I REATTORI A FISSIONE NUCLEARE - 2
Tipi di reattore a fissione
Oggi sono conosciuti vari tipi di reattore nucleare, generalmente classificati in base al tipo di combustibile utilizzato ed al sistema di raffreddamento/generazione vapore.
I primi modelli, come si è visto a partire dal CP-1, erano del tipo
gas-grafite, poi commercialmente sviluppato in varie versioni tra cui le principali
sono Magnox (Magnesium Uranium Oxide) (GEC) e RBMK.
Ambedue usavano uranio arricchito come combustibile (in realtà vi sono
parecchi reattori RBMK tuttora in uso, e qualche Magnox nella versione Advanced
Gas Cooler Reactor). Il grande vantaggio dei modelli a gas sta nella possibilità di utilizzare fluidi inerti come fluido diatermico, evitando così i problemi di corrosione propri dell'acqua ad alta temperatura (che inoltre,
quando irradiata, si scinde parzialmente nei componenti, generando ossigeno
libero che aggrava ulteriormente i problemi di corrosione). Il problema maggiore,
viceversa, sta nel relativo basso coefficiente di scambio del gas, e nell'impossibilità di ottenere un'attenuazione della reazione mediante il fluido stesso, obbligando quindi all'utilizzazione di costose (e instabili, a temperature elevate) strutture in grafite.
Si sono quindi affermati i modelli raffreddati (e moderati) ad acqua, che sostanzialmente sono delle caldaie in cui il focolare è sostituito dalle barre di combustibile. Di questi esistono due modelli, o filiere : quelli in cui la vaporizzazione dell'acqua avviene a contatto delle barre di combustibile, o comunque nello stesso recipiente che le contiene, detti di tipo BWR (Boiling Water Reactor - vedi dati del Borax), che quindi inviano in turbina un vapore più o meno debolmente radioattivo, e quelli che utilizzano un circuito intermedio, per cui un fluido diatermico (di solito ancora acqua) entra a contatto del combustibile, si scalda e, senza cambiare di fase, circola in uno scambiatore esterno in cui cede calore ad altra acqua, che stavolta vaporizza e genera energia in turbina. Sono detti PWR (Pressurized Water Reactor). Evidentemente, il vapore che arriva in turbina qui non è più attivo.
Vi sono stati tentativi di utilizzare combustibili poveri (ossia uranio non arricchito); sono stati proposti due modelli di reattore assai simili e studiati in parte in collaborazione : il CiReNe (CISE Reattore a Nebbia), sviluppato originariamente dal Centro Italiano Studi Esperienze dell'ENEL, ed il CanDU (Canada Deuterium Uranium) sviluppato dall'Atomic Energy Commission Canadese. Questi reattori, per ovviare alla relativamente bassa produzione di neutroni dovuta ad un tenore ridotto di U235, utilizzano come fluido diatermico acqua pesante, che ha bassissimo effetto moderatore. La differenza tra i due sta nel circuito di raffreddamento, ad acqua bollente per il CiReNe (da cui il nome di reattore a nebbia), che lo qualifica come BHWR (Boiling Heavy Water Reactor), ad acqua pressurizzata per il CanDU, che lo qualifica come PHWR (Pressurized Heavy Water Reactor).
La relativa complessità del processo di arricchimento dell'uranio ha fatto riprendere il progetto, originariamente destinato ad usi militari, dei reattori autofertilizzanti o FBR (Fast Breeder Reactor). Questi (come sopra detto, tra i primi ad essere realizzati, con il progetto MatLab collaterale al Progetto Manhattan) producono di fatto più combustibile di quello che usano essi stessi, sfruttando la reazione :
238U + n → 239U - e- → 239Np - e- → 239Pu
che è un materiale fissile utilizzabile nel reattore. Questi reattori
sono detti veloci in quanto non hanno moderatore; vi è interesse ad
aumentare quanto più possibile la produzione di neutroni, per produrre
più Pu239.
A tale scopo utilizzano come mezzo di raffreddamento metallo liquido, solitamente
sodio, che ha il vantaggio di essere liquido a pressione atmosferica fino a oltre
800 °C e quindi non richiede complessi sistemi di pressurizzazione.
A parte questo, il circuito è simile a quello di un reattore PWR.
Una particolarità sono gli elementi di combustibile, che utilizzano
U 235 ad alta concentrazione (15 % e più) o Pu239 e sono avvolti in
U238 appunto per produrre il nuovo combustibile.
Tra i primi reattori realizzati vi fu l'italiano PEC (Prova Elementi Combustibile), che
era funzionale al progetto Franco-Italo-Tedesco del Phénix, sfociato poi
nella realizzazione del reattore NERD Superphénix di Creys-Malville.
Vanno citati, tra i reattori di potenza, quelli utilizzati per la trazione. Le necessità, in questo caso, sono quelle di leggerezza e ottimo contenimento delle radiazioni : a tale scopo, è generalmente usata la fliera PWR, in quanto permette di tenere turbine e generatori in zona sicura, essendo il fluido esente da radiazioni. In realtà il circuito primario è stato realizzato anche con fluidi diversi, come nel reattore italiano R.O.S.P.O. (Reattore Organico Sperimentale Potenza Zero), realizzato come prototipo per la futura (e mai realizzata) nave Enrico Fermi a propulsione nucleare, in cui venivano utilizzati prodotti organici cerosi, simili ai comuni oli diatermici - sempre allo scopo di ridurre le dimensioni. Malgrado i molti progetti (la nave tedesca Otto Hahn, quella americana Savannah, e altre sono state effettivamente realizzate, ma senza grande successo), la propulsione nucleare è oggi usata solo nei sottomarini militari (e in alcuni sottomarini di ricerca) oltre che nei rompighiaccio russi della classe Lenin.
