Nucleare di terza generazione

Nucleare di terza generazione

Le tecniche di progettazione delle centrali nucleari possono essere divise in generazioni. La prima generazione è stata sviluppata nel secolo scorso, più precisamente tra gli anni ’50 e ’60 e questo tipo di centrali elettriche non è più in uso. Le centrali nucleari di seconda generazione hanno iniziato la loro “vita” negli anni ’70 e la grande maggioranza delle centrali nucleari oggi funzionanti sono state costruite su questi principi, con gli opportuni aggiustamenti.

La terza generazione dei reattori nucleari nasce invece sul finire degli anni ’90. Il primo reattore di questo tipo è stato costruito in Giappone nel 1996 ed il suo design è stato approvato anche per l’Europa. La tecnologia è migliorata rispetto alla seconda generazione, e più precisamente i miglioramenti riguardano il carburante, la superiore efficienza termica, i sistemi di sicurezza passiva, la progettazione standardizzata per la manutenzione ridotta e minori costi. Inoltre i miglioramenti nella tecnologia dei reattori hanno portato ad una durata più lunga di funzionamento (60 anni di attività, estensibili fino ad oltre 120 anni di funzionamento prima di rendere la sostituzione un processo necessario). Molto più dei reattori di seconda generazione che duravano 40 anni estendibili ad 80. La sicurezza di questi reattori è molto maggiore rispetto ai loro predecessori tanto che si calcola una riduzione di circa 20 volte del rischio di incidenti gravi.

Il primo reattore di III generazione in Europa doveva essere finito nel 2009 in Finlandia, sull’isola di Olkiluoto, ma momentaneamente i tempi si sono talmente allungati che si sta pensando di integrarla con tecnologie di quarta generazione. Questo però potrebbe comportare un’attesa addirittura di altri 20 anni. Le caratteristiche principali delle centrali nucleari di terza generazione sono:

• Disegno standardizzato per le licenze, con riduzione delle spese in conto capitale e diminuito tempo necessario per la costruzione;
• Design più semplice adattato per la resistenza ad esplosioni o ad errori;
• Maggiore disponibilità di generatori e di tempo prolungato di sfruttamento;
• Diminuzione della probabilità di fusione del nocciolo;
• Impatto minimo sull’ambiente;
• Riduzione della necessità di carburante che provoca anche meno rifiuti radioattivi.

Il vantaggio principale rispetto alla seconda generazione è l’aggiunta di soluzioni tecnologiche che hanno effetto positivo sulla sicurezza passiva della rete. Queste soluzioni passive non utilizzano alcun controllo attivo come l’intervento dell’operatore, al fine di avere maggiori probabilità di successo nella sicurezza. I sistemi infatti riguardano principi naturali come la gravitazione o la resistenza del materiale alle alte temperature.

Come per i reattori di II generazione, anche quelli di III hanno dei nomi e sono:

• Reattore avanzato ad acqua bollente (ABWR), utilizzato in Giappone nel 1996 ed oggi esportato in Usa;
• Reattore avanzato ad acqua pressurizzata (APWR), sviluppato dalle Mitsubishi Heavy Industries, utilizzato oggi in Giappone e Usa, migliorato per i sistemi di sicurezza combinati attivi-passivi e per l’introduzione di un riflettore di neutroni che ne migliora l’efficienza;
• CANDU 6 migliorato (EC6), sviluppato da Atomic Energy of Canada Limited (utilizzato in Canada);
• VVER-1000/392 (PWR), in varie modifiche in AES-91 e AES-92 (utilizzato in Russia ed Est Europa).

Oltre a questi esistono dei miglioramenti che fanno diventare i reattori di Generazione III+, più economici e sicuri, e questi sono:

• Reattore CANDU avanzato (ACR-1000);
• AP1000, basato su AP600 ma con maggiore potenza e più resistente (dicono a prova di terremoto e di impatto aereo), ma molto inquinante, è utilizzato in Cina e Stati Uniti;
• Reattore pressurizzato europeo (EPR), un “discendente evolutivo” della N4 Framatome e dei reattori Siemens Power Generation Division Konvoi, utilizzato molto in Francia, Germania, Gran Bretagna, USA e India con alcuni progetti avviati in Cina e Finlandia;
• Reattore ad acqua bollente economico semplificato (ESBWR), basato su ABWR, utilizza il ricircolo naturale dell’aria, abbattendo i costi (anche del 60-70% rispetto agli altri reattori ad acqua bollente) grazie al risparmio di complessi sistemi d’areazione. Nonostante questo è poco usato, e solo negli States;
• APR-1400, un PWR avanzato utilizzato dagli USA;
• VVER-1200/392M (PWR), un AES-2006 migliorato con funzioni di sicurezza per lo più passive;
• VVER-1200/491 (PWR), un altro AES-2006 con caratteristiche di sicurezza attiva;
• UE-ABWR, basato su ABWR con uscita power aumentata e conforme allo standard di sicurezza UE;
• PWR avanzato (APWR), chiamato anche PWR di quarta generazione è sviluppato dalle Mitsubishi Heavy Industries.

Ed infine c’è l’ultima sotto-generazione di questi reattori che si chiama III++ e riguarda solo l’MPower, un reattore avanzato ad acqua leggera in fase sviluppo da parte di Babcock and Wilcox e Bechtel.

Se in Italia dovesse ritornare il nucleare, la terza generazione è quella scelta dal Governo e dalle imprese coinvolte. Il reattore utilizzato sarà l’EPR, quello utilizzato maggiormente in Europa. La scelta è dovuta al fatto che questo genere di reattore è quello che, tra gli altri, aderisce meglio agli standard europei sulla sicurezza, ed è anche il meno costoso grazie ad una tecnologia (che però non verrà utilizzata in Italia, a meno che non si ritardino i piani) che permette di abbattere i costi del 50%, facendo scendere il costo di una centrale a “soli” 5 miliardi di euro stimati.

Gli obiettivi principali della progettazione del design dell’EPR di generazione III+ sono un’aumentata sicurezza ed una maggiore competitività economica rispetto al precedente PWR, raggiungendo una potenza elettrica di 1650 MWe (Megawatt elettrici), con potenza termica 4.500 MWt (Megawatt termici). Il reattore può utilizzare combustibile arricchito al 5% di ossido di uranio, facoltativamente con fino al 50% di combustibili a ossidi misti di uranio plutonio.

Il progetto EPR ha diverse misure di protezione attiva e passiva contro gli infortuni:

• Quattro sistemi d’emergenza di raffreddamento indipendenti, ciascuno capace di raffreddare il reattore dopo lo spegnimento;
• Contenimento stagno intorno al reattore;
• Contenitore extra e raffreddamento di zona, se un nucleo fuso riesce a fuggire dal reattore;
• Muro in cemento a due strati con spessore totale di 2,6 metri, progettato per resistere all’impatto di aerei e sovrapressione interna.

Uno svantaggio che però le società produttrici tendono a minimizzare riguarda le scorie. E’ vero che i rifiuti radioattivi prodotti dalle EPR e dalle centrali nucleari di terza generazione in generale sono inferiori (circa del 30%) rispetto a quelli della seconda e della prima generazione, ma questi sono più radioattivi del 15%, il che significa che la loro pericolosità è maggiore appena “sfuggiti” dal controllo, e rimangono pericolosi per un tempo maggiore, anche milioni di anni.

Il 4 novembre 2009, le autorità centrali nucleari di regolamentazione in Francia, Finlandia e Regno Unito hanno pubblicato una lettera congiunta indirizzata ad Areva, citando seri problemi con l’EPR nella strumentazione digitale e nei sistemi di controllo. La lettera indicava:

Il problema principale è garantire l’adeguatezza dei sistemi di sicurezza (quelli usati per mantenere il controllo dell’impianto se va al di fuori delle condizioni normali), e la loro indipendenza dai sistemi di controllo (quelli utilizzati per l’esercizio dell’impianto in condizioni normali). L’indipendenza è importante perché, se un sistema di sicurezza fornisce una protezione contro il fallimento di un sistema di controllo, non dovrebbero mancare insieme. Il progetto EPR, come originariamente proposto dai licenziatari e dal produttore, AREVA, non rispetta il principio di indipendenza, in quanto vi è un altissimo grado di interconnessione complesso tra i sistemi di controllo e sicurezza.

Insomma, nonostante le maggiori misure di sicurezza prese, ancora non sono completamente sufficienti a far dormire sonni tranquilli a chi ci lavora e a chi abita vicino alle centrali. Per questo ed altri motivi la ricerca è andata avanti partorendo i reattori di quarta (e finora ultima) generazione.

Per approfondire:

• Centrale in Finlandia
• Energia nucleare
• Incidente di Tricastin
• Nucleare di seconda generazione
• Orlandi sul nucleare di terza generazione
• Ritorno nucleare in Italia
• Siti probabili nucleare in Italia

[Fonti: Our Energy, Wikipedia, New York Times]