Newsgroup: it.scienza.fisica
Titolo: Reattori nucleari veloci e problema delle scorie

Salve a tutti,
avrei bisogno di saperne di più su alcuni aspetti dei reattori
nucleari veloci autofertilizzanti, e più in dettaglio:
1) se tutti i reattori veloci sono anche autofertilizzanti o no;
2) se è vero che i reattori normali usano solo il 3% del combustibile
mentre quelli veloci arrivano al 94%;
3) se è vero che le scorie nucleari dei reattori veloci non contengono
isotopi pesanti a lunga emivita e perdono la loro pericolosità in
pochi decenni.
4) in particolare, le scorie dei reattori veloci contengono plutonio o
no? Se sì, in che quantità?
Qualcosa online ho trovato, ma abbastanza sul vago e niente di preciso
riguardo ai punti che ho elencato. Mi servirebbero, se possibile,
anche le fonti delle informazioni, per risolvere una diatriba nata su
wikipedia
(articolo 
http://it.wikipedia.org/wiki/Discussione:Reattore_nucleare_veloce_autofertilizzante).
..
grazie a chiunque vorrà rispondere.

 ha scritto nel messaggio
news:d8712b8d-2602-4e7e...@i76g2000hsf.googlegroups.com...

Ne avevamo già discusso tempo fa nel thread " Centrali ad uranio naturale ",
ci sono molte delle risposte alle tue domande
1) Quasi tutti i reattori che usino neutroni veloci sono stati
autofertilizzanti (o "breeders"), in quanto l' uso dei neutroni veloci
(ovvero non moderati/rallentati) serve a produrre da un mantello ("blanket")
esterno di uranio 238 od uranio impoverito (0,2-0,3 %) più plutonio 239 di
quello che è stato consumato nella parte centrale del reattore, il seme o
"seed". In pratica, si produce un 20% (margine di breeding) più plutonio di
quello che è stato consumato, ovvero dopo la prima carica di plutonio
arricchito al 10-15 %, l' impianto diventa autosufficiente, cioè si
alimenta a spese del solo uranio 238 o impoverito che è praticamente
infinito in natura. In più rari casi, eliminando il blanket di uranio 238 o
impoverito si è convertito il reattore veloce da "breeder" a "burner", cioè
a bruciatore di scorie a lunga vita (in campo veloce praticamente tutti i
transuranici sono fissili). E' quello che è stato realizzato in Usa nell'
integral fast reactor, allorchè si convertì un reattore veloce (l' EBR II)
da autofertilizzante a bruciatore di scorie, sviluppando un innovativo
metodo di riciclo delle scorie all' interno del sito dell' installazione
(pyroprocessing)
http://en.wikipedia.org:80/wiki/Integral_Fast_Reactor
Faccio presente cmq che un ciclo autofertilizzante si può ottenere anche con
neutroni lenti, e quindi anche nei reattori attuali, a partire dal torio
(altro combustibile nucleare molto abbondante in natura, solo la Norvegia ne
possiede abbastanza per sostenere tutti i consumi italiani di elettricità
per un periodo di migliaia di anni), ovvero è possibile anche nei reattori
odierni produrre dal torio 232, a partire da un elemento fissile o dall'
uranio 233 stesso altrove precedentemente prodotto, quasi lo stesso (si
dice un "near breeder") o più uranio 233 rispetto al fissile che è stato
consumato,
eventualmente lo stesso uranio 233
E' molto interessante perchè questa soluzione è molto meno complessa e
costosa che i reattori veloci autofertilizzanti, ed in pratica non
necessiata di sviluppare nuova tecnologia, nè la produzione e il trattamento
di importanti quantità di plutonio di qualità militare, anzi permetterebbe 
di distruggere quello esistente. L' India ha un
ambizioso programma del genere, basato sui reattori ad acqua pesante per la
loro elevata economia neutronica, anche la Norvegia che non ha nucleare sta
investigando questa possibilità seppur solo ad un livello preliminare
http://www.rediff.com:80/news/2005/aug/25nuke.htm
http://www.studiemotet.no/Images/Assets/2007%20bilder/07f2f1.pdf
2) I reattori tradizionali usano, al più, l' 1% del combustibile
uranifero. I migliori utilizzatori dell' uranio sono i reattori di tipo
canadese (CANDU) ad acqua pesante che usano uranio naturale non arricchito
(allo 0,71%) e lo scaricano a percentuali prossime allo 0,2 %, quindi usano
appena 5 grammi per kg di U, se consideri che in questi reattori metà dell'
energia provenie dall' U-238 (che viene convertito in plutonio e fissionato
in situ, o subisce direttamente fissioni "veloci"), siamo appena a poco meno
di 10 grammi per kg di U nat. Per un LWR, la tecnologia oggi di riferimento
nel mondo, è addirittura peggio dato che
necessità del processo di arricchimento dell' uranio (con le sue inevitabili
inefficienze) ed ha minori rendimenti nell' uso dei neutroni di fissione
(peggiore economia neutronica). Al contrario, gli autofertilizzanti veloci
hanno la possibilità di convertire tutto l' U-238 (> 99% dell' uranio
naturale) in Pu-239 e di fissionarlo, arrivando praticamente a valori
prossimi del 100%. Grossomodo un reattore tradizionale produce 40-55 mila
kWh/kg per kg di uranio nat, mentre un autofertilizzante è nell' ordine dei
6,5-7,5 milioni kWh/kg di uranio nat o di torio nel caso del ciclo del
torio, in pratica una sola tonn di uranio o torio
naturale così usata produce quasi la stessa energia che un impianto da mille
MW per un anno
3 e 4) Un reattore veloce autofertilizzante produce molto più plutonio che
un reattore tradizionale, ovviamente, visto che questo viene prodotto
apposta per essere riciclato ed usato come combustibile, al contrario un
reattore tradizionale LWR produce una quantità di transuranici a
lunga vita tutto sommato modesta (di cui il plutonio è all' incirca il 90%),
a seconda del reattore nell' ordine dei 250 kg per GWanno (un GWanno =
8,76 miliardi di kWh elettrici), che rappresenta al più l' 1% del
combustibile esaurito
http://world-nuclear.org/info/inf69.html
* Used fuel from light water reactors (at normal US burn-up) contains
approximately:
95.6% uranium (U-232 0.1-0.3%, U-234 0.1-0.3%, U-235 0.5-1.0%,
U-236 ).4-0.7%, balance: U-238)
2.9% stable fission products
0.9% plutonium
0.3% cesium & strontium (fission products)
0.1% iodine and technetium (fission products)
0.1% other long-lived fission products
0.1% minor actinides (americium, curium, neptunium)"
Faccio notare inoltre che oltre alle quantità maggiori prodotte e trattate
da un reatt autofertilizzante veloce rispetto ad uno tradizionale termico
(da 3 a 10 volte maggiori), il plutonio in esso prodotto è di elevata
qualità militare, cioè ricco nell' isotopo fissile 239 per più del 90%
(almeno nel blanket di uranio depleto), mentre quello scaricato da un LWR è
largamente "sporcato" da isotopi non fissili, a magior ragione ai burn-ups
attuali
http://world-nuclear.org/info/inf15.html
?
" The approximately 1.15% of plutonium in the spent fuel removed from a
commercial LWR power reactor (burn-up of 42 GWd/t) consists of about 53% Pu
239, 25% Pu-240, 15% Pu-241, 5% Pu-242 and 2% of Pu-238 which is the main
source of heat & radioactivity. Comparable isotopic ratios are found in the
spent fuel of CANDU heavy-water reactors at much lower burnups (8 GWd/t),
due to their use of natural uranium fuel and high thermal neutron spectrum.
(From gas graphite Magnox reactors the plutonium has more Pu-239 - about
65%, plus 25% Pu-240, 5% Pu-241, 1% Pu-242 and negligible Pu-238.)
Reactor-grade plutonium is defined as that with 19% or more of Pu-240."
Ovviamente, come accaduto nell' integral fast reactor, è certamente vero che
un reattore veloce può
essere convertito, eliminando il blanket di uranio depleto, da
autofertilizzante a bruciatore di scorie a lunga vita (il plutonio e gli
attinidi minori), in più con enormi ritorni energetici (un grammo di scoria 
così eliminata produce la stessa energia che più di 3 tonn di carbone);
in questa maniera le scorie prodotte di tossicità
rilevante hanno vita media di anni o decenni al max (come il
cesio o lo stronzio,~ 30 anni) e quindi perdono quasi tuttà la loro attività
in un periodo al più di 100-150 anni, e per questo periodo è molto semplice
individuare un sito di stoccaggio di superficie che raccolga anche i rifiuti
radioattivi di origine civile (ospedali, centri di ricerca ed industriali,
ecc...), in Italia alcune centinaia di tonn all' anno

 MW per un anno
Tieni conto che l' efficienza termica di un breeder, per la migliore qualità 
del vapore prodotto, è maggiore di un reattore tradizionale ad acqua (> 40% 
vs 35-37% per un PWR nelle versioni più moderne e circa 31% per un CANDU)