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claudiocosta.
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non conosco molto l'argomento quindi espongo alcuni domande:
- differenze sommarie tra 3° e 4 ° generazione.
- nuke al Torio: voglio la verità! Si può fare? E' vero che stanno costruendo 25 centrali al Torio in India? perchè non l'hanno fatto fino ad ora? ci sono già centrali attive al torio? che tipo di reattore necessita, il torio 2°, 3°, o 4° generazione?
- E' vero che l'uranio raggiungerà entro 40-50 il picco max di produzione? Non ce n'è come dice Rubbia? quindi non vale la pena investire nel nuke?
- Io per il fabbisogno dell'Italia concepisco il nuke solo nel deserto africano usando l'idrogeno come vettore: e chiedo perchè non conviene? L'idrogeno si può pompare, e produrre anche di notte, la trasmissione del gas ha sicuramente meno perdite della trasmissione elettrica (stimata in 25%), il gas si presta all'autotrazione, e alla piccola cogenerazione sfruttando il recupero di calore. le scorie si stoccano nel deserto in profondità senza trasporto. Il vantaggio sta nella sicurezza!. -
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Naturalmente stiamo parlando sempre di reattori a fissione.
La fusione calda e' in fase di sperimentazione da un verso e di costruzione (ITER) dall'altro.
Per avere risultati tangibili bisogna aspettare almeno fino al 2017...
Incominciamo a definire le generazioni di reattori nucleari.
La prima generazione commerciale a partire dal CP-1 di Fermi, era costtuita da reattori del tipo gas-grafite, poi commercialmente sviluppato in varie versioni tra cui le principali sono i reattori Magnox (Magnesium Uranium Oxide) (GEC) e RBMK. Ambedue usavano (in realtà vi sono parecchi reattori RBMK tuttora in uso, e qualche Magnox nella versione Advanced Gas Cooler Reactor) uranio arricchito come combustibile. Un'evoluzione del RBMX può essere indicata nel reattore BWR (Boiling Water Reactor), che invia in turbina un vapore più o meno debolmente radioattivo, ma anche quelli che utilizzano un circuito intermedio, per cui un fluido diatermico (di solito ancora acqua) entra a contatto del combustibile, si scalda e, senza cambiare di fase, circola in un generatore di vapore esterno in cui cede calore ad altra acqua, che invece vaporizza e genera energia elettrica nel gruppo turbina-alternatore.
Questo ciclo é anche utilizzato per le centrali termiche a gas o carbine con qualche variante. Impainti che utilizzano questo processo sono anche detti PWR (Pressurized Water Reactor) in quanto ill vapore che arriva in turbina in condizioni di normale funzionamento non è più radioattivo. Nel caso del PWR la necessità primaria é la ricerca della leggerezza e anche di un ottimo contenimento delle radiazioni; proprio per questo la filiera PWR è generalmente usata, in quanto permette di tenere turbine e generatori in zona sicura, essendo il fluido esente da radiazioni. Attualmente la maggior parte dei nuovi impianti sono PWR anche se sono pochi quelli entrati in produzione. I PWR si sono però evoluti (i reattori nucleari sono oggetto di continua evoluzione mirata a migliorare sostanzialmente la sicurezza) nei reattori detti di 3a generazione.
I reattori cosiddetti di "3a generazione" sono a tutti gli effetti versioni migliorate dei reattori di 2a generazione, di cui riprendono le caratteristiche fondamentali apportando correzioni di carattere puramente costruttivo laddove si sono riscontrate alcune problematicità tecniche. Non apportano sostanziali differenze riguardo al "combustibile" e quindi neanche per quanto riguarda le scorie anche se negli ultimi anni si é intensificato l'orientamento ad utilizzare il MOX (MOX é l'acronimo di mixed oxide) e si tratta sostanzialmente di plutonio combustibile, viene prodotto da industrie di rielaborazione in Francia, a La Hague dalla COGEMA e in Gran Bretagna a Sellafield dalla BNFL. Questi stabilimenti prendono il combustibile bruciato dai reattori delle centrali che producono energia nucleare, ed attraverso un delicato processo, isolano il plutonio dagli altri elementi radioattivi. Il plutonio è più tardi combinato con l’uranio per formare appunto il MOX o plutonio combustibile riutilizzabile.
Arriviamo quindi alla 4a generazione. I reattori inclusi in questa classificazione sono sempre a fissione, sono delle evoluzioni dei reattori di terza con alcune sostanziali differenze che li rende maggiormente sicuri. I reattori nucleari di 4a generazione sono però un gruppo di 6 famiglie di progetti per nuove tipologie di reattore nucleare a fissione e attualmente ancora in fase di studio. Per quanto ne so io saranno disponibili commercialmente fra alcune decine di anni (non prima del 2030-2040).
Non si tratta delle uniche possibilità di sviluppo dopo la 3a generazione: la ricerca sulla 4a generazione è stata promossa dal Forum Internazionale GIF (Generation IV International Forum) fondato nel 2000 dal Department of Energy degli Stati Uniti d'America (DOE) ed a cui hanno aderito alcuni paesi fra cui l'Italia. Rappresenta una proposta di evoluzione del settore, non l'unica. Inoltre, non tutti i paesi che hanno firmato il documento d'intenti del GIF hanno poi firmato effettivi protocolli di collaborazione tecnologica. Aspettare, come qualcuno in Italia vorrebbe, la Gen 4, significherebbe probabilmente non rientrare mai nel club nucleare. Se tutto dovesse andare bene nel 2040, le prime centrali con questa tecnologia sarebbero pronte una decina d'anno dopo e quindi nel 2050 ma, per allora, l'Italia sarebbe già fallita tecnicamente sommersa dai debiti da petrolio.
Centrali nucleari al Torio.
In India si stanno costruendo appunto alcune centrali alimentate con il Torio un metallo reperibile in natura, leggermente radioattivo. Se puro e in forma metallica, è di colore bianco argenteo che si mantiene lucido per molti mesi; però se viene contaminato con il suo ossido si annerisce lentamente all'aria diventando prima grigio e poi nero. L'ossido di torio (ThO2), detto anche toria, ha uno dei più alti punti di ebollizione di tutti gli ossidi (3300°C). Quando vengono scaldati all'aria, i trucioli metallici di torio prendono fuoco e bruciano con una brillante luce bianca. Il torio è 5 volte più abbondante dell'uranio. Il ciclo combustibile del torio può essere potenzialmente utile sul lungo periodo, data la sua possibilità di produrre combustibile senza dover ricorrere a reattori a neutroni veloci. Il torio è significativamente più abbondante dell'uranio, risultando quindi un fattore chiave per la sostenibilità dell'energia nucleare. L'India possiede ingenti riserve di torio ed ha quindi pianificato un ambizioso programma nucleare che ambisce ad escludere l'uranio come materia prima, sono per questo motivo in costruzione due centrali al Torio ed altre 5 inizieranno ad essere costruite nei prossimi anni per arrivare a sostituire tutte le centrali a combustibili fossili nel paese e sostituire quelle a uranio 235. Francamente non mi risultano 25 in costruzione e nemmeno in progetto, se così fosse tutta l'Asia potrebbe acquistare energia dall'India
Ma una centrale al torio ha un vantaggio evidente ed è quello riguardante le scorie.
Il "combustibile" esausto scaricato da un reattore autofertilizzante al torio ha una radiotossicità estremamente più bassa (di svariati ordini di grandezza) rispetto a qualunque reattore all'uranio-plutonio: dopo meno di un secolo è infatti inferiore a quella dell'uranio naturale ed addirittura, nei reattori termici al torio è fin da subito inferiore. Si ritiene pertanto che le scorie andrebbero confinate solamente per circa 300 anni. A titolo di confronto il "combustibile" esausto di un reattore all'uranio di 3° generazione, per ridurre la propria radiotossicità a livelli inferiori a quelli dell'uranio naturale di partenza, impiega circa un milione di anni (dato comunque teorico visto che non c'é finora la pistola fumante ma si parla di simulazioni e calcolo matematico), mentre il combustibile di un reattore autofertilizzante all'uranio-plutonio impiega decine di migliaia di anni.
Per quanto riguarda il combustibile per le centrali ti sei dato la risposta da solo.
Non esiste solo l'uranio 235 come non esiste solo il plutonio ed ovviamente l'U238. Abbiamo cisto che esiste anche il Torio ma altri elementi sono allo studio e naturalmente la fusione nucleare la cui materia prima saranno il Deuterio ed il Trizio ricavabili attraverso un processo tecnicamente facile dall'acqua di mare.
E come ben sappiamo di acqua nel mare ne abbiamo moltissima, non dobbiamo affatto preoccuparci al riguardo.
Le stime dicono che di U235 ci sono riserve per altri 40/50 anni, di U238 un centinaio d'anni, di Torio circa 200 anni ma prima di allora avremo i reattori a fusione e, mi sembra, di acqua di mare ne abbiamo in abbondanza.
I reattori ad idrogeno non convengono se non dopo averlo prodotto con il nucleare per elettrolisi.
Purtroppo er produrre H l'energia da utilizzare é enorme e alla fine si spenderebbe di più.
Non e' conveniente utilizzare energia nucleare per produrre H da utilizzare come fluido in un processo nucleare, non ti pare?
Un reattore di ultima generazione (parliamo della 3a) ha bisogno di acqua (anche se a circuito chiuso) e, come ben sai, nel deserto di acqua non se ne trova poi molta...
MetS. -
claudiocosta.
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Ti ringrazio Mets!
Ancora delle precisazioni:
mi scrivi:
"I reattori ad idrogeno non convengono se non dopo averlo prodotto con il nucleare per elettrolisi.
Purtroppo er produrre H l'energia da utilizzare é enorme e alla fine si spenderebbe di più.
Non e' conveniente utilizzare energia nucleare per produrre H da utilizzare come fluido in un processo nucleare, non ti pare?
Un reattore di ultima generazione (parliamo della 3a) ha bisogno di acqua (anche se a circuito chiuso) e, come ben sai, nel deserto di acqua non se ne trova poi molta..."
Nella mia assoluta ignoranza intendevo produrre energia elettrica con il nuke (meglio se al torio) e con quella produrre idrogeno da pompare in tutta Italia, come vettore di energia quindi. Capisco che ci sia un dispendio di energia, ma anche il ripompaggio notturno di acqua nelle dighe dispende energia, e anche il trasporto di energia elettrica con i cavi dispende energia.
Nella mia assoluta ignoranza intendevo produrre idrogeno con il nuke nel deserto a partire dall'acqua marina.
Mi chiedevo il perchè questo sistema non fosse conveniente, probabilmente si spende troppa energia, per produrre idrogeno.
Sul raffreddamento della centrale non ho capito se serve l'acqua dei fiumi che raffreddi in continuazione o se si possono creare altri sistemi, ad esempio acqua marina.. -
.CITAZIONE (claudiocosta @ 16/6/2008, 14:39)Ti ringrazio Mets!
Nella mia assoluta ignoranza intendevo produrre energia elettrica con il nuke (meglio se al torio) e con quella produrre idrogeno da pompare in tutta Italia, come vettore di energia quindi. Capisco che ci sia un dispendio di energia, ma anche il ripompaggio notturno di acqua nelle dighe dispende energia, e anche il trasporto di energia elettrica con i cavi dispende energia.
Nella mia assoluta ignoranza intendevo produrre idrogeno con il nuke nel deserto a partire dall'acqua marina.
Mi chiedevo il perchè questo sistema non fosse conveniente, probabilmente si spende troppa energia, per produrre idrogeno.
Sul raffreddamento della centrale non ho capito se serve l'acqua dei fiumi che raffreddi in continuazione o se si possono creare altri sistemi, ad esempio acqua marina.
Per avere centrali alimentate al torio bisogna prima avere il torio. L'unica e' avere buoni rapporti con l'India.
Attualmente la produzione mondiale di torio e' al 90% utilizzata per produrre i filamenti illuminanti da utilizzare nei campeggi e vario altro.
L'uso del torio per produrre energia nucleare e' relativamente recente e non ancora standardizzata, per far nascere una centrale sono necessari alcuni studi compreso quello relativo alla disponibilità del combustibile.
Trattative dell'EU sono in corso con l'India ed altri maggiori produttori, appena si saranno messi d'accordo chedo si potrà iniziare anche in europa.
Claudio ragiona per favore. la tua non e' ignoranza ma difetto di conoscenza.
Se io posiziono la centrale in mezzo al deserto devo poi:
1 trasportare il combustibile fissile dal primo porto al luogo ove ho la centrale, siccome i deserti ingenere stanno in mezzo ai continenti, escluso in Namibia, significa che devo trasportare materiale radiottivo attraversando villaggi e città prima di arrivare a destinazione.
Devo fare lo stesso lavoro per l'acqua di raffreddamento ed anche quella di alimento delle turbine ed in genere del ciclo termico.
Devo costruire adeguati villaggi per il personale, una centrale nucleare richiede personale altamente specializzato che costa parecchio e difficilmete vorrebbe vivere in emzzo ad un deserto, inoltre il personale addetto ad una centrale va dai 250 fino alle mille persone, dove li metti?
Potremmo andare avanti per molte pagine a parlare delle ragioni perchè non si può ma, siccome sei una persona intelligente, a questo punto hai capito da solo perchè.
Per l'idrogeno il discorso non esiste, Se tu devi produrre idrogeno per gli scopi normali d'uso allora puoi utilizzare la centrale per produrlo, in pratica usi l'energia prodotta in eccesso in genere la notte, altrimenti se devi produrre l'H per alimentare la centrale il discorso non funziona perchè la centrale consumerebbe quasi tutta l'energia per produrre H che poi alimenta se stessa. Un controsenso molto caro per il contribuente.
Per chiudere.
Oggi giorno si usano impianti sia a circuito chiuso (in genere per il raffreddamento nocciolo, barre o turbina) sia a circuito aperto quindi con raffredamento continuo.
Le ragioni sono semplici, inoltre le vasche di raffreddamento primario contengono sempre acqua da cui pescano le pompe per la distribuzione circuitale. Stare lontano da un fiume o dal mare significa perdere tutti i vantaggi della produzione nucleare e produrre elettricità a costi maggiori.
Forse non sai che il kWh prodotto col nuke deve il proprio costo al 96% alla centrale, alla manutenzione, alla sicurezza e a a tante altre apparentemente inutili voci. Il combustibile pesa, nella vita della centrale (60 anni massimo) solo dal 2% al 4% quindi un'inezia, tutto il resto costa molto di più e perchè mai complicarsi la vita quando può essere tutto più semplice e redditizio?
Ciao
MetS
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claudiocosta.
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Perchè complicarsi la vita?
Perchè temo che in Italia sia molto difficile costruire tante centrali nucleari. Forse 1 o 2 si riesce, ma tante, quante ce ne servirebbero, penso di no.
Il deserto africano è vicino al mare e vicino all'Italia, certo tutto è relativo e non ho nessuna conoscenza dei costi, ma ho sentito proposte di centrali in Albania, beh meglio zone più desertiche, se si può fare (cosa che non si può da quanto ho capito)
Sull'idrogeno vale la prima ipotesi: cioè uso la centrale per produrre H2 da pompare in Italia e da usare in autotrazione o in cogenerazione, non ho idea di quanto costi, se convenga o no, ecco perchè l'ho chiesto, pensavo che se si pompa il metano dalla Siberia fino a noi, forse si possa pompare l'H2 dalla Tunisia all'Italia, ma magari non lo si può fare!
Le mie erano solo domande non proposte, quelle non sono in grado di farle.
Grazie delle risposte molto esaustive!. -
tersite3.
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caro claudio
Non penso ci siano problemi tecnici insuperabili per il pompaggio dell'idrogeno. Probabilmente qualche problema con le pompe, con le tenute dei giunti (l'H ha una molecola molto piccola e trafila facilmente) e con i metalli dei tubi che potrebbero avere dei problemi di infragilimento.
Tutte cose superabili, ma non ne vedo la necessità.
Trasportare energia elettrica costa molto di meno in impianti e perdite di esercizio.
Conviene produrre e trasportare quella e poi sul posto ne puoi fare quello che vuoi.
Con l'energia elettrica puoi fare tutto con ottimo rendimento, con l'idrogeno puoi fare solo poche cose con buon rendimento (se vuoi energia meccanica devi utilizzare un motore termico che ha rendimenti da dimenticare)
L'idea del deserto non è male, teoricamente. Peccato che in qualunque momento il padrone del deserto ti può tagliare i fili.
Ciao
Tersite
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Già, perche complicarsela?
Non vuoi una centrale nucleare nel tuo giardino Claudio?
E che differenza fa? L'Italia ha dodici centrali nel raggio d trecento km dai suoi confini, abbastanza per uccidere tutti gli italiani in caso di incidenti a catena, probabilità questa in un rapporto di 1 su 1,000,000,000,000,000,000,000 (faccio fatica pure a contare tutti gli zeri).
Caro Claudio, il buon Tersite ha già risposto con saggezza ai tuoi quesiti.
Aggiungo che fluidi come il metano hanno una molecola relativamente grossa e sono facilmente trasportabili a costi accettabili dalla comunità.
Non é altrettanto possibile per l'H, forse non sai che una particolarità dell'H è la sua azione infragilizzante sui metalli.
Esso si fissa sugli atomi di ferro all'interno delle cricche e contribuisce a favorire la rottura di un pezzo per fatica statica. Quindi i serbatoi sono strutturalmente difficili da realizzare e così tutto quello che nella filiera serve al trasporto, pompe, yubazioni devono essere o in materiali costosi o molto sovrabbondanti.
Trasporto come liquido possibile con la criogenia: alla temperatura di – 253 °C l’idrogeno diviene liquido. A tale temperatura esso può essere conservato in appositi recipienti coibentati ma con perdite per evaporazione dell’ordine dell’1% al giorno.
Ricapitolando: La grande quantità di energia necessaria per la liquefazione e le perdite per evaporazione limitano l’uso dei sistemi di stoccaggio dell’H liquido ai casi in cui il costo dell’H non costituisce un problema e viene consumato in tempi brevi.
Inoltre la particolarita' meno simpatica, come se le altre fossero barzellette, e' la velocita' di combustione, rabbiosa.
L’H poi ha un intervallo di infiammabilità molto più ampio di quello degli altri combustibili e con una fiamma quasi invisibile: come succede nelle corse americane, dove usano metanolo, si rischia di venir tostati senza capire cosa stia succedendo e da dove provenga il pericolo.
Come ti scrissi precedentemente, i siti già identificati ed approvati sono tre, due al centro-nord ed uno al sud, allo studio ed in corso di assessments in primo luogo EIA, ce ne sono altre sei, non tutti accoglieranno una centrale, ovvio, ma l'idea e' quella di tornare con 4/5 centrali entro il 2030 che saranno inizialmente (le prime tre) GEN III e poi pensare di installare almeno una GEN IV nel corso dei due lustri successivi.
MetS
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claudiocosta.
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Grazie è chiaro che sapevo molte cose.
Peccato che l'H2 non si possa usare come vettore nel nuke.
E' vero, non vorrei la centrale vicino a casa mia, fanno paura le contaminazioni dirette, rispetto alle nubi, ( ma anche su questo non so niente) ma penso che in un paese dove non si riescono a fare le discariche e la tav sia difficile fare il nuke, ma forse nel n di 4-5 ci si riesce.
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claudiocosta.
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Vi riporto una discussione fatta su un forum di meteo, che potrebbe aprire un dibattito
Claudio Costa su nucleare al torio:
Su un forum di energie alternative mi dicono però che non è così semplice, e che l'India ha praticamente il monopolio del minerale. Certo che il nuke al torio ha vantaggi enormi, più sicurezza, impianti piccoli, scorie più facili da gestire e con tempi di decadimento molto più bassi, disponibilità di minerale in natura, mentre di uranio ce n'è pochino, ecc.
Risponde Hydraulicus:
E' vero che non è così semplice, ma non è vero che l'India ha il monopolio delle riserve: buone quantità si trovano in Norvegia, Australia, Canada e negli USA.
I vantaggi sono compensati dagli svantaggi: è necessaria una filiera per il riprocessamento, dopo l'utilizzo si trovano un numero di radionuclidi piuttosto fastidiosi - come l'U232 - e il combustibile di per sé non fa partire alcuna reazione, quindi servono reattori di tipo breeder (anche se nel campo termico). Attualmente tutto quello che si è riusciti a fare è inserire un po' di Torio nei reattori per risparmiare Uranio, che certo è una bella cosa ma non garantisce le migliaia di anni di energia che spesso vengono sbandierati in giro.
Andrebbe meglio se si potesse far funzionare un Molten Salt Reactor, ma siamo ancora lontanissimi.
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.CITAZIONE (claudiocosta @ 20/6/2008, 11:40)Vi riporto una discussione fatta su un forum di meteo, che potrebbe aprire un dibattito
E' vero che non è così semplice, ma non è vero che l'India ha il monopolio delle riserve: buone quantità si trovano in Norvegia, Australia, Canada e negli USA.
L'India evidentemente ha il monopolio del Torio presente sul suo territorio, non certo quello del resto del mondoCITAZIONEI vantaggi sono compensati dagli svantaggi: è necessaria una filiera per il riprocessamento, dopo l'utilizzo si trovano un numero di radionuclidi piuttosto fastidiosi - come l'U232 - e il combustibile di per sé non fa partire alcuna reazione, quindi servono reattori di tipo breeder (anche se nel campo termico). Attualmente tutto quello che si è riusciti a fare è inserire un po' di Torio nei reattori per risparmiare Uranio, che certo è una bella cosa ma non garantisce le migliaia di anni di energia che spesso vengono sbandierati in giro.
Hydraulicus ha risposto bene ma omettendo alcuni dettagli. Breeders non vuol dir nulla se non associato ad un'altra parola che, nel caso di reazioni nucleari, é di solito fast.CITAZIONE (MetS @ 20/6/2008, 07:37)In ingegneria nucleare, reattore autofertilizzante (in inglese breeder reactor), reattore nucleare in cui il materiale fissile è misto a materiale non fissile che, nel corso del funzionamento, viene trasformato anch'esso in combustibile nucleare. Questo reattore si chiama appunto autofertilizzante in quanto, una volta avviato, non ha praticamente più bisogno di essere rifornito di combustibile per funzionare e produrre energia. Per esempio, nei reattori a plutonio il Pu 239, che è fissile, viene prodotto mediante fertilizzazione dell'U 238, che non è fissile; quest'ultimo è presente in grande quantità nell'uranio naturale, nel quale l'elemento fissile, l'U 235, è presente solo nella misura dello 0,7%. Nei reattori autofertilizzanti, gli atomi di U 238 vengono trasformati dal bombardamento con neutroni veloci, cioè non rallentati dal moderatore (da cui il nome di reattori veloci), in atomi di Pu 239, fissile, che pertanto viene continuamente rifornito. L'importanza dei reattori autofertilizzanti è dovuta al fatto che, una volta superato il periodo sperimentale, potranno fornire al mondo altrettanta energia di quanta ne produrranno complessivamente le centrali idroelettriche, termoelettriche e nucleari convenzionali.
Come siamo messi male, sono costretto ad autoquotarmi. Il Torio, come l'Uranio, può essere usato come combustibile in un reattore nucleare: anche se di per sé non è fissile, il Torio-232 (Th232) assorbe neutroni termici trasmutandosi in Uranio-233 (U233), che invece lo è. Perciò il torio viene considerato fertile, come l'Uranio-238 (U238). L'uranio-233 è migliore dell'uranio-235 e del plutonio-239 per via della sua maggiore resa in termini di assorbimento dei neutroni, che consente di realizzare un ciclo di alimentazione a partire da altri materiali fissili (uranio-235 e plutionio-239) simile ma più efficiente di quello basato sull'uranio-238 e sul plutonio nei reattori termici. Th232 assorbe un neutrone trasformandosi in Th233 che successivamente decade in Pa233 e quindi in U233. Il combustibile così irraggiato viene quindi scaricato dal reattore, l'U233 separato dal torio e usato per alimentare un altro reattore come parte di un ciclo chiuso. Tra i problemi connessi a questo utilizzo rientrano gli elevati costi di produzione del combustibile, legati all'alta radioattività dell'uranio-233, che è sempre contaminato da tracce di uranio-232; anche il riciclo del torio presenta problemi simili dovuti all'altamente radioattivo Th228; l'U233 può inoltre essere impiegato per la produzione di ordigni nucleari e pone alcuni problemi tecnici per il suo riciclo. Il ciclo combustibile del torio é utile sul lungo periodo, data la sua possibilità di produrre combustibile senza dover ricorrere a reattori a neutroni veloci. Il torio è significativamente più abbondante dell'uranio, risultando quindi un fattore chiave per la sostenibilità dell'energia nucleare.
Come già affermato l'India possiede ingenti riserve di torio ed ha pianificato un ambizioso programma nucleare che ambisce ad escludere l'uranio come materia prima.CITAZIONEAndrebbe meglio se si potesse far funzionare un Molten Salt Reactor, ma siamo ancora lontanissimi.
Il reattore nucleare a sali fusi, (MSR, acronimo di Molten Salt Reactor) è un tipo di reattore nucleare a fissione dove il fluido di lavoro è un qualche tipo di sale riscaldato a temperature oltre la propria temperatura di fusione. Sono stati proposti molti progetti per questo tipo di reattore, ma sono stati costruiti pochi prototipi. I primi concetti così come molti di quelli attuali prevedono che il combustibile nucleare sia disciolto dentro un fluoruro che funge da fluido di lavoro come p.es il tetrafluoruro di uranio (UF4), il fluido raggiungerebbe la condizione critica fluendo dentro un nocciolo-core in grafite che servirebbe anche come moderatore. Molte delle proposte correnti si affidano a del combustibile che viene disperso in una matrice di grafite con il sale fuso che fornisce un "raffreddamento" a bassa pressione, ed alte temperature.
I reattori delle Gen IV includono gli MSR ma come già detto siamo ancora lontani... abbastanza lontani da pensare ad utilizzare la Gen III nell'attesa.
Ciao
MetS
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Hydraulics.
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CITAZIONE (MetS @ 20/6/2008, 20:10)Hydraulicus ha risposto bene ma omettendo alcuni dettagli.
Grazie Mets, troppo buono. Trattandosi di un forum di meteorologia e in un thread che parlava di tutt'altro mi sembrava inutile fare una lezioncina di Fisica Nucleare.CITAZIONE (MetS @ 20/6/2008, 20:10)Breeders non vuol dir nulla se non associato ad un'altra parola che, nel caso di reazioni nucleari, é di solito fast.
Direi invece che "breeder" è utilizzato usualmente con un unico significato, quello di reattore che produce una quantità di materiale fissile superiore a quella introdotta inizalmente: cioè che ha un breeding ratio maggiore di 1. E' vero naturalmente che ogni reattore è anche "breeder", ma la tua stessa autocitazione conferma la mia interpretazione.CITAZIONE (MetS @ 20/6/2008, 07:37)In ingegneria nucleare, reattore autofertilizzante (in inglese breeder reactor), reattore nucleare in cui il materiale fissile è misto a materiale non fissile che, nel corso del funzionamento, viene trasformato anch'esso in combustibile nucleare. Questo reattore si chiama appunto autofertilizzante in quanto, una volta avviato, non ha praticamente più bisogno di essere rifornito diCITAZIONE (MetS @ 20/6/2008, 20:10)Il ciclo combustibile del torio é utile sul lungo periodo, data la sua possibilità di produrre combustibile senza dover ricorrere a reattori a neutroni veloci. Il torio è significativamente più abbondante dell'uranio, risultando quindi un fattore chiave per la sostenibilità dell'energia nucleare.
Appunto, si vorrebbero usare reattori in campo termico (per essere precisi: reattori nei quali i neutroni sono rallentati fino ad energie dell'ordine degli 0.025 eV) perché la sezione trasversale di cattura per l'U233 è molto più favorevole che per l'U238 per questo spettro di energie, e perché i FBR hanno diversi problemi tecnici ancora irrisolti; l'AHWR dovrebbe usare acqua pesante come moderatore e non un metallo liquido.
Quanto al fatto che il Torio sia più abbondante del'Uranio è vero, ma questa abbondanza non significa nulla finché non è stata provata la fattibilità economica e tecnica dell'intero ciclo, che comprende la realizzazione di un vero reattore con br>1 e la fattibilità del riprocessamento. Finora sono riusciti in questo secondo aspetto - tanto che un piccolissimo reattore sperimentale da 30 kW termici utilizza solo U233 - ma non è chiaro a che prezzo; il primo problema deve ancora essere risolto.CITAZIONE (MetS @ 20/6/2008, 20:10)Il reattore nucleare a sali fusi, (MSR, acronimo di Molten Salt Reactor) è un tipo di reattore nucleare a fissione dove il fluido di lavoro è un qualche tipo di sale riscaldato a temperature oltre la propria temperatura di fusione.
Mi riferivo in particolare a questo, che avrebbe l'enorme vantaggio di poter isolare il Pa233 prima che possa assorbire un neutrone e diventare Pa234 e poi U234, che non è fissile (per cui ci freghiamo l'atomo e il neutrone assorbito). Purtroppo ci sono parecchi problemi, ma questo lo sai anche tu.. -
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MetS.
