I reattori di allevamento veloci (FBR) rappresentano uno dei più ambiziosi e controversi, che si trovano in una tecnologia nucleare, a differenza dei reattori convenzionali di acqua leggera che consumano i rari isotopi fissili uranium-235, i reattori di allevamento veloci possono produrre più materiali fissili di quanto non utilizzino.

Cosa sono i Reattori di Breeder Veloce?

Il reattore ad allevamento rapido è un reattore a base di calore che domina la flotta nucleare mondiale. In un reattore termico, i neutroni sono rallentati (moderati) dall'acqua o dalla grafite per aumentare la probabilità di fissione con uranio-235. Un reattore ad allevamento rapido elimina il moderatore, permettendo ai neutroni di mantenere alta energia cinetica, in genere sopra 0,1 MeV.

I sistemi di controllo e di fissione sono più elevati, poiché i reattori di gas di combustione sono più elevati, e i sistemi di raffreddamento a gas, sono più elevati.

Impatto sulla catena di approvvigionamento di combustibile nucleare

I reattori termici convenzionali utilizzano circa lo 0,7% dell'uranio naturale, la porzione fissile U-235, mentre il restante 99,3% è l'uranio-238, che è in gran parte trattato come rifiuti (uranio impoverito).

Per realizzare questi vantaggi, i FBR devono operare all'interno di un ciclo di combustibile “chiuso”: il combustibile speso dai reattori termici e veloci viene ritratta per separare il plutonio e altri transuranici, che vengono poi fabbricati in nuovi elementi di combustibile, creando un sistema di auto-susificazione che riduce drasticamente la necessità di raggiungere i tassi di uranio completamente chiusi.

Il potenziale di torio] può essere progettato anche per usare il torio-232, che è tre-quattro volterio più abbondante nella crosta terrestre rispetto all’uranio. Quando il processo assorbe un neutrone rapido, si trasmuta in uranio-233—un isotopo fissile che può essere riciclato.

Sicurezza energetica. Per le nazioni che già possiedono scorte significative di uranio impoverito (ad esempio, Stati Uniti, Russia, Francia e Regno Unito) o il plutonio ritrattato, i FBR offrono un modo per monetizzare questi 'Narwastes' in combustibile prezioso.

Vantaggi dei reattori veloci di allevamento

Efficienza del combustibile e Estensione delle risorse

Il vantaggio più celebre è lo spettacolare aumento dell'utilizzo delle risorse, mentre un reattore ad acqua leggera estrae circa 50 GW-days per tonnellata di uranio coniato, un FBR in un ciclo di combustibile chiuso può superare 1.000 GW-days per tonnellata.

Riduzione dei rifiuti nucleari

I veloci allevatori possono essere progettati come “bruciatori” di isotopi transuranici di lunga durata, in particolare plutonio, americium e neptunium.Riciclo di questi elementi ripetutamente, il flusso di rifiuti finale è dominato da prodotti di fissione con mezza vita di pochicento anni anziché decine di migliaia. La radiotossicità può essere ridotta da un fattore di 10 a 100 rispetto al ciclo di reattori termici.

Indipendenza energetica sostenibile

Per i paesi che intendono contare fortemente sull'energia nucleare per decenni, i FBR offrono un percorso di sostenibilità senza dipendenza da combustibile esterno. L'India, con le sue modeste riserve di uranio ma con un ampio ventaglio di reattori veloci, prevede un secondo stadio di veloci allevatori alimentati dal plutonio dai suoi reattori ad acqua pesante, seguiti da un terzo stadio di reattori a base di torio.

Resistenza alla proliferazione (con caveat)

Mentre il plutonio di allevamento solleva preoccupazioni di proliferazione, il materiale prodotto in un FBR è meno attraente per le armi rispetto al plutonio allevato in reattori termici. Il plutonio FBR-bred contiene tipicamente una percentuale maggiore degli isotopi Pu‐238, Pu‐240 e Pu‐242, che generano calore intenso, neutroni spontanei e radiazioni gamma, rendendo difficile il monitoraggio dell'assemblaggio di armi e pericoloso.

Sfide e preoccupazioni

Costi e complessità di capitale

I FBR sono molto più costosi da costruire rispetto ai reattori ad acqua leggera. Richiedono materiali esotici per i componenti di raffreddamento e di nucleo, scambiatori di calore avanzati e sistemi di gestione del combustibile fortemente schermati. L’esempio intermedio di sodio-to-sodio è stato quello di aggiungere diverse centinaia di milioni di dollari ad un impianto tipico.

Rischi di sicurezza: incendi di sodio e reazioni dell'acqua

Diversi incidenti FBR sono stati causati da perdite di sodio: il reattore Monju del Giappone (1995) ha sperimentato un incendio di sodio che ha portato alla sua decommissione; il Superphénix della Francia (1990) ha sofferto di ripetute perdite di sodio e problemi strutturali prima di essere spento.

Rischi di proliferazione da Plutonio Breeding

Nonostante il mix isotopico che ostacola l’armamento, l’esistenza di grandi scorte di plutonio separato nelle strutture di ritrattamento è una preoccupazione di proliferazione. Qualsiasi paese che opera un FBR e un impianto di ritrattamento potrebbe potenzialmente deviare il plutonio per le armi. L’Agenzia Internazionale per l’Energia Atomica (IAEA) richiede rigorose garanzie e diversi stati (tra cui gli Stati Uniti sotto il processo del presidente Carter) hanno interrotto la distribuzione commerciale.

Immaturità tecnologica e questioni operative

Il prototipo più riuscito, Phénix (254 MWe) ha operato dal 1973 al 2009 ma con frequenti interruzioni. Il BN-600 russo (1980) è stato più affidabile, con un fattore di capacità superiore all’80% negli ultimi anni, ma utilizza combustibile di uranio altamente arricchito, piuttosto che il MOX a ciclo chiuso in previsione di futuri bombardatori.

Sfide di rifiuti e ritrattamento

Il ciclo chiuso che rende efficiente l'FBR richiede anche impianti di ritrattamento su larga scala, che sono in grado di produrre rifiuti radioattivi liquidi, in modo da garantire un'elevata intensità di capitale e produrre i propri rifiuti radioattivi liquidi. La separazione degli attinidi minori dal plutonio e dall'uranio è tecnicamente impegnativa e non ancora dimostrata a livello industriale.

Sviluppo globale e Outlook futuro

Russia

La BN-600 (600 MWe raffreddato a sodio) opera dal 1980 a Beloyarsk. I più grandi materiali BN-800 (880 MWe) hanno iniziato a operare nel 2015 ed è il primo reattore veloce ad utilizzare il combustibile MOX in un ciclo chiuso. Rosatom sta progettando il BN‐1200M, puntando ad un progetto di riferimento che potrebbe essere esportato in Russia.

India

Il prototipo del reattore ad allevamento rapido (PFBR), un reattore a ciclo raffreddato a sodio da 500 MWe a Kalpakkam, si sta avvicinando alla messa in servizio dopo decenni di ritardo, e alla fine si utilizzerà un combustibile misto di uranio e plutonio.

Cina

La Cina è entrata nel campo più veloce in modo aggressivo. Il China Experimental Fast Reactor (CEFR, 65 MWe) ha raggiunto la criticità nel 2010. Il China Fast Reactor 600 (CFR‐600), un'unità raffreddata a sodio da 600 MWe, è in costruzione a Xiapu nella provincia di Fujian, con la prima criticità prevista alla fine del 2020.

Francia

La Francia ha operato storicamente i 250 MWe Phénix e i 1200 MWe Superphénix, quest'ultimo essendo il più grande FBR mai costruito. Entrambi sono stati chiusi; Superphénix è stato colpito da problemi tecnici e di opposizione pubblica. Tuttavia, la Francia continua R&D veloce reattore, concentrandosi sul progetto ASTRID (Advanced Sodium Technological Reactor for Industrial Deprocessstration), anche se i finanziamenti sono stati ridotti anni di viabilità francese.

Giappone

Il Giappone ha operato i 280 MWe Monju dal 1994 fino a quando una perdita di sodio nel 1995 ha portato a una lunga chiusura. È stato finalmente decommesso nel 2016. Il programma di reattore rapido del Giappone è ora focalizzato sul reattore sperimentale Joyo (100 MWth) e la ricerca sui concetti di piombo-bismuth e di elio-cooled attraverso il Giappone Atomic Energy Agency (JAEA).

Stati Uniti

Il reattore di vapore del Clinch River Breeder Reactor non ha costruito un FBR commerciale, ma il Reattore sperimentale di Breeder II (EBR‐II) del Laboratorio Nazionale di Idaho operato dal 1964 al 1994 e ha dimostrato caratteristiche di sicurezza intrinseche come l'arresto passivo durante i test di perdita di flusso.

Collaborazione internazionale: Generazione IV

Il Forum Internazionale Generazione IV (GIF) comprende sistemi di reattore rapido come due dei suoi sei progetti selezionati: il Reattore Veloce a Gas-Cooled (GFR), il Reattore Veloce a Comando (LFR) e il Reattore Veloce a Sodio-Coomperato (SFR). L’efficienza SFR è la più matura, mentre l’indirizzo BREST (RFR) è fresco, il progresso del Belgio MYRRHA

Conclusioni

I reattori veloci di allevamento hanno il potenziale di trasformare la catena di approvvigionamento nucleare mondiale da un'industria di risorse finite in un'impresa quasi sostenibile. Sbloccando il contenuto energetico di uranio-238 e di torio, potrebbero estendere le riserve di combustibile per migliaia di anni, ridurre il volume e la radiotossicità dei rifiuti di alto livello, e offrire l'indipendenza energetica a nazioni senza uranio domestico.

Il futuro dei FBR dipenderà da continui miglioramenti tecnologici, soprattutto nella scienza dei materiali, nelle tecniche di ritrattamento e nei sistemi di sicurezza passivi, nonché da un quadro normativo internazionale che assicuri la non proliferazione.

]Per una panoramica completa della tecnologia di reattore e dei programmi nazionali, vedere la pagina ] dell’Associazione Mondiale Nucleare sui reattori a neutroni veloci[]. Per analisi storiche dettagliate e specifiche tecniche di FBR passati e attuali, il IAEA Advanced Reactors Information System [ARIF]