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Titolo: Centrali nucleari a uranio naturale

Salve a tutti,
ho letto da varie parti(altri newsgroup) gente che parla di come siano
già esistenti centrali che sfruttano uranio naturali al posto che
uranio arricchito.
Io ho un libro di fisica nucleare scritto nel 2004 (uno dei testi
dell'ècole polytechnique) e l'unico modo che cita di sfruttamento
dell'uranio naturale è quello di reattore come superphenix, che mi
sembra essere molto lontano dall'essere un modo facilmente praticabile
e praticato.
Le differenze di performance tra un reattore che fissiona uranio
naturale e uno che ha bisogno di uranio arricchito mi sembrano
evidenti.
In una centrale normale da circa 1GW servono 90 tonnellate di uranio
naturale all'anno che va arricchito , in una a neutroni veloci una
sola tonnellata così com'è.
Direi che appena fosse facilmente realizzabile un sistema a uranio
naturale non ci sarebbe discussione sull'opportunità di usarlo.
Quindi mi pare strano non trovare riferimenti di alcun tipo a questi
reattori di cui parlano.
Voi sapete darmi informazioni?
 vi risulta qualcosa?
Grazie


io direi che il nucleare lo si dovrebbe lasciar perdere, e che un
paese con una politica energetica lungimirante ne dovrebbe fare a
meno, soprattutto per motivi economici e strategici

 wrote:

Le centrali ad uranio hanno un notevole passato. In Italia abbiamo
avuto anche una di queste centrali (Latina 160 MW) acquistata da un
consorzio inglese negli anni 50: combustibile U naturale, cladding
MAGNOX, moderatore grafite, refigerazione  con gas CO2. In Francia ed
in Inghilterra ne furono realizzati diversi esemplari. Questa filiera
aveva molti inconvenienti: alti costi, bassa efficienza termodinamica,
nocciolo di ragguardevoli dimensioni, difficoltà per il contenimento
(gli scambiatori grandi come torri), leakage della di CO2 radioattiva
di refrigerazione, necessità di continui spostamenti degli elementi di
combustibile.
alvaro

 Grazie
Mi sembra che tu confonda l' uso della parte non fissile del' uranio, l'
isotopo 238, che in natura è il 99,3% con l' uso dell' uranio naturale senza
aricchimento (o meglio, con l' arricchimento "naturale" dello 0,71%) nei
reattori nucleari di potenza : sono due cose distinte. Per sfruttare l'
uranio naturale non sono per forza necessari reattori autofertilizzanti a
neutroni veloci come il citato Superfenix, che invece sono obbligatori per
convertire in plutonio fissile l' uranio 238  l' uranio appena debolmente
arricchito (allo 0,2-0,3 %, ad es.), partendo da una iniziale "carica" di
plutonio o
uranio fortemmente arricchito (per lo più la prima); invece l' uranio
naturale può essere sfruttato senza arricchimento anche nei reattori
tradizionali a neutroni termici, purchè si usi come moderatore acqua pesante
o grafite (carbonio puro), gli unici materiali capaci di sostenere una
reazione a catena senza uranio arricchito, per es. oggi tutti i reattori
commerciali operativi in Canada sono di questo tipo, cioè i cosidetti Candu
refrigerati e moderati ad acqua pesante (la filiera dei reattori a grafite è
praticamente morta, invece). I Candu invece sono molto interessanti per una
serie
di motivi: per es. perchè fanno un uso molto efficiente dell' uranio
(persino doppio rispetto ai
reattori ad acqua leggera), per l' assenza della necessità dell'
arricchimento, la
maggiore semplicità della costruzione degli impianti nella configurazione
con
i tubi in pressione, la flessibilità del suo ciclo del combustibile capace
di sfruttare differenti combustiibili come uranio naturale o arricchito,
torio
in un ciclo quasi autososotenuto e  persino il combustibile esariuto
scaricato dai reattori ad acqua leggera, senza alcuna separazione chimica
(ciclo "DUPIC" sviluppato commercialmente in Corea del Sud); per es., in
particolare quest' ultimo è abbastanza interessante, si possono estrarre il
30-40% di kWh supplementari rispetto alla loro produzione in reattori ad
acqua leggera, senza la necessità di passare per la fase di riprocessamento
del combustibile e la separazione di plutonio puro
http://atomicinsights.blogspot.com/search/label/CANDU
http://www.nuclearfaq.ca/brat_fuel.htm
http://www.nuclearfaq.ca/cnf_sectionA.htm#SectionA

 ha scritto nel messaggio 
news:520d83ee-d03c-40b8...@y21g2000hsf.googlegroups.com...

Questa filiera, nata principalmente per fini militari (produzione di 
plutonio molto "puro" nell' istopo fissile 239) è ormai morta, non si 
costruiscono più da nessuna parte reattori Magnox. Sono invece molti 
interessanti (e credo a questi si riferisse Luca) i reattori ad acqua 
pesante di tipo canadesi, per una serie di motivi tecnologici e di 
efficienza nell' uso dell' uranio e dei diversi combustibili nucleari, che è 
invece una filiera molto attiva, anzi una buona parte dei reatori in 
costruzione nel mondo sono di qusto tipo, compreso quello di Cernavoda in 
Romania cui ha contribuito nella costruzione l' italiana Ansaldo 

 uranio fortemmente arricchito (per lo più la prima);
E' che non avevo trovato nei riferimenti spiegazioni di come potesse
venir ricavata energia dall'uranio 238 senza usare neutroni veloci.
Ero convinto del contrario in realtà: che servissero neutroni lenti
per produrre plutonio dall'U238 mentre servissero neutroni veloci per
fissionarlo.
Adesso mi guardo i riferimenti.

Ho letto i link e mi si sono chiarite un po' di cose.
Tutti questi tipi di reattori funzionano fissionando u235, non u238.
Non mi era chiaro.
Anche perchè non è che mi riferivo a qualcosa di specifico, mi
chiedevo cosa fossero quelle cose a cui si riferivano molto vagamente
altrove.
Direi che di sicuro sono un miglioramento rispetto ai reattori
normali, ma non quella megasvolta che immaginavo. Ma sistemi per
sfruttare il 238 invece non ce ne sono di "praticabili" vero?
Mi sorge una domana però...Che voi sappiate quanta energia serve  per
l'arricchimento. Di sicuro sembra un processo ben complicato e
dispendioso, ma sulla quantità di energia che viene prodotta in totale
quant'è???

 quant'è???
Dipende da molti fattori, il grado di arricchimento desiderato, il tipo di
reattore, ecc.. in generale diciamo che oggi con la tecnologia della
centrifugazione, che sta sostituendo quella della diffusione quasi ovunque,
occorrono circa 60 kWh di elettricità per produrre una unità di lavoro
separativo (in inglese, Swu : separative work unit) contro i 2500 kWh per la
"vecchia" diffusione; buona parte dell' arricchimento oggi avviene per
centrifugazione. Valori tipici per un reattore attualmente operativo sono ad
es. 50 MWg di calore (Megawattgiorno = 24 mila kWh) per kg di uranio
arricchito al 4,5%, occorrono 7,7 Swu (con le "code" arricchite allo 0,2%)
per ottenere un kg di uranio arricchito al 4,5%; in pratica l' uranio
arricchito restituisce centinaia di volte l' elettricità che è servito (con
la centrifugazione) per arricchirlo
Qui ci sono cmq alcuni dati:
http://www.uic.com.au/nip33.htm

 ha scritto nel messaggio
news:4ac3ff1e-d6a1-4f10...@59g2000hsb.googlegroups.com...

Appunto, è come pensavo e ho scritto, hai sovrapposto i concetti di uranio
naturale e di uranio 238 che sono due cose distinte. Come ogni cosa nella
tecnologia non esiste una soluzione perfetta, e nel caso dei reattori ad
uranio arricchito che apparentemente sarebbero più complessi c'è il
vantaggio che alla fine del ciclo, hai "solo" 20-35 tonn di scorie all' anno
contro le 150 tonn/anno di un Candu, per quanto quest' ultime consistano
quasi esclusivamente nell' uranio di partenza.
Faccio inoltre presente che anche l' uranio 238 in un reattore tradizionale
contribuisce alla produzione di energia, in piccolissima parte per le
fissioni veloci dello stesso 238 e per lo più per le fissioni in situ del
plutonio 239 che si produce per cattura neutronica dall' U-238; nei reattori
attuali, da un terzo alla metà circa dell' eletricità è prodotta dal 238,
non dal 235 come si potrebbe credere, l' unica differenza con i breeders è
che essi producono più combustibile fissile di quello che consumano in un
ciclo autosostenuto, a differenza dei reattori tradizionali che invece sono
per così dire in "perdita"

 per così dire in "perdita"
Qualche mese fa ho preparato un esame di neutrini studiandomi un
esperimento con nu da reattore e il paper finale diceva che gli unici
neutrini di cui non avevano misurato lo spettro ma di cui dovevano
solo fidarsi dei conti teorici affetti da errori più grandi erano
quelli derivanti dalle fissioni dell' U238 che "sono circa l'8% del
totale". E si trattava di un reattore PWR. Possibile siano così tante?
Poi mi rimane un ultimo punto che proprio non mi convince. Ho letto da
varie parti che i breeder usano neutroni veloci per produrre più
plutonio di quanto ne consumino mentre invece i candu sfruttano al
massimo i neutroni presenti (termalizzati però se) per poter usare
anche basse concentrazioni di U235.
Però la sezione d'urto per la cattura neutronica sull'uranio 238
crolla ad alte energie(ca. 10^-2 barn in discesa vertiginosa a 2MeV
contro ca. 1barn per n termici)
Appena sopra il MeV diventa ben importante la sezione d'urto per
fissione dell'U238(quasi 1 barn)
Di primo acchitto quindi  mi vien da pensare che per generare più
plutonio possibile il meglio sia usare neutroni lenti in una
configurazione in cui li recupero tutti(tipo CANDU), e dall'altro lato
che il motivo per usare n veloci sia poter far fissioni di U238.
Evidentemente non è così. Ma dov'è che sbaglio?
Da ultimo...Questi breeder da quanto ho capito funzionano circa come
superphenix come concetto. Come han risolto i vari problemi come
quelli dell'uso di sodio liquido?

 quelli dell'uso di sodio liquido?
Non sono molto informato su questo punto, ed onestamente non sono nemmeno un
gran sostenitore di questi impianti (se cmq qualcuno ha qualche notizia/info
in proposito, sarei contento di conoscerla anch'io), so cmq per certo che
all' interno del reattore tutti i peli liberi del sodio liquido debbono
essere protetti da un gas inerte (per es. argon, che essendo pi� pesante
dell' aria si "stratifica" facilmente ed � di costo agionevole) a pressione
 > atm, inolte esiste un doppio circuito sodio-sodio e sodio-vapore per
evitare reazioni esotermiche sodio-acqua; tuttavia, i vantaggi del sodio
sono altrettanto chiari : pu� essere utilizzato, per le sue elevate
prestazioni termodinamiche, a pressione atm o appena superiori, gli
eventuali incendi sono facilmente spegnibili con polveri speciali e cmq
risultano molto meno pericolosi di idrocarburi di pari peso (avendo il sodio
un pci 4 volte inferiore); inoltre, � possibile con esso operare la
refrigerazione di
emergenza per convezione naturale