IL CICLO DEL COMBUSTIBILE

Il ciclo del combustibile nucleare

Il ciclo di combustibile consiste di tre stadi fondamentali: il trattamento di preparazione del combustibile di un reattore e la fase di sfruttamento e l'immagazzinamento o il riciclaggio del combustibile usato. Nei reattori ad acqua leggera l'uranio naturale, che contiene circa lo 0,7% di uranio 235, viene estratto da giacimenti superficiali o sotterranei. Il minerale viene concentrato per macinazione e poi trasportato in un impianto di conversione, dove viene trasformato in esafluoruro di uranio gassoso (UF₆). Nell'impianto di arricchimento isotopico, questo gas viene spinto contro una barriera porosa che funge da setaccio: l'uranio 235, più leggero, vi penetra più facilmente dell'uranio 238. Il prodotto arricchito viene quindi mandato a un impianto di fabbricazione del combustibile, dove il gas di UF₆ viene trasformato prima in polvere di ossido di uranio e poi nelle pastiglie di cui sono composte le barre di combustibile. Queste ultime vengono raggruppate in elementi di combustibile e trasportate al reattore,pronte per essere utilizzate.

Il minerale estratto (1) viene macinato e trattato in modo da formare "concentrato uranifero" chiamato yellow cake (2): dopodiché l'uranio inizia il suo ciclo. Se deve essere usato in un reattore che si serve di uranio arricchito, viene trasformato (3) in esafluoruro di uranio. Il processo di arricchimento (4) aumenta la concentrazione dell'isotopo U 235 dei combustibile. Attualmente, i due processi più comuni (cioè la diffusione attraverso
membrane o tramite centrifughe) separano gli isotopi secondo le loro diverse masse. La produzione del combustibile (5) è una fase molto complessa, nella quale l'uranio viene preparato per essere usato in diversi tipi di reattori. E' estremamente importante fare in modo che i materiali non vengano a contatto con i cosiddetti veleni, impurità che assorbono neutroni. Dopo aver generato elettricità nel reattore per un periodo che va dai 3 ai 5 anni (6), gli elementi di combustibile sono rimossi e messi in vasche di raffreddamento per permettere la degradazione dei prodotti di fissione di vita media breve. Il combustibile esaurito può quindi essere trasportato a un impianto di riciclaggio (7) per la separazione dei componenti. Il plutonio e l'uranio fissile vengono riciclati (B, C) e ricuperati quasi al 100%. Un ulteriore trattamento separa gli scarti ad alto livello di radioattività da quelli a basso livello che vengono conservati (8).

Un tipico reattore PWR da 1.000 MW usa circa 200 elementi di combustibile, un terzo del quale ogni anno deve essere sostituito, a causa dell'impoverimento in uranio 235 e dell'accumulo di prodotti di fissione che assorbono neutroni. Il combustibile usato viene conservato in un contenitore metallico pressurizzato per circa un mese e quindi immerso per almeno un anno all'interno di vasche di raffreddamento nelle vicinanze del reattore.

Al termine del periodo di raffreddamento, il combustibile usato viene trasportato, all'interno di barili pesantemente schermati, in depositi permanenti o in impianti di riprocessamento chimico: in questi ultimi l'uranio e il plutonio vengono separati dal resto delle scorie radioattive e in parte recuperati per la produzione di nuovo combustibile.

In alcuni paesi, ad esempio negli Stati Uniti, non è consentito il riprocessamento del combustibile, per impedire che il plutonio 239 possa venire utilizzato illegalmente per la fabbricazione di armi nucleari.

Nel ciclo del combustibile dei reattori autofertilizzanti, il plutonio prodotto nel reattore viene sistematicamente riciclato. Per alimentare gli impianti di fabbricazione del combustibile si usano uranio 238 riciclato, uranio impoverito dalla separazione isotopica, e parte del plutonio 239 recuperato dalle barre usate. Il processo di recupero e riciclaggio fornisce quantitativi sufficienti di combustibile senza che siano necessarie ulteriori attività di estrazione: le riserve di materiale estratto esistente potrebbero alimentare questo tipo di reattore per secoli. Poiché il reattore autofertilizzante produce più plutonio 239 di quanto non sia necessario alla sua successiva alimentazione, il plutonio recuperato viene depositato per un uso successivo, con nuovi reattori.

Lo stadio finale di qualsiasi tipo di trattamento del combustibile nucleare è l'immagazzinamento a lungo termine delle scorie altamente radioattive, che rimangono biologicamente pericolose per migliaia di anni. Gli elementi combustibili possono essere immagazzinati in depositi adeguatamente schermati e sorvegliati, in attesa di diverse collocazioni, oppure possono essere convertiti in composti stabili, inglobati in vetri o ceramiche, incapsulati in contenitori di acciaio inossidabile, e infine seppelliti sottoterra a profondità opportune, in formazioni geologiche particolarmente stabili. Benchè ciascuna di queste tecnologie appaia potenzialmente soddisfacente, mancano a livello mondiale le strutture adeguate per affrontare e risolvere il problema delle scorie radioattive, che oggi costituisce uno dei più gravi problemi dell'umanità. Restando radioattivi per migliaia di anni, infatti, i rifiuti nucleari costituiranno un grave pericolo per le generazioni future. Sembra che la scelta più adeguata sia quella di costruire grandi depositi seppelliti in formazioni geologiche stabili: negli Stati Uniti, è stato scelto un sito nel deserto del Nevada; il Regno Unito sta indagando la stabilità della regione di Sellafield.