Il ciclo del combustibile nucleare comprende tutte le operazioni necessarie per trasformare l’uranio in energia – elettrica o sotto forma di altri vettori, come calore e idrogeno – e per gestire in sicurezza i materiali che ne derivano dopo l’utilizzo nel reattore.
Tradizionalmente il ciclo del combustibile si articola in tre fasi:
- la fase a monte (in inglese front end), che comprende le attività precedenti all’ingresso del combustibile nel reattore: estrazione e concentrazione del minerale di uranio, conversione chimica, arricchimento (quando necessario) e fabbricazione del combustibile;
- la fase di utilizzo nel reattore, chiamata in gergo “bruciamento”, anche se non si tratta di una combustione chimica ma di reazioni nucleari;
- la fase a valle (back end), che riguarda la gestione del combustibile dopo l’estrazione dal reattore: stoccaggio temporaneo, eventuale riprocessamento e smaltimento definitivo dei rifiuti radioattivi.
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Il ciclo del combustibile nucleare tra tecnologie e materiali
Precisazione: esistono numerose tecnologie di reattore e molti tipi di combustibile, diversi per composizione chimica e forma fisica. In teoria si possono quindi concepire decine, se non centinaia, di cicli del combustibile differenti, basati sulla coppia uranio-plutonio oppure uranio-torio. Per semplicità, nel seguito si considerano soltanto i cicli uranio-plutonio con combustibile solido, che sono di gran lunga i più diffusi.
Dall’uranio naturale al combustibile per i reattori
L’uranio è un metallo relativamente diffuso nella crosta terrestre, presente in minerali come l’uraninite (o pechblenda); tra i principali produttori figurano Kazakistan, Canada, Namibia e Australia. Si estrae da miniere sotterranee o a cielo aperto oppure con la lisciviazione in situ, oggi la tecnica più utilizzata, che consiste nell’iniettare nel giacimento, attraverso pozzi, soluzioni che sciolgono l’uranio e nel pomparle poi in superficie, senza scavare la roccia.
Il minerale viene frantumato e trattato chimicamente fino a ottenere un concentrato di ossidi di uranio in polvere, detto yellowcake.
Lo yellowcake ha però la stessa composizione dell’uranio naturale, che contiene solo lo 0,7% circa di uranio-235, l’isotopo fissile, cioè in grado di sostenere la reazione a catena; il resto, oltre il 99%, è uranio-238, che non sostiene la reazione a catena ma, come si vedrà, può trasformarsi in plutonio. Alcuni reattori, come i CANDU canadesi, funzionano con uranio naturale, ma la grande maggioranza di quelli in esercizio nel mondo, i reattori ad acqua leggera (LWR, Light Water Reactor), richiede una percentuale di uranio-235 più elevata.
Per questo lo yellowcake viene convertito in esafluoruro di uranio (UF₆), un composto solido a temperatura ambiente che diventa gassoso già a circa 56 °C, e inviato agli impianti di arricchimento.
Qui, in lunghe serie di centrifughe che ruotano ad altissima velocità, gli isotopi vengono separati sfruttando la loro piccola differenza di massa, fino a portare il contenuto di uranio-235 a valori tipicamente compresi tra il 3 e il 5%. Come sottoprodotto si ottiene una grande quantità di uranio impoverito, cioè con un contenuto di uranio-235 inferiore a quello naturale.
Nel processo più comune, l’UF₆ arricchito viene riconvertito in polvere di biossido di uranio (UO₂), che viene pressata e cotta ad alta temperatura (sinterizzata) per formare pastiglie cilindriche (pellet) di circa 1 cm di diametro.
Le pastiglie vengono impilate in tubi metallici sigillati lunghi alcuni metri, le barrette, generalmente in lega di zirconio, a loro volta riunite in fasci detti elementi di combustibile; l’insieme degli elementi costituisce il nocciolo del reattore. In alcuni casi, per sfruttare meglio le risorse naturali, si utilizzano combustibili a ossidi misti di uranio e plutonio, detti MOX (Mixed Oxide), nei quali il plutonio proviene dal riprocessamento di combustibile già utilizzato.
Nel reattore: come cambia il combustibile nucleare
Il combustibile rimane nel nocciolo per alcuni anni e viene sostituito a gruppi, durante fermate periodiche dell’impianto. In questo periodo l’uranio-235 si consuma progressivamente, mentre una parte dell’uranio-238, assorbendo neutroni, si trasforma in plutonio, che a sua volta si fissiona in parte e contribuisce alla produzione di energia. Nel frattempo si accumulano i prodotti di fissione, che ostacolano la reazione a catena. Quando il combustibile non è più in grado di sostenerla in modo efficiente, viene estratto e sostituito con combustibile nuovo.
Al momento dello scarico, il combustibile esaurito (o irraggiato) è composto ancora per circa il 95% da uranio, ormai poco arricchito, per circa l’1% da plutonio e per il restante 4-5% da prodotti di fissione e da altri elementi pesanti detti attinidi minori (nettunio, americio, curio).
È fortemente radioattivo e continua a produrre calore, il cosiddetto calore di decadimento: viene quindi collocato nelle piscine di raffreddamento della centrale, dove l’acqua lo raffredda e fa da schermo alle radiazioni, e dove rimane in genere per diversi anni. Quando radioattività e calore si sono sufficientemente ridotti, il combustibile può seguire due percorsi alternativi.
Ciclo aperto e chiuso: due strade per il combustibile esaurito
Nel ciclo aperto, adottato ad esempio da Stati Uniti, Svezia e Finlandia, il combustibile esaurito è considerato esso stesso un rifiuto radioattivo.
Dopo il periodo in piscina viene trasferito in contenitori schermati per lo stoccaggio temporaneo “a secco”, che può durare decenni, in attesa dello smaltimento definitivo in un deposito geologico profondo: un’installazione realizzata a centinaia di metri di profondità in formazioni rocciose stabili, progettata per isolare i rifiuti dall’ambiente per centinaia di migliaia di anni.
È questo, infatti, il tempo necessario perché la radiotossicità del combustibile esaurito – cioè la sua pericolosità potenziale se ingerito o inalato – torni al livello del minerale di uranio da cui era stato ricavato. Il primo deposito di questo tipo al mondo è in fase di avvio in Finlandia, a Olkiluoto.
Nel ciclo chiuso, adottato in particolare dalla Francia, il combustibile esaurito viene invece sottoposto a riprocessamento chimico per separare l’uranio e il plutonio, che costituiscono circa il 96% della sua massa e possono essere riutilizzati per fabbricare nuovo combustibile.
I prodotti di fissione e gli attinidi minori, che concentrano la maggior parte della radioattività, vengono inglobati in blocchi di vetro (vetrificazione). Anche in questo caso resta quindi una quota di rifiuti ad alta attività che richiede un deposito geologico profondo, ma il loro volume è sensibilmente minore e la loro radiotossicità torna al livello del minerale di uranio naturale in tempi molto più brevi, dell’ordine di 10.000 anni.
Negli attuali reattori ad acqua leggera il plutonio viene in genere riciclato una sola volta (monoriciclo), perché il MOX esaurito è difficile da riutilizzare ulteriormente in questi reattori: per questo si parla anche di ciclo “parzialmente chiuso”.
In entrambi i casi, lungo tutto il ciclo – e anche nello smantellamento degli impianti e nelle applicazioni mediche, industriali e di ricerca – si producono inoltre rifiuti a bassa e media attività, in volumi maggiori ma molto meno pericolosi. Quelli a vita breve sono destinati a depositi superficiali o poco profondi, mentre quelli a vita lunga richiedono anch’essi una sistemazione geologica.
In Italia, dove sono presenti i rifiuti delle centrali chiuse dopo il referendum del 1987 – compresi i residui vetrificati del riprocessamento del loro combustibile, effettuato in Francia e nel Regno Unito – e quelli delle attività mediche, industriali e di ricerca, è in corso l’iter per la localizzazione del Deposito Nazionale, destinato a ospitare in via definitiva i rifiuti a bassa e molto bassa attività e, temporaneamente, quelli a più alta attività.
SMR e AMR: il futuro del ciclo del combustibile nucleare
Tra le nuove tecnologie di interesse anche per l’Italia vi sono gli Small Modular Reactors (SMR), reattori di piccola taglia (indicativamente fino a 3-400 MW elettrici) costruiti in gran parte in fabbrica sotto forma di moduli standardizzati, e gli Advanced Modular Reactors (AMR), reattori modulari basati su tecnologie innovative.
Il combustibile per gli SMR e il nodo dell’HALEU
In una prima fase, che potrà durare anche alcuni decenni, verranno realizzati soprattutto SMR raffreddati e moderati ad acqua leggera, che utilizzeranno un combustibile sostanzialmente identico a quello degli attuali reattori ad acqua leggera, cioè biossido di uranio arricchito tra il 3 e il 5%.
Questo combustibile è già ampiamente disponibile anche presso fornitori occidentali e sarà opportuno acquisirlo attraverso accordi di cooperazione industriale con i costruttori (vendor) delle tecnologie di reattore prescelte; va comunque ricordato che la Russia detiene tuttora una quota importante della capacità mondiale di arricchimento.
Nella maggior parte dei casi si adotterà il ciclo aperto, anche se alcuni vendor propongono l’uso di MOX a basso contenuto di plutonio, riciclato nel reattore una sola volta. Questa soluzione è già operativa in Francia, dove alcuni reattori ad acqua leggera di grande taglia utilizzano MOX fabbricato con il plutonio separato nell’impianto di riprocessamento di La Hague.
Sempre in questa prima fase, per alcune applicazioni potrebbe essere interessante l’uranio arricchito tra il 5 e il 20% in uranio-235, denominato HALEU (High-Assay Low-Enriched Uranium). L’HALEU resta comunque al di sotto della soglia del 20% che, a livello internazionale, separa l’uranio “a basso arricchimento” da quello “ad alto arricchimento”.
Consente di realizzare reattori più compatti, di allungare l’intervallo tra una ricarica di combustibile e l’altra – requisiti importanti, ad esempio, per la propulsione navale e le applicazioni spaziali – e di sfruttare meglio il combustibile. Oggi, però, l’HALEU non è disponibile in quantità commerciali sui mercati occidentali ed è prodotto su scala industriale essenzialmente in Russia; negli Stati Uniti è in funzione solo un impianto dimostrativo di piccola capacità.
Le attuali crisi geopolitiche hanno spinto Stati Uniti ed Europa ad avviare programmi industriali accelerati per sviluppare capacità produttive autonome, in grado di assicurare forniture di HALEU stabili e indipendenti nel medio-lungo termine.
Reattori veloci, multiriciclo e riduzione dei rifiuti
In una seconda fase – che dovrà essere preceduta dalla realizzazione di impianti dimostrativi e prototipi, in funzione in parallelo agli SMR ad acqua leggera – si potrà ricorrere agli AMR, un sottoinsieme dei reattori cosiddetti di IV generazione, ancora in fase di ricerca, sviluppo e sperimentazione.
Tra questi spiccano i reattori veloci, nei quali, a differenza dei reattori ad acqua, i neutroni non vengono rallentati da un moderatore e provocano le fissioni mantenendo un’energia elevata. Per raffreddarli si usano metalli liquidi come il sodio o il piombo, oppure gas come l’elio oppure sali fusi.
L’interesse per i reattori veloci sta nel fatto che, se utilizzati in ciclo chiuso con riciclo ripetuto del combustibile (multiriciclo) – tipicamente MOX ad alto contenuto di plutonio – permettono di sfruttare molto meglio le risorse naturali e di ridurre in modo significativo i rifiuti radioattivi e, di conseguenza, i requisiti del deposito geologico profondo. A seconda di come viene progettato il nocciolo, un reattore veloce può:
- produrre più materiale fissile di quanto ne consumi (reattori autofertilizzanti, o breeder), trasformando in plutonio l’uranio-238, oggi in gran parte inutilizzato, compreso l’uranio impoverito accumulato negli impianti di arricchimento. In questo modo l’energia ricavabile da una stessa quantità di uranio naturale può aumentare di decine di volte;
- oppure “bruciare” gli attinidi minori, responsabili della radiotossicità di più lunga durata. Separandoli dal combustibile esaurito e riciclandoli nel reattore (strategia detta di separazione e trasmutazione), l’ingombro del deposito geologico potrebbe ridursi fino a circa dieci volte e il tempo necessario perché la radiotossicità dei rifiuti torni al livello dell’uranio naturale potrebbe scendere da centinaia di migliaia di anni a qualche centinaio di anni.
Sicurezza e approvvigionamento nella filiera del combustibile nucleare
Le fasi del ciclo che trattano i materiali più sensibili – in particolare l’arricchimento e il riprocessamento, da cui si ottengono uranio arricchito e plutonio separato – sono sottoposte a rigorosi controlli internazionali, le cosiddette salvaguardie, esercitati dall’Agenzia Internazionale per l’Energia Atomica (AIEA) e, nell’Unione Europea, da Euratom, per verificare che i materiali nucleari non vengano distolti dagli usi pacifici. Anche il trasporto dei materiali nucleari lungo tutto il ciclo è disciplinato da norme internazionali molto severe.
Dal punto di vista strategico, la sicurezza dell’approvvigionamento del combustibile nucleare è oggi una componente essenziale della politica industriale e della sicurezza energetica dell’Unione Europea.
L’attenzione non riguarda soltanto la disponibilità di uranio naturale, le cui riserve sono distribuite in numerosi Paesi, ma l’intera filiera del combustibile: conversione, arricchimento e fabbricazione, nonché lo sviluppo di combustibili avanzati come l’HALEU e il MOX ad alto contenuto di plutonio, con i relativi impianti di riprocessamento. Un vantaggio del nucleare è che il combustibile occupa poco spazio e può essere immagazzinato per diversi anni, attenuando l’effetto di eventuali interruzioni delle forniture.
Come sottolineato di recente dalla Commissione Europea, rafforzare una filiera europea del ciclo del combustibile più autonoma è una delle condizioni necessarie per accompagnare i nuovi programmi nucleari del continente, riducendo la dipendenza dai fornitori extraeuropei – in particolare dalla Russia – e aumentando la resilienza del sistema energetico europeo.
Le parole del ciclo del combustibile nucleare
- Isotopi: atomi dello stesso elemento chimico che differiscono per il numero di neutroni nel nucleo (ad esempio uranio-235 e uranio-238).
- Fissile: nucleo che si spezza facilmente quando assorbe un neutrone, sostenendo la reazione a catena (uranio-235, plutonio-239).
- Fertile: nucleo che, assorbendo un neutrone, si trasforma in un nucleo fissile (l’uranio-238 diventa plutonio-239).
- Arricchimento: processo che aumenta la percentuale di uranio-235 rispetto a quella naturale (0,7%).
- Combustibile esaurito: combustibile estratto dal reattore al termine del suo utilizzo; è fortemente radioattivo e produce calore.
- Riprocessamento: trattamento chimico del combustibile esaurito per recuperare uranio e plutonio riutilizzabili.
- Radiotossicità: pericolosità potenziale di una sostanza radioattiva per la salute in caso di ingestione o inalazione.
- MOX: combustibile a ossidi misti di uranio e plutonio.
- HALEU: uranio arricchito tra il 5 e il 20% in uranio-235.
- SMR / AMR: reattori modulari di piccola taglia; gli AMR si basano su tecnologie avanzate, come i reattori veloci.
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