Newsgroup: it.politica
Titolo: A proposito del nucleare sicuro

Da:
http://www.movisol.org/nuc2.htm
Cito:
La sicurezza intrinseca dei reattori ad alta temperatura HTR
Il Sud Africa ha rilanciato una tecnologia gi� collaudata, soprattutto
in Germania. I nuovi reattori non sono solo sicuri, ma versatili,
modulari e poco costosi, ideali per i paesi in via di sviluppo, ma
anche per le particolari esigenze dell'Italia
I reattori di fissione nucleare ad alta temperatura (HTR, High
Temperature Reactor) e la loro versione raffreddata a gas (HTGR)
rappresentano l'alternativa migliore gi� disponibile ai reattori ad
acqua leggera (LWR) e ad acqua pesante (HWR) che oggi sono comunemente
in uso negli impianti di produzione elettronucleare un po' in tutto il
mondo. Gli impianti dimostrativi pi� noti dell'HTR sono quello di
Dragon in Inghilterra, di Peach Bottom e di Ft. St. Vrain negli Stati
Uniti e quello di J�lich in Germania.
Nel prototipo AVR di J�lich � stata sperimentata con successo la
tecnica del prof. Rudolf Schulten, denominata "pebble-bed",
letteralmente un letto di ciottoli, per via della somiglianza delle
sfere del combustibile su cui scorre il fluido refrigerante al letto
di un torrente. Tra il 1967 ed il 1988 questo reattore ha funzionato
senza problemi con temperature in uscita tra i 900� ed i 950� gradi (i
normali reattori LWR operano ad una temperatura in uscita a
280�-330�). Il reattore di J�lich ha consentito di dimostrare che �
possibile avere una centrale "intrinsecamente sicura", come si vedr�
meglio oltre, mentre al tempo stesso apre la prospettiva di impiego
dell'HTR come fonte diretta di energia per tutta una serie di processi
industriali: gas di sintesi, gassificazione del carbone, produzione di
carburanti sintetici (soprattutto idrogeno), raffinazione di prodotti
petrolchimici, produzione di ammoniaca, dissalazione dell'acqua, ecc.
In Germania un reattore HTR di 500 MW di potenza � stato in funzione
per diversi anni, nella met� degli anni Ottanta, ma � stato poi chiuso
per motivi essenzialmente politici. Ci� nonostante, il lavoro di
ricerca � proseguito in Germania come pure negli Stati Uniti, a San
Diego, negli impianti della General Atomics Company.
Sebbene i risultati ottenuti dall'HTR a J�lich siano decisamente
incoraggianti, questa tecnologia non � ancora riuscita ad affermarsi
nella produzione commerciale di energia, e il motivo non � solo
l'ostilit� della lobby ambientalista. Mentre alcune difficolt� di
ordine tecnico che si presentavano in passato sono state per lo pi�
superate, l'HTR ha anche incontrato non poca opposizione in certi
settori dell'industria nucleare, in quanto presenta soluzioni del
tutto diverse e radicalmente innovative rispetto alle tecnologie
consolidate, soprattutto la LWR. Nuove prospettive si sono aperte per
l'HTR alla fine degli anni Novanta, grazie a nuovi progetti varati in
diversi paesi:
(1) In Cina � stato realizzato un modulo sperimentale HTR di 10
megawatt termici che impiega la tecnica del "pebble-bed". Il reattore,
realizzato presso l'Istituto di Tecnica dell'energia nucleare
dell'Universit� di Qinghua, � in funzione dalla fine del 2000.
(2) In Giappone � in funzione da qualche anno un reattore di 30MW.
realizzato dall'Istituto di ricerca nipponico per l'energia nucleare
presso i propri impianti di Oari. Al posto delle sfere, questo
reattore utilizza combustibile racchiuso in blocchi a forma di prisma,
ed � impiegato tra l'altro per studiare l'utilizzo del calore generato
direttamente nei processi industriali.
(3) Un programma congiunto americano, francese, giapponese e russo,
con la partecipazione, rispettivamente, di General Atomics, Framatome,
Fuji e Minatom, prevede la progettazione di un impianto modulare da
600 MW capace di bruciare il plutonio delle armi ricavandone energia a
basso costo.
(4) in Sud Africa la compagnia Eskom ha lanciato un ambizioso
programma che promette a breve termine di fare della tecnologia HTR
una risorsa commercialmente valida e molto pi� accessibile di quella
tradizionale.
Il progetto sudafricano
La strategia della Eskom punta ad impiegare dei reattori di piccole
dimensioni, 110 MW, che presentano numerosi vantaggi, come quello di
essere prodotti in maniera standardizzata e di essere modulari. Ad
esempio la Eskom si ripromette di costruire in un unico sito 10 moduli
da 110 MW, ed in tal modo avere un impianto paragonabile a quello di
un unico reattore LWR o HWR che solitamente hanno una potenza di 1000
MW.
l vantaggi che sono propri di un reattore di piccole dimensioni, come
la modularit�, la standardizzazione di progetti e procedure, la
prefabbricazione dei componenti e semplificazioni supplementari,
interessano in particolare i paesi in via di sviluppo che possono
importare dal Sud Africa queste unit� di potenza a costi contenuti.
Senza disporre in partenza di tutti i prerequisiti per le grandi
centrali - una moderna rete elettrica capace di assorbire la potenza
elevata, molto personale qualificato, grandi investimenti di capitali
- con le piccole centrali HTR i paesi in via di sviluppo possono
usufruire dei vantaggi intrinseci dell'energia nucleare nella
prospettiva di potenziare progressivamente questo settore con
investimenti successivi. Le piccole dimensioni e la tecnica
standardizzata garantiscono tempi di costruzione molto ridotti e un
facile adeguamento modulare alla crescita del fabbisogno di potenza.
Alla Eskom calcolano che, una volta raggiunti certi standard di
produzione, dall'ordinazione all'entrata in servizio dell'impianto non
debbano trascorrere pi� di tre anni, due dei quali per la costruzione
vera e propria. Ovviamente diversi reattori modulari possono essere
costruiti contemporaneamente.
Alla fine del decennio alla Eskom prevedono di essere in grado di
produrre 30 reattori l'anno, 10 per uso interno e 20 per l'export. Tra
i clienti pi� probabili figurano Cina e Taiwan, Corea del Sud, India e
altri paesi asiatici.
I costi
Il costo di sviluppo del primo reattore sudafricano � di 72 milioni di
dollari. La costruzione della prima centrale dovrebbe costare 100
milioni di dollari e le prime dieci successive circa 90 milioni. Si
stima inoltre che con questa tecnologia i costi complessivi
dell'energia possano essere ridotti fino a 2 centesimi di euro per Kwh
(il prezzo di generazione in Italia oscilla tra i 3,6 ed i 5,91
centesimi, e si pu� considerare una media di 4,6 centesimi).
La stima ha sollevato molte perplessit�, in particolare tra coloro che
non hanno un'idea chiara di questa tecnologia. Ma alla Eskom sono
sicuri di aver fatto bene i conti.
Uno dei fattori pi� importanti di contenimento dei costi � quello
della sicurezza intrinseca passiva che contraddistingue l'HTR
denominato PBMR (Pebble-bed Modular Reactor). I reattori convenzionali
infatti debbono essere dotati di sistemi attivi ridondanti di
sicurezza che finiscono per incidere notevolmente sui costi, mentre il
PBMR non pu� in alcuna cicostanza surriscaldarsi o emettere
radioattivit�, come � chiarito di seguito.
Un secondo fattore � l'alto tasso di sfruttamento del combustibile
fissile rispetto alle tecnologie tradizionali. Altri fattori di
economicit� riguardano la realizzazione di impianti che essendo di
modeste dimensioni e richiedendo procedure gi� standardizzate
comportano un costo inferiore rispetto agli impianti tradizionali.
L'impresa sudafricana si avvale di importanti contributi
internazionali nello sviluppo della tecnologia PBMR. Oltre alla
collaborazione della Germania, dove la tecnologia � stata
originariamente sviluppata, il progetto � anche assistito
dall'Istituto Kurchatov russo, dove vengono effettuati collaudi degli
elementi di combustibile, dalla AEA inglese, dalla NRG olandese e
dalla INET cinese.
Beneficio per l'industria
La versatilit� inerente del sistema PBMR apre prospettive che non si
limitano alla produzione elettronucleare, ma, come sottolineano i
tecnici della Eskom, con il recupero del calore residuo che raggiunge
anche i 90�, si prospettano applicazioni termiche come la dissalazione
dell'acqua. Su questo tema sono iniziate delle consultazioni con
l'International Atomic Energy Agency e con il governo del Marocco.
L'impiego del PBMR nei processi industriali gode del vantaggio che gli
impianti possono essere ubicati praticamente ovunque: in zone isolate,
come lo possono essere i giacimenti minerari in cui occorre molta
energia per gli impianti estrattivi, per le raffinazioni preliminari,
per le lavorazioni chimiche sul luogo; ma anche, data la sicurezza
intrinseca dell'impianto, in zone abitate, dove servono per le
applicazioni termiche industriali.
Che cos'� il pebble-bed
Fin dall'inizio l'HTR fu concepito come un reattore intrinsecamente
sicuro e soprattutto economico, ma anche altamente versatile,
modulare, di facile esercizio e manutenzione.
L'aspetto essenziale della sicurezza intrinseca � dovuto
all'invenzione, in America, delle "coated particles", le particelle di
combustibile avvolte da rivestimento ceramico. Solitamente all'uranio
per i reattori viene data la forma di cilindretti che vengono infilati
nelle guaine metalliche, le barre di combustibile. Nell'HTR invece il
combustibile � costituito da granelli di ossido di uranio fini come la
sabbia che sono incapsulati in diversi strati di materiali resistenti
alle alte temperature, soprattutto carburo di silicio. Il vantaggio
fondamentale di questa schermatura � che essa assorbe quasi tutti i
prodotti di fissione sviluppati dall'uranio trattenendoli anche quando
vengono raggiunte le temperature pi� elevate.
Nel "pebble-bed" gli elmenti di combustibile sono costituiti da sfere
delle dimensione di una palla da tennis, detti "pebble" (ciottoli).
Ciascuna di queste sfere contiene migliaia di sferette di uranio con
il relativo rivestimento, il tutto racchiuso in una matrice di
grafite. I "pebble" a loro volta possono essere dotati di altri
rivestimenti allo scopo di aumentarne la capacit� di assorbire i
prodotti di fissione o per dotarli di maggiore resistenza ad
ossidazione e corrosione. L'ultima opzione serve in particolare nel
caso in cui come refrigerante si usi l'acqua al posto dell'elio, com'�
previsto nel modello del pebble-bed a bassa temperatura ideato dal
prof. Schulten.
Il nocciolo del reattore � un contenitore riempito di centinaia di
migliaia di sfere, la sua forma � cilindrica con l'estremit� inferiore
a forma di imbuto. A regime, ciascuna sfera produce circa 500 watts di
calore. Diversamente dai normali reattori ad acqua leggera, che
debbono essere spenti solitamente una volta l'anno per consentirne
l'alimentazione, il pebble-bed � un sistema a ricarica continua: le
sfere deplete vengono scaricati dalla parte inferiore ad imbuto del
nocciolo e quelle nuove vengono aggiunti dall'alto.
Dosando l'introduzione delle sfere nuove insieme a quelle gi�
parzialmente sfruttate e l'introduzione di altre fere di grafite per
moderare la reazione, � possibile calibrare il livello di reattivit�
desiderato.
Il modello sudafricano del PBMR consta di un nocciolo alto 18 metri in
cui sono contenuti circa 300 mila sfere di combustibile e 130 mila
sfere di grafite. Per la vita utile del reattore � previsto un consumo
complessivo di sfere pari a 10-15 ricariche complete di combustibile.
Nelle prime fasi di alimentazione l'uranio sar� arricchito al livello
del 4% e successivamente dell'8%. Ciascuna sfera contiene circa nove
grammi di uranio.
L'assenza di guaine metalliche garantisce l'impossibilit� di guasti di
natura meccanica - inceppamenti o pericolose torsioni - che possono
verificarsi nei reattori tradizionali. Le barre di controllo non
scorrono nel nocciolo ma in appositi canali esterni.
Sulla scorta delle esprienze sin ora acquisite � assodato che il
rilascio di prodotti radioattivi dagli elementi di combustibile � a
livelli bassissimi, di gran lunga inferiori a quelli dei reattori LWR
che operano a temperature molto pi� basse. Il rivestimento che scherma
il combustibile � in grado di assorbire i prodotti di fissione
restando inalterato fino alla temperatura di 1600�. Di contro, le
guaine metalliche delle barre nei reattori LWR finirebbero per essere
danneggiate a temperature molto inferiori, con conseguente fuga di
materiale radioattivo.
L'elio liquido impiegato come refrigerante nel reattore pebble-bed di
500 MW di Schmeehausen in Germania aveva un livello di radioattivit�
tanto basso che una sua ipotetica inalazione non avrebbe comportato
rischi di sorta.
I reattori HTR sono stati resi ancora pi� "puliti" dal successo
conseguito dai laboratori diretti dal prof. Schelten nel mettere a
punto un nuovo materiale ceramico a base di carburo di silicio, il
"Siamant". La nuova ceramica consente di realizzare delle sfere che
non lasciano fuoriuscire nessuna radioattivit�, anche nel caso fossero
raggiunte le temperature massime concepibili in caso di incidente,
errore o anche sabotaggio del reattore.
La bassissima emissione di radioattivit� del combustibile in qualsiasi
circostanza ammissibile, consente una semplificazione notevole degli
impianti e dell'esercizio dell'HTR. Rende in particolare pi� facile
produrre elettricit� a ciclo diretto, ponendo cio� la turbina
direttamente nei circuiti di raffreddamento del reattore, per ottenere
rendimenti maggiori. Nei reattori tradizionali l'acqua di
raffreddamento che entra in turbina deve essere trattata con
particolari accorgimenti per minimizzarne la radioattivit�.
Turbine ad elio
Il PBMR in fase di realizzazione in Sud Africa presenta un'innovazione
molto importante rispetto ai modelli precedenti in quanto per la prima
volta l'elettricit� per uso commerciale sar� generata a ciclo diretto.
La turbina ad elio � caratterizzata dalla stessa semplicit� e
compattezza che distinguono tutto il progetto HTR. Come fluido
termovettore l'elio � di gran lunga pi� efficiente dell'acqua,
garantisce cio� un maggior rendimento termico. Inoltre, nell'elio la
velocit� del suono � cinque volte maggiore di quella dell'aria,
questo, consentendo una velocit� di rotazione molto elevata, comporta
una notevole riduzione delle dimensioni della turbina. In terzo luogo
l'elio � chimicamente e radiologicamente inerte.
Il PBMR prevede un unico circuito di refrigerazione ad elio, senza i
costosi scambiatori di calore e i circuiti secondari ad acqua dei
tradizionali reattori ad acqua leggera. Attraversando il nocciolo del
reattore, l'elio raggiunge la temperatura di 900� e passa direttamente
in turbina dove la sua espansione termica si trasforma in moto
rotatorio per l'alternatore che produce elettricit�. L'elio espanso
viene quindi riciclato da due turbocompressori che lo rimmettono nel
nocciolo ad una temperatura di 569�. A tale temperatura di esercizio
l'HTR sudafricano raggiunge un rendimento netto del 45%, rispetto a
quello del 30-35% dei tradizionali reattori LWR.
Il calore residuo, rimosso da una refrigerazione ad acqua o ad aria, �
a disposizione delle applicazioni termiche industriali o civili.
La sicurezza intrinseca
Per apprezzare fino in fondo la sicurezza intrinseca dell'HTR si
tengano presenti le due impostazioni diverse seguite nel definire la
sicurezza degli impianti nucleari.
Nei principali impianti commerciali si parte dal calcolo di
probabilit� in cui il rischio che si verifichi un'emissione pericolosa
di radioattivit� � tanto basso da essere considerato "accettabile", o
meglio, "insignificante", messo a confronto degli altri rischi delle
attivit� industriali o i rischi comunemente accettati nella vita
quotidiana.
Scopo della progettazione non � l'eliminazione di ogni possibilit� di
un incidente serio, perch� questo � intrinsecamente impossibile con la
tecnologia LWR, ma quello di ridurne la probabilit� al minimo
concepibile grazie alla ridondanza dei sistemi di sicurezza.
Secondo l'altra impostazione invece, seguita con l'HTR, sono le
caratteristiche fisiche del reattore che escludono, in ogni condizione
concepibile, la possibilit� di un incidente che possa provocare
l'emissione di dosi apprezzabili di radioattivit�. � opportuno notare
che questa seconda impostazione � anche alla base della progettazione
di altri reattori di moderna concezione.
Mentre � ovvio che la seconda impostazione � preferibile alla prima,
per vari motivi dovuti alla storia del settore, nell'industria
elettronucleare prevale ancora la prima impostazione.
La caratteristica fisica di base dei grandi reattori LWR che oggi sono
pi� diffusi presenta essenzialmente due possibilit� di incidenti seri,
in linea di principio:
. Incidente di reattivit�. Una reazione a catena incontrollata che si
verifica come conseguenza di imprevisti che vanno dai guasti al
sistema di controllo, ad errori nelle procedure fino al sabotaggio.
. Un surriscaldamento, che pu� anche comportare la fusione del
nocciolo, che comporta la rottura delle barre del combustibile e
conseguente emissione massiccia di radioattivit�. Questo pu� essere
provocato da guasti ai sistemi di raffreddamento, o il loro semplice
spegnimento per errore o per sabotaggio.
Un incidente del primo caso � quello che port� al disastro di
Cernobil. Un incidente del secondo caso � quello che si verific� a
Three Miles Island. In questo secondo caso i livelli pericolosi di
radioattivit� furono raggiunti solo dentro gli impianti della centrale
e in nessun caso nei vicini centri abitati. Il danno comunque fu grave
perch� la chiusura e lo smantellamento dell'impianto comport� costi
davvero elevati.
I problemi del primo tipo sono complicati dal fatto che i reattori LWR
non sono alimentati continuamente, ma debbono essere spenti e
ricaricati. Ogni nuova ricarica delle barre di combustibile deve avere
una notevole reattivit� in eccesso, quanta ne occorre per poter
mantenere per diversi mesi l'autosostenimento della reazione nucleare
di fissione (criticit�) anche in una situazione in cui buona parte del
combustibile � gi� depleto. Se, per qualsiasi motivo, le barre di
controllo della reazione finiscono per essere ritirate, la reazione a
catena uscirebbe presto da ogni controllo, con conseguenze disastrose.
In pratica un'evenienza di questo tipo � resa del tutto remota dai
sistemi di controllo automatico, di spegnimento d'emergenza e altri
sistemi di sicurezza.
Ad aggravare il secondo problema c'� il fatto che nel periodo di
attivit� normale, un reattore accumula una gran quantit� di prodotti
di fissione radioattivi che generano calore. Di conseguenza, una volta
spento il reattore, ponendo fine alla reazione a catena, queste
sostanze radioattive nel nocciolo continuano a produrre calore che
deve essere asportato dai sistemi di raffreddamento. Nei moderni LWR,
dove il calore generato dopo la reazione � tale da compromettere
l'integrit� dei materiali, una volta spenta la reazione il
raffreddamento del nocciolo � affidato a appositi sistemi multipli,
concepiti in maniera tale da potersi supplire a vicenda, per cui la
possibilit� che finiscano fuori servizio tutti insieme � estremamente
remota.
Mentre � fuori di dubbio che i reattori LWR attualmente in funzione
siano molto sicuri, occorre notare che questa sicurezza � ottenuta al
prezzo di grossi investimenti nelle strutture e nei sistemi che la
debbono garantire e dalla estrema severit� nella produzione dei
componenti ("qualit� nucleare"). Complessivamente la sicurezza assorbe
attorno al 30-50 per cento del costo complessivo di un impianto. A ci�
si aggiunge il fatto che complessivamente l'impianto assume una
complessit� tale da renderne la realizzazione e l'esercizio possibili
soltanto nel settore avanzato.
Sono stati anche concepiti reattori ad acqua leggera eliminando la
necessit� di tutti i sistemi attivi di raffreddamento per far fronte
ai due tipi d'emergenza indicati. Questo pu� essere fatto riducendo la
radioattivit� in eccesso e disponendo dei serbatoi per l'acqua di
raffreddamento sopra il nocciolo del reattore, in modo che possano far
fluire l'acqua per gravit�, evitando pompe e circuiti. Ma si tratta di
concezioni relativamente remote dal mondo della produzione commerciale
di energia elettronucleare perch� comportano costi notevoli. In
sostanza il limite � principalmente dovuto alla stessa tecnologia LWR,
in quanto fu originariamente sviluppata per i motori nucleari dei
sottomarini della marina USA, dove i livelli di sicurezza non sono
paragonabili a quelli richiesti nei grandi impianti per uso civile.
L'HTR invece, specialmente nella versione pebble-bed, � una tecnologia
sin dall'inizio impostata su criteri di sicurezza intrinseca che
prescinde da strutture di sicurezza aggiuntive. In tal modo � una
tecnologia che pu� garantire la crescente economicit� del nucleare.
Due aspetti della sicurezza intrinseca
Il primo aspetto della sicurezza intrinseca dell'HTR � un coefficiente
di reattivit� fortemente negativo. Questo significa che l'efficienza
della reazione a catena (il numero medio di reazioni di fissione
innescate da un dato neutrone nel reattore) diminuisce molto
rapidamente con l'aumentare della temperatura. Questo � dovuto alla
geometria del nocciolo e dal materiale che modera la reazione, cio�
soprattutto la grafite. Di conseguenza, quando la temperatura supera
di molto quella di esercizio, che � di circa 900�, il reattore diventa
automaticamente "subcritico", ovvero, la reazione a catena rallenta
rapidamente, senza alcun intervento dall'esterno.
Questo "spegnimento automatico" che si verifica spontaneamente nel
giro di qualche frazione di secondo � stato pi� volte dimostrato con
il reattore sperimentale AVR di J�lich. Ad esempio, mentre il reattore
era a piena potenza, sono state repentinamente ritirate le barre di
controllo ed � stato contemporaneamente disattivato il sistema di
raffreddamento. In un reattore tradizionale questo comporterebbe il
disastro totale. Ma nell'AVR non � successo niente: la reazione a
catena si � immediatamente fermata e la temperatura nel reattore �
rimasta nei limiti di tolleranza degli elmenti del combustibile.
Il secondo aspetto riguarda le dimensioni modeste del reattore PBMR e
la sua densit� relativamente bassa; queste caratteristiche consentono
una naturale diffusione del calore attraverso il contenitore del
reattore (vessel) per cui, una volta spento il reattore, il
"raffreddamento passivo" � sufficiente a mantenere la temperatura
massima del nocciolo ben al di sotto i 1600� che sono il limite di
tolleranza degli elementi di combustibile.
Queste due caratteristiche primarie escludono, in ogni circostanza, la
possibilit� di un incidente di reattivit�, senza alcun apporto di
sistemi di sicurezza aggiuntivi, con tutti i vantaggi economici e di
sicurezza che da ci� conseguono.
Trattamento delle scorie
Il sistema PBMR promette efficienza e sicurezza anche nel trattamento
delle scorie. Nella progettazione degli impianti PBMR � previsto lo
stoccaggio del carburante depleto in appositi contenitori in cui viene
accumulato nel corso dei quarant'anni di vita utile prevista
dell'impianto, senza doverlo trasportare altrove. Alla chiusura
definitiva degli impianti, il carburante depleto vi rester� stoccato
per altri quarant'anni prima di essere trasportato nel deposito di
confinamento, come ogni altra scoria nucleare.
Gli elementi sferici sono gi� di per s� pi� facili da trattare delle
barre dei sistemi PWR. Inoltre il rivestimento ceramico garantisce il
contenimento dei prodotti radioattivi della fusione. La straordinaria
stabilit� del carbonato di silicio garantisce l'isolamento dei
prodotti radioattivi per un arco di un milione di anni, che � un
periodo pi� lungo dell'attivit� dello stesso plutonio. Cos� anche il
confinamento delle scorie si presenta molto pi� pratico ed economico
di altri combustibili nucleari.
--------------------
Bene, ricordiamoci che la societ� Alcoa, multinazionale
dell'alluminio, ha annunciato che
abbandoner� il nostro paese a causa dell'elevato costo dell'energia
(migliaia di posti di
lavoro a rischio).
La soluzione, l'unica soluzione, per il nostro paese, potrebbe essere
un consorzio a livello
europeo che produca in serie un numero elevato di reattori nucleari
PBR, tutti identici,
consentendoci di ottenere economie di scala e risparmi di costi sui
progetti.
Il design PBR � particolarmente utile in questo caso, perch� il
progetto di questa tipologia
di reattori � molto semplice, e consentirebbe la produzione in serie
di un elevato numero
di centrali che poi dovrebbero solo essere assemblate in siti
specifici in tutta Europa.
Se l'Italia non fa questo, deve rassegnarsi ad un sistema energetico
totalmente dipendente
dall'estero ed assolutamente non competitivo.

 Da:
Devo chiederti un favore.
Cortesemente evita di postare i messaggi del nuovo
ng It Politica su questo NG.
Se si vogliono commentare, siamo felici che ci� accada,
ma sul NG protetto It Politica e non qui.
Ti ringrazio in anticipo per la tua cortesia.

 
Io direi che comunque nn siamo ancora alla soluzione definitiva anche se 
ci stiamo avvicinando.
Quidni a mio avviso � possibile l'investimento ma si devono ancora 
riservare risorse allo sviluppo.
Ovvio non voglio prospettare il reattore a fusione nel breve periodo... 
ma magari!?!

 anche per le particolari esigenze dell'Italia
E' una tecnologia interessante, in particolare per l' uso dell' elio in un
ciclo chiuso con turbine gas ad alta efficienza (un p� come i cicli
combinati a metano), anzicch� i comuni cicli a vapore, ma non risolve il
problema dell' eliminazione delle scorie a lunga vita o della sostenibilit�
complessiva del nucleare basato sull' uranio in un ciclo non 
autofertilizzante, anzi se possibile lo
complica, perch� le sfere di combustibile sono molto pi� difficili da
ritrattare/riciclare (questo pu� essere considerato un vantaggio o
svantaggio a seconda di come si vedono le cose, per es. dal punto della
vista proliferazione � un bene che il combustibile radioattivo non sia
praticamente ritrattabile)
C' �  invece una strategia molto migliore, ed � quella, anche essa in
passato gi� ampiamente dimostrata, basata sulla tecnologia dei reattori a
sali fusi (molten salt reactor, o MSR),
http://en.wikipedia.org/wiki/Molten_salt_reactor
in cui il combustibile � in forma liquida (fluoruri e cloruri) ad alta
temperatura, ed il torio (non l' uranio) come combustibile in un ciclo
autofertilizzante, ovvero che venga sfruttato il 100% del combustibile e
non meno dell' 1% dell' uranio come avviene oggi nei reattori ad acqua.
Negli anni '60 e '70 furono realizzati due prototipi di enorme successo, l'
Are e il MSRe,
http://en.wikipedia.org/wiki/Aircraft_Reactor_Experiment
http://en.wikipedia.org/wiki/Molten-Salt_Reactor_Experiment
la tecnologia venne poi accontonata dal governo Usa a favore dei breeders al
plutonio solo per ragioni militari (il torio non permette usi militari del
nucleare), non di tipo economico o di fattibilit�. Inutile dire che oggi le
priorit� sono totalmente rovesciate. Consiglio anche la sintesi video di 25
min di google tech
http://www.youtube.com/watch?v=EHdRJqi__Z8
Non solo i MSR (o LFTR, liquid fluoride thorium reactor, ma � lo stesso)
eliminano il problema della produzione e gestione delle scorie a lunga vita
(anzi possono distruggere quelle gi� prodotte, ed alimentarsi solo a partire
da esse) e sono perfettamente sostenibili dal punto di vista
energetico/ecologico (le riserve di torio, cos� sfruttato, sono praticamente
illimitate su scala umana, rendendo i MSR praticamente una fonte
perfettamente rinnovabile), ma hanno enormi margini di sicurezza di tipo
"passivo", indipendenti dall' intervento umano, cos� che n� un incidente
come Chernobyl, n� come TMI (per perdite di refrigerante) pu� in effetti
avvenire, il reattore si spegne e si manitiene in uno stato stabile non
critico, ma non esplode o subisce danni gravi