRALI HWR DI TIPO CANDU

                     Anche qui parto da uno schema del nocciolo di un CANDU.  Cambia un poco la struttura ma il principio è il medesimo. Anche qui il vapore va ad azionare delle turbine ed è necessario un condensatore

Figura 12

per il raffreddamento dell’acqua che dovrà tornare ad estrarre calore dal nocciolo. Qui il circuito dell’acqua a contatto con gli elementi di combustibile deve essere rigorosamente sigillato in quanto contiene acqua moltro costosa, l’acqua pesante. La carica degli elementi di combustibile è circa di 130 tonnellate inserite nel contenitore che ha un diametro di meno di 10 metri, una lunghezza di circa 6 metri ed uno spessore di circa 30 millimetri. Più in dettaglio il nocciolo si presenta come in figura 13.

Figura 13

Caratteristica importante di questi reattori è che il combustibile può essere cambiato in funzione, contrariamente ai LWR che richiedono circa un mese l’anno di stop per le ricariche.

REATTORI RAFFREDDATI A GAS

                    Presento solo uno schema di una tale centrale, la GCR MAGNOX, che utilizza uranio naturale (in sbarre racchiuse in una lega di magnesio chiamata magnox) come combustibile,  anidride carbonica come estrattore del calore, barre di acciaio al boro come controllo e  barre di grafite come riflettore e come moderatore.

Figura 14

Si vede facilmente che, a parte il nocciolo ed i dimensionamenti relativi alle potenze in gioco, la struttura è ancora simile a quella delle altre centrali termiche. La carica di combustibile è di circa 350 tonnellate.

REATTORI VELOCI

                    In questi reattori manca un moderatore. Di conseguenza i neutroni non sono rallentati molto. Ciò vuol dire che il combustibile deve essere dell’uranio arricchito con una percentuale maggiore di Uranio 235 o direttamente del plutonio. Questi reattori sono anche chiamati autofertilizzanti perché portano simultaneamente avanti due processi: da una parte producono energia e dall’altra si fabbricano il combustibile per il futuro arricchendo dell’uranio naturale disposto appositamente a mantello intorno al nocciolo. Come sappiamo se l’uranio naturale viene colpito da neutroni veloci, si realizza la reazione nucleare che dà origine al plutonio. E, come abbiamo visto, queste centrali funzionano proprio con barre contenenti buone percentuali di plutonio. Per rendere efficiente il processo di conversione di uranio in plutonio occorre che il reattore lavori a temperature più alte rispetto a quelle di altri tipi di centrale. Queste elevate temperature fanno si che è impossibile usare acqua per il raffreddamento, poiché la pressione sarebbe molto elevata mettendo a rischio la sicurezza delle canalizzazioni. E’ qui dove si usa del sodio liquido che ha la proprietà di mantenere basse pressioni ad elevate temperature. Ma ciò non basta: occorre anche che questo sodio venga fatto circolare ad elevate velocità per sottrarre tutto il calore al nocciolo. Nella figura  15 è mostrato un nocciolo di tali reattori. Si noti il mantello di uranio che, nel funzionamento, viene preparato per il successivo uso.

Figura 15

REATTORI VODO-VODYANOY ENERGETICHESKY REAKTOR (VVER 440) E REATTORI BOL’SHOI MOSCHNOSTY KANAL’NYI (RBMK 1000)

                    Poiché mi riprometto di trattare con un qualche dettaglio l’incidente nucleare di Chernobyl (Ukraina, ex URSS) oltre a quello di Three Mile Island (Harrisburg, USA), è necessario descrivere con un qualche dettaglio la tecnologia ex sovietica dei reattori nucleari. Si tratta di due filiere, quella dei reattori VVER che hanno nel numero, che segue la sigla, indicata la loro potenza elettrica in MW (come si vede, quindi, la potenza di 440 è circa un terzo della media delle potenze di una centrale in funzione in occidente) e gli RBMK 1000 (Reaktor Bol’shoi Moshchnosty Kanal’nyi, ossia reattori a canali di potenza elevata), tipo in funzione nell’unità 4 di Chernobyl, quella dell’incidente. Il sistema primario dei reattori VVER, mostrati schematicamente in figura 16, è costituito da 6 circuiti di refrigerazione in parallelo, ciascuno dei quali è dotato di un proprio generatore di vapore  che va ad 

Figura 16

alimentare due turbine collegate a ciascuna unità (Figura 17 e Figura 18). Si tratta di un reattore ad acqua in pressione che non ha struttura di contenimento (le cupole in cemento armato dei reattori precedentemente visti) ma solo una struttura di confinamento costituita da vari locali interconnessi e circondanti il nocciolo. Questo tipo di realizzazione è conseguente al massimo incidente di progetto previsto. Nelle successive versioni dei VVER (i 

Figura 17

Figura 18

1000), si è passati a più sistemi di refrigerazione (e più sofisticati) ed anche al contenimento (per reattori progettati dopo il 1983, anno in cui l’ex URSS si dotò di un organo statale centrale di sorveglianza e di nuove regole di sicurezza).

                    La seconda filiera si è evoluta, a partire dagli dagli anni 50, fino ad arrivare ai reattori RBMK 1000 che debuttarono nel 1973 (Figure dalla 19 alla 22). Il corpo di tali reattori è costituito da circa 2500 blocchi di grafite, che ha il ruolo di moderatore, all’interno dei quali sono ricavate le aperture nelle quali sono

Figura 19

Figura 20

Figura 21

Figura 22

inseriti i canali del combustibile. Tali canali, in numero di circa 1700, sono costituiti da tubi all’interno dei quali sono disposti, in due fasci di barre sovrapposti, gli elementi di combustibile che vengono direttamente lambiti dall’acqua refrigerante.

Il sistema di refrigerazione è costituito nel suo insieme da due circuiti indipendenti, funzionanti in parallelo, ognuno in grado di raffreddare una metà del nocciolo. Il reattore RBMK è dotato di un sistema di refrigerazione di emergenza, mentre non è dotato di un sistema di contenimento ma, come il VVER 440, di un sistema di confinamento compartimentato. Le unità 1 e 2 di Chernobyl erano costituite dai primi reattori di questo tipo messi in funzione.

La peculiare tecnologia di tali reattori presentava, rispetto alle altre tipologie, ed in particolare rispetto alla filiera pressurizzata, una serie di vantaggi fra i quali è opportuno evidenziare:

– assenza di nuovi processi tecnologici nella costruzione,

– possibilità di incrementare la potenza con la semplice aggiunta di elementi modulari,

– carico e scarico del combustibile con reattore in funzione e quindi la possibilità di migliori prestazioni produttive.

                    Dopo svariate indagini internazionali si possono rilevare i seguenti difetti per i reattori della filiera VVER:

– insufficiente capacità di refrigerazione di emergenza nel lungo periodo;

– insufficiente ridondanza e separazione dei sistemi di sicurezza;

– assenza di un sistema di contenimento;

– insufficiente protezione dagli incendi e da altri eventi quali allagamenti, caduta di un aereo o l’onda d’urto di una esplosione.

                    La stessa filiera avrebbe invece le seguenti caratteristiche positive:

– bassa potenza del nocciolo;

– notevoli quantità d’acqua sia sul primario che sul secondario;

– semplicità impiantistica;

– possibilità di isolamento, in maniera separata, di ognuno dei circuiti costituenti il primario.

                    Riguardo alla filiera degli RBMK si possono individuare le seguenti carenze:

– instabilità dinamica del nocciolo (vibra!);

– limitata efficacia del sistema di protezione (insufficiente rapidità di inserzione delle barre di controllo);

– insufficienti caratteristiche della refrigerazione di emergenza (sistema complesso, insufficiente ridondanza);

– assenza di un sistema di contenimento (solo una parte dei circuiti primari è in compartimenti a tenuta);

– eccessiva dipendenza della regolazione e controllo dell’impianto da interventi degli operatori;

– incompatibilità chimica dei materiali presenti nel nocciolo (grafite-acqua, possibilità di produzione di idrogeno).

                    Più in generale si può aggiungere lo scarso controllo da parte di enti preposti e lo scarso addestramento del personale.

Bibliografia

1 – (a cura di Felice Ippolito) – Energia dall’atomo – Le Scienze “quaderni” n° 3,  dicembre 1982.

2 – M. Maggi, R. Mussapi, R. Spiegelberg – Il nucleare dell’Est – Sapere di febbraio e marzo 1993.

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Di seguito riporto la classificazione dei vari tipi di reattori a fissione:

Le quattro generazioni dei reattori (http://archivio.torinoscienza.it/dossier/le_quattro_generazioni_dei_reattori_4036.html)

Gli impianti nucleari sono stati suddivisi in quattro generazioni. Alla generazione I appartengono i primi prototipi di reattore costruiti a cavallo tra gli anni 40 e 50 principalmente con lo scopo di dimostrare la fattibilità scientifica e tecnologica di un impianto nucleare per la produzione di energia elettrica.

Le centrali attualmente in esercizio appartengono invece alla generazione II e sono caratterizzate dal fatto di avere una grande stazione centrale. Proprio gli incidenti di Three Mile Island negli anni settanta e di Chernobyl dieci anni dopo hanno dato la spinta per progettare centrali a sicurezza intrinseca (generazione III). In questa generazione di reattori si introduce una notevole semplificazione impiantistica riducendo il numero dei circuiti e componenti e conseguentemente abbassando la probabilità di guasti. Inoltre viene introdotto un sistema addizionale di spegnimento del reattore completamente passivo: l’ATSS (Additional Temperature-actuated Scram System) in virtù del quale ogni qual volta la temperatura del nocciolo dovesse superare un determinato valore, solamente in base alla dilatazione termica di particolari sensori verrebbe attuato il sistema di leve che sgancia e inserisce per caduta le barre di controllo nel nocciolo, senza bisogno di apporto di energia o di un operatore esterno.

I reattori di questa generazione non hanno però avuto una grande diffusione e solamente nel 1999 gli Stati Uniti, attraverso il loro Department of Energy, hanno dato il via al programma Generation IV allo scopo di progettare dei reattori nucleari di nuova concezione che assicurino la sostenibilità ambientale, la sicurezza e la competitività dal punto di vista economico rispetto alle altre fonti di energia. A tale programma hanno aderito altre otto nazioni: Argentina, Brasile, Canada, Francia, Giappone, Sudafrica, Corea del Sud e Gran Bretagna. La Russia è parte attiva nei progetti che riguardano i reattori a spettro veloce.

L’evoluzione della tecnologia (https://www.enea.it/it/seguici/le-parole-dellenergia/fissione-nucleare/levoluzione-della-tecnologia-1)

La storia dell’energia nucleare inizia ufficialmente nel 1934 con gli esperimenti portati avanti da un gruppo di scienziati italiani sotto la guida del fisico Enrico Fermi. Il gruppo è anche conosciuto con il nome di “ragazzi di via Panisperna”, dove risiedeva la sede dell’istituto.

Dopo le ricerche in campo bellico, che condussero alla costruzione delle bombe atomiche di Hiroshima e Nagasaki, negli anni 50 gli studi sull’energia nucleare portarono alla realizzazione dei primi reattori e centrali elettronucleari per la produzione di energia elettrica.

La prima centrale elettrica con reattore nucleare fu realizzata, nel 1955, nello Stato dell’Idaho (USA). Essa apparteneva alla prima generazione (GEN I) di impianti nucleari, costruiti fino agli anni 70, e costituita da prototipi e da esemplari unici nel loro genere.

Gli attuali 439 reattori, operanti in 30 Paesi del mondo, appartengono, per la maggior parte, alla seconda generazione (GEN II) di impianti, costruita dagli anni 70 alla fine del secolo.

L’esperienza maturata nella gestione di questi impianti, che può misurarsi in oltre 13.000 anni-reattore (equivalente ad un reattore che abbia funzionato ininterrottamente per 13.000 anni), ha portato all’inizio del nostro secolo alla costruzione di reattori di III generazione (GEN III e GEN III+), molto più sicuri e durevoli.

I reattori GEN III+, come quelli che l’Italia si sta impegnando a costruire, sono detti “evolutivi” e rappresentano un avanzamento rispetto alla II generazione, principalmente per:

  • la semplificazione e la maggior “robustezza” del progetto, che rendono l’esercizio dell’impianto più semplice e meno vulnerabile ai malfunzionamenti operativi;
  • la standardizzazione del progetto che consente di accelerare il processo di rilascio delle autorizzazioni, la riduzione del costo di costruzione e dei tempi di realizzazione;
  • una vita operativa dell’impianto più lunga, tipicamente 60 anni, contro i 40 delle vecchie centrali e un maggior tempo di utilizzo dell’impianto dovuto a fermate per manutenzioni più brevi e meno frequenti;
  • la continua e progressiva riduzione del già basso livello di rischio di fusione del nocciolo;
  • un migliore sfruttamento del combustibile e quindi una riduzione del volume dei rifiuti ad alta attività;
  • il riutilizzo di parte del combustibile già utilizzato per allungare la vita del combustibile stesso.

I reattori di terza generazione sono stati costruiti per lo più in Estremo Oriente: impianti con potenza tra 1000 e 1600 MWe sono stati realizzati o sono in costruzione in Giappone, Sud Corea, Cina, India, Russia, Ucraina, Finlandia, Francia. Negli Stati Uniti sono stati ordinati i primi due, del tipo AP-1000 (Advanced Passive reactor) della Westinghouse e sono state presentate 17 richieste di costruzione ed esercizio per un totale di 26 reattori, tra cui 14 unità AP-1000 e 4 EPR (European Pressurized Reactor), del costruttore francese AREVA. All’inizio del 2009, erano in costruzione nel mondo complessivamente 31 unità per circa 24 GWe.

Una nuova generazione di reattori, la quarta (GEN IV) è allo studio in tutto il mondo e si ritiene sarà pronta dopo il 2030-2040. La loro realizzazione mira a migliorare il rendimento degli impianti, a raggiungere lo sfruttamento completo del combustibile fissile e a ridurre notevolmente il volume e i tempi di decadimento dei rifiuti radioattivi da inviare al deposito finale.

Sono allo studio 6 diversi tipi di reattori che, oltre alla produzione di elettricità, potranno essere utilizzati anche per la produzione di idrogeno, per la desalinizzazione dell’acqua e per produrre calore.

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Reattori di IV generazione (annunciati da anni ma mai realizzati) 

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

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