| Specifications | Technology Roadmaps;Fusion Power Technology Roadmaps - Nuclear \Italian Verison\ Nuclear; Technology Roadmaps; Programma di Sviluppo per la Tecnologia Energetica IEA |
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| Specifications | Technology Roadmaps;Fusion Power Technology Roadmaps - Nuclear \Italian Verison\ Nuclear; Technology Roadmaps; Programma di Sviluppo per la Tecnologia Energetica IEA |
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| Content | 24Programma di Sviluppo per la Tecnologia Energetica Energia Nucleare25Sviluppo e sfruttamento della tecnologia: azioni e obiettivi intermedi Lo sviluppo evolutivo delle tecnologie attuali Gli attuali modelli di impianti nucleari sono stati elaborati dai principali fornitori di energia nucleare su base commerciale, spesso in collaborazione con le principali aziende fornitrici di energia elettrica, per rispondere alla domanda attuale e prevista di nuova potenza nucleare. Ciò riflette lo stato dell’arte dell’energia nucleare quale tecnologia matura e commercializzata. Un obiettivo importante tanto per i fornitori quanto per i loro clienti è stato quello di realizzare modelli standard con adattamenti minimi, in modo da prendere in considerazione le condizioni e il quadro normativo locali. Per quanto esistano esempi passati di standardizzazione, nella prassi inizialmente adottata ciascuna centrale nucleare aveva spesso caratteristiche di progettazione proprie. Apportare modifiche significative a questi progetti standard comporterà maggiori incertezze e costi aggiuntivi. Ciò suggerisce che una volta presentati i modelli attualmente offerti in centrali pilota, vi saranno forti incentivi ad apportare il minor numero possibile di modifiche alle unità realizzate successivamente. Sebbene vi siano alcune modifiche che sarà impossibile non apportare per soddisfare diversi requisiti delle normative vigenti a livello locale, il fatto di mantenere tali modifiche di progettazione sotto stretto controllo, sia durante la costruzione che la messa in funzione, sarà essenziale per la realizzazione dei potenziali vantaggi della standardizzazione. La costruzione di una serie di modelli standardizzati consentirà di apportare progressivi miglioramenti al processo di costruzione, in modo da ridurre lead time e costi complessivi. Ciononostante, a un certo livello, i potenziali vantaggi generati dal fatto di apportare modifiche evolutive potrebbero superare i rischi potenziali. Ciò dipenderà in larga misura dalle preferenze delle aziende di pubblica utilità che commissionano nuove centrali nucleari. Molte preferiranno la maggiore certezza di un modello provato e testato, ma altre potrebbero desiderare di aggiungere modifiche progettuali tali da offrire un potenziale per migliori performance e/o una maggiore produzione. Potrebbe esserci l’opportunità di introdurre tecniche di costruzione più avanzate ed efficienti. Emerge chiaramente che i continui sviluppi evolutivi dei progetti esistenti e la tempistica per l’introduzione di nuove caratteristiche e miglioramenti saranno essenzialmente frutto di decisioni commerciali intese a migliorare la competitività delle centrali nucleari. Nel ciclo del combustibile, ci si può attendere che lo sviluppo e lo sfruttamento di tecnologie nuove e migliori da parte di operatori commerciali aumenterà la competitività degli impianti nucleari negli anni futuri. In particolare, l’utilizzo efficiente di tecnologie di arricchimento mediante centrifuga, e potenzialmente l’arricchimento laser, contribuiranno a migliorare il rendimento economico del ciclo del combustibile. Il continuo sviluppo di migliori tipi di combustibile dovrebbe anche incrementare l’efficienza del combustibile, così come l’affidabilità e il rendimento delle centrali nucleari. Inoltre, l’utilizzo di tecnologie e metodi migliori per le procedure di manutenzione presso le centrali nucleari dovrebbe ridurre il numero e la durata degli shutdown, con conseguente aumento della produzione dell’impianto. Le soluzioni per lo smaltimento del combustibile esaurito e delle scorie ad alta attività “moderatore”, un materiale (di solito l’acqua) che rallenta i neutroni ai livelli dell’energia termica. La reazione nucleare è controllata mediante l’inserimento o la rimozione di barre di controllo contenenti materiali che assorbono i neutroni. La maggioranza delle centrali nucleari esistenti, come gran parte dei modelli per nuovi impianti, utilizzano reattori ad acqua leggera (LWR) che utilizzano l’acqua comune sia come refrigerante che come moderatore. Questi si suddividono ulteriormente in reattori ad acqua pressurizzata (PWR), il tipo più comune, e reattori ad acqua bollente (BWR). Un ristretto numero d’impianti utilizza acqua pesante, che contiene deuterio (un isotopo dell’idrogeno). Si tratta di un moderatore più efficace e le centrali che lo adoperano possono utilizzare come combustibile uranio non arricchito. Alcuni impianti di vecchia generazione utilizzano altri tipi di reattori (quali i reattori refrigerati e moderati a gas grafite), ma questa tecnologia non è attualmente proposta per le nuove costruzioni. La produzione del combustibile nucleare Il combustibile nucleare è un prodotto composto (per la maggior parte dei reattori attualmente in funzione) da pastiglie ceramiche di biossido di uranio arricchito (UO2) incapsulati in tubi di lega di zirconio, disposti in una griglia all’interno dell’elemento di combustibile nucleare. Oltre all’estrazione di uranio e alla produzione di minerale di uranio concentrato, il segmento di “front end” del ciclo del combustibile è composto da tre processi industriali nucleari principali: z conversione del minerale di uranio concentrato in esafluoruro di uranio (UF6); z arricchimento dell’UF6 (per aumentare la proporzione dell’isotopo fissile U-235); z Fabbricazione degli elementi di combustibile (compresa la preparazione di pastiglie di UO2 a partire dall’UF6 arricchito). Cicli del combustibile aperto e chiuso La maggior parte dei combustibili nucleari rimane per tre o quattro anni nel reattore. Al momento della loro rimozione essi contengono normalmente circa il 96% di uranio (di cui la maggior parte è U-238, con meno dell’1% di U-235 e quantità minori di altri isotopi dell’uranio), 3% di prodotti di scarto e 1% di plutonio. Il combustibile esaurito potrebbe essere ritenuto un rifiuto da stoccare in condizioni controllate ed eventualmente smaltire in depositi geologici. Questo ciclo del combustibile è noto con il nome di ciclo “aperto” o “once through”. Tuttavia, il combustibile esaurito può anche essere riciclato in un ciclo del combustibile “chiuso”, mediante l’estrazione dell’uranio e del plutonio in esso contenuti, successivamente utilizzati per la preparazione di altro combustibile nucleare. I prodotti di scarto, che costituiscono scorie altamente radioattive, sono separati per essere sottoposti a un ulteriore trattamento, seguito da uno stoccaggio temporaneo, in attesa dello smaltimento finale in un deposito geologico. L’uranio riciclato può essere nuovamente arricchito in appositi impianti e utilizzato per produrre nuovo combustibile. Il plutonio può essere utilizzato in una miscela combustibile di ossido di plutonio e uranio (MOX), in cui il plutonio è il componente fissile principale. Cicli del combustibile avanzati e reattori veloci Oltre il 99% dell’uranio naturale è costituito da U-238, un isotopo “fertile”. Ciò significa che esso non si fissiona in un reattore, ma può assorbire un neutrone per formare (dopo ulteriori fasi di decadimento) il componente fissile plutonio-239 (Pu-239). Il combustibile al plutonio si può utilizzare nei reattori “termici” esistenti, ma il Pu-239 subisce la fissione con neutroni veloci più efficientemente rispetto all’U-235 e può quindi essere usato come combustibile in reattori privi di moderatore, chiamati reattori “veloci”. Negli attuali cicli del combustibile, che utilizzano principalmente U-235, la maggior parte dell’uranio rimane negli scarti dagli impianti di arricchimento, con circa 1,6 milioni di tonnellate di uranio “impoverito” stimati in stoccaggio. In un reattore veloce, l’uranio impoverito può essere collocato intorno al nocciolo in un “mantello”. L’U-238 contenuto assorbe i neutroni per creare il Pu-239, che viene poi estratto chimicamente per produrre nuovo combustibile. Questo processo è chiamato “autofertilizzazione” e può produrre più combustibile di quanto ne consumi. L’utilizzo della fertilizzazione su larga scala per trasformare l’U-238 in combustibile nucleare estenderebbe la vita delle risorse di uranio esistenti per migliaia di anni (Tabella 4). Questo argomento sarà discusso in modo approfondito nella sezione su Sviluppo e sfruttamento della tecnologia del presente programma di sviluppo Sviluppo e sfruttamento della tecnologia: azioni e obiettivi intermedi Il presente programma di sviluppo raccomanda quanto segue: z Contemporaneamente allo sfruttamento dei vantaggi che derivano dalla riproduzione, per quanto possibile, di modelli standardizzati, l’industria nucleare dovrebbe proseguire lo sviluppo evolutivo di modelli di reattori e combustibile nucleare, per trarre beneficio dall’esperienza acquisita con la costruzione di impianti di riferimento e con gli avanzamenti tecnologici, affinché l’energia nucleare resti competitiva. Il presente programma di sviluppo raccomanda quanto segue: z I Governi dovrebbero elaborare politiche e provvedimenti volti a garantire un adeguato finanziamento a lungo termine per la gestione e lo smaltimento delle scorie radioattive e per lo smantellamento e istituire le necessarie strutture giuridiche e organizzative. z I Governi dovrebbero assicurare lo sviluppo e l’implementazione di programmi per la gestione a lungo termine e lo smaltimento di tutti i tipi di scorie radioattive, in particolare per la realizzazione e la conduzione di depositi geologici per il combustibile irraggiato e le scorie ad alta attività. |
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