I reattori veloci di allevamento (FBR) rappresentano una classe di sistemi nucleari avanzati che operano con neutroni veloci per convertire materiale fertile, soprattutto uranio-238, in plutonio fissile-239, producendo efficacemente più combustibile di quanto consumano.

Fisica Fast Neutron e processo di allevamento

La distinzione tra FBR e reattori convenzionali dell'acqua leggera (LWRs) si trova nello spettro energetico dei neutroni che sostengono la reazione della catena. In un tipico LWR, i neutroni sono moderati alle energie termiche (∼0,25 eV) e interagiscono principalmente con uranium-235. In un FBR, il liquido (39, in modo fisico, piombo, o elio) non è neutroni moderati.

Il guadagno di allevamento, espresso come rapporto di allevamento (BR) — il rapporto di nuovi atomi fissili prodotti a quelli consumati — determina se un FBR può sostenere la sua alimentazione di combustibile. Un BR più grande dell'unità permette l'accumulo di combustibile netto; i progetti attuali raggiungono valori BR tra 1,1 e 1,4 a seconda della configurazione del nucleo e della coperta.

Opzioni del ciclo del carburante: aperto contro chiuso

Due strategie primarie definiscono il ciclo di combustibile per FBR: il ciclo di un tempo-attraverso (aperto) e il ciclo chiuso (rielaborazione). Mentre un ciclo aperto è tecnicamente possibile per un FBR, si userebbe uranio altamente arricchito o plutonio come combustibile di avvio e smaltire il combustibile speso senza riciclaggio, significativamente sottoutilizzando il vantaggio di allevamento.

Ciclo di carburante chiuso con rielaborazione

In un ciclo chiuso, il combustibile irradiato viene immagazzinato per un periodo di raffreddamento (di solito 2-5 anni) prima di essere inviato a un impianto di rielaborazione. I materiali fissili recuperati sono quindi diretti alla fabbricazione del combustibile, mentre i prodotti di fissione e gli azionamenti minori diventano rifiuti.

Rielaborazione convenzionale acquosa (PUREX)

Il processo di estrazione REDOX (PUREX) di Plutonio-Uranio, originariamente sviluppato per il combustibile LWR, è stato adattato per il combustibile FBR. Il combustibile di spent è disciolto in acido nitrico, e il fosfato tributile estrae selettivamente il plutonio e l'uranio da prodotti di fissione.

Processi avanzati (UREX+, COEX)

I fogli di flusso modificati, come UREX+ (sviluppati negli Stati Uniti) e COEX (CEA francese), permettono la co-estrazione del neptunium insieme al plutonio e all'uranio, lasciando un flusso di prodotto di fissione puro. Questi processi mirano a ridurre il rischio di proliferazione evitando flussi di plutonio separati e consentendo il raggruppamento di transuranici per il recupero diretto dei combustibili di laboratorio.

Piroprocessing (elettrometallurgico)

Le tecniche elettrometallurgiche, spesso chiamate piroprocessing, utilizzano elettrolisi di sale fusa per separare gli attinidi dai prodotti di fissione in combustibili metallici. Questo approccio è stato dimostrato in scala pilota con il Reattore sperimentale di Breeder II (EBR-II) presso il Laboratorio Nazionale di Argonne.

Tipi di carburante e fabbricazione

Il combustibile FBR deve resistere ad alta temperatura, ad alto flusso di neutroni veloci e a danni significativi alle radiazioni.

Il combustibile è il più utilizzato per i FBR attuali (ad esempio, BN-600, BN-800 in Russia, e il prossimo PFBR in India). MOluX è costituito da diossido di uranio (UO2) miscelato con diossido di plutonio 15% (PuO2), tipicamente con il contenuto di plutonio breve.

Il combustibile metallico (ad esempio, leghe U-Zr, U-Pu-Zr) offre una maggiore conducibilità termica, una migliore compatibilità con l'irradiazione del combustibile e una più semplice fabbricazione tramite la fusione.

I combustibili di nitruro e carburo[ (ad esempio, (U,Pu)N) sono studiati per la loro elevata densità, alta conducibilità termica e compatibilità con i refrigeranti avanzati come il piombo. Il reattore JOYO del Giappone ha testato i pin di nitruro sperimentale.

Gestione dei rifiuti e Minimizzazione

Un ciclo di combustibile sostenibile deve ridurre al minimo il peso dei rifiuti di alto livello (HLW) che richiedono lo smaltimento geologico. In un ciclo chiuso, solo i prodotti di fissione e gli actinidi minori (neptunium, americium, curium) rimangono come rifiuti; il plutonio recuperato, l'uranio e gli attuanidi potenzialmente minori sono riutilizzati.

Partitioning and Transmutation (P&T)] è un'area di ricerca attiva che comprende chimicamente separando radionuclidi di lunga durata dal flusso di rifiuti e convertendoli in isotopi di minore durata o stabile tramite bombardamento di neutroni.

Considerazioni non proliferative

Qualsiasi ciclo di combustibile che gestisce il plutonio separato solleva preoccupazioni di proliferazione.

  • Nessun plutonio separato[[[]: Cicli chiusi che coestraggono il plutonio con l'uranio o gli attiinidi minori producono una miscela di combustibile meno utilizzabile direttamente per le armi.
  • Diluizione isotopica[]: Plutonio contenente più dell'80% dell'isotopo 240Pu[]] è considerato “reattore-grado” e meno attraente per l'uso di armi a causa della sua elevata emissione di neutroni spontanei e della generazione di calore.
  • Cicli di carburante multilaterali[[[]]: Proposte per centri internazionali di arricchimento, ritrattamento e fabbricazione di carburante metterebbero tecnologie sensibili sotto la supervisione multinazionale, riducendo gli incentivi per la proliferazione nazionale.
  • Parafanghi e trasparenza[[[]]: Tecniche di monitoraggio avanzate, come il conteggio di neutroni e gamma, e la sorveglianza remota sono in fase di sviluppo per verificare la conformità senza interrompere le operazioni.

Il rafforzamento dei vantaggi della chiusura del ciclo di combustibile con obiettivi non di proliferazione rimane una sfida politica centrale, molti paesi, tra cui gli Stati Uniti, hanno storicamente limitato il ritrattamento domestico per questo motivo.

Programmi globali e progetti di dimostrazione

Diversi paesi operano o stanno sviluppando FBR e i cicli di combustibile associati, ciascuno con diverse priorità tecniche e strategiche.

India

Il reattore a tre stadi dell'India posiziona FBRs come pilastro centrale per l'utilizzo del suo abbondante torio e delle risorse a uranio limitate. Il Prototipo Reattore ad alta velocità (PFBR)] (500 MWe, combustibile a raffreddamento di sodio, MOX) sta avvicinando il completamento alla struttura di Kalpakkam.

Russia

La Russia gestisce l'unico FBR commerciale: il BN-600 (600 MWt, 560 MWe) a Beloyarsk è in funzione dal 1980, mentre il BN-800 (800 MWt) ha iniziato il funzionamento commerciale nel 2016. Il BN-800 è concesso in licenza per il combustibile MOX ed è stato utilizzato per testare diversi carichi di plutonio.

Francia

La Francia ha operato il reattore Phénix (con raffreddamento a sodio, 250 MWe) dal 1973 al 2009, dimostrando la gestione e il ritrattamento dei combustibili. Il progetto ASTRID (Advanced Sodium Technological Reactor for Industrial Demonstration) ha lo scopo di convalidare un progetto di 600 MWe con un ciclo di combustibile MOX chiuso, ma è stato differito nel 2019.

Giappone

Il programma FBR Giappone include la sperimentazione Joyo e il prototipo Monju (280 MWe, raffreddato a sodio). Monju ha subito una perdita di sodio nel 1995 e è stato decommesso nel 2016. Il Giappone ha continuato la ricerca del ciclo di combustibile, compreso lo sviluppo del ciclo NEXT (rielaborazione acquosa avanzata con la fabbricazione semplificata del pellet) e il test del combustibile di allevamento MA a Joyo.

Stati Uniti

Il programma FBR (RQ) è stato approvato dal Ministero dell’Energia (RF) del Regno Unito (RF) [Cf] [Cf] [Cf] [C] [C] [C] [C] [C] [C]] [C] [C] [C]] [C]] [C]] [C]] [C]] [C]]] [Cfr.

Sfide economiche e di distribuzione

Nonostante i progressi tecnici, nessun paese ha ancora operato una flotta di FBR su scala industriale.

  • Costi di capitale elevati[[]: I FBR richiedono costosi sistemi di raffreddamento a sodio o a piombo, speciali scambiatori di calore e caratteristiche di sicurezza avanzate. Il costo per kWe può essere 30-50% superiore ai moderni LWR.
  • Costi dell'infrastruttura del ciclo di combustibile[[[]: Impianti di ritrattamento e di ritrattamento operativo, linee di fabbricazione del combustibile e impianti di gestione dei rifiuti aggiunge miliardi di dollari in anticipo.
  • I prezzi dell'uranio basso[[[]: Quando l'uranio è economico (come nel mercato attuale), l'incentivo economico per generare nuovi combustibili si indebolisce. Un ciclo chiuso ha senso solo se i prezzi dell'uranio aumentano significativamente o se altri benefici (riduzione dell'onda, sicurezza delle risorse a lungo termine) sono valutati.
  • Incertezza di regolamentazione e licenze[[]: Pochi paesi hanno specifiche strutture di licenza per FBR e cicli di carburante chiusi. Il processo richiede anni e richiede spesso nuovi criteri di sicurezza per le interazioni di sodio-sodio, grandi incendi di sodio e gestione di combustibile ad alta attività.

Tuttavia, i paesi con strategie energetiche a lungo termine, come India, Russia e Cina, considerano i FBR essenziali per l'indipendenza energetica e hanno impegnato risorse sostanziali al loro sviluppo.

Prospettive future

Il Forum Internazionale Generazione IV (GIF) ha individuato sei concetti avanzati di reattori, tre dei quali sono reattori veloci: il reattore rapido raffreddato a sodio (SFR), il reattore rapido raffreddato a piombo (LFR), e il reattore rapido raffreddato a gas (GFR). Il SFR è il più maturo, con diversi progetti dimostrativi in costruzione o in programma.

I progressi nella scienza dei materiali, come gli acciai legati alla dispersione dell'ossido (ODS) e i compositi in carburo di silicio, consentiranno temperature operative più elevate e una durata più lunga del combustibile.

La collaborazione internazionale, attraverso strutture come il Programma tecnologico Fast Reactor dell’Agenzia Internazionale per l’Energia Atomica e il GIF, è essenziale per condividere i costi di sviluppo elevati e per armonizzare gli standard normativi. Se il prossimo decennio vede un funzionamento riuscito del PFBR in India, il BREST-OD-300 in Russia, e il CFR-600 cinese, la fase sarà impostata per una più ampia distribuzione di reattori veloci di allevatori con cicli di combustibile sostenibili nel 2030.

Per ulteriori informazioni:
] Programma tecnologico rapido del reattore IAEA[[]
]] Associazione nucleare mondiale: Reattori veloci ]
]Forum internazionale di generazione IV: Reattori veloci[FLT][F]