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Programmi di Ricerca in America - Maurizio Cumo -
In risposta a sei richieste specifiche da parte del Congresso USA (House Report 107-258) il Dipartimento dell'Energia USA ha elaborato un programma di ricerca e sviluppo sul ciclo del combustibile nucleare per il breve (Advanced Fuel Cycle Initiative - AFCI-I) e medio termine (AFCI-II).
Il primo programma tratta ricerche da compiere per il ritrattamento del combustibile nucleare esaurito (irraggiato)e specificatamente per ridurre il volume da impegnare nel suo definitivo deposito geologico.
Tale programma considera il recupero dell'uranio da tale combustibile esaurito (96%) e la riduzione del rischio di proliferazione mediante distruzione del plutonio ivi contenuto.
Queste tecniche dovrebbero essere disponibili su scala industriale in modo tale da permettere il migliore utilizzo per il deposito geologico di Yukka Mountain in fase di allestimento.
Il programma AFCI-II si riferisce a un successivo sviluppo delle tecnologie più adatte per il ciclo del combustibile al fine di ridurre in maniera sostanziale la radiotossicità e l'autoriscaldamento dei rifiuti destinati al deposito geologico.
Tali tecnologie sono collegate al successo commerciale dei reattori nucleari che verranno sviluppati nell'ambito del programma "Generation IV",e pertanto il loro sviluppo va considerato a lungo termine (a partire dal 2030).
Esse,in caso di successo, ridurrebbero la radiotossicità dei rifiuti provenienti dal combustibile esaurito al livello di quella dei minerali naturali originali di URANIO nell'arco di tempo massimo di circa 1000 anni, al posto dei 300.000 anni che sarebbero necessari senza il loro impiego.
Come chiaramente espresso nella "National Energy Policy" l'Amministrazione americana riserva un importante ruolo alla fonte nucleare, essendo questa la sola tecnologia disponibile per produrre economicamente quantità sostanziali di energia senza emettere inquinanti a EFFETTO SERRA e ricoprendo attualmente un quinto dei fabbisogni elettrici USA.
Fino ad ora negli USA si è adottato un ciclo di combustibile aperto o "once-through", considerando direttamente "rifiuto" il combustibile nucleare esaurito, rifiuto ovviamente da seppellirsi,una volta adeguatamente raffreddato per la diminuzione continua del calore residuo di decadimento radioattivo, in un deposito geologico.
Con AFCI-I gli USA riaprono il discorso sul ciclo chiuso del combustibile, vale a dire ricominciano a considerare il ritrattamento di tutto il combustibile irraggiato per ridurre il volume dei rifiuti finali da seppellire.
In questo processo si può arrivare a separare radionuclidi a lunga vita fortemente radiotossici, quali attinidi come il plutonio e l'americio, e recuperare anche una riserva di energia tutt'altro che trascurabile mediante il bruciamento in reattore di questi ultimi.
Il Department of Energy (DOE) non ritiene però che, anche con il successo delle tecnologie più avanzate, si possa ovviare alla necessità di un deposito geologico.
Il DOE ritiene altresì che un programma molto realistico non possa che partire dall'impiego delle correnti tecnologie già sviluppate a livello industriale per il ciclo del combustibile e dall'implementazione del deposito geologico di Yucca Mountain all'inizio della prossima decade.
E tutto ciò per il semplice fatto che, anche se nessun nuovo impianto nucleare fosse costruito negli Stati Uniti, la stragrande maggioranza degli impianti esistenti rimarrà in esercizio fin dentro gli anni'30.
Negli USA si sono accumulate 44.000 tonnellate (metriche) di combustibile esaurito presso i reattori nucleari commerciali, producendosi circa 2000 tonnellate di combustibile esaurito ogni anno nel centinaio di reattori in funzione.
Con questo tasso di crescita la progettata capacità del deposito geologico di Yukka Mountain, che è di 63.000 tonnellate, sarebbe esaurita nell'anno 2015.
Pertanto questa limitata capacità del deposito potrebbe diventare un serio impedimento allo sviluppo di nuovi reattori nucleari, così come preconizzato dalla National Energy Policy.
Inoltre, dopo l'11 settembre 2001, è molto più opportuno custodire sotto terra il combustibile esaurito piuttosto che lasciarlo distribuito in tante località disperse nel paese.
Se le 440 tonnellate di plutonio già accumulate fossero recuperate in un ritrattamento e riciclate nel combustibile degli attuali reattori USA come combustibile MOX (Mixed oxides, UO2+PuO2) tutti questi potrebbero funzionare per circa quattro anni e mezzo.
Tali ingenti quantitativi potrebbero altrimenti essere recuperati dopo 50 o 100 anni, anche considerando ciò che avviene a livello mondiale (solo un terzo della potenza elettronucleare risiede negli Stati Uniti) ed il rischio di proliferazione è causa di grande preoccupazione per gli USA.
Esperti della World Nuclear Association ritengono che in un futuro lontano fra il 2050 e il 2080 vi sarà anche una carenza di URANIO disponibile, così come per il petrolio e per il GAS NATURALE.
Se nel 2030 la potenza elettronucleare mondiale aumentasse rispetto ad oggi del solo 50% il tasso di produzione di URANIO dovrebbe almeno triplicare per soddisfare le richieste.
Pertanto è necessario fare un uso più efficace delle risorse energetiche nucleari al fine di garantire l'indipendenza energetica dell'America a lungo termine.
Basti pensare che le 44.000 tonnellate di combustibile esaurito contengono ancora energia equivalente a più di 6 miliardi di barili di olio combustibile, vale a dire due anni di importazioni USA dall'estero.
Nel frattempo negli USA si è sviluppato con successo un processo sperimentale di ritrattamento chiamato Uranium Extraction Technology, UREX, che ha dimostrato, con esperimenti condotti al Savannah River Technology Centre, la capacità di recuperare URANIO dal combustibile esaurito nella misura del 99,9%. con una piccolissima contaminazione radioattiva.
In tal modo,l'uranio recuperato potrebbe essere immagazzinato o riciclato nei reattori.
Il programma di ricerca collegato con lo sviluppo dei reattori "Generation IV" si propone i seguenti scopi di medio termine:
• ridurre il volume dei rifiuti ad alta attività
• accrescere la capacità del deposito geologico di Yucca Mounta in incostruzione
• allontanare l'esigenza di un secondo deposito
• ridurre gli accumuli a lungo termine di plutonio nel combustibile esaurito
• recuperare l'energia ricavabile dal combustibile esaurito
e come obiettivi a più lungo termine:
• ridurre la radiotossicità del combustibile esaurito
• ridurre in esso la generazione di calore a lungo termine
• fornire una valida fonte energetica nucleare
• supportare l'esercizio futuro dei sistemi nucleari "Generation IV".
Ma anche se queste nuove tecnologie di ritrattamento del combustibile esaurito avranno successo commerciale e potranno prontamente essere impiegate, nel frattempo è necessario mantenere il combustibile esaurito in condizioni sicure a prova di terroristi e in situazioni ambientalmente compatibili per un periodo esteso di tempo, finchè tutto il combustibile sarà ritrattato.
Per queste ragioni è necessario per gli USA procedere senza indugi alla costruzione del deposito geologico di Yukka Mountain.
Un ulteriore vantaggio delle tecnologie UREX rispetto a quelle ben più note PUREX, impiegate largamente in Francia, Russia e Regno Unito,è l'impiego di acido aceto idrossalico che consente l'impiego di processi chimici più eco-compatibili.
Chiaramente, ora l'impegno di ricerca massimo è quello di passare dalla scala laboratorio a una scala di impianto più significativa e di valutarne tutti i risvolti di costo.
Un futuro impianto UREX dovrebbe garantire la produzione di miscele di plutonio e selezionati attinidi minori per la preparazione di combustibili anti-proliferazione.
Allo stesso modo prodotti di fissione a lunga vita, come lo iodio 129 e il tecnezio 99, che sono i maggiori responsabili della radiotossicità a lungo termine, potrebbero essere separati e incorporati per la loro distruzione per irraggiamento in reattori (trasmutazione).
La capacità di bruciare il plutonio oltre il 90% è già stata dimostrata con plutonio puro, ma occorre che questo avvenga anche con combustibili anti proliferazione, vale a dire fortemente radioattivi per scoraggiare pericolose diversioni.
Ulteriori ricerche sono programmate presso l’High Flux Isotope Reactor del Laboratorio nazionale di Oak Ridge e presso l'Advanced Test Reactor (ATS) dell'Idaho National Engineering ed Environmental Laboratory (INEEL).
Per quanto riguarda il rischio di proliferazione occorre ricordare che nel combustibile esaurito appena scaricato dai reattori vi sono due radionuclidi, stronzio 90 e cesio 137, che irraggiano fortemente e quindi sono dei deterrenti al recupero del plutonio.
Essendo le loro vite medie di circa 30 anni, dopo un periodo dai 50 ai 100 anni è più agevole recuperare per via chimica il plutonio con un notevole rischio POTENZIALE di diversione.
Un importante obiettivo dello sviluppo delle tecnologie UREX è quello di recuperare lo 0,2% di plutonio e attinidi minori, riducendo al minimo le perdite di tali nuclidi radioattivi.
Un secondo obiettivo è lo sviluppo di combustibile con plutonio e nettunio riciclabili negli attuali reattori ad acqua leggera.
Questo combustibile, che deve essere maneggiato con tecniche remotizzate, e quindi più costose, avrà un successo commerciale solo se potrà essere venduto a un prezzo sufficientemente minore di quello dell'attuale combustibile ad URANIO arricchito.
Con tale riciclo si avrebbe un aumento del 25% dell'energia estraibile dall'attuale combustibile nucleare impiegato in ciclo aperto.
Tuttavia è da ricordare che il riciclo del Pu nei LWRs porta a un degrado della qualità isotopica del Pu stesso, con aumento degli isotopi parassiti per i neutroni: per questo motivo il riciclo si effettua una volta sola. Gli stessi attinidi minori subiscono una povera trasmutazione nei LWRs, al contrario di quello che accade in uno spettro veloce.
Venendo al programma AFCI-II per il lungo termine, occorre ricordare che il ciclo di combustibile da esso preconizzato è associato a reattori veloci e può esistere in simultanea con i reattori ad acqua leggera e insieme alle tecnologie di riciclo dei combustibili anti proliferazione.
I reattori veloci hanno una maggiore capacità di trasmutazione nucleare (rispetto ai reattori termici) e quindi di riduzione della radiotossicità dei combustibili irraggiati nei reattori ad acqua leggera.
Lo scopo finale è, come detto, quello di estrarre più energia dai predetti combustibili, riducendo la loro radiotossicità a lungo termine di almeno un fattore 300, passando da 300.000 anni a meno di 1000 anni.
Utilizzatori dei nuovi combustibili riciclati saranno i reattori veloci e i sistemi ADS.
Verosimilmente, questi ultimi, non sono adatti economicamente a trattare tutto il combustibile esaurito e pertanto si pensa di ricorrere a reattori veloci critici ed impiegare come ultima fase, in misura più ridotta, i più costosi ADS per il bruciamento finale dei radionuclidi a lunga vita, agendo su piccoli quantitativi di attinidi minori e prodotti di fissione a lunga vita preventivamente selezionati.
A chiusura della prima fase del programma AFCI-II si conta di poter raggiungere i seguenti obiettivi:
• aver dimostrato la fattibilità di impianti commerciali di ritrattamento per produrre URANIO di elevata purezza dal combustibile irraggiato nei LWRs;
• di essere capaci di fabbricare a costi convenienti combustibili da trasmutare (sia come metalli che nitruri) contenenti varie combinazioni di plutonio e attinidi minori;
• aver effettuato esperimenti sui materiali con un circuito a piombo-bismuto a Los Alamos per investigare il comportamento dei materiali con metalli liquidi ad alta temperatura (per i reattori "Generation IV");
• avere completato una serie di studi su processi di trasmutazione nucleare per individuare quali fra essi hanno il più alto POTENZIALE per ridurre in maniera significativa la radiotossicità dei rifiuti nucleari finali.
Nella seconda fase della AFCI-II si conta di sperimentare diverse tecnologie di "pyroprocessing" all'Argonne National Laboratory, atte a preparare il combustibile per la trasmutazione. Si tratta in sostanza di poter concludere se le perdite di materiale nel ritrattamento ad alta temperatura saranno alla fine sufficientemente ridotte e se i residuati finali da seppellire saranno convenientemente minimizzati.
Saranno svolte ricerche in collaborazione con altri Paesi che sperimenteranno altri processi di ritrattamento, quali la Francia e la Russia che, nel suo Istituto Kurchatov, sta sperimentando un processo a plasma per il ritrattamento del combustibile esaurito.
L'obiettivo è quello alla fine di poter costruire, in maniera industrialmente conveniente, degli impianti commerciali UREX della capacità di 1500 - 2000 tonnellate metriche per anno.
D'altro canto, i processi ad alta temperatura sono più adatti a trattare forti concentrazioni di transuranici e quindi il combustibile di reattori veloci.
Tali tecniche elettrometallurgiche ad alta temperatura facilitano la fabbricazione di combustibili metallici che, in ultima analisi, potrebbero risultare essenziali per reattori veloci.
Quindi il programma AFCI-II si dedicherà soprattutto a sviluppare i tipi di combustibile più adatti per spettri neutronici veloci e in particolare per ADS.
Il DOE opererà in stretto collegamento anche con le attività di ricerca che verranno condotte in Francia con l'impiego dell'impianto ATALANTE (separazione spinta di selezionati radionuclidi) e del reattore veloce PHENIX (loro trasmutazione).
Alla fine il DOE si propone di scegliere il processo più adatto per la terza fase dell'AFCI-II, in cui sono programmati irraggiamenti specifici in impianti esteri dotati di reattori veloci.
A completare la panoramica delle tendenze in corso nello sfruttamento dell'energia nucleare vi è la crescente preferenza per metodi di arricchimento in U235 per centrifugazione rispetto alla tuttora dominante diffusione gassosa.
Per iniziare la produzione per centrifugazione negli USA vi sono due iniziative: la prima è sponsorizzata dall'USEC e la seconda dalla Louisiana Energy Services (LES), basata sulla tecnologia dell'URENCO, con un primo impianto da 240 macchine che arriverà a pieno regime e capacità produttiva nel 2011.
In Francia l'AREVA ha annunciato la sua volontà di acquisire la tecnologia della centrifugazione della URENCO (impresa tripartita GERMANIA-INGHILTERRA-OLANDA) in vista di una graduale sostituzione dei suoi impianti a diffusione gassosa di Tricastin (EURODIF).
Nel contempo l'URENCO ha comunicato che sta potenziando del 10% la capacità produttiva dei propri impianti.
Negli USA la US Enrichment Corporation (USEC) ha cessato di sviluppare ricerche sui metodi laser (SILEX) e la Francia ha concluso le sue attività sull'analogo metodo laser SILVA senza annunciare l’intenzione di ulteriori sviluppi industriali a breve termine.
E' evidente che se questi due paesi - guida nel nucleare ritengono più conveniente sostituire i vecchi impianti a diffusione gassosa con nuovi impianti a centrifugazione, per un ciclo di almeno quindici anni, i risultati delle ricerche sui metodi laser non sono stati tali da incoraggiare a breve termine un loro impiego industriale.