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Titolo: Bomba atomica

Vorrei una conferma ad un mio dubbio:č possibile realizzare una bomba al
solo uranio,senza plutonio?Si tratterebbe di un ordigno meno potente
rispetto ad uno al plutonio?Se sě,allora in cosa consistono le implicazioni
di proliferazione militare associate al plutonio proveniente dai reattori
nucleari,visto che č sufficiente acquisire l'uranio dalla miniera e
arricchirlo fortemente (a parte il fatto che una bomba al plutonio sarebbe
probabilmente molto piů potente)?

 probabilmente molto più potente)?
E' possibile (la bomba di Hiroshima fu una bomba all'uranio) ma è
estremamente difficoltoso e costoso in quanto l'uranio fissile lo puoi
ricavare dall'uranio naturale solo tramite separazione isotopica (ovvero
separi due o più varianti di uno STESSO elemento chimico distinguibili
unicamente sulla base della loro massa - che oltrettutto si
differenziano pochissimo tra loro rendendo la cosa difficoltosa
all'inverosimile) che è un'operazione estremamente dispendiosa sia in
termini economici che in termini energetici. Tanto per dirtene una, il
più importante impianto di arricchimento di combustibile nucleare
francese - che non ricordo più dove si trova - impiega QUATTRO centrali
nucleari da 800 o 900 MegaWatt DEDICATE.
Insomma non è precisamente qualcosa che si può fare in cantina o in un
capannone di periferia come se niente fosse... ;-)
Il plutonio, una volta generato in un reattore nucleare, è invece un
elemento più facilmente separabile (anche se molto più pericoloso da
trattare e conservare: è un materiale estremamente suscettibile di
raggiungere la massa critica anche in maniera puramente accidentale) e,
nel complesso, richiede meno mezzi e risorse e la sua estrazione e
lavorazione dal combustibile "cotto" di un reattore ed è più facilmente
occultabile.
E' sufficiente acquistare un reattore adatto, farlo andare per un paio
d'anni e "gestirsi in proprio" il ritrattamento del combustibile e il
gioco è praticamente fatto. Israele, India, Pakistan, Sudafrica hanno
seguito questa strada senza incontrare, di fatto, nessun ostacolo di
rilievo. L'unico ostacolo reale alla proliferazione nucleare a mezzo
plutonio oggi come oggi, al di là delle chiacchiere, è costituito
unicamente dall'enorme quantità di soldi che occorre sborsare per
imbarcarsi con successo in un'avventura del genere. Quantità che,
fortunamente, è fuori dalla portata di moltissimi "aspiranti".
Ciao!
Piercarlo

 E' sufficiente acquistare un reattore adatto, farlo andare per un paio
Adatto vuol dire non uno ad acqua leggera,come quelli che abbiamo in Europa
(e che magari sia ricaricabile a ciclo continuo,affinchè non si lasci
denaturare il Pu 239 dal 241)?

 denaturare il Pu 239 dal 241)?
Mi sono espresso male inserendo quell' "adatto". Opportunamente gestito,
QUALUNQUE reattore nucleare è adatto a produrre plutonio. Certo non lo
producono tutti con la stessa efficienza ma lo producono tutti, almeno
se si utilizza come combustibile di base l'uranio. La chiave per
ottenere plutonio da un reattore sta, più che in altre cose, nella
gestione dei tempi e delle potenze di esercizio del reattore. Esiste una
curva di bruciatura del combustibile che, se interrotta al momento
opportuno, consente di ricavare plutonio "utile" a fini militari senza
(relativamente) grossi problemi - ed è la tecnica che, a quel che se ne
sa, hanno utilizzato, tra gli altri, gli israeliani. Dal punto di vista
economico è uno spreco bello e buono in quanto il combustibile viene
utilizzato solo per una parte della sua vita utile... ma queste sono
ovviamente considerazioni secondarie per i militari.
Ne aprofitto anche per riportare una precisazione che mi fecero una
volta a proposito del furto puro e semplice di una testata nucleare
MODERNA. Se anche ci riuscissero, il possesso di una testata del genere,
a meno che non sia armata e pronta all'uso (il che equivarrebbe ad
essere alle soglie di un imminente conflitto nucleare...) è, dal punto
di vista pratico, pericoloso quanto il possesso di una bottiglia di
acqua minerale (bhe, non proprio...), cioè il massimo che ci si può fare
è giusto tirarla in testa a qualcuno (da qui il nome! :-).
Esse sono costruite in modo da non poter divenire in alcun modo
"spontaneamente" critiche a meno di non inserire gli inneschi opportuni
(che andrebbero rubati a parte e che sono, secondo quanto mi dissero,
ancor più sorvegliati delle stesse testate - e ci mancherebbe!).
Insomma, se mi si permette una parafrasi, come sono tante le vie del
Signore, lo sono altrettante quelle del diavolo e dell'inferno... molte
indirette ma non per questo meno pericolose delle dirette.
Ciao!
Piercarlo
 

Già che ne parlate, mi intrometto... Le bombe H sono ottenute semplicemente
mettendo idrogeno nella testata attorno alla parte fissile che diventa
l'innesco per la fusione?
E domanda molto fantasiosa... c'è una continua ricerca sullo sfruttamento
della fusione a scopi energetici... io mi domando è immaginabile una specie
di enorme macchina di Carnot in cui l'espansione "adiabatica" sia causata
dall'esplosione di una bomba H anziché da una miscela esplosiva come nei
motori a scoppio? Si potrebbe sfruttare l'energia mettendo sul "pistone" un
carico enorme, magari una massa d'acqua di qualche Km cubo, e sfruttare poi
con calma la sua energia potenziale per produrre energia elettrica.
Mi rendo conto da solo che suona come una tremenda cazzata... ma magari con
il giusto dimensionamento non sarebbe una cosa improponibile.

 E domanda molto fantasiosa...  enorme macchina di Carnot in cui 
l'espansione "adiabatica" sia causata dall'esplosione di una bomba 
H anziché da una miscela esplosiva come nei motori a scoppio? (...).
Guarda hanno già cercato di fare qualcosa di simile anche se su una 
scala un po' più gestibile di quella di un'esplosione atomica :-): 
sfruttando dei laser molto potenti hanno  cercato di confinare entro un 
volume di spazio ridottissimo delle "pastiglie" di trizio (che è uno tre 
isotopi dell'idrogeno, per la precisione il più pesante) in modo da 
costringerlo  a fondere e a generare di fatto delle microesplosioni 
termonucleari all'interno di un contenitore opportuno che ne rendesse 
poi disponibile il calore da sfruttare convenzionalmente (con turbine, 
generatori di vapore ecc.) per generare energia elettrica.
Il problema da superare era il solito che tiranneggia tutti gli 
esperimenti sulla fusione: garantire tempi, temperature e pressioni 
idonee a innescare la fusione stessa (e ricavarne un'energia 
superiore a quella spesa per l'accensione in modo da rendere 
redditizio il sistema); non so a che punto sono nella risoluzione dei 
problemi ma, così come era descritta sulle Scienze di molti anni fa, mi 
sembrava una strada abbastanza promettente. 
Ciao!
Piercarlo
-- 
questo articolo e` stato inviato via web dal servizio gratuito 
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 segnala gli abusi ad 
ab...@newsland.it

 E domanda molto fantasiosa...  enorme macchina di Carnot in cui 
l'espansione "adiabatica" sia causata dall'esplosione di una bomba 


 sembrava una strada abbastanza promettente.
Finora si è arrivati a produrre 16 Mw di potenza e 21 Mj di energia a Culham
nel '92 o giù di lì,con rapporto tra energia ottenuta ed energia spesa di
0,65 sfruttando il confinamento magnetico e non quello inerziale da te
precedentemente citato

 precedentemente citato
Spero che qualcosa sia migliorato nel frattempo... perché se i 
rendimenti sono rimasti quelli possiamo metterci una pietra sopra.
E probabilmente, senza idee nuove, la fusione per confinamento non 
ha, imho, futuro. La ICF d'altra parte (mi sono fatto una scorsa sul web 
nell'ultima ora) pare d' abbia per conto suo possibili applicazioni 
militari... e se č cosě ne metteranno in sordina gli sviluppi piů 
interessanti. In una frase: la vedo molto grigia...


 ha, imho, futuro.
Non sono necessarie,a mio parere,idee nuove,ma semplicemente realizzare
impianti dalle dimensioni più grandi e sfruttare così le opportune economie
di scala.Solo così si potrà realizzare qlcs dalla fusione;è assolutamente
inutile realizzare piccoli prototipi da laboratorio

 per ottenere arricchimenti accettabili in tempi parimenti accettabili.
No,questo non è vero.Un impianto a centrifughe,pur impiegando migliaia di
macchine in cascata,consuma decine di volte meno energia rispetto alla
diffusione,pur essendo più ingombranti.Hanno però costi di costruzione
maggiori,ma costi di manutenzione minori

 maggiori,ma costi di manutenzione minori
I consumi dati erano quelli che ho citato. Nulla peraltro impedisce di 
pensare che fossero già "minori" rispetto ad altre scelte. Nel caso 
fosse... traine le tue conclusioni.


 sa, hanno utilizzato, tra gli altri, gli israeliani.
Ecco,mi piacerebbe approfondire il discorso su tali curve di bruciamento del
combustibile che hai citato.C'è qualche documento in rete a proposito?

 combustibile che hai citato.C'è qualche documento in rete a proposito?
In rete non lo so (comunque cerca con il solito google: di materiale ce
n'è una marea di tutti i generi). Personalmente l'esistenza di queste
curve (inserite in un discorso più generale) l'ho appresa leggendo un
vecchissimo libro a cura della CFDT (uno dei sindacati francesi)
"Difendersi dall'atomo". Il libro dovrebbe essere sicuramente
disponibile nelle principali biblioteche pubbliche e, nonostante i suoi
venticinque anni, credo valga ancora la pena di dargli un'occhiata.
Comunque, se vuoi proprio costruirti una bombetta, c'è una ricetta
semplicissima anche se un po' costosetta (ci va un sacco di corrente e
un sacco di tempo - non so peraltro quanto costi l'uranio ma non credo
lo regalino): ti procuri un paio di tonnellate di uranio naturale
chimicamente puro, lo liquefi - senza farlo bollire - in un altoforno
badando che il liquido non venga disturbato da alcunché (vibrazioni,
urti, correnti d'aria ecc.): prima o poi (più poi che prima...) il 235
tenderà a venire a galla rispetto al 238 e, quando ne sarà venuto a
galla abbastanza...
Semplice e carino no? ;-)
Ciao!
Piercarlo

 curve (inserite in un discorso più generale)
Ma a quali curve ti riferisci?Come si chiamano?Io non  ho mai sentito
parlare di nessuna curva di bruciamento...
Cosa dovrei digitare sul motore di ricerca?

 Cosa dovrei digitare sul motore di ricerca?
Due possibilità:
1) Tasso di combustione (nucleare)
2) tasso di irraggiamento del combustibile (nucleare)
Indirettamente:
1) Produzione di plutonio (in tutte le salse).
Altre voci da cui è possibile ricavare links:
1) AEC (atomic energy commission)
2) Nuclear plants (fueling e fuel cycle)
Tra gli impianti nucleari da cui è possibile estrarre accenni
interessanti sul loro utilizzo per la produzione di plutonio militare vi
sono soprattutto quelli a uranio naturale di cui esistono due rami
principali:
1) graphite (in tutte le salse che utilizzano solo uranio naturale -
esclusi quindi gli RBMK russi che erano soprattutto impianti di potenza
per uso civile)
2) CANDU (tipo di reattore canadese ad acqua pesante che fu anche
venduto all'India e da cui questa ricavò la sua bomba).
Puoi trovare accenni (riferiti al passato) cercando notizie sui reattori
autofertilizzanti - produzione di plutonio.
Nota bene: non ti aspettare la pappa pronta: la maggior parte delle
informazioni sono abbastanza sparse e "sepolte" all'interno di altre.
Soprattutto non ti aspettare di trovare in giro tabelle, grafici o dati
quantitativi utilizzabili operativamente. Tutte le informazioni dirette
che possono assumere valenza militare e strategica sono ovviamente
censurate, compreso il "modo" esatto in cui va fatto lavorare un
reattore per ottenere plutonio "utile".
Per chi fosse interessato, "Difendersi dall'atomo" (Bompiani) l'ho visto
di recente in giro tra i remainders e è ancora oggi una piccola "bibbia"
nel genere. Altre informazioni (vecchiotte) le si possono ricavare
leggendo attentamente la storia del progetto Manhattan (ne esistono
diverse; quella che ho io è "L'invenzione della bomba atomica" di Rhodes
che contiene anche qualche accenno sui meccanismi di massima del
funzionamento della bomba H un po' meno generico del solito "utilizzano
una bomba A come innesco").
Per il resto ti devi un (bel) po' arrangiare e soprattutto fare molto
lavoro di incrocio di informazioni desumibili da fonti diverse. E far
lavorare parecchio l'intuito.
Ciao!
Piercarlo

 Baby Elian <sandr...@NOSPAMvirgilio.it> wrote:
Ti ringrazio.Una domanda a proposito del plutonio,anche se non c'entra
niente con i discorsi appena fatti.Quanto incidono,che tu sappia,le fissioni
del plutonio nel contenuto energetico del combustibile nucleare in un
reattore civile (immaggino dipendi anche dal tipo di reattore)?La fissione
di un grammo di uranio 235 dà energia per circa 0,854 MWD,considerata anche
la cattura in U 236;per cui un Kg di U naturale dà circa 144 mila Kwh di
energia termica che equivalgono a circa 43 mila Kwh elettrici al Kg.Mi
sembra però che l'energia elettrica estratta dal combustibile nucleare anche
se non arricchito sia un pò di più,per cui suppongo che contribuiscano anche
le fissioni del plutonio prodotto in situ.

 le fissioni del plutonio prodotto in situ.
I dati esatti non li ho sottomano (una buona fonte comunque la puoi
trovare, con confronti e tutto, nella pubblicistica che ha trattato
prima il phenix e poi il superphenix francese - più indietro trovi
qualcosa sui reattori graphite-gas-uranio naturale in cui il "sostegno"
fornito dal materiale fissile prodotto all'interno del reattore era
assolutamente essenziale nel garantire la loro redditività economica
rispetto al costo del combustibile).
In ogni caso quanto generato all'interno del reattore contribuisce a
"tener su" il combustibile nucleare un po' oltre a quanto consentito
dalla sola componente di U235. Ciò ha importanza soprattutto per i
reattori a uranio naturale in cui la componente di U235 può essere
aiutata al punto da bruciare quasi integralmente nel reattore prima del
ricambio. Appena ho un attimo di tempo cerco e posto un po' di dati
(questi almeno, essendo "civili", sono reperibili senza problemi!).
Ciao!
Piercarlo

 ovviamente considerazioni secondarie per i militari.
Oggi ho letto una tesi sui reattori ad alta temperature con il ciclo del
torio,dove si legge tra l'altro (vado a memoria,ma siamo lì): "bisogna
sfatare il mito per cui il plutonio estratto dalle barre del combustibile di
un reattore sia servibile per scopi militari,a causa della consistente
presenza di Pu 240 che con la sua elevata produzione di neutroni per
fissione spontanea condurrebbe ad una predetonazione dell'ordigno.Ciò
sarebbe possibile solo se fossero disponibili tecnologie di seprazione tipo
Avlis (al laser) per separare i due isotopi del 239 e 240 operazione
difficile a causa della leggerissima differenza di massa tra i
due,tecnologie che non sono operative fuori del territorio americano".
Ripeto,la tesi è sugli HTGR ,ma in quella frase si riferiva,immagino,ai
reattori comuni più diffusi,quindi ad acqua leggera.Per cui è probabile che
sia vero che non  tutti i reattori si prestano bene alla proliferazione.Con
ogni probabilità i francesi sono riusciti a dotarsi di un arsenale atomico o
sfruttando i vecchi reattori a gas o i reattori veloci tipo il Phenix lo
stesso avrà fatto Israele (con la variante forse dei reattori ad acqua
pesante che mi sembra possieda)

 pesante che mi sembra possieda).
Per i francesi (e per tutti i membri "veterani" del club nucleare) è in
effetti così. Relativamente ai reattori veloci vale peraltro la pena di
notare che, sebbene i tempi di raddoppio del combustibile tramite
l'autofertilità non siano particolarmente entusiasmanti dal punto di
vista dello sfruttamento energetico (venti o trent'anni se non ricordo
male), dal punto di vista della produzione di materiale fissile per uso
militare rappresentano invece un salto di produttività spaventoso: con
un reattore veloce si può passare dal produrre decine al produrre
CENTINAIA di testate nucleari all'anno (ma soprattutto si può garantire
l'efficienza continua di quelle già esistenti... che, alla faccia della
fine della guerra fredda, non hanno comunque mai smesso di aumentare).
E, a sentimento, mi pare proprio questa la loro principale "raison
d'etre"; il resto è, imho, propaganda - ma forse sono io troppo
prevenuto...
Ne aprofitto per riportare una vera "perla" letta su uno di quei
"giornalini da metrò" che circolano a Milano: si preoccupano, pensate un
po', che la manciata di poveri diavoli che in Congo stanno rubacchiando
*minerale* uranifero (nient'altro che qualche mucchio di sassi estratti
da una miniera abbandonata perché ormai esaurita), possano addirittura
"foraggiare il terrorismo internazionale". Se questi sono i livelli di
"informazione" dei giornalisti, figuriamoci il resto... A quando la
"veemente denuncia" della raccolta di vecchi orologi fluorescenti
scassati come "viatico alla proliferazione nucleare"?
Ciao!
Piercarlo 

 non toglie che il materiale è comunque FISSILE. [Cut]
Bene,mi sembra una precisazione importante,per essere esatti bisognerà
dire." è inservibile per scopi militari"tradizionali" o "classici" ".
La stessa cosa che hai menzionato per il Pu 240 vale anche per il Pu 241?
Quindi anche secondo te,mi pare di aver capito, Francia ed Israele si sono
costruiti un arsenale tramite reattori veloci tipo Phenix(la prima)  o ad
acqua pesante/grafite (la seconda) e non ad acqua leggera (non perchè sia
del tutto impossibile farlo)?
Una cosa poi non mi è chiara: in cosa consistono i processi e gli impianti
per la separazione del plutonio dalle scorie?Sono gli stessi che servono per
l'arricchimento dell'uranio o sono proprio un'altra cosa?Che complessità o
compattezza hanno?

 compattezza hanno?
Attraverso il link precedente dovresti poter risalire anche a queste 
informazioni. In ogni caso la separazione del plutonio avviene con 
mezzi chimici che, nonostante le difficoltà (è tra le lavorazioni più 
tossiche e pericolose che esistano sia per la natura nucleare del 
materiale - con rischi di criticità spontanee e simili - sia per il solo 
aspetto chimico e tossicologico), non presentano comunque i 
problemi mastodontici posti dalla separazione isotopica.
Quanto alla "compattezza" dipende da quanta importanza  si dà 
all'impatto ambientale di queste lavorazioni: se si fa come i 
giapponesi che hanno piazzato un impianto di ritrattamento del 
combustibile a 300 metri da un asilo, allora gli impianti possono 
essere anche molto compatti...  L'unico altro fatto che governa questo 
parametro è il tipo di sorgente scelta per estrarre il plutonio: se la 
sorgente sono i combustibili esausti delle centrali allora l'impianto 
non può che essere di grandi dimensioni (si tratta di estrarre al più 
qualche chilo di materiale da DECINE DI TONNELLATE di scorie); se 
invece la sorgente è costituita da reattori (veloci o meno) 
appositamente destinati a produrre plutonio  allora gli impianti 
possono essere più compatti... e occultabili. Molto però dipende 
anche dai tempi in cui si intende acquisire il prodotto: mesi, anni...
Ciao!
Piercarlo


...

Fai conto che per un reattore ad acqua leggera di tipo ad acqua in
pressione e un tasso di bruciamento di circa 33- 35 GWD/ton (che è un
valore adesso realistico) circa 1/3 dell'energia prodotta viene dagli
isotopi dispari del plutonio (quasi tutto dal 239). Intervengo anche
su altre cose che ho letto in questo thread. Questa famosa curva di
bruciamento non esiste e se esiste è una semplificazione brutale del
fenomeno. Ad ogni modo, soprattutto se si considera omogeneo il
reattore e si immagina che vada a flusso neutronico costante (cosa che
non è perchè va a potenza costante) si possono fare calcoli delle
concentrazioni dei principali isotopi fissili in funzione del tempo.
Con gli opportuni codici di calcolo e un buon calvolatore la cosa si
può fare anche sulla base di ipotesi più realistiche.Prendere il Pu e
fare bellamente una bomba non è così semplice come ho sentito dire da
alcuni, in quanto nella miscela isotopica ci sono gli isotopi pari che
non sono fissili (principalmente 240 e un pò di 242) e quindi vanno
separati. Inoltre per fare una bomba occorrono arricchimenti che sono
superiori al 99% e non è affatto facile ottenerli. Inoltre checchè se
ne dica, esistono delle cose che si chiamano salvaguardie nucleari e
non è così facile operare una diversione di materile fissile da un
impianto controllato dagli ispettori (in particolare dopo l'adozione
del Protocollo Addizionale) e analogamente non è così facile costruire
un impianto nucleare (in realtà una catena del combustibile)
clandestino.
Flavio

 isotopi dispari del plutonio (quasi tutto dal 239).
Ed è vero che per i reattori ad acqua pesante è la metà?
Sei d'accordo con le cifre che ho dato prima,cioè 0,854 MWd per grammo di
235,144 mila KWh ecc...?

 clandestino.
Infatti non a caso ad un certo punto ho parlato di "controllori che
guardano dall'altra parte" (o più spesso vengono fatti guardare
dall'altra parte: non cambia più di tanto) a sottolineare che, più degli
aspetti tecnici, giuridici e burocratici inerenti al controllo della
proliferazione nucleare, esistono aspetti POLITICI che possono
vanificare questo lavoro di sorveglianza che, in ultima istanza, non è
altro che un "gentlemen agreement" che può essere sabotato in qualsiasi
momento uno o più membri decidono, per proprio tornaconto, di non
comportarsi affatto da "gentleman". Ed è per questo che ritengo i soldi
(meglio, la loro mancanza) la barriera fondamentale che se non blocca
almeno rallenta fortemente la proliferazione nucleare: i soldi o ci sono
o non ci sono e, fortunamente, il più delle volte non ci sono...
So di non avere una visione granché ottimista degli aspetti "legali" dei
controlli sulla diffusione e l'esercizio del nucleare ma non ci posso
fare niente... Tutta la mia esperienza passata mi dice che, anche ad
altissimo livello, gli esseri umani possono essere sì più capaci
dell'uomo "medio" ma quasi mai gli sono migliori sotto il profilo etico.
E come Fromm sottolineo molti decenni fa, "non esiste nulla di più
pericoloso che dotare un uomo comune di poteri fuori dal comune".
Un'avvertenza fin troppo confermata dall'esperienza quotidiana, a
qualunque scala la si viva.
Ciao!
Piercarlo

 compattezza hanno?
Il processo industriale diffuso per separare l'uranio e il plutonio
dai prodotti di fissione si chiama processo purex. Esso è utilizzato
in Europa negli impianti di ritrattamenti inglesi e francesi. Si
tratta di un processo di estrazione lavaggio e riestrazione con un
estraente organico il TBP (tributilfosfato). La complessità è
notevole, la compattezza non c'è. Poi prima di inziare il processo è
necessario avere tagliato e disciolto gli elementi di combustibile in
acido nitrico. Per ottenere fattori di purificazione necessari per
poter riimmettere in reattore il combustibile è necessario dopo il
proceso fare una ulteriore purificazione. Al momento nell'ottica della
trasmutazione si stanno studiando un certo numero di processi a valle
del purex per separare ulteriormente i lnatanidi dagli attinidi e poi
magari anche i prodotti di fissione a vita lunga come il Tc. Come dice
Piercarlo un impianto di ritrattamento è un impianto con problematiche
radioprotezionistiche e di potenziale contaminazione piuttosto alte,
sicuramente le più alte che si ritrovano nel ciclo del combustibile.

...

Diciamo che in linea di principio sono d'accordo, anche se i numeri
che mi voengono sono un pò diversi.Per un gr di 235 mi viene 0.948
MWD. Ho assunto 200 Mev per fissione che è un valore di solito
accettato. Anche se si utilizza un valore limite inferiore (circa 190
Mev) il numero viene un pò più alto. Riportando questo dato all'uranio
naturale (0,72% di abbondanza isotopica) si ha che bruciando una
tonnellata di uranio naturale completamente si ottiene un tasso di
bruciamento di 6826 MWD/ton. Per fare un esempio numerico la centrale
CANDU di Pickering scaricava gli elementi di combustibile dopo un
tasso di bruciamento di 8000 MWD/ton per cui circa il 14.6%
dell'energia prodotta viene dalle fissioni in Pu. Questi conti si
possono fare analoghi anche per un PWR e un BWR. In questi casi però
occorre tenere conto che il combustibile scaricato contiene ancora del
235 e quindi il bruciamento di esso è solo parziale (ad esempio un
tipico PWR ha un arricchimento finale del combustibile in 2,5 dello
0.8%).

 dell'energia prodotta viene dalle fissioni in Pu.
quant'è il burn-up max oggi ottenibile da un reattore ad uranio naturale ?

 > dire."
Un'altra questione.Ho letto,se non ho capito male, che solo i reattori
veloci che hanno un blanket di uranio possono avere implicazioni di
proliferazione (sempre nel senso classico del termine).Se sì,perchè?Non
riesco proprio a capirne il motivo,forse c'è una qualche possibilità in
quella configurazione di effettuare il ricambio del combustible a piena
potenza?Confesso che non conosco approfonditamente l'ingegneria dei breeders

Baby Elian <
sandr...@virgilio.it
(NOSPAM)> wrote:

Su questo vado un po' a naso (e a ricordi). Intanto per il ricambio del
combustibile con il reattore funzionante ciò è possibile solo se il
nocciolo è progettato allo scopo; per quel che ne so i reattori che
consentono questo tipo di operazione sono quelli a grafite (i famigerati
RBMK russi ad esempio ma anche altri e pure, a quel che ricordo, gli HTR
a "palline").
Quello di cui invece sono ragionevolmente sicuro è che, nei reattori
veloci, è possibile cambiare gli elementi del MANTELLO FERTILE senza
necessariamente fermare completamente il reattore. Ora non so se il
pericolo di proliferazione derivi dal fatto che, in queste condizioni,
l'operazione è in effetti "mascherabile" all'esterno (non dovendosi
spegnere il reattore, la sostituzione può avvenire senza interrompere la
generazione di potenza elettrica, che può "tradire" manovre e operazioni
sul reattore "non ufficiali") o da altre ragioni specifiche.
In ogni caso ritengo la proliferazione nucleare attraverso i reattori
veloci solo una possibilità meramente tecnica: dal punto di vista
"politico" la vedo decisamente più incasinata della proliferazione
attraverso reattori più "tradizionali": un eventuale "aspirante" al club
nucleare che disponesse di un reattore veloce non avrebbe in effetti
alcun bisogno di far funzionare il reattore e di fatto la fornitura di
un simile reattore equivarrebbe alla fornitura di materiale di immediata
utilizzabilità militare, cosa che implicherebbe quantomeno alcune grosse
"complicità" da parte dei fornitori...
Se questo può però tranquillizzare rispetto al pericolo di
"allargamento" del club nucleare, non tranquillizza affatto rispetto al
pericolo di violazione dei trattati di limitazione della produzione di
testate nucleari (peraltro ormai di fatto decaduti tutti quanti...
allegria! :-) di chi già ne fa parte, a cui un reattore veloce che
consenta il ricambio del mantello fertile mantenendo il reattore attivo
si presta perfettamente, anche troppo!
Per quanto riguarda la propensione dei reattori veloci a mantello di
uranio piuttosto che di altro materiale credo che ciò risieda unicamente
nel fatto che un reattore veloce può anche essere visto anche come un
impianto di "arricchimento improprio" (in plutonio) dell'uranio naturale
o già parzialmente arricchito. Non ho idea di come possano funzionare,
dal punto di vista "esplosivo", miscele del genere ma, se lo possono, è
probabile che ingegneri e fisici abbastanza "perversi" vi abbiano già
pensato. Le bombe ottenibili con questo materiale sarebbero
probabilmente più "sporche" e meno efficienti di quelle "classiche" ma
questi sono solo dettagli: una volta che hai la bomba, sporca o pulita
non fa molta differenza. La logica che presiede questo tipo di
operazioni è quella del "dopo di me il diluvio" in cui ciò che conta è
appunto la capacità di provocare il diluvio e solo abbastanza
secondariamente la capacità di fare un "diluvio perfetto". Inoltre una
bomba sporca di questo genere sarebbe sì meno efficiente ma
richiederebbe probabilmente anche meno lavorazioni e trasformazioni dal
"grezzo" al prodotto finito.
Ciao!
Piercarlo
PS - Ma i tuoi dormono tranquilli con un pargolo che coltiva questi
interessi? Il gatto non dice niente? ;-)

...

Ti confesso che, da ingegnere nucleare che si occupa di gestione
rifiuti, non so cosa tu intenda con blanket di uranio. Ad ogni modo
tutti i reattori che producono plutonio possono avere implicazioni di
proliferazione. E' evidente che un reattore veloce autofertilizzante
ne ha molte di più perchè si produce molto più plutonio. I reattori
veloci non esistevano 50 anni fa e la bomba la hanno fatta lo stesso.
Che io sappia l'unica tipologia industriale di reattore che permette
il ricambio di combustibile in potenza è quella dei CANDU. Esistono
anche altri tipi di reattore con combustibili in sfere che possono
fare queste cose ma sono stati prodotti solo a livelli di prototipo.
Ciao
Flavio

 necessariamente fermare completamente il reattore.
 Quindi è così che in Francia sono riusciti a dotartsi del materiale per le
bombe,secondo te,sfruttando il riavvio on-line.
Anche se gli auto-fertilizzanti dovrebbero in teoria bruciare il plutonio
(praticamente tutti gli isotopi e anche meglio dei reattori termici), non
solo produrlo!

 rifiuti, non so cosa tu intenda con blanket di uranio.
Come ti ho detto non sono un esperto degli autofertilizzanti.Immagino che la
configurazione usata sia quella di porre un mantello costituito dagli
elementi fertili,uranio 238 o torio 232,e farli successivamente trasmutare
in plutonio o uranio 233.Suppongo inoltre che un'altra configurazione
consista nel mischiare in ogni barretta elementi fertili e
fissili.Probabilmente,se è vero come dice piero che è possibile nel primo
caso cambiare il combustibile durante il funzionamento,allora è seguendo il
secondo schema che i francesi ed altri si sono potuti dotare di un arsenale
atomico;altrimenti non mi spiego come abbiano fatto,visto che è impossibile
ricavare del buon plutonio da un Lwr,a meno di operare un numero
impressionante di riavvii,dato che è di circa 14 giorni il tempo max
affinchè il pu 239 nel reattore non si denaturi di pu 240.Da qualche parte
avevo letto che quella seconda configurazione è l'unica che ha,in pratica,
serie implicazioni di proliferazione(poi è chiaro,ogni reattore produce
plutonio,bisogna vedere di che qualità).Non so se mi sono spiegato
Tempo fa mi sembra di avere  chiesto a te qual'è il burn-up max per un
reattore ad uranio naturale,ad es. un Candu o un vecchio reattore a gas.

 (praticamente tutti gli isotopi e anche meglio dei reattori termici), 
non  solo produrlo!
Qui forse è più pane per Flavio che per me. Comunque, se non 
ricordo male, è solo il nocciolo attivo che può "bruciare" gli isotopi;
nel 
mantello non c'è plutonio concentrato a sufficienza per sostenere una 
reazione a catena e quindi non vi può essere "bruciato" nulla. In effetti 
il mantello non è altro che uno SCHERMO per i neutroni che sfuggono 
dal nocciolo, schermo che ha la peculiarità molto utile di essere 
nuclearmente fertile (assorbendo neutroni produce materiale fissile) 
ma che per il resto non svolge nessun'altro ruolo attivo.
Qui una domanda per Flavio: via via che procede la conversione del 
mantello di U238 si dovrebbe, col tempo, verificare un allargamento 
della zona attiva che, grossomodo, corrisponde a una sorta di 
"crescita" del nocciolo. Come viene gestita esattamente questa 
situazione? A che punto del processo viene cambiato il mantello
(o rotati tra loro i suoi elementi)  per evitare possibili pericoli di 
escursione?


 producendo il plutonio con reattori tradizionali.
No,non ci credo,è praticamente impossibile,almeno non quelli ad acqua
leggera

 Qui una domanda per Flavio:
Anch'io ne ho una: esistono reattori che funzionano con cilcli
autofertilizzanti in cui gli elementi di combustibile vengono semplicemente
ruotati (mi sembra ciň si chiami ciclo a batch),ad es.,nel ciclo
uranio-plutonio,il plutonio formatosi nel mantello(blanket) sostituisce il
plutonio iniziale senza passare per la fase di ritrattamento o la cattura
degli altri elementi formatisi sarebbe troppo alta e bisognerebbe arricchire
troppo fortemente il materiale fissile e ciň risulterebbe troppo oneroso?

Baby Elian <
sandr...@virgilio.it
(NOSPAM)> wrote:

La maggior parte dei reattori francesi all'epoca dell'introduzione del
Phenix (1973-74) era di tipo grafite-gas. I reattori ad acqua leggera
erano in effetti più joint-ventures con i paesi confinanti (Belgio) o
"prove su strada" di una filiera su cui comunque in quel periodo stavano
orientandosi l'ente di produzione elettrica francese in quanto più
adatta alla produzione di energia per usi civili. All'epoca la bomba ce
l'avevano già...
Ciao!
Piercarlo 

 l'avevano già...
Ah,davvero,non lo sapevo proprio,credevo che la loro atomica fosse una cosa
molto più recente (e che fosse in qualche modo collegata ai reattori veloci
autofertilizzanti).Con quei reattori a gas è certamente molto più
plausibile,adeso mi spiego molte cose...(ma anche gli inglesi hanno fatto
così)? E perchè c'hanno messo 20 anni, i francesi,per farle detonare in
Polinesia?

...

Adesso ho capito il concetto, ma ti posso dire che non mi sono mai
interessato di problemi di proliferazione e quindi non ho mai
approfondito questo aspetto. Sì sono io quello a cui hai chiesto il
burnup dei reattori Candu e a quello ho risposto un pò di tempo fa.
Operare in un LWR un numero impressionante di riavvi non è una cosa
fattibile, perchè dal punto di vista della rete non te ne fai niente
di un reattore che si spegne spesso, e inoltre ciò ha un costo
impressionante, parliamo di centinaia di milioni che se ne volano ogni
ora. Non ho capito dove hai tirato fuori questo numero dei 14 giorni,
dato che la produzione di 240 non avviene per decadimento ma per
cattura neutronica.
La fila, se riesco a scriverla, è:
U-328-(n,gamma)- U-239 -beta meno- Np-239- Beta meno- Pu-239-
(n,gamma)-Pu-240
La formazione e il bruciamento di Pu-240, sotto alcune ipotesi possono
essere rappresentati da semplici equazioni differenziali lineari del
primo ordine. U-239 decade con un dimezzamento di 23 min mentre Np-239
con 2.4 giorni. Pu-240 in pratica non decade perche ha un dimezzamento
di 6600 anni. Non ho fatto i conti ma probabilmente i 14 giorni sono
la durata dopo cui la percentuale isotopica del Pu-239 nel melange di
Pu è la maggiore; si tratta però di una durata in cui la produzione di
Pu è stata minima. Quindi può essere che tiro fuori un Pu un "pò" più
pulito ma ne tiro fuori pochissimo.
Ad ogni modo del buon Pu (e con buono intendo per l'utilizzo civile)
si ricava da un LWR se consideri che col combustibile scaricato dagli
LWR ci fanno i MOX. E' vero che il riciclo non può essere indefinito
ma un paio di giri si possono fare (dopo gli isotopi pari, non
fissili, diventano troppi).
Ad ogni modo ragazzi se discussione si lancia su argomenti di questo
tipo mi sa che faccio fatica a seguirvi. Io so un pò di cose di
reattori convenzionali. Se parliamo di reattori studiati appositamente
plutonigeni allora il discorso si sposta e faccio fatica a seguirvi.
Nell'ufficio a fianco del mio c'è un ex ispettore delle salvaguardie
nucleari e magari mi sa dire qualcosa ma dovremmo entrambi trovare un
pò di tempo, cosa un pò difficile.
Flavio

 Polinesia?
Le avevano già fatte detonare prima. Non mi ricordo più dove e se 
erano in atmosfera o sotterranee; so solo che furono criticatissimi - a 
ragione - perché, comunque la si volesse rigirare, il fatto che la 
Francia possedesse armi atomiche "sue" non aveva la benché 
minima importanza strategica né in Europa né altrove.
La critica era sensata anche se ho il sospetto che fosse alquanto 
"pompata" dagli americani con cui i francesi hanno antiche (e meno 
antiche) ruggini visto che si sono sempre piccati a fare di testa loro.
Con gli inglesi (per varie ragioni più dipendenti dalla leadership 
americana) ci furono molto meno clamori: due pesi, due misure... con 
buona pace dell'amicizia franco-americana, bla, bla, bla....
Del resto all'epoca (mooolto prima della riunificazione delle due 
Germanie che ha prodotto; ma solo di recente; un'altro concorrente 
temibile in Europa) i francesi erano gli unici che potessero tenere 
realmente testa agli americani in Europa. E hanno fatto di tutto per 
tenerla: un'industra aeronautica di prim'ordine sotto tutti gli aspetti, 
un'industra aerospaziale, il conseguimento della bomba atomica (con 
tutto ciò che l'accompagna) in modo COMPLETAMENTE autonomo...  
Ce n'era e ce n'è tuttora abbastanza da far girare le scatole (o come si 
dice in diplomazia, "irritare") i potentati d'oltreoceano. Oggi poi se la 
devono vedere pure con la Cina che sta seguendo più o meno lo 
stesso iter solo su scala "un pochino" più grande...
Come vedi dietro i sorrisi molte volte ci sono dei bei morsi! :-)


 burnup dei reattori Candu e a quello ho risposto un pò di tempo fa.
Cioè 7000 MWd/tonn ?Sei sicuro non sia 7500 o 8000 (magari nelle più recenti
installazioni,però sempre ad uranio naturale)

 realmente testa agli americani in Europa. E hanno fatto di tutto per [CUT]
Ti ringrazio davvero per le tue utilissime informazione (di cui credo
difficilmente sarei venuto altrimenti a conoscenza).Mi copio questo tuo
intervento a futura memoria.Devo dire che mi stai dando proprio un sacco di
soddisfazioni!

 soddisfazioni!
Di nulla. Sbrodolo sempre un po' ma č perché sono fortemente convinto
che anche nella scienza non ci si deve mai dimenticare che ci sono
dietro (anzi davanti) sempre gli uomini... con tutti i loro pregi
(molti) e difetti (moltissimi). Si va avanti cosě... ;-).
Ciao!
Piercarlo

 fissili, diventano troppi
Non è che così facendo si aggravano le cose anzicchè migliorarle?Cioè si
creano scorie ancora più onerose,invece di distruggerle?
P.S.: a proposito sul thread "Il Nucleare?E' l'unica soluzione ecologica" ho
posto un importante questione sulla fattibilità della trasmutazione,vorrei
chiederti un tuo parere,se possibile

 installazioni,perň sempre ad uranio naturale)
Se ti vai a rileggere il messaggio del 13/06/04 che ti ho scritto,
parlavo di 8000. Non so questo 7000 da dove sia uscito. Facevo
riferimento a una centrale in particolare e cioč la CANDU di
Pickering.

...

Perchè dici scorie più onerose?Non ho ben capito. Dal punto di vista
radiotossicologico i due isotopi sono equivalenti, a parte il fatto
che il 4,9 decade più lentamente del 4,0. Non so farti un conto
completo della produzione di Pu utilizzando i MOX. Se non ricicli, il
Pu che esce dal reattore te lo piangi tutto. Se ricicli in parte lo
bruci ma ne produci dell'altro. A conti fatti non so con quale strada,
a partità di produzione di energia, la quantità di Pu che va gestita
come rifiuto è maggiore.C'è poi da dire che riciclo di Pu vuol dire
ciclo chiuso, il che implica una gestione delle scorie un pò migliore
del caso del ciclo aperto. Almeno si separano U e Pu e il resto si
gestisce tutto insieme. Con un ciclo aperto va tutto nello stesso
calderone. Se poi uno tiene conto della complessità di un ciclo
chiuso, delle implicazioni di proliferazioni, della indipendenza da
approvvigionamenti esterni e da qualche altra decisione politica la
cosa si complica molto e fare una scelta comincia quasi ad essere
svincolato da questioni tecniche.
Per quanto riguarda la trasmutazione la cosa è molto interessante. Se
fosse una cosa industrialmente fattibile, direi che i problemi del
nucleare sarebbero finiti. Prima della trasmutazione c'è da compiere
un altro passo che ancora, almeno a livello industriale, non è stata
fatto:cioè il partitioning. Per poter fare trasmutazione devi prima
separare opportunamente tutto ciò che devi trasmutare. In particolare
i lantanidi (alcuni dei quali hanno sezioni d'urto di cattura
neutronica molto alta) dagli attinidi. Queste due famiglie dal punto
di vista chimico sono molto affini (shell di elettroni f simili) e
quindi la separazione è difficile. Ho un amico che fa il dottorato su
queste cose. Superato il problema partitioning c'è quello
transmutation. L'idea alla Rubbia non mi convince molto. E poi
supponendo che si trovi un bel sistema occorre vedere quanto costa,
perchè poi tutto dipende da quello in ultima analisi. quindi se
potenzialmente la cosa è interessantissima, penso che dovrà passare
ancora un pò di tempo perchè se ne parli seriamente. Con tutta la
trafila il ciclo del combustibile si complicherebbe non poco e
occorrerebbe vedere il costo del Kwh che salta fuori.
Flavio

 troppo fortemente il materiale fissile e ciò risulterebbe troppo oneroso?
In generale, senza parlare di reattori autofertilizzanti, in tutti i
reattori non si cambia mai tutto il nocciolo. Quando si fa il ricambio
del combustibile (circa una volta l'anno) gli elementi più
esterni,"bruciati" di meno perchè sottoposti un flusso neutronico
inferiore, vengono spostati più al centro, e solo quelli centrali
vengono sostituiti. In tal modo ogni elemento passa dalla corona più
esterna verso l'interno prima di essere scaricato. In tal modo si crea
una distribuzione di flusso neutronico più piatta e il combustibile si
sfrutta di più. Tipicamente le posizioni che vengono assunte sono 4,
ma può cambiare. Quando si fa il ricambio c'è una specie di piantina
tipo battaglia navale con su:"elemento c4 va in h5" e così via. Quando
l'elemento ha fatto il giro e viene estratto,allora si può pensare di
fare il ritrattamento.
Flavio

 radiotossicologico i due isotopi sono equivalenti [CUT]
Grazie,grazie davvero per le tue interessantissime indicazioni.
Una cosa vorrei sapere,se già oggi si realizza qualcosa di simile alla
trasmutazione nei reattori veloci.Per es.,ho letto quest'articlo,"nuclear
waste,chasing myths" dove l'autore spiega (
http://www.wonuc.org/news/news03.html
 ):"...in the decades to come, new
reactors, especially those operating with fast neutrons, will be able to
"burn" all sorts of fuels, natural or depleted or reprocessed uranium,
plutonium from civilian reactors or military plutonium, minor actinides
which are today considered as waste. Not only the material balance of
natural uranium use will be highly upgraded (theoretically by a 100-fold
factor), but some long-lived waste will be transformed into energy, thus
reducing in an important way the long-term toxicity of the waste.
Optimistically, one could achieve an overall toxicity comparable to that of
the original ore from which the uranium fuel was prepared, in about 1000
years, instead of to day's odd 50 000 years ". Non ho capito se questa cosa
si realizza già oggi in Francia con il proprio reattore veloce o e solo
un'eventualità (cioè arrivare ad aspettare un tempo di meno di 1000 anni per
arrivare al livello di miniera) che si è solo investigata?E che ruolo
possono/potrebbero avere i reattori veloci in questo senso,cioè,è credibile
quello che sostiene l'autore?
Perchè l'idea di Rubbia non ti convince (al dire il vero non sei il primo a
cui lo sento dire)?

...

Ho letto un pò tutto l'articolo a cui fai riferimento. Vi sono alcune
imprecisioni, o quantomeno l'accento è posto su cose di minore
importanza e si glissa su altre. Si fa riferimento ad alcuni
radionuclidi dicendo che le loro radiazioni sono molli e hanno basso
potere penetrante, evitando di dire che il pericolo maggiore da
radiazioni è quello da irraggiamento interno e non esterno. Riguardo
al branetto che hai estrapolato tu, mi sembra qualcosa che definire
ottimista è poco. Si parla di un reattore che brucia quasi tutto,
indipendentemente dall'arricchimento. Inoltre brucia (e non si capisce
cosa intenda) anche nuclidi a vita lunga. Di questi praticamente
nessuno è fissile, per cui il meglio che si può fare è eventualmente
una reazione (n,gamma), (n,p) o qualcosa del genere con un piccolo
ritorno di energia. Non ho libri o database di reazioni nucleari
sottomano e quindi non posso dirti di più. Ad ogni modo l'energia
liberata è al massimo qualche MeV per ogni reazione. Il fatto poi che
bruci anche uranio impoverito è una bella cazzata. Non ho fatto iconti
ma penso sia impossibile dare criticità con uranio impoverito in un
reattore. Già è molto difficle con uranio naturale. Lo puoi bruciare
se a fuInco ci metti dei begli elementi arricchiti al 93% che ti danno
tutti i neutroni che vuoi. Dove lavoro io c'era un reattore di ricerca
all'interno del quale c'era una quanità impressionante di circuiti
sperimentali. Dal punto di vista neutronico tutti veleni. Eppure il
reattore funzionava con soli 12 elementi di combustibili arricchiti al
93%. Potevi quasi metterci le piastre di cadmio che quello andava lo
stesso. Ma non si può certo dire che era un reattore industriale.
I francesi hanno provato la filiera dei veloci ma gli è andata male.
Hanno fatto il passo più lungo della gamba. Io sono stato a Creys
Malville, a Superphenix, che era spento da un pezzo e aveva avuto
mille problemi. La gestione del sodio poi non te la racconto (e te lo
dice uno che per smaltire 15 tonnellate di sodio piange da 1 anno).
Per quanto riguarda Rubbia diciamo che la mia idea può essere
influenzata da una antipatia personale, seconda solo a quella che ho
per Zichichi. Se ne è uscito con questa idea dell'amplificatore di
energia, che solo la parola fa venire i brividi. In realtà si tratta
di un reattore sottocritico assistito. E' stato spacciato che il
reattore è molto più sicuro perchè basta spegnere la sorgente di
neutroni e  si spegne, come se in un reattore normale non basta fare
lo scram, scendono le sbarre e il reattore è spento. Il problma è
asportare il calore di decadimento, sufficiente a bruciarti tutto, se
ti capita un incidente, tipo ti si rompe qualche pompa ecc. Per quanto
riguarda trasmutare le scorie, rimangono i problemi che ti ho espresso
nel post precendente. Inoltre in generale un reattore è disegnato e
funziona bene con il tipo di combustibile per cui è stato progettato.
Non è che ci puoi mettere dentro quello che vuoi e lui ingoia tutto
come nulla fosse. Ad ogni modo prima di esprimere un giudizio serio
voglio vedere un prototipo di piccola taglia funzionante, con la
gestione del materiale nucleare a monte e a valle.
Flavio

 > Grazie,grazie davvero per le tue interessantissime indicazioni[cut]
Quindi mi pare di aver capito niente trasmutazione con i reattori
veloci,almeno che non vengano costruiti ad hoc.
Alla fine ti sei fatto un 'idea sul perchè in Francia è stato chiuso il
SF?Sono stati gravi problemi tecnici (non resi noti) o economici o è stata
solo una decisione politica,mi sembra di aver letto che nel 96 o nel
97, cmq l'anno prima che venisse chiuso,avesse lavorato al 90% della
disponibilità,tutto sommato un' ottima prestazione.Credi che sia definitivo
il suo smantellamento o ci sono dei margini per essere riavviato?
Perchè ti sta sulle palle pure Zichichi (che è un mio conterraneo)?

...

Mi cogli un pò in castagna. I motivi (e mi ricordo che erano molti)
per l'arresto li ho ascoltati nel 98' quando sono stato la'. Però
adesso su due piedi non mi ricordo, forse se cerchi qualcosa in rete
la trovi. Comunque problemi tecnici ce ne erano stati a differenza do
phenix, che era andato abbastanza bene. Ma il salto tra P e SP era
stato troppo grande. Se non ricordo male SP era attorno ai 1200 MWe e
ti assicuro che era un bel bestione. La complicazione era notevole.
Come ti ho deto sto gestendo un progetto di smaltimento di sodio, che
è una bestia veramente terribile. Per il riavvio di SP penso che non
ci siano molte speranze anche perchè sai , ci sono le mode e penso che
la filiera dei veloci, almeno per un pò sarà messa da parte. Qulacosa
c'è però. Se vedi tra i reattori di quarta generazione che sono stati
selezionati per essere studiati qualcosa di veloce c'è.
A parte la bellissima terra tua e di Zichichi (dove non sono mai
stato) di lui mi sta sulle balle le sue apparizioni e la sua
divulgazione televisiva, veramente ai limiti dello scandalo. Immagino
che sia preparatissimo ma di certo questo non si vede. Da l'errata
idea al pubblico che la fisica sia una specie di favoletta, banalizza
spessissimo portando all'eccesso gli aspetti negativi della
divulgazione, e cioè non dire cose in maniera più sempplice ma dirle
sbagliate. Ad ogni modo niente di personale con lui.
Flavio

 selezionati per essere studiati qualcosa di veloce c'è.
Appunto,che ne pensi del corrispettivo veloce del reattore termico ad alta
temperatura,cioè il gas cooled fast reactor (raffreddato ad elio).A me pare
che possa risolvere buona parte dei problemi che occorrono negli
autofertilizzanti;ad es. l'elio non si attiva o mlto poco e non ci sarebbe
bisogno della doppia batteria di sodio,tale impianto avrebbe rendimenti
termodinamici molto alti e rapporti di conversione molto spinti anche
superiori a quanto ne so a 1,4 (1,1- 1,2 è quello della soluzione a metalli
liquidi).Certo la refrigerazione in caso di loca non sarebbe un scherzo da
controllare(mancando l'inerzia termica della grafite),ma forse si potrebbe
adottare parte delle soluzioni dei reattori termici Htgr.Qual'è la tua
opinione in merito?
Ho letto su 
ecolo.org
 che il costo del Sf è stato di 28 miliardi di franchi
(è noto quanto è costato il Phenix?),costava un miliardo per il
funzionamento e ricavava 1,5 miliardi la vendita di energia all'anno.Dicono
inoltre che ha funzionato al 90% della disponibilità nel 96.Ti riporto il
brqano che ho letto: "Superphénix è costato 28 miliardi di FF per la
costruzione, invece dei 25 previsti. Gli incidenti e l'esercizio ne sono
costati circa 10. Lo smantellamento ne costerà ancora 15 e
l'immobilizzazione, il trattamento dei rifiuti potranno costarne ancora 7.
Da qui i 60 miliardi di FF che si dicono. Fino ad oggi, Superphénix è stato
interamente pagato dall'EDF e dalle società straniere associate al 50% in
questo progetto, non dal Governo francese, cioè dal contribuente.Se si fosse
lasciato Superphénix funzionare come nel 1996 (90% di disponibilità),
avrebbe procurato 1,5 miliardi di FF all'anno dalla vendita di elettricità.
Poiché costa 1 miliardo l'anno di funzionamento, il bilancio economico
sarebbe stato positivo.Le autorità di sicurezza francese hanno dichiarato
che la sicurezza di Superphénix è globalmente buona come quella delle altre
centrali nucleari francesi. La decisione di fermare Superphénix è un
non-senso economico, sociale e scientifico, che dovremo pagare ed
eventualmente riconsiderare presto o tardi".
Poi non capisco la mania che hanno in francia di puntare su impianti così
grossi;se è vero che il phenix andava (e va tutt'oggi) così bene,non vedo
perchè realizzare reattori così impegnativi,non sarebbe meglio realizzane di
più piccoli nello stesso sito come il Phenix?Anche in russia mi pare gli
autofertilizzanti Bn-600 e 800(in costruzione credo) sono di taglie medie e
hanno avuto fattori di capacità ottimi

Salve.Scusate se mi intrometto con due domande che non c'entrano niente.
La prima:come si realizza in un impianto nucleare il ricambio del
combustibile,data,suppongo,la forte radioattività del reattore,a parte quei
reattori in cui le ricariche avvengono a ciclo continuo?
Secondo: a proposito degli Htgr,ho letto questo documento di confronto tra
un reattore tradizionale e il nuovo Gt-Mhr.Perchè il reattore ad elio ha
bisogno di un quantitativo maggiore di uranio pur avendo un rendimento
termico nettamente maggiore?Dipende forse dalle "code" di arricchimento
maggiore dell'uranio?
Che vuol dire "Enrichment (tSWU/GWe-year)" ?Come mai il valore di
arricchimento allo scarico è ancora così alto(5,4%),non è possibile
utilizzare il materiale fissile ulteriormente?

"Alex77" <
ale...@virgilio.it
 (NO SPAM)> ha scritto nel messaggio
news:GDVKc.20913$OR2.1...@news3.tin.it...

Dimenticavo il link in questione:
http://www.world-nuclear.org/sym/1997/fig-htm/lab-tbl2.htm

 hanno avuto fattori di capacità ottimi
Oggi si stanno, per le varie filiere,  riconsiderando reattori di
taglia media o anche piccola. Si è visto che, soprattutto per quello
che riguarda gli aspetti di sicurezza (che incidono molto sul costo
fisso di un reattore nucleare) si potrebbero avere dei risparmi. A
partire dagli anni 60 e 70 c'è invece stata la corsa all'incremento
delle taglie dei reattori, perchè si erano prodotte delle economie di
scala, che portavano a una riduzione del costo del Kwh (ma allora i
costi di sicurezza erano inferiori). E' probabile che sulla base di
questa filosofia si sia puntato  a una taglia così grande. Ma ti
ripeto che secondo me ci stava eventualmente meglio un Phenix
intermedio , prima di approdare a quella taglia.

...

Ti do una risposta parziale, per il resto dovrei studiare un pò. Per
il cambio del combustibile si spegne il reattore e si usano diversi
sistemi, a seconda anche del tipo di reattore. Quello più usato è
quello di allagare per diversi metri sopra il nocciolo tutto il
locale. Questa strato d'acqua fa da schermo, è trasparente e permette
di movimentare gli elementi. Gli operatori con gru e carroponti vari
sposatano gli elementi. Il tutto tipicamente richiede un tempo di
circa 10 giorni, 2 settimane. Dopodichè l'acqua torna alle piscine e
si riparte. Fa una certa impressione.
SWU vuol dire unità di lavoro separativo. Si misura con una unità di
massa (Kg o tonn) e da unità dello sforzo necessario per produrre
l'arricchimento. Dipende solo dall'arricchimento iniziale, finale e
l'arricchimento delle code, attraverso una funzione che non ti sto a
dire. GWe-y è in pratica una unità di misura di energia (come KWh).
Quindi ti si da lo sforzo energetico relativo al processo di
arricchimento per dare luogo a una certa produzione di energia.

 ha scritto nel messaggio
news:4c4b704e.04072...@posting.google.com...

I sostenitori difatti affermano che aumentando l'efficienza termodinamica,il
rapporto di conversione e non essendovi l'obbligo della doppia batteria
(l'elio è sia chimicamente che "nuclearmente",non so come si dice!,
inerte),i costi del capitale iniziale di molto(ma bisognerebbe partire
daccapo).Rimane il punto interrogativo della sicurezza al loca,è ovvio che
non si possono replicare in toto le stesse considerazioni degli htgr,anche
se da quella tecnologia si può partire

 l'arricchimento.
Mi sembra un documento molto interessante.
Ho letto che un Swu per centrifugazione "costa" 60 Kwh in elettricità,quindi
a cento lire al Kwh fanno per il reattore Gt-Mhr in questione (220 Swu a
Gwy) 1 milione e 300 lire per un Gwy. Possibile costi così poco arricchire
l'uranio (o forse i valori sono riferiti a tonn)?O forse l'Swu che ho letto
io per la centrifugazione non è lo stesso "tSwu" che si legge lì?
Non capisco poi perchè un maggiore arricchimento non dia indietro un
maggiore contributo energetico ed in maniera linearmente
proporzionale,cosicchè arricchendo di più si ricavi più energia per Gwy,non
di meno rispetto ad un arricchimento minore (scusate se sto dicendo qualche
castroneria)
E poi i dati alla riga "heavy metal loading (tonn/GWth)" non sono
sbagliati?Io sapevo che per una centrale da 1000 MWel fossero necessari solo
25-30 tonn di uranio arricchito,quei dati mi sembrano molto superiori
(nonostante i rendimenti termodinamici superiori rispetto agli impianti
tradizionali),forse si intendeva a GW elettrico e non termico? Non si capice
perchè allora i "discharged heavy metal" dovrebbero poi crollare a valori di
21,4 e 5,4 tonn a Gwy

 21,4 e 5,4 tonn a Gwy
Per quanto riguarda il GT-MHR i dati tornano con quello che dici tu,
cioè 2.4GWt, 7.5 tonnellate per GWt a dare un totale di 18 tonnellate
totali per circa 1GWe.

 totali per circa 1GWe.
Quindi sono effettivamente sbagliati (termico invece di elettrico?)?

 Quindi sono effettivamente sbagliati (termico invece di elettrico?)?
Intendevo dire che per il GT-HTR sono giusti perchè viene 18
tonnellate per circa 1 GWe, meno del valore che dicevi tu. La ragione
principale è il rendimento termodinamico.

 (molti) e difetti (moltissimi). Si va avanti così... ;-).
Ma secondo te,dal punto di vsta etico e politico,è proprio così sbagliato
che un paese si doti di un arsenale atomico se ha reali esigenze di difesa
militare?Penso ad es. ad Israele le cui tecnologie militari non sono cero
frutto di un capriccio,ma di reali necessità di autodifesa del proprio
territorio

 > siamo.
Siamo a venerdì sera e ho avuto un pò di tempo per guardare un pò di
numeri. Mi risulta che un kg di lavoro separativo per centrifugazione
gassosa si aggiri attorno ai 200 KWh e non 60. Inoltre ho fatto il
conto per valutare il fabbisogno di sforzo per l'arricchimento. Per
l'arricchimento desiderato servono 17.6 Kg di lavoro separativo per
ogni Kg di metallo pesante posto in reattore. Poichè in reattore vanno
18 tonnellate per avere la potenza di 1.145 GWe ci siamo come numeri
(non sappiamo esattamente ogni quanto viene cambiato il combustibile
ma comunque ci siamo almeno come ordine di grandezza). Il che ci da
13.2 miliardi delle vecchie lire per arricchire quell'uranio che da
1GWe per un anno.

 gassosa si aggiri attorno ai 200 KWh e non 60.
Sicuro che tale dato non sia un pò datato (mi risulta che le prime
centrifughe funzionavano molto peggio di quelle odierne)?Ad ogni modo il
succo del discorso non cambia,il costo dell'arricchimento è pressocchè
gratutito (in questo caso diverrebbe mezza lira al Kwh) per cui arricchire
anche di molto l'uranio è conveniente,a mio parere,dati i vantaggi economici
ed ambientali che un maggior arricchimento comporta rispetto ad una
soluzione ad uranio naturale.
Sarebbe interessante conoscere altri dati,ad es., quanto costa il
confezionamento del combustibile e quanto costerebbe il suo eventuale
ritrattamento,per capire l'intera economicità del ciclo del combustibile,che
però mi sembra cmq interessante (anche considerando i possibili  usi non
elettrici dell'impianto!)

 casi.
Scusami,ma continuo a non capire.Alla riga "heavy metal loading" è riportata
la cifra di 26,8 tonn a GW termico per il Pwr che se non ho capito male
equivale a 48 tonn di uranio (35+38) a GWe;per cui il fatto che una centrale
tradizionale da 1000 MWe abbia bisogno,come io credevo,di 30 tonn di uranio
all'anno devo presumere sia sbagliata?Cosa sbaglio,altrimenti?
Poi il fatto che il Gt-Mhr richieda più uranio naturale è ovvio,nonostante
il maggiore rendimento,a causa delle perdite delle code per il maggior
arricchimento dell'uranio e qui ci siamo,sono d'accordo.
Apro una parentesi sul rendimento termodinamico del Gt-Mhr: è già oggi
altissimo,quasi del 50% anche rispetto un impianto termoelettrico
tradizionale (carbone ed oli,a parte quelli a metano;non mi risulta esistano
cicli combinati a carbone e a petrolio),ma la grande figata è che questa
progressione è solo agli inizi,visto si prevede si possa innalzare,con
innovazioni sul confezionamento del combustibile,ulteriormente la
temperatura di esercizio.Si parla ad es.,di sostituire lo strato di SiC con
uno a carburo di zirconio;si stima che nel breve periodo un rendimento
superiore al 60% sia possibile in questi impianti

 1GWe per un anno.
Anche a me i calcoli nel documento non mi tornano tanto.
Cmq volevo intervenire su quello di cui in precendenza avevate
discusso.Primo: il fatto che un reattore (ad es.i Candu rispetto a questi
Gt-Mhr) abbia meno plutonio allo scarico vuol dire che produce meno plutonio
o che ne consuma di più durante il ciclo di bruciamento o tutte e due le
cose insieme?Perchè altrimenti potrebbe essere una buona cosa,penso, il
fatto che si produca molto pu non adatto a fini militari nel caso si operi
il ritrattamento;diverso il discorso se il pu,prodotto in eguale
quantità,viene bruciato direttamente nel reattore.
Secondo: a quali conclusioni sono giunti e qual'è oggi lo stato dell'arte
degli studi sul bruciamento degli attinidi nei reattori veloci.
Terzo: per quanto riguarda i reattori veloci,perchè non puntare,anzicchè sul
raffreddamento ad elio che ha sicuramente i problemi di sicurezza
evidenziati da "baby elian"(oltre ai numerosi vantaggi economici e di
efficienza),sulle soluzioni innovative sempre a metalli liquidi,ma diverse
dal sodio,come il piombo e il bismuto (mi pare di aver letto che in Russia
esistono già applicazioni del genere)?

 svincolato da questioni tecniche.
Qui ad es.,
http://bcsia.ksg.harvard.edu/BCSIA_content/documents/repro-report.pdf
  a pag
64 al paragrafo "Sidebar : Reprocessing to Reduce the Need for Additional
Repositories" sostiene il contrario e cioè che il riprocessamento NON
diminurebbe il volume di scorie perchè di fatto ne aumenterebbe il calore da
esso generato che è la vera discriminante per il dimensionamento dei
depositi di scorie (" it is important to understand that traditional
approaches to reprocessing and recycling, such as those discussed in this
chapter, do not lead to reductions in the amount of repository space
required per unit of electricity generated. As discussed in the text, the
needed repository volume is determined by heat output of the wastes, and if
plutonium is recycled as MOX fuel in existing LWRs, the resulting buildup of
heat-generating minor actinides means that the total waste heat per unit of
electricity generated in this cycle is higher than for direct disposal of
spent nuclear fuel ").Non ho ben capito se questa è una proprietà dei soli
Mox o vale sempre se si opera il ritrattamento del combustibile

 
http://www.ieer.org/fctsheet/pu-props.html
Non mi pare si faccia cenno agli altri isotopi del Pu,dice solo che il 40
non può essere oltre una certa soglia (7%).
Che tu sappia,il test cui si fa riferimento alla fine è stato condotto con
le tecnologie di separazione isotopica al laser tipo avlis ?

 ti assicuro che era un bel bestione. La complicazione era notevole.
E' noto quanta energia ha prodotto il Sf e quanta ne sta producendo finora
(o ne ha prodotto,non so qual'è lo stato attuale del reattore) il phenix?Te
lo chiedo perchè su 
ecolo.org
 l'autore spiega che l'anno prima dello
spegnimento del Sf il reattore ebbe una disponibilità molto
elevata,addirittura dice del 90%.