I reattori veloci (FBR) rappresentano uno dei rami più ambiziosi e tecnicamente sofisticati della tecnologia nucleare. A differenza dei reattori termici convenzionali, che consumano l'uranio fissile-235 e lasciano alle spalle un flusso di rifiuti di lunga durata di plutonio e di azionamenti minori, i FBR sono progettati per ] produrre più materiale fissile di quanto consumano-239%].

Origini della tecnologia del reattore di Breeder Veloce

Le Fondazioni Scientifiche: Breeding e il Fast Neutron Spectrum

Il rapporto di allevamento di massa fissile è stato stabilito nei primi anni '40, anche prima della prima reazione a catena nucleare. I fisici hanno riconosciuto che mentre l'uranio-235 potrebbe sostenere una reazione a catena con neutroni termici (slow) e neutroni veloci — neutroni con energie superiori a 0,1 MeV — hanno potuto essere convertiti anche in plutonio a 249 e, soprattutto, potrebbero convertire l'uranio-238 in plutonio a 23

Nel 1946, gli scienziati del Los Alamos Scientific Laboratory nel Nuovo Messico costruirono Clementine, un piccolo reattore veloce raffreddato a mercurio che usava il combustibile del plutonio. Clementine era principalmente uno strumento di ricerca per studiare le proprietà dei neutroni veloci e il comportamento del plutonio sotto l'irradiazione.

FBR sperimentali negli Stati Uniti e nell'Unione Sovietica

La guerra fredda ha fornito sia la motivazione che il finanziamento per la ricerca di reattori veloci. Negli Stati Uniti, la Commissione per l'energia atomica (AEC) ha lanciato il Reattore sperimentale di Breeder I (EBR-I) presso il sito del Laboratorio Nazionale di Argonne in Idaho.

Nel 1955, il reattore rapido BR-1 iniziò a funzionare all'Istituto di Fisica e Ingegneria del Potere di Obninsk. BR-1 era un impianto sperimentale a zero potenza, ma fu seguito rapidamente da BR-2 (1956) e poi BR-5 (1958), che operò a livelli di potenza più elevati e usato combustibile di diossido di plutonio. La serie BR provò ingegneri sovietici con esperienza di messa a punto in veloce fisica dei reattori, tecnologia di raffreddamento del sodio e di serie.

Programmi di sviluppo globale negli anni '60 e '70

Gli anni '60 e '70 erano l'età d'oro dello sviluppo di FBR, i governi degli Stati Uniti, dell'Unione Sovietica, della Francia, del Regno Unito, del Giappone e di molti altri paesi hanno impegnato risorse consistenti per la costruzione di reattori veloci progressivamente più grandi.

Francia: Phénix e Superphénix

La Francia perseguì la tecnologia di allevamento veloce con una determinazione eccezionale, guidata dalle sue limitate risorse interne di uranio e dalla decisione strategica di massimizzare l'indipendenza energetica attraverso l'energia nucleare. Il reattore Rapsodie, un reattore sperimentale di 40 MW, iniziò l'operazione nel 1967 presso il centro di ricerca Cadarache. Rapsodie era raffreddato a sodio e raggiunse la criticità senza incidenti, fornendo agli ingegneri francesi un'esperienza preziosa nella gestione del sodio, le prestazioni e il controllo del reattore.

Il reattore Phénix ha iniziato a funzionare nel 1973, mentre il reattore a combustibile rapido Phénix ha dimostrato che il reattore a combustibile a lungo raggio di 250 MWe (megawatt) ha utilizzato un reattore a basso consumo di energia elettrica per diversi decenni, con un fattore di capacità di circa il 55% durante i suoi migliori anni, il più leggero reattore ad acqua leggera.

La Commissione ha adottato una decisione relativa alla conclusione di un accordo di cooperazione tra la Comunità e la Repubblica di Corea, che prevedeva un'azione di cooperazione tra la Comunità e la Repubblica di Corea, in particolare l'accordo di cooperazione tra la Comunità e la Repubblica di Corea, il quale ha adottato una decisione relativa alla conclusione di un accordo tra la Comunità e la Repubblica di Corea.

Unione Sovietica e Russia: La serie BN

Dopo la serie BR primitiva, gli ingegneri sovietici costruirono il reattore BN-350 a Shevchenko (oggi Aktau, Kazakistan) sul Mar Caspio. BN-350 fu un reattore di 350 MW che iniziò a funzionare nel 1973. Aveva un unico doppio scopo: ha generato elettricità (circa 130 MWe) e ha prodotto vapore per un impianto di di dissalazione su larga scala che ha fornito acqua fresca alla città.

L'Unione Sovietica ha costruito il reattore BN-600 presso la centrale nucleare di Beloyarsk in Russia. BN-600, con una potenza elettrica di 600 MWe, ha iniziato il funzionamento nel 1980 e rimane in servizio oggi. È un reattore rapido a forma di piscina raffreddato a sodio, che significa l'intero circuito di sodio primario, tra cui il nucleo, le pompe e gli scambiatori di calore intermedi, è contenuto in un unico grande pool di sodio.

La Russia ha costruito il BN-800, un reattore rapido di 800 MWe che ha iniziato il funzionamento commerciale nel 2015 a Beloyarsk. BN-800 è progettato per funzionare sul carburante MOX e per dimostrare la chiusura del ciclo di combustibile nucleare, rielaborazione del combustibile speso dai reattori di acqua leggera e la fabbricazione di nuovo combustibile per i reattori veloci di esportazione. Rosatom ha annunciato che BN-800 ha raggiunto la piena capacità nel 2016[F00]

Regno Unito: Dounreay

Il Regno Unito ha stabilito il suo programma di reattori veloci a Dounreay, un reattore a distanza sulla costa nord della Scozia. Il Dounreay Fast Reactor (DFR) è stato un reattore veloce sperimentale a 60 MW che ha iniziato a funzionare nel 1959. DFR ha usato un unico liquido-metal refrigerante - una miscela eutettica di sodio e potassio (NaK) - e ha funzionato ad alte temperature.

Il PFR ha quindi sviluppato un programma di produzione di combustibile rapido di tipo prototipico (PFR) a Dounreay, che ha iniziato il funzionamento nel 1974 con una produzione termica di 600 MW (circa 250 MWe).

Giappone: Monju e Joyo

Il reattore rapido del Giappone si è concentrato su due impianti: il reattore rapido sperimentale Joyo, con una potenza termica di 100 MW, ha iniziato a funzionare nel 1977 presso il Centro di Ricerca e Sviluppo di Oarai. Joyo è stato un reattore a ciclo raffreddato a sodio progettato per la prova di irradiazione di combustibili e materiali.

Il progetto di costruzione del reattore di energia è stato un progetto di grande importanza, che ha portato a termine la prima critica nell'aprile 1994, ma solo otto mesi dopo, nel dicembre 1995, una grave perdita di sodio è avvenuta nel sistema di trasporto termico secondario.

Altri programmi nazionali: Germania, India e oltre

La Germania perseguì la tecnologia dell'allevamento rapido attraverso il progetto SNR-300, un reattore rapido raffreddato a sodio di 300 MWe costruito a Kalkar, vicino al confine olandese. La costruzione di SNR-300 iniziò nel 1972, ma il progetto fu colpito da un'opposizione politica, da ritardi normativi e da sovraccarichi di costi. Il reattore fu completato nel 1985 ma non mai operato.

L'India ha iniziato a realizzare reattori di tipo rapido, mentre il programma di RST è stato sviluppato da un gruppo di reattori di tipo rapido (FBR) che ha iniziato a lavorare in un gruppo di reattori di tipo FBR, che hanno sviluppato una strategia di tipo rapido.

Sfide tecniche e ostacoli operativi

Nonostante i successi tecnici dei reattori come BN-600 e Phénix, i FBR hanno affrontato una serie di sfide persistenti che hanno impedito la loro diffusa adozione commerciale.

Raffreddatore di sodio: vantaggi e svantaggi

Il sodio è stato il refrigerante di scelta per quasi tutti i grandi reattori veloci a causa delle sue proprietà nucleari e termiche favorevoli: ha una sezione trasversale di assorbimento a basso neutroni, alta conducibilità termica, un alto punto di ebollizione (883°C), e un basso punto di fusione (98°C), che consente il funzionamento a pressione atmosferica.

Prestazioni del combustibile sotto la rapida irradiazione di Neutron

I neutroni veloci, con le loro energie più elevate, causano danni più dislocati ai reticoli di cristallo del combustibile che i neutroni termici, che portano a gonfiore, embrionamento e alla formazione di bolle di gas di fissione ad alto livello.

Costi di capitale elevato e redditività

I reattori veloci sono più complessi dei reattori ad acqua leggera di potenza equivalente: richiedono un sistema di sodio primario, un ciclo intermedio di sodio, generatori di vapore specializzati, un sistema di gestione del combustibile progettato per gli ambienti di sodio, e un'infrastruttura di ritrattamento e di fabbricazione del combustibile per realizzare i benefici di un ciclo di combustibile chiuso.

Rischi di proliferazione e sicurezza internazionale

I reattori di proliferazione rapida sono associati a rischi di proliferazione nucleare, perché producono il plutonio nelle loro coperte, e il ritrattamento richiesto per separare il plutonio per il nuovo combustibile crea un percorso per il materiale utilizzabile dalle armi.

Recenti sviluppi e rilancio dell'interesse

Dopo due decenni di declino negli anni '90 e nei primi anni '2000, l'interesse per la tecnologia dei reattori veloci ha ripreso i suoi risultati negli anni '90 e '20, guidati da diversi fattori convergenti: la necessità di gestire le crescenti scorte di combustibile nucleare, la volontà di ridurre la radiotossicità a lungo termine dei rifiuti nucleari, il potenziale per estendere le risorse dell'uranio e l'obiettivo strategico dell'indipendenza energetica.

Leadership della Russia: BN-800 e oltre

La Russia è emersa come leader globale nella capacità di reattore rapido operativo. Il reattore BN-800 a Beloyarsk opera a pieno potere dal 2016 e ha dimostrato l'uso di combustibile MOX fabbricato dal plutonio riciclato. La Russia sta progettando il BN-1200, un grande reattore commerciale veloce che potrebbe essere utilizzato su una scala significativa interna e potenzialmente esportato in paesi come Cina e India.

Programma Ambizioso Reattore Veloce della Cina

La Cina ha reso lo sviluppo del reattore rapido una priorità come parte della sua strategia per diventare un leader globale della tecnologia nucleare. Il China Experimental Fast Reactor (CEFR), un reattore di sodio termico di 65 MW raffreddato a freddo, ha iniziato il funzionamento nel 2010 vicino a Pechino.

India e il programma a tre stadi

Il programma di reattore rapido dell'India, come notato, è parte integrante del suo programma di potenza nucleare a tre stadi. Il reattore rapido del prototipo (PFBR) a Kalpariumkkam, con una potenza elettrica di 500 MWe, è previsto per raggiungere la criticità a breve. L'India prevede anche di costruire reattori veloci aggiuntivi, tra cui il FBR-600, un design standardizzato 600 MWe.

Progetti in altri Paesi

Il reattore di tipo nucleare, che ha sviluppato un reattore rapido, è stato progettato in modo più rapido e rapido, ma ha anche sviluppato un reattore di tipo "grave" e un reattore di tipo "a basso" (in inglese) che ha sviluppato un reattore di tipo "a basso" (in inglese) e "in inglese "The Air" (in inglese) "The Air" (in inglese) "The Aircraft of the Wars" (in the Great Wars of the Great" (in the Great Wars of the Great Wars)" (in the Great Wars of the Great Wars of the Great Reats of the Great Reats of the Great" (in of the Great" (in of the Great Wars of the Great Reats of the Great" (in of the Great" (in the Great Wars)" (in the Great Reats of the Great Wars of the Great Reats of the Great Reats of the Great Reats of the Greats of the Mids of the Mids of the Great Reats of the Mid of the Mid of the Mid of the Mid of the Mid of the Mids of the Mid of the

Varianti tecnici e concetti avanzati

Mentre i reattori veloci raffreddati a sodio hanno dominato storicamente lo sviluppo FBR, diverse tecnologie di refrigerante alternative e concetti di progettazione stanno attivamente studiando.

Reattori veloci raffreddati a piombo e a piombo-Bismuth (LFR)

I reattori veloci a piombo raffreddati a piombo utilizzano un piombo fuso o un eutettico a piombo-bismo come il refrigerante primario. Il piombo è chimicamente inerte rispetto all'acqua e all'aria, eliminando i rischi di incendio e di esplosione associati al sodio. Ha un'economia di neutroni eccellente e può operare a temperature elevate, migliorando l'efficienza termica e consentendo potenziali applicazioni di calore di processo.

Reattori veloci a gas (GFR)

I reattori veloci raffreddati a gas utilizzano l'elio o l'anidride carbonica come refrigerante. Il raffreddamento a gas evita la reattività chimica e la corrosione dei metalli liquidi, ma i gas hanno una capacità termica molto inferiore e una conducibilità termica rispetto ai liquidi, richiedendo maggiori portate e circolatori più potenti.

Reattori veloci di sale Molten (MSFRs)

Il programma MSFR è un reattore rapido di sale fuso, in cui il combustibile è disciolto in un fluoro fuso o in un sale cloruro che serve anche come refrigerante. Poiché il combustibile è in forma liquida, MSFR può essere rifornito continuamente senza spegnimento e può includere la rimozione di prodotti fission online.

Piccoli reattori veloci modulari (SMFRs)

I reattori veloci di trasporto più grandi hanno visto un crescente interesse nei progetti di reattori veloci più piccoli, in genere nell'intervallo di 50-300 MWe, che potrebbero essere fabbrica-fabbricati e distribuiti con costi inferiori di capitale rispetto ai grandi FBR. La razionalità per i piccoli reattori veloci modulari comprende un rischio finanziario inferiore, la flessibilità di inserimento e la capacità di abbinare l'infrastruttura di rete.

Prospettive future e il ruolo dei Reattori Fast Breeder in un sistema di energia sostenibile

Il futuro della tecnologia dei reattori ad allevamento rapido dipende da un complesso gioco di progresso tecnico, da fattori economici, da decisioni politiche e da un'accettazione pubblica.

In termini positivi, i FBR offrono una soluzione convincente a due delle sfide più persistenti che affrontano l'energia nucleare: la sostenibilità dell'approvvigionamento di carburante e la gestione dei rifiuti radioattivi. Con la conversione dell'uranio impoverito in combustibile utilizzabile, i FBR potrebbero estendere le risorse dell'uranio mondiale da qualche centinaio di anni a molte migliaia di anni, rendendo efficacemente l'energia nucleare una risorsa rinnovabile su una scala temporale umana.

Non esiste un reattore veloce che abbia dimostrato costi competitivi di produzione di energia elettrica contro i reattori di acqua leggera, il gas naturale o le fonti di energia rinnovabile. I costi di capitale dei FBR sono intrinsecamente più elevati a causa della complessità del sistema di raffreddamento a sodio, della necessità di un impianto di ritrattamento e delle strutture avanzate di fabbricazione del combustibile necessarie per un ciclo di combustibile chiuso.

Un'altra incertezza è la linea temporale per lo sviluppo di combustibili e materiali avanzati che possono raggiungere gli alti intervalli di combustione, lunghi di rifornimento e alte temperature operative necessarie per la competitività economica.

Infine, l'accettazione pubblica dei reattori veloci e delle relative infrastrutture per il ciclo di combustibile, impianti di ritrattamento, impianti di trattamento del plutonio e reattori multi-unità, non possono essere concessi per scontato. Gli incidenti a Chernobyl e Fukushima hanno creato un serbatoio profondo di scetticismo pubblico verso la tecnologia nucleare, e reattori veloci, con i loro fuochi di sodio e cicli di combustibile plutonio, sono spesso percepiti come più rischio trasparente.

In conclusione, la tecnologia dei reattori veloci ha percorso un lungo ed un percorso di attualità, poiché le prime dimostrazioni di Clementine e EBR-I hanno raggiunto notevoli tappe tecniche, dai decenni di funzionamento di Phénix agli sforzi di BN-600 per la mancata promessa di Monju, ma ha anche fornito lezioni di vibrazione sui costi e le complessità dei sistemi nucleari avanzati.