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La TAC evidenzia anche minime differenze di densità tra i differenti tessuti di

un organo, permettendo di visualizzare anche strutture localizzate molto in

profondità. Il principale campo d’azione di questa tecnologia rimane lo studio

dei tumori e la dose di radiazione ionizzanti è superiore a quella della radiografia

tradizionale.

3.1.2.3.Tomografia Computerizzata (TC)

La TC è una metodica diagnostica per immagini, che sfrutta radiazioni

ionizzanti a raggi X e consente di riprodurre sezioni corporee del paziente ed

elaborazioni tridimensionali per le quali è necessario il supporto di un computer.

A differenza della TAC, che consente scansioni assiali, la TC permette di

visualizzare immagini trasversali e ricostruzioni delle immagini su ogni piano,

non solo su quello assiale.

3.1.2.4.Scintigrafia

La scintigrafia consiste nella visualizzazione della distribuzione

dell’organismo, grazie ad un isotopo radioattivo (il più usato è il tecnezio)

somministrato per via endovenosa, in grado di fissarsi su determinati organi o

tessuti da esaminare. La radioattività di tali isotopi è innocua per l’organismo

umano; una volta raggiunto l’organo bersaglio, le radiazioni emesse dall’isotopo

fanno apparire una serie di puntini brillanti sullo schermo di un rivelatore a

scintillazione posto sulla superficie del corpo. Tali punti registrati su un grafico

detto scintigramma, disegnano la mappa della regione corporea interessata.

Questo metodo consente osservare e valutare la forma e la grandezza di un

organo individuando lesioni in fase precoce, altrimenti non rilevabili con altri

esami. La quantità di radioattività iniettata è molto piccola e le sostanze

impiegate non sono nocive.

3.1.2.5.Angiografia

L’angiografia è una tecnica di indagine radiologica che permette lo studio

dei vasi sanguigni. Con l’iniezione del mezzo di contrasto contenente iodio nel

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sistema circolatorio e la ripresa radiografica delle immagini si può verificare

l’anomalo afflusso di sangue in una o più arterie nei minimi dettagli.

3.1.2.6.Mammografia

La mammografia è un esame radiologico che, utilizzando raggi X,

consente una diagnosi precoce del cancro al seno molto prima che esso sia

sufficientemente sviluppato da essere percepibile alla palpitazione. I bassi

dosaggi di radiazioni consentono la ripetizione routinaria dell’esame senza

rischi.

3.1.2.7.Mineralometria Ossea Computerizzata (MOC)

La MOC è una tecnica diagnostica che permette l’accertamento del

grado di mineralizzazione delle ossa, perciò costituisce la principale metodica

per la diagnosi di osteoporosi, malattia dello scheletro che provoca una

riduzione di calcio e altri minerali nelle ossa, determinando nel paziente che ne è

affetto una maggiore esposizione alle fratture. Nella MOC una sorgente

radioattiva emette un fascio di fotoni che perde energia quando attraversa i

tessuti. Il metodo si basa sul calcolo della massa minerale media di un osso

misurando la diversa intensità con cui vengono arrestati i fotoni emessi da un

isotopo radioattivo come l’americio o lo iodio.

3.1.2.8.Teleradiografia

La teleradiografia consente di misurare le dimensioni del cuore. La

persona esaminata e la fonte di raggi X devono essere ad una distanza minima

di due metri, in modo tale da permettere un percorso parallelo dei raggi per

valutare meglio le cavità cardiache. Questa tecnica è ormai in disuso e viene

sempre più sostituita dall’ecocardiogramma.

3.1.2.9.Radioscopia

La radioscopia è un’indagine radiografica che permette di vedere gli

organi interni in movimento o di seguire gli spostamenti di uno strumento

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introdotto nel corpo su un intensificatore di immagini. Nonostante una notevole

esposizione del paziente e dell’operatore a radiazioni ionizzanti, la radioscopia

rileva immagini a scarso contenuto di informazione perciò risulta quasi

completamente abbandonata.

3.1.2.10.Risonanza Magnetica Nucleare (RMN)

La RMN è, dal punto di vista tecnologico, molto più recente rispetto alla

TAC ed è tuttora in piena evoluzione. Essa è innocua in quanto non vengono

utilizzati raggi X e inoltre ha il vantaggio di fornire immagini dettagliate sia del

piano trasversale del corpo sia dei piani sagittali e frontali, ottimizzando la

visualizzazione dell’area corporea in esame. A volte è necessario utilizzare un

mezzo di contrasto. Il paziente deve essere collocato all’interno di un

macchinario dove viene irradiato da un campo magnetico di altissima intensità.

Le forze generate nel campo permettono ai momenti magnetici delle molecole

del paziente di allinearsi nella direzione del campo esterno alterando

temporaneamente i nuclei; quando le onde radio vengono interrotte danno

luogo a segnali che vengono trasmessi a computer e trasformati in immagini

tridimensionali.

Non ci sono rischi di radiazioni, né effetti collaterali e l’indagine può essere

usata per la diagnosi di patologie che interessano organi e tessuti del corpo. I

macchinari sono molto costosi e per questo poco diffusi.

3.1.2.11.Tomografia a Emissione di Positroni (PET)

La PET è una tecnica è una tecnica di medicina nucleare che permette di

localizzare, all’interno del cervello o di altri organi, una sostanza marcata con un

radioisotopo che emette positroni, precedentemente somministrata al paziente.

Il positrone emesso si scontra con un elettrone e a seguito della collisione si ha

la scomparsa delle due particelle con produzione di fotoni gamma che vanno in

direzioni opposte. Questi fotoni possono venir rilevati con il tomografo PET-CT,

che rivela i fotoni in coincidenza. 36

La PET riesce a riconoscere le cellule che si dividono rapidamente (cellule

tumorali) nel contesto di altre cellule a basso indice di proliferazione (cellule

normali) e recentemente sta acquisendo un ruolo clinico sempre più rilevante.

L’esame permette di seguire le attività fisiologiche del cervello, del cuore, di

infiammazioni ed è utile nelle analisi di tumori del pancreas e del fegato. La PET

è anche di aiuto nelle forme depressive dell’anziano, nelle fasi precoci

dell’Alzheimer e nelle epilessie. Infine permette di diagnosticare un cancro e di

riconoscere i tumori maligni.

3.1.2.12.Tomografia Computerizzata a Emissione Singola di Fotoni (SPECT)

La SPECT è una tecnica di immagine scintigrafica che impiega piccole

dosi di tracciante per misurare processi biologici e biochimici nel cervello o in

altri organi. Grazie alla SPECT si possono ricostruire al computer le immagini,

acquisite da una camera rotante attorno al paziente, relative alla distribuzione

di una sostanza radioattiva.

L’indagine serve a diagnosticare malattie delle coronarie e riconosce molte

cardiopatie e affezioni del fegato.

3.1.3.Applicazioni industriali

Intensi fasci di raggi X e raggi vengono impiegati per radiografare

γ

componenti meccanici, per assicurare la qualità delle fusioni e delle saldature e

per verificare l’integrità di componenti impiantistici di elevato spessore ai fini

della sicurezza. Sistemi di misura e di analisi on-line sfruttano l’emissione di

radiazioni beta e l’attivazione neutronica. Emettitori di particelle beta sono

diffusamente utilizzati nell’industria cartaria per la misurazione dello spessore

dei fogli di carta durante il processo di fabbricazione. Sorgenti di neutroni sono

impiegate presso gli impianti termoelettrici per quantificare in tempo reale il

contenuto di silicio, ferro, alluminio, zolfo e calcio nel carbone, onde valutare

preventivamente l’emissione di inquinanti. La rilevazione di traccianti dispersi

nell’olio dei motori di nuova progettazione consentono, in fase di

ingegnerizzazione, di quantificarne il consumo d’olio. Il flusso neutronico di un

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reattore nucleare può servire a produrre materiali semiconduttori per l’industria

elettronica o ad alimentare processi di radiografia. L’irraggiamento con intensi

fasci di neutroni si rende utile a conferire ai materiali proprietà superficiali

diverse da quelle iniziali. Tipiche sono le applicazioni per la produzione di

materiali polimerici usati per isolanti elettrici, nastri adesivi, pneumatici e lenti a

contatto. In molti casi le radiazioni consentono di sintetizzare prodotti chimici

che richiederebbero altrimenti lunghi, costosi e inquinanti trattamenti.

3.1.4.Applicazioni nel campo della sterilizzazione

Una delle applicazioni più comuni è la sterilizzazione di prodotti medici e

alimentari, per uccidere eventuali parassiti dei cereali, per conservare più a

lungo i cibi o per trattare rifiuti potenzialmente inquinati da batteri. Le dosi

impiegate vanno dalle poche migliaia di sievert per il trattamento dei cibi ai

milioni di sievert per la sintesi chimica. Per uccidere un uomo bastano

solitamente 4 sievert, quindi si capisce che le dosi usate sono enormi rispetto a

qualsiasi altra applicazione. Per sterilizzare è necessario uccidere tutti i

microrganismi, i quali essendo molto semplici, sono molto resistenti alle

radiazioni; servono circa 1000 sievert per avere una probabilità del 50% di

uccidere un batterio.

3.1.5.Applicazioni biologiche e agroalimentari

L’uso delle radiazioni ha permesso lo studio e lo sviluppo di nuove

tecniche antiparassitarie e di fertilizzazione che sono oggi estesamente

impiegate in agricoltura e nella prevenzione sanitaria.

La liberazione di insetti precedentemente sterilizzati con le radiazioni consente

un efficace controllo delle mosche e di altri parassiti, minimizzando

contemporaneamente l’uso di antiparassitari e insetticidi; la tecnica prevede

l’allevamento degli insetti maschi e la loro sterilizzazione con raggi gamma

prima di essere rilasciati per riprodursi. La competizione con gli insetti maschi

non sterilizzati porta ad una rapida riduzione della popolazione.

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Per quanto riguarda l’industria agroalimentare si sfruttano le radiazioni per

distruggere insetti, muffe e batteri nelle derrate o per finalità antigerminative.

Inoltre l’uso di traccianti radioattivi mescolati al fertilizzante consente di

seguire il processo di assorbimento e di metabolizzazione da parte dei vegetali

e di quantificarne il rilascio, per evitare poi l’impiego di dosi eccessive di

sostanze chimiche.

3.1.6.Applicazioni ambientali

Le radiazioni hanno un campo di applicazione molto proficuo nello studio

e nella protezione dell’ambiente. Mescolando ai combustibili piccole quantità di

traccianti è possibile verificare l’efficienza dei sistemi di depurazione dei fumi.

L’uso dei traccianti radioattivi consente di studiare inoltre la mappatura delle

falde acquifere e delle risorse idriche sotterranee, di analizzare e misurare

l’accumulo dei sedimenti sul fondo marino, di seguire il corso delle correnti

oceaniche e di misurare il tasso di accumulo dei ghiacci nelle calotte polari.

3.1.7.Applicazioni in archeologia e antropologia

Le tecniche di datazione mediante l’uso di radiazioni consentono di

determinare l’età di un reperto di origine organica vegetale o animale (ad

esempio ossa e mummie) misurando il suo contenuto di C-14. Gli organismi

viventi, infatti, assumono e metabolizzano carbonio dall’ambiente finchè sono

in vita e ne cessano l’assunzione dopo la morte; il C-14 decade con un tempo di

dimezzamento di 5568 anni e la misura della sua percentuale residua permette

di risalire all’età del reperto. Una tecnica di datazione alternativa è la cosiddetta

termoluminescenza, che misura l’età dei manufatti ceramici. In essi sono

inglobati dei radioisotopi naturali contenuti nelle argille e i successivi processi di

decadimento determinano l’imprigionamento di parte dell’energia radioattiva

che si manifesta con una debole luminescenza all’atto del riscaldamento del

manufatto. La quantità di energia luminosa liberata è proporzionale al tempo

trascorso dal momento della cottura. 39

3.1.8.Applicazioni in geologia e prospezione mineraria

La presenza di radioisotopi a vita lunga nei minerali consente di datare le

formazioni geologiche, ricavando informazioni preziose per la ricerca di minerali.

Un metodo di datazione delle rocce si basa sul decadimento dell’uranio e del

torio, un altro metodo invece sulla determinazione dei rapporti tra le

concentrazioni degli elementi iniziali e finali delle serie radioattive.

La stratigrafia per attivazione neutronica è una tecnica usata nell’industria

petrolifera per determinare la composizione degli strati geologici attraversati da

una perforazione di sondaggio.

3.1.9.Applicazioni nel campo della sicurezza

Le radiazioni sono utili per il controllo dei bagagli negli aeroporti

effettuato con stazioni radiografiche a raggi X, per rilevare il fumo in impianti

antincendio a camera di ionizzazione e in medicina legale per determinare la

presenza in un campione di parecchi elementi, tra i qual l’arsenico.

3.1.10.Applicazioni nel campo della ricerca

La ricerca scientifica e tecnologica usano molto spesso le radiazioni

come elemento di studio e indagine. Ad esempio si fanno ricerche sulla

composizione della materia impiegando acceleratori e rilevatori di enormi

dimensioni e si impiegano traccianti radioattivi per studiare nel dettaglio i

meccanismi che presiedono ai processi chimici, fisici e biologici seguendo

opportunamente gli atomi e le molecole marcati.

3.2.Impieghi dei reattori nucleari

I reattori nucleari, oltre alla produzione di energia, trovano impiego in

molti altri campi. Questo capitolo inizialmente mette in luce i principali impieghi

marini dei reattori nucleari che producono energia necessaria per la propulsione

di navi e sottomarini e successivamente descrive le numerose applicazioni non

elettriche degli stessi. 40

3.2.1.Applicazioni marine

Il principale vantaggio della propulsione nucleare consiste in una

prolungata autonomia e nel fatto di non aver bisogno di aria per funzionare; i

motori diesel infatti richiedono aria per la combustione.

Gli svantaggi sono in primo luogo gli alti costi di progettazione e produzione e

poi la gestione delle scorie e del decomissioning dell’unità a fine vita; è sempre

necessario garantire tutti gli aspetti inerenti la sicurezza degli impianti.

La propulsione nucleare si è rivelata utile nei sottomarini militari, mezzi

navali costruiti per operare prevalentemente sott’acqua; in questi casi il

reattore consente un’autonomia subacquea di diversi mesi con buone velocità e

operando a notevoli profondità. L’energia prodotta consente inoltre di generare

ossigeno e acqua potabile dall’acqua di mare.

Anche la portaerei utilizza la propulsione nucleare. Questo tipo di nave militare

è dotata di installazioni per il decollo, il rifornimento, il ricovero e il trasporto di

aerei e grazie alla produzione di energia nucleare può imbarcare fino a 95

aeroplani e 6000 uomini di equipaggio garantendo una velocità di 30 nodi e

oltre 800.000 miglia di autonomia.

Per quanto riguarda la propulsione nucleare civile, essa è risultata molto

conveniente nel mare Artico Russo, zona difficile per le possibilità di

rifornimento e le difficoltà nel rompere ghiacci spessi anche tre metri. In tali

condizioni di esercizio le navi rompighiaccio a propulsione nucleare si sono

dimostrate insostituibili e indispensabili; la propulsione è affidata a due reattori

ad acqua pressurizzata.

3.2.2.Applicazioni non elettriche

3.2.2.1.Ricerca

Sono operativi, in 54 paesi, 280 piccoli reattori nucleari a scopo di

ricerca, formazione e per la produzione di radiazioni o isotopi radioattivi. Questi

reattori operano ad una potenza molto inferiore rispetto ai reattori commerciali.

Inoltre i reattori di ricerca sono molto più semplici e sfruttano temperature più

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basse, utilizzano meno combustibile e producono una quantità molto minore di

prodotti di fissione. D’altra parte richiedono un combustibile con arricchimenti

più elevati. Prevalentemente sono reattori del tipo termico con la presenza di

un moderatore; il nocciolo richiede un fluido refrigerante e la maggior parte dei

reattori sono dotati di un riflettore per ridurre le perdite di neutroni dal

nocciolo. Alcuni reattori sono utilizzati per produrre diversi tipi di isotopi

radioattivi, impiegati in medicina, nell’industria e in altre applicazioni. Dal

nocciolo possono anche venire estratti fasci di neutroni da utilizzare in

esperimenti di fisica. Il reattore nucleare di ricerca più utilizzato è il reattore a

piscina, così chiamato perché una grande vasca d’acqua funge da moderatore.

3.2.2.2.Cogenerazione

La cogenerazione permette di sfruttare il calore prodotto nella

generazione di elettricità. In applicazioni come la desalinizzazione, l’estrazione,

la raffinazione, la produzione di idrogeno, si sfruttano le alte temperature

raggiungibili dai reattori nucleari.

3.2.2.3.Desalinizzazione

La desalinizzazione è usata per produrre acqua potabile da fonti che

contengono quantità di solidi disciolti in essa. Per la produzione di acqua

potabile, la desalinizzazione risulta particolarmente costosa, richiedendo grosse

quantità di energie; proprio per questa ragione è spesso affiancata da reattori

nucleari che producono calore ed elettricità in grandi quantità e a bassi costi.

Tuttavia la stragrande maggioranza di impianti di desalinizzazione usano

combustibili fossili, poiché l’uso del nucleare presuppone l’esistenza di un

programma nucleare.

3.2.2.4.Produzione di idrogeno

L’idrogeno non è considerabile come una fonte di energia primaria, ma

come un vettore energetico da produrre artificialmente poiché non esiste libero

e isolato in natura. Esso si può produrre dal metano per via termica e dall’acqua

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per via elettrolitica o radio litica; in tutti i casi è necessario un apporto di

energia esterno ed è considerato conveniente produrlo solo se si riescono a

mantenere bassi i costi e l’impatto ambientale. I reattori nucleari ad alta

temperatura riescono in questo intento.

3.3.Impieghi dell’energia nucleare

Le applicazioni dell’energia nucleare riguardano sostanzialmente due

aree: l’impiego spaziale e l’impiego militare.

Le applicazioni spaziali riguardano i motori di spinta per razzi e le

sorgenti energetiche per alimentare basi, satelliti e sonde tra cui i generatori

termoelettrici a radioisotopi (RTG) e i reattori nucleari. Recentemente si è

riscontrato un incremento di interesse e di finanziamenti per sviluppare sistemi

nucleari per l’esplorazione spaziale, soprattutto la NASA (National Aeronautics

and Space Administration) che sfrutta i reattori come propulsori per fornire

energia ad altri sistemi per missioni che richiedono alti livelli di potenza per

lunghi periodi di tempo.

Le applicazioni militari consistono in ordigni nucleari di fissione e di

fusione, i quali sfruttando le reazioni nucleari, producono molta energia e sono

molto distruttivi, rispetto alle armi convenzionali. Le armi a fissione sono le

uniche ad essere state impiegate, al termine della seconda guerra mondiale

contro le città di Hiroshima (bomba all’uranio) e Nagasaki (bomba al plutonio).

3.3.1.Applicazioni spaziali

3.3.1.1.Generatori termoelettrici a radioisotopi (RTG)

Un RTG è un generatore di energia basato sulla conversione

termoelettrica o termoionica del calore prodotto dal decadimento di alcuni

isotopi radioattivi. Il sistema è costituito di due parti: una fonte di calore e un

sistema per la conversione dello stesso in elettricità.

Nella prima parte si usa il calore di decadimento di un radioisotopo come il Pu-

238; il calore è poi trasformato in elettricità da un convertitore termoelettrico

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che sfrutta l’effetto Seebeck, un principio termoelettrico per il quale una forza

elettromotrice è prodotta dalla diffusione di elettroni attraverso l’unione di due

differenti materiali che formano un circuito quando i capi del convertitore si

trovano a temperature differenti.

Ogni RTG è costituito da barre di un radioisotopo, distribuite in piccole e

indipendenti unità modulari, ognuna con il proprio scudo termico e guscio

d’impatto. I generatori RTG vengono progettati e testati accuratamente e da

anni sono utilizzati in modo sicuro nel campo dell’esplorazione planetaria.

3.3.1.2.Reattori nucleari spaziali

I reattori di questo tipo consentono di sfruttare l’energia nucleare nello

spazio. Tali sistemi sono preferibili ai generatori RTG perché producono potenze

superiori. Il reattore viene lanciato da terra a nocciolo spento e attivato nello

spazio con degli appositi telecomandi in orbite oltre gli 800 km, tali da

garantire il rientro solo dopo diversi secoli, quando il livello di radioattività è

fortemente diminuito.

3.3.2.Applicazioni militari

3.3.2.1.Armi a fissione nucleare: la bomba atomica

Per quantificare la potenza liberata dagli ordigni nucleari si usano i

kiloton (kton) e i megaton (Mton) rispettivamente pari a mille e un milione di

tonnellate equivalenti di tritolo.

Costruire una bomba nucleare, detta anche bomba A, richiede notevoli capacità

industriali. E’ necessario trattare il materiale fissile arricchendo ad altissime

percentuali (fino al 90%) l’U-235 o separando chimicamente il Pu-239 dal

combustibile esausto dopo il suo utilizzo nel reattore. Successivamente è

necessario assemblare la bomba: le reazioni devono avvenire molto

velocemente, devono cioè finire prima che il calore generato distrugga

meccanicamente il nucleo esplodente; l’innesco deve essere molto rapido per

consentire un numero elevato di reazioni nel minor tempo possibile, perciò è

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necessario un involucro robusto e pesante capace di resistere a lungo alla

pressione esercitata dall’energia in fase di sviluppo e che possa anche fungere

da riflettore dei neutroni per ridurne le perdite. All’interno dell’involucro si trova

una determinata quantità di uranio o plutonio, tale da essere nel complesso

superiore alla massa critica ma disposta in modo tale da non raggiungere

questo valore prima di essere innescata. L’innesco è formato da un esplosivo

tradizionale che spara la carica nucleare e ciò rende compatta la massa

rendendola critica. Vi sono essenzialmente due tecniche dal punto di vista

ingegneristico per soddisfare queste esigenze:

il sistema a blocchi separati (fig. 6), nel quale si ha un involucro cilindrico

alle cui estremità si trovano due masse di uranio che non interagiscono

tra di loro. Al momento dell’esplosione, una carica convenzionale spara

entrambe le masse una contro l’altra a grandissima velocità creando la

pressione necessaria a superare la criticità. Questi sistemi, causa la loro

scarsa efficienza, non vengono più costruiti;

il sistema a implosione (fig. 7), dove una massa sferica di uranio o

plutonio non critica e non del tutto compattata è circondata da uno

strato di esplosivo convenzionale, che quando esplode libera energia.

Quest’ultima viene spesa per aumentare la densità della massa di

combustibile che si ritrova ad essere supercritico e fortemente

compresso.

Figura 6. Sistema a blocchi separati. Figura 7. Sistema a implosione.

1) Esplosivo

2) Canna

3) Proiettile di uranio

4) Obiettivo 45

Il primo effetto chiaramente visibile di un’esplosione nucleare è il

cosiddetto fungo atomico (fig. 8), una colonna di vapore, residui e detriti che si

solleva per molti chilometri dal luogo dell’esplosione. L’energia liberata si

ripartisce in tre diversi modi: radiazioni, onda d’urto e onda di calore. Le

radiazioni vengono emesse all’atto dell’esplosione e insieme ai neutroni

irraggiano e contaminano le zone circostanti. La radioattività va attenuandosi

col tempo, ma può permanere a livelli pericolosi anche per decenni, rendendo la

zona inabitabile. Sempre nell’istante dell’esplosione si forma una elevatissima

temperatura che vaporizza tutte le sostanze costituenti la bomba e genera una

notevolissima pressione che dà origine ad una forza di espansione verso

l’esterno; questo fenomeno è tipico dell’onda d’urto e danneggia

meccanicamente cose e persone. L’onda di calore invece, si propaga più

lentamente, vaporizzando i materiali vicini all’epicentro e incendiando quelli più

lontani. Infine se l’esplosione avviene ad alta quota diventa importante

considerare anche l’impulso elettromagnetico che può paralizzare le

comunicazioni in un raggio di parecchie centinaia di chilometri.

Figura 8. Fungo atomico. 46

3.3.2.2.Armi a fusione nucleare: la bomba a idrogeno

Il processo di fusione termonucleare è stato applicato alle armi nucleari

attraverso la bomba a idrogeno detta anche bomba H. In sostanza si tratta di

far reagire una massa di deuterio e litio in modo da ottenere la fusione.

Avvengono così due processi contemporaneamente: la fusione del deuterio con

se stesso e la fusione tra deuterio e trizio dopo che quest’ultimo è stato

prodotto dal litio. La bomba H deve avere come innesco la bomba A in quanto

occorre raggiungere temperature di centinaia di milioni di gradi. La bomba a

idrogeno, a parità di massa, produce un’energia molto superiore alla bomba

atomica e inoltre, mentre la bomba A possiede una massa critica al di sotto

della quale la reazione non può avere luogo, nella bomba H qualsiasi quantità di

deuterio è in grado di reagire se portata alla giusta temperatura.

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CAPITOLO 4

Sistemi per la produzione elettrica

4.1.Reattori nucleari a fissione

Un reattore nucleare è costituito in linea generale dalle seguenti parti

fondamentali:

un nocciolo, che forma la parte centrale del reattore entro il quale si

trova il materiale fissile e dove avviene la reazione a catena;

un sistema di refrigerazione con refrigerante gassoso o liquido, formato

da un insieme di tubi che attraversano il nocciolo;

un moderatore di grafite, acqua o berillio, che evita la dispersione dei

neutroni all’esterno del nocciolo;

dei canali per esperienze, ossia delle aperture che giungono fino al

nocciolo, necessarie per introdurre oggetti da irradiare o estrarre un

fascio di neutroni e il combustibile esausto;

numerosi strumenti adatti a misurare la densità dei neutroni e la

temperatura entro il nocciolo.

Questi elementi, sia pure con molte varianti, sono comuni a tutti i tipi di

reattori, che d’altra parte si differenziano tra loro sotto diversi aspetti. I

reattori nucleari a fissione, quindi, possono essere classificati in relazione a

varie loro caratteristiche, in primo luogo lo scopo per il quale il reattore è

realizzato; in questo caso si possono avere dei reattori di potenza, il cui

obiettivo è produrre notevoli quantità di energia calorifica estratta dal reattore

e impiegata in un impianto termoelettrico, dei reattori di ricerca, destinati a

produrre neutroni per esperienze e infine dei reattori autofertilizzanti e

convertitori, utili a produrre elementi fissili partendo da materiali fertili. Ulteriori

criteri di classificazione sono l’energia media dei neutroni utilizzati per la

fissione (reattori veloci, intermedi e termici), il tipo di combustibile impiegato

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(generalmente uranio o plutonio), la geometria del reattore (reattori omogenei

se il materiale fissile è mescolato con il moderatore o reattori eterogenei se il

combustibile è distribuito secondo un reticolo ben definito), la tipologia di

moderatore impiegato (acqua, grafite o berillio) e la tipologia di refrigerante

(gassoso o liquido).

4.2.Reattori di potenza

Come visto in precedenza, lo scopo dei reattori di potenza è la

produzione di calore da utilizzare principalmente per la produzione di energia

elettrica. Questo tipo di impianto nucleare (fig. 9) è un sistema nel quale

l’energia rilasciata nelle reazioni nucleari di fissione, viene trasferita dal

combustibile nucleare ad un fluido termovettore refrigerante, che provvede al

trasferimento verso i gruppi turboalternatori, all’interno dei quali avviene la

conversione dell’energia termica in energia meccanica e successivamente in

energia elettrica. La sorgente di energia del reattore è il combustibile presente

nel nocciolo, contenuto da un recipiente in pressione e disposto in centinaia di

parti modulari verticali dette elementi di combustibile (fig. 10). Spesso

l’elemento di combustibile è una lunga scatola metallica a sezione quadrata o

esagonale, contenente numerose barrette cilindriche costituite dal materiale

combustibile in forma di pastiglie e incamiciato da una sottile guaina. Le

barrette sono assemblate in reticoli regolari mediante griglie distanziatrici e

piastre terminali forate; inoltre tutte le barrette sono lambite dal fluido

refrigerante e sono fondamentali nell’assorbimento dei neutroni in eccesso

liberati dalla reazione di fissione: ciò evita che la reazione stessa diventi

incontrollabile con la liberazione di enormi quantitativi di energia che in casi

estremi portano alla fusione del nocciolo, con la dispersione nell’ambiente di

materiali radioattivi. Per diminuire l’energia cinetica dei neutroni generati dalle

fissioni e per ottenere di conseguenza elevate sezioni d’urto, viene utilizzato un

moderatore. Una volta raggiunta la condizione di criticità, il reattore possiede

una massa critica tale che la reazione di fissione a catena si autosostiene in

maniera stabile. Spesso accade che, anche a reattore spento, l’afflusso del

50

liquido refrigerante deve continuare per abbassare la temperatura del nocciolo

e continuare a dissipare il calore residuo prodotto dalla radioattività del

materiale combustibile. Tutti questi elementi appena descritti formano l’isola

nucleare e sono racchiusi per questioni di sicurezza dentro all’edificio di

contenimento primario (vessel), costruito in calcestruzzo e rivestito

internamente da una parete in acciaio per assicurare la tenuta stagna.

Figura 9. Schema di un reattore nucleare.

Figura 10. Elementi di combustibile.

I reattori nucleari di potenza si possono ulteriormente classificare secondo

quattro generazioni, in base all’epoca in cui sono stati costruiti e secondo

diverse concezioni tecnologiche o classi dette filiere.

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4.2.1.Generazioni di reattori nucleari

La prima generazione include i prototipi e i reattori destinati alla

produzione di energia elettrica o plutonio per armi nucleari, progettati e

costruiti prima degli anni ’70. Sono caratterizzati da bassa potenza termica.

La seconda generazione comprende principalmente reattori costruiti e

messi in funzione a partire dagli anni ’70 e ’80 ed ancora operativi. Queste

prime due generazioni costituiscono i cosiddetti reattori provati, dei quali è

stata verificata la stabilità operativa per usi civili e commerciali.

I reattori di terza generazione sono derivanti dall’ottimizzazione, in

termini di economia e sicurezza, dei reattori di seconda generazione. Non

apportano quindi sostanziali differenze concettuali di funzionamento né

riguardo ai fluidi refrigeranti, né alla tipologia di combustibile utilizzato. Alcuni

progetti industriali più avanzati, ma allo stesso tempo meno rivoluzionari

rispetto ai prototipi di reattori di quarta generazione, e che conservano

elementi di tipo evolutivo vengono denominati di “generazione III +”.

Infine la quarta generazione comprende sistemi nucleari innovativi che

raggiungeranno una maturità tecnica dopo il 2030. Tali sistemi sono concepiti

in modo da provvedere alla fornitura di energia in maniera molto competitiva da

un punto di vista economico, estendendo e migliorando la sicurezza e tenendo

in considerazione la minimizzazione delle scorie, l’uso razionale delle risorse

naturali, la capacità di produrre direttamente idrogeno, l’affidabilità e la

resistenza alla proliferazione. Sinteticamente quindi, i requisiti base dei reattori

di quarta generazione si possono riassumere in sostenibilità, sicurezza,

affidabilità ed economicità.

4.2.2.Filiere di reattori nucleari

Le principali filiere di reattori nucleari, che di seguito vengono analizzate,

fanno riferimento ad impianti di prima e seconda generazione, in quanto le

centrali di terza e quarta non sono altro che uno sviluppo successivo delle

stesse tecnologie con dei miglioramenti radicali solo in termini di costi e di

sicurezza ma non di tecnologia di funzionamento.

52

4.2.2.1.Reattori ad acqua leggera (LWR)

I reattori ad acqua leggera comprendono due sottocategorie di reattori

di questo tipo, ovvero i reattori ad acqua pressurizzata (PWR) e i reattori ad

acqua bollente (BWR). Sono i più diffusi e in totale forniscono l’88% della

potenza mondiale.

I PWR (fig. 11) sono reattori termici in cui l’acqua ha la funzione di

refrigerante e moderatore. Essa esce dal nocciolo a circa 330 °C e viene inviata

mediante fasci di tubi in un generatore di vapore, dove l’acqua di un circuito

secondario viene portata nella condizione di vapore surriscaldato ed espansa in

un turboalternatore. In questi reattori l’acqua viene mantenuta allo stato

liquido. Il circuito primario comprende tubazioni, pompe di circolazione, organi di

regolazione ed il pressurizzatore, il quale vincola ad un valore costante la

pressione del circuito idraulico. Il pressurizzatore è composto da un contenitore

dove l’acqua liquida è mantenuta in equilibrio con il suo vapore alla temperatura

adatta.

Figura 11. Schema di una centrale PWR. Il calore sviluppato dalla reazione di fissione all’interno

del reattore viene trasferito, tramite il fluido refrigerante, ad un flusso d’acqua che genera vapore

saturo, il quale alimenta la turbina che produce elettricità mediante un generatore.

53

I BWR sono reattori termici che usano anch’essi l’acqua come

refrigerante e moderatore. La differenza fondamentale dai reattori di tipo PWR

sta nel fatto che i BWR utilizzano l’acqua in ebollizione per creare vapore

all’interno del reattore, eliminando quindi la necessità di avere dei generatori di

vapore stesso. In questi reattori l’acqua cambia stato, passando da liquido a

vapore; quest’ultimo attraversa la turbina accoppiata ad un generatore e si

produce così l’elettricità da immettere nella rete. La turbina è seguita da un

condensatore dove il vapore viene condensato mediante l'acqua di

raffreddamento, fornendo così il liquido da reimmettere nel reattore.

4.2.2.2.Reattori ad acqua pesante (HWR)

I reattori HWR sono stati sviluppati prevalentemente in Canada con il

nome di CANDU e impiegano l’acqua pesante in pressione come moderatore e

usano come combustibile l’uranio naturale. Il reattore CANDU impiega un

sistema di tubi in pressione orizzontali contenenti il combustibile, per

permettere la ricarica durante l’esercizio, senza la necessità di spegnere il

reattore per il ricambio del combustibile esaurito. L’acqua pesante è pompata

attraverso i tubi in pressione per asportare il calore prodotto dalla reazione di

fissione, rimanendo allo stato liquido e scambiando il calore in generatori di

vapore, in analogia a quanto avviene nei reattori PWR. Essa è anche utile per la

moderazione dei neutroni in un contenitore a bassa pressione a forma di

cilindro, chiamato calandria, che circonda la zona ad alta pressione.

4.2.2.3.Reattori a gas (GCR)

Il GCR, denominato anche MAGNOX (fig. 12), è un reattore che impiega

anidride carbonica in pressione come fluido refrigerante e termovettore. Il

moderatore è costituito principalmente da grafite. Viene adottato un ciclo

indiretto con la presenza di uno scambiatore di calore per produrre vapore

acqueo che agisce come fluido motore da espandere in turbina. Il combustibile

utilizzato risulta uranio naturale metallico con una guaina realizzata in leghe di

magnesio dotate di bassa sezione di cattura neutronica. Le temperature

54

raggiungibili sono modeste, di conseguenza anche i rendimenti globali di

conversione. L’impianto è economico per l’uso di materiali poco pregiati e

abbondanti, nonostante le notevoli dimensioni ed il limitato rendimento; inoltre

svincola dalla necessità di disporre di sistemi di arricchimento del combustibile

o di dipendere dalle importazioni di materiale.

Figura 12. Schema di un reattore MAGNOX.

1) Meccanismo di controllo 6) Barre di combustibile 11) Circolatore

2) Barre di controllo 7) Condotto gas caldo 12) Uscita vapore

3) Edificio del reattore 8) Condensatore 13) Acqua di raffreddamento

4) Contenitore del nocciolo 9) Pompa

5) Moderatore di grafite 10) Condotto gas raffreddato

4.2.2.4.Reattori avanzati a gas (AGR)

Nei reattori del tipo AGR si rinuncia all’impiego di uranio naturale in

favore di arricchimenti che vanno fino al 2,5%, utilizzando ossido di uranio

ceramico e guaine in acciaio inossidabile. In tal modo il combustibile e la guaina

possono sopportare maggiori temperature e di conseguenza il rendimento

55

globale può raggiungere il 40%, contro il 33% dei reattori GCR. Anche in questi

reattori il moderatore è formato da grafite.

4.2.2.5.Reattori a gas ad alta temperatura (HTGR)

I reattori HTGR sono caratterizzati da elevate temperature di

funzionamento: fino a 900 °C per il refrigerante e oltre i 1200 °C per il

combustibile. Il nocciolo è perciò interamente in materiale ceramico e

refrigerato da elio, mentre il combustibile è costituito da microsfere di ossidi o

carburi di uranio e torio, inguainati in strati concentrici di carbonio e carburo di

silicio. Le microsfere sono immerse in una matrice a sua volta incapsulata in

contenitori di grafite a forma di tubi o di sfere e lambiti dall’elio refrigerante. Il

ciclo termico di questo reattore, che è simile a quello degli altri tipi a gas,

comprende come elementi fondamentali gli scambiatori di calore entro i quali il

gas provoca l’evaporazione dell’acqua che aziona i turbogeneratori. Il gas

uscente ad elevatissima temperatura consente rendimenti termodinamici molto

alti e inoltre la possibilità di fornire calore di processo in alcuni settori industriali

come per la produzione di ferro, acciaio e idrogeno. Il moderatore è costituito

principalmente da grafite.

4.2.2.6.Reattori di progetto russo (RBMK, VVER)

I reattori di progettazione russa più diffusi appartengono principalmente

alle due filiere indicate dalle sigle RBMK o reattori a canali di potenza elevata e

VVER o reattori ad acqua in pressione. La costruzione e l’esercizio dei reattori

russi ai tempi dell’Unione Sovietica aveva diverse carenza, legate soprattutto

alla mancanza di un sistema di gestione qualità, ad un sistema organizzativo

con molte deficienze, alla mancanza di un sistema di apprendimento e di

un’autorità di sicurezza indipendente. Oggi, rispetto agli anni passati, sono

disponibili maggiori informazioni su tali impianti, grazie ai numerosi programmi

di assistenza dei paesi occidentali nei confronti dei paesi dell’est europeo,

iniziati dopo il disastro di Chernobyl. 56

I reattori RBMK sono moderati a grafite e refrigerati ad acqua leggera

bollente, incanalata in un sistema di tubi in pressione entro cui sono collocati gli

elementi di combustibile e in alcuni casi anche le barre di controllo. Tubi e

recipienti collettori distribuiscono l’acqua in pressione all’ingresso dei singoli

canali e, all’uscita degli stessi, raccolgono la miscela bifase da cui viene

separato il vapore surriscaldato, il quale sarà poi inviato direttamente

all’espansione in turbina. A valle del condensatore e delle pompe, l’acqua è

nuovamente convogliata nel circuito primario del reattore attraverso

scambiatori rigenerativi e pompe di alimento. Il reattore è circondato da

schermi biologici in cemento e sabbia ed anche la parte superiore è chiusa da

una spessa lastra di cemento. Il reattore RBMK è considerato insicuro, in quanto

è molto difficile rendere stabile il flusso neutronico e poiché è praticamente

assente un vero sistema di contenimento.

I reattori VVER, invece, sono refrigerati e moderati ad acqua leggera in

pressione. Essi hanno un sistema primario con sei circuiti di refrigerazione,

ognuno con valvole di isolamento, pompa di circolazione e generatore di

vapore. Il turbo gruppo di ogni reattore è costituito da due turbine e il

pressurizzatore è collegato alla gamba calda di uno dei sei circuiti ed è fornito

di due valvole di sicurezza. Gli elementi di combustibile hanno sezione

esagonale e le barre di controllo sono sostanzialmente identiche a quelle di

combustibile. Anche questi tipi di reattore però, presentano delle carenze

progettuali importanti, quindi sono considerati anch’essi poco sicuri.

4.3.Reattori di ricerca

I reattori da ricerca vengono utilizzati per numerosi scopi tecnici e

scientifici nel campo delle prove tecnologiche, della fisica, per l’addestramento

del personale e anche per studiare le condizioni di funzionamento di una

determinata categoria di reattori. Essi in genere richiedono alti flussi di neutroni

termici o veloci, ampio spazio disponibile per le sperimentazioni, mentre non è

importante la temperatura di uscita del fluido refrigerante, in quanto il calore

viene dissipato nell’ambiente. Fra le ricerche fisiche si possono citare gli studi

57

sulla riflessione, rifrazione e polarizzazione dei neutroni, l’influenza della

temperatura sulla cinetica dei reattori o le misure di energia dei neutroni. Altre

importanti ricerche scientifiche si possono compiere in chimica, medicina o

biologia, sia direttamente sul reattore sia utilizzando gli isotopi radioattivi che

esso consente di produrre. L’ingegneria nucleare si vale dei reattori da ricerca

ad esempio per lo studio della purezza dei materiali, per lo studio della

resistenza alla corrosione, per il danneggiamento del combustibile ed il suo

consumo massimo e infine per lo studio dei dispositivi di protezione. Questa

varietà di compiti mostra come siano necessari diversi tipi di reattori e questo

rende difficile un’accurata classificazione. I più importanti sono il reattore

omogeneo acquoso, dotato di molti fori che consentono di far uscire neutroni e

di introdurre materiali da irraggiare, il reattore a piscina, costituito da una vasca

ripiena d’acqua che funge da refrigerante e moderatore e un nocciolo disposto

in una scatola metallica fissata in alto e infine il reattore MTR, formato da un

serbatoio principale entro il quale si trovano gli elementi di combustibile, dal

quale l’acqua di raffreddamento viene fatta circolare attraverso un sistema di

pompe in serbatoi ausiliari e in un evaporatore.

4.4.Reattori convertitori e autofertilizzanti

Il fenomeno della conversione, ossia della produzione di materiali fissili a

partire da elementi fertili, si verifica in qualsiasi reattore: esso infatti dipende

dall’assorbimento dei neutroni da parte dell’uranio. Tuttavia generalmente tale

fenomeno è molto limitato e non ha grande importanza pratica, però vi sono

dei reattori particolarmente progettati in modo da esaltare questa reazione così

da ottenere quantità non trascurabili di nuovo materiale fissile.

I reattori del tipo FBR o reattori veloci autofertilizzanti, utilizzando

materiale fertile, producono più fissile di quanto se ne consumi: presentano cioè

un fattore di conversione maggiore di uno. Si definisce tempo di raddoppio

(generalmente 15 o 20 anni) il tempo in cui il reattore produce una quantità di

combustibile doppia rispetto a quella originaria. Nei reattori FBR non esistono

moderatori e le fissioni sono provocate da neutroni veloci, non rallentati; inoltre

58

occorre che l’arricchimento del combustibile sia elevato. Per il raffreddamento

del nocciolo si predilige utilizzare del sodio liquido, che consente di ottenere in

uno scambiatore di calore, vapore ad alta pressione e temperatura. Si adottano

tre circuiti idraulici per il trasferimento di potenza alla turbina: nel primario il

sodio asporta calore al nocciolo e lo trasferisce al sodio del circuito secondario,

il quale trasferisce ulteriormente energia al generatore di vapore del circuito

terziario che comprende la turbina a vapore. Il nocciolo infine è caratterizzato

da una parte centrale in cui avvengono le reazioni di fissione e da un mantello

radiale periferico in cui hanno luogo le reazioni di fertilizzazione.

4.5.Reattori nucleari a fusione

La fusione nucleare controllata appare come la futura fonte ottimale,

sotto vari punti di vista, per la produzione di energia elettrica. Nonostante gli

innumerevoli sforzi economici e scientifici, attualmente non si è ancora

individuata un’unica strada sicura che porti alla possibilità di sfruttare

industrialmente questo processo che avviene in natura nelle stelle; per questa

ragione la fusione è ancora in una fase di ricerca e sviluppo. La fusione è una

fonte energetica basata sulla formazione di nuclei ottenuti facendo reagire tra

loro nuclei più leggeri all’interno di un gas ionizzato detto plasma, ma sono

necessarie altissime temperature. Se l’energia prodotta da fusione divenisse

una sorgente sufficientemente economica avrebbe sicuramente un numero

significativo di aspetti positivi rispetto a forme più tradizionali di produzione. I

vantaggi più universalmente riconosciuti sarebbero l’abbondanza di

combustibile, l’assenza di rischi di incidente nucleare, di inquinamento dell’aria,

di rifiuti nucleari e di proliferazione per armamenti nucleari. Infatti il deuterio

può essere estratto direttamente dall’acqua, il trizio si può generare facendo

interagire il litio con i neutroni prodotti dalla reazione stessa, l’unico tipo di

scoria sarebbe l’elio, materiale non radioattivo e le centrali a fusione non

produrrebbero energia tramite combustibili fossili perciò non inquinerebbero

l’ambiente e l’atmosfera. Per gli impianti a fusione sono in corso principalmente

due programmi, l’ICF o energia da fusione inerziale e l’MFE o energia da fusione

59

magnetica, ma in entrambi i casi il funzionamento avviene analogamente: una

miscela di deuterio-trizio viene immessa nella camera a vuoto del reattore e

portata alle condizioni di fusione; successivamente i neutroni, grazie alla loro

energia, vengono assorbiti in un mantello circostante costituito da un

moderatore e raffreddato da un metallo liquido come il litio. L’energia dei

neutroni viene dissipata attraverso molte collisioni con i nuclei del mantello,

creando così grandi quantità di calore che viene rimosso da un refrigerante, il

quale lo trasporta ad uno scambiatore di calore e quindi ad un impianto che

genera energia elettrica con l’uso di turbine a vapore. Inoltre i neutroni

interagiscono con il litio per generare trizio, il quale viene separato per essere

reimmesso nel reattore sottoforma di combustibile. La fusione nucleare dunque

è una fonte energetica alternativa a quelle attuali e con potenziali vantaggi in

termini di emissioni, sicurezza e disponibilità di combustibile, ma per

raggiungere la maturità e poter dimostrare la sua competitività anche in termini

economici richiede lo sviluppo di tecnologie innovative in molti settori, con un

approccio multidisciplinare che ha già portato a progressi e risultati in questo

campo. 60

CAPITOLO 5

Sicurezza nucleare

5.1.Obiettivi ed elementi di sicurezza nucleare

La sicurezza è una priorità essenziale nella progettazione, nello sviluppo,

nella disattivazione e nell’esercizio delle installazioni nucleari. Gli obiettivi di

sicurezza per i reattori nucleari consistono nell’assicurare condizioni tali da

soddisfare principi di protezione multipli, diversificati e ridondanti. Durante le

normali operazioni gli impianti devono garantire margini di sicurezza adeguati

per prevenire incidenti e consentire alla popolazione e ai lavoratori di non

ricevere radiazioni superiori ai limiti stabiliti, evitando così conseguenza

negative sulla salute delle persone e sull’ambiente. Nel corso del tempo si sono

create delle reti internazionali di scambio di informazioni ed esperienza inerenti

il tema della sicurezza nucleare: degli esempi sono il WANO (World Association

of Nuclear Operators), grazie al quale anche gli operatori meno esperti nella

gestione di impianti nucleari possono seguire l’esempio e le pratiche messe a

punto da altri esercenti più esperti, oppure il WENRA (Western European

Nuclear Regulators Association), il quale oltre allo scambio di informazioni ha

come scopo l’armonizzazione dei criteri di sicurezza e protezione dei paesi

aderenti.

Sin dai primi tempi del nucleare si è cercato di adottare dei principi

generali di sicurezza per aumentare l’affidabilità della tecnologia nucleare: si

cerca di individuare gli incidenti con metodi statistici deterministici o

probabilistici per una maggiore prevenzione, si adotta la garanzia della qualità

che consente progressi verso l’ottenimento di prodotti più conformi alle

specifiche richieste, si rafforza la difesa in profondità (creazione di vari livelli di

difesa indipendenti l’uno dall’altro) e la cultura di sicurezza e infine in alcuni casi

si preferisce l’uso di sistemi semplici piuttosto che complessi.

61

In ogni paese è istituita l’Autorità di Sicurezza Nazionale (ASN),

un’agenzia statale indipendente che svolge la funzione di regolamentazione e

controllo delle attività connesse con l’uso pacifico dell’energia nucleare. Al fine

di svolgere il proprio ruolo l’ASN definisce indirizzi, obiettivi, criteri di sicurezza

e svolge attività di valutazione e controllo, definendo regolamentazioni e guide

tecniche, imponendo limiti e condizioni per l’esercizio, effettuando ispezioni e

potendo richiedere sanzioni per l’esercente. In Italia l’Agenzia per la Protezione

dell’Ambiente e per i servizi Tecnici (APAT), svolge le funzioni di ASN.

5.2.Decomissioning

Il decomissioning di un impianto nucleare fuori esercizio è definito come

l’insieme di tutte le attività necessarie per porre l’impianto in condizioni tali da

non costituire un pericolo né per la popolazione né per l’ambiente circostante e

per rilasciare il sito senza vincoli di tipo radiologico; rappresenta la parte finale

del ciclo di una installazione nucleare e la presenza di materiale radioattivo o

fissile richiede precauzioni specifiche di decontaminazione con procedure d

stoccaggio e trasporto molto costose. Il decomissioning include insieme le fasi

di declassamento, decontaminazione e smantellamento di un impianto nucleare

e ha come principali obiettivi la sistemazione del combustibile nucleare esaurito,

la minimizzazione e lo stoccaggio dei rifiuti, la riduzione delle dosi impegnate, la

rimozione del materiale radioattivo, la completa demolizione dell’impianto e la

restituzione del sito per altri usi. Da un punto di vista gestionale viene sempre

più ricercata una razionalizzazione e una sistematicità tale da ridurre

progressivamente i costi di queste attività di smantellamento e oggi sono

disponibili tecnologie ormai mature per svolgerle con successo. Generalmente le

centrali di prima e seconda generazione hanno avuto una vita media di 22 anni,

contro i 30 previsti, mentre si presuppone che le centrali di terza generazione

abbiamo un periodo operativo di oltre 40 anni.

62

5.2.1.Stadi del decomissioning

Al fine di poter confrontare le attività di decomissioning svolte nelle

diverse parti del mondo, nel 1995 la IAEA ha suggerito di dividere il processo in

tre stadi, definiti da due parametri quali lo stato fisico e radiologico

dell’impianto e il grado di sorveglianza richiesto per quello stato:

storage with surveillance: si fornisce una prima barriera alla

contaminazione attuando il drenaggio dei liquidi radioattivi,

disconnettendo i sistemi operativi, bloccando e sigillando valvole e

interruttori e mantenendo costantemente sotto controllo l’atmosfera

interna. Questa prima fase richiede mediamente 5 anni, periodo nel quale

la radioattività decade;

restricted site release: fase in cui si rimuovono e si decontaminano le

attrezzature e le parti di impianto facilmente smantellabili, lasciando

intatto il nocciolo del reattore;

unrestricted site use: ultima fase nella quale il reattore viene

completamente smantellato e tutti i componenti che presentano una

residua radioattività vengono rimossi così da permettere il rilascio del

sito senza alcuna restrizione o sorveglianza ulteriore.

Questi tre stadi possono essere eseguiti rapidamente in successione oppure

possono richiedere molto tempo in modo da permettere una significativa

riduzione del livello di radioattività.

5.2.2.Strategie di decomissioning

5.2.2.1.Smantellamento immediato (DECON)

L’opzione DECON prevede che decomissioning inizi subito dopo la

cessazione definitiva dell’attività dell’impianto e prosegua fino al rilascio del sito

entro alcuni anni. Questa strategia implica il tempestivo completamento dello

smantellamento dell’impianto e comporta la rimozione dei rifiuti radioattivi dalla

struttura per essere stoccati e smaltiti definitivamente in un altro sito idoneo. Il

sistema DECON ha dalla sua il costo minore e la possibilità di riutilizzare il sito

63

per altri scopi nel giro di pochi anni, di contro invece la maggior dose di

radiazione per i lavoratori, il maggior investimento iniziale e la necessità di

molto spazio per i rifiuti radioattivi.

5.2.2.2.Custodia protettiva passiva (SAFESTOR)

Secondo il metodo SAFESTOR l’impianto è posto in condizioni di

sicurezza passiva e si pospone lo smantellamento vero e proprio dell’isola

nucleare per 40-60 anni. Nel corso del periodo di custodia l’impianto rimane

intatto, ma vengono allontanati il combustibile e i liquidi contaminati. Inoltre il

decadimento naturale riduce la quantità di materiali radioattivi da trattare e

smaltire nel corso delle successive attività di decomissioning. La strategia

SAFESTOR ha come vantaggi la riduzione delle dosi assorbite per la popolazione

e il minor spazio necessario per i rifiuti, mentre presenta alcune

controindicazioni come l’indisponibilità del sito per altri usi, l’esigenza di

maggior manutenzione e sorveglianza e infine il maggior costo totale per la

decontaminazione e lo smantellamento finale.

5.2.2.3.Incapsulamento (ENTOMB)

Con la strategia ENTOMB, le strutture, i sistemi e i componenti radioattivi

sono racchiusi in una struttura resistenze e durevole nel lungo periodo, come

per esempio il calcestruzzo, che viene sigillata e refrigerata per assicurare che

la radiazione residua non costituisca un pericolo ingestibile. L’edificio risultante

viene poi sottoposto ad un programma di manutenzione e supervisione

permanente finchè il decadimento delle sostanze radioattive non consente

l’eliminazione dei controlli normativi. Si tratta di una metodologia utilizzata solo

quando si presenta come l’unica soluzione possibile, come è avvenuto nel caso

di Chernobyl in seguito al disastro dell’aprile del 1986.

64

5.3.Incidenti nucleari

L’analisi e il riciclo delle passate esperienze ha significativamente

contribuito ad evitare le condizioni progettuali e operative che hanno reso

possibile gli incidenti avvenuti, grazie allo sviluppo di criteri e pratiche di

sicurezza sempre più all’avanguardia. Specie dopo il disastro di Chernobyl è

divenuto ben chiaro a tutti che un incidente in un singolo impianto, in un paese

anche molto lontano, può avere anche notevoli effetti a distanza.

5.3.1.Stati Uniti: Three Mile Island

Il primo grave incidente ad una centrale elettronucleare accadde il 28

marzo 1979 a Three Mile Island negli Stati Uniti. L’impianto è localizzato in

Pennsylvania, sull’isola di Three Mile Island a ridosso del fiume Susquehanna, ed

è costituito da due unità indipendenti denominate TMI-1 e TMI-2, entrambe del

tipo ad acqua leggera in pressione (PWR) per una potenza complessiva di 1700

MW. Un malfunzionamento della valvola di sfioro del pressurizzatore è stata la

causa principale dell’incidente di TMI-2.

5.3.1.1.Eventi

L’incidente inizia alle ore 4:30 del 28 marzo 1979. L’unità TMI-1 è ferma

per il normale ricambio di combustibile mentre l’unità TMI-2 funziona al 97%

della potenza nominale. Il circuito dell’aria compressa per la rimozione dei filtri è

lo stesso utilizzato per l’azionamento delle valvole sulle condotte di

alimentazione secondaria dei generatori di vapore. A causa del

malfunzionamento di una valvola nel circuito dell’aria compressa, l’acqua di

lavaggio penetra in tale circuito, provocando automaticamente la chiusura delle

valvole di alimentazione secondarie dei generatori di vapore. Si arrestano così i

turboalternatori ormai privi di vapore, l’acqua del circuito primario non viene più

refrigerata e continuando a circolare nel nocciolo, ne aumenta la temperatura e

il volume. Dopo qualche secondo la pressione raggiunge il valore di soglia, così

viene attivato il sistema per lo spegnimento rapido del nocciolo e si apre la

valvola di sfioro del pressurizzatore per evacuare vapore dal circuito primario in

65

modo tale da far tornare la pressione a livelli normali. Successivamente la

valvola dovrebbe chiudersi, invece per un malfunzionamento meccanico rimane

aperta e il refrigerante continua ad uscire; gli operatori sono indotti in errore

dall’accensione della spia luminosa che segnala l’attivazione del comando di

chiusura della valvola. Poco dopo vengono attivate le pompe del sistema

ausiliario di refrigerazione del generatore di vapore, per asportare calore

all’acqua del circuito primario; il personale però si accorge solo dopo qualche

minuto che due valvole erano chiuse e l’acqua così non poteva circolare. Nel

frattempo il nocciolo continua a generare potenza senza essere refrigerato e

perdendo acqua dal pressurizzatore, fino ad essere allagato dai sistemi di

emergenza di raffreddamento, in seguito anche ad un abbassamento repentino

della pressione. Gli operatori si trovano in grande difficoltà poiché non era mai

accaduto che la pressione diminuisse e il livello dell’acqua fosse così alto; in

realtà la pressione diminuisce per la fuga dal pressurizzatore ed il nocciolo resta

sempre meno refrigerato. Solo dopo ore viene segnalata l’emergenza generale,

grazie al suono degli allarmi di radioattività e ad un’esplosione del contenitore

primario che ha fatto temere il peggio.

5.3.1.2.Considerazioni e conseguenze

Le cause principali dell’incidente sono il guasto di una valvola, il cattivo

stato di manutenzione e alcuni errori umani. L’incidente ha preoccupato tutto il

mondo e ha causato un danno economico che si aggira intorno ai 2 miliardi di

dollari, ma non ha avuto conseguenze sull’ambiente esterno, se non il disagio e

l’apprensione delle popolazioni vicine. La dose massima misurata all’esterno

della centrale è stata di 0,8 mSv e per confronto basta pensare che la dose

annuale media causata dal fondo naturale, per un italiano, oscilla tra i 0,5 e i

2,4 mSv. Per fronteggiare l’emergenza il Governatore della Pennsylvania ha

invitato la popolazione entro 16 km da Three Mile Island a non uscire di casa

per ripararsi da eventuali nubi radioattive, ha fatto chiudere le scuole per 10

giorni e ha invitato le donne in attesa e i bambini ad allontanarsi dalla zona

colpita. Sono state fornite inoltre delle fiale di ioduro di potassio stabile il quale

66

permette di non assimilare la radioattività. In ogni caso tutte queste iniziative

prudenziali si dimostrarono poi eccessive.

5.3.2.Ucraina: Chernobyl

Il 26 aprile 1986 la centrale ucraina di Chernobyl subì il più grave

disastro dell’era dell’utilizzazione pacifica dell’energia nucleare a causa di

carenze tecnologiche e di inammissibili errori umani. Oltre ai notevolissimi danni

alle persone e all’ambiente, l’incidente ha provocato un radicale mutamento

nella filosofia della progettazione e della sicurezza nei reattori nucleari. La

centrale sorge vicino alle città di Pryat e Chernobyl, a circa 130 km dalla

capitale Kiev e dista 16 km dal confine con la Bielorussia. L’impianto è

costituito da 4 reattori RBMK da 1000 MW ciascuno.

5.3.2.1.Eventi

Quel tragico giorno era programmato uno spegnimento della quarta unità

per la normale manutenzione. In concomitanza i tecnici avevano deciso di

condurre un esperimento per studiare il comportamento di un turboalternatore,

con lo scopo di verificare se in mancanza di alimentazione di vapore alla turbina,

il moto inerziale di arresto del turboalternatore fosse in grado di produrre

potenza elettrica sufficiente per il funzionamento dei sistemi di emergenza. Il

programma di lavoro non aveva ricevuto le approvazioni richieste e

l’esperimento era affidato alle responsabilità di un tecnico non specializzato

nella conduzione di impianti nucleari.

Dopo aver spento il reattore e aver diminuito la potenza con la

disattivazione del turboalternatore, in violazione alle norme di sicurezza, viene

isolato il sistema di refrigerazione di emergenza, per evitare che possa

intervenire automaticamente durante l’esperimento, e viene disattivato il

sistema di regolazione, provocando così uno sbilanciamento del reattore. Come

se non bastasse i tecnici disinseriscono più barre di controllo del previsto

all’interno del nocciolo e mettono il reattore in condizioni tali per cui non si

spenga automaticamente vista l’emergenza. Successivamente il computer

67

avvisa che il reattore non è più controllabile, ma nonostante ciò gli operatori

iniziano l’esperimento chiudendo la valvola di ammissione del vapore al

turboalternatore. Il nocciolo non è più raffreddato e si ha una produzione di

vapore con rarefazione dell’acqua e aumento del flusso neutronico e della

potenza. Solo in questo momento i tecnici si rendono conto dello stato di

pericolo e azionano il sistema di emergenza che inserisce le barre di controllo,

precedentemente disattivate, nel nocciolo. Dopo pochi secondi si avvertono

forti urti, le barre non riescono a penetrare nel nocciolo, la potenza diverge e

due esplosioni, dovute all’eccessiva pressione del vapore e alla reazione tra

idrogeno e ossigeno, demoliscono l’edificio e scoperchiano il nocciolo

esponendolo all’atmosfera. Vengono così proiettati nell’ambiente vapori, gas e

frammenti incandescenti di combustibile i quali sono trasportati dal vento. La

grafite brucia con l’aria raggiungendo temperature elevatissime e l’effetto

camino dell’incendio solleva fino a qualche chilometro di polveri e ceneri

radioattive. Nei giorni successivi furono scaricati nel nocciolo migliaia di

tonnellata di carburo di boro, dolomite, sabbia, argilla e piombo per cercare di

assorbire neutroni e calore e per schermare le radiazioni; il fuoco fu spento ma

nel nocciolo, ricoperto da una coltre isolante, aumentò la temperatura e

conseguentemente il rilascio radioattivo. Inoltre 400 operai lavorarono per oltre

15 giorni per costruire un basamento di rinforzo in calcestruzzo con un sistema

di refrigerazione che limitava i danni nel sottosuolo e nelle falde.

5.3.2.2.Considerazioni e conseguenze

Le cause del disastro sono da imputare sia ad errori umani, sia a cause

tecniche. Le principali carenze progettuali riguardano l’instabilità del reattore a

potenza contenuta, la bassa velocità di inserimento delle barre nello

spegnimento, la mancanza di un’adeguata struttura di contenimento del

nocciolo e la presenza di grafite che brucia in aria. Il particolato pesante

dispersosi nell’aria dopo l’incidente si è depositato entro un raggio di 100 km

dalla centrale, mentre quello più leggero è stato trasportato per un raggio più

ampio ed ha interessato tutto l’emisfero settentrionale. I paesi più contaminati

68

furono la Scandinavia, l’Austria, la Svizzera e la Germania meridionale, dove il

passaggio della nube radioattiva coincise con precipitazioni atmosferiche. La

radioattività in Italia raddoppiò in quei giorni e la popolazione fu invitata a lavare

accuratamente frutta e verdura, a non bere acque piovane, ad evitare verdure a

foglia larga, ad utilizzare latte in polvere o a lunga conservazione e a non

nutrire il bestiame con il foraggio fresco. Oltre a 3 operatori morti

immediatamente nell’esplosione per traumi e ustioni, nei giorni seguenti

all’incidente 28 di 237 operatori ricoverati per sintomi da radiazione acuta

morirono entro tre mesi, per un totale di 31 morti. Le operazioni di evacuazione

procedettero fino al 1991, mentre del personale tecnico e militare decontaminò

la regione circostante la centrale con operazioni di lavaggio e rimozione di suolo

irradiato. Il reattore necessitava di essere isolato al più presto possibile assieme

ai detriti dell’esplosione, così fu progettata la realizzazione di un sarcofago di

contenimento (fig. 13) per far fronte all’emergenza (metodo di decomissioning

dell’incapsulamento). Alla popolazione fu somministrato iodio stabile, fu

concesso un compenso in denaro ed il controllo medico periodico gratuito; gli

effetti sanitari tardivi consistono ancora oggi, nei paesi di Ucraina e Bielorussia,

nella comparsa di leucemie e tumori alla tiroide e nella nascita di esseri viventi

con malformazioni congenite provocate appunto dalle radiazioni.

Figura 13. Sarcofago a Chernobyl. 69

5.3.3.Giappone: Fukushima

Il disastro di Fukushima comprende una serie di quattro distinti incidenti

occorsi presso la centrale nucleare omonima a seguito del terremoto e del

maremoto del Tohoku dell’11 marzo 2011. Le maggiori preoccupazioni

riguardano quattro dei sei reattori dell'impianto di Fukushima Dai-ichi, in

particolare il quarto reattore, il cui edificio è stato quello maggiormente

danneggiato dalle esplosioni di idrogeno e nel quale le barre di combustibile a

rischio fusione non sono quelle in uso all'interno del recipiente in pressione

detto anche vessel, ma quelle stoccate nelle vasche del combustibile esausto,

che si trovano quindi al di fuori della struttura di contenimento primaria del

reattore. Allo stato attuale sembra che il danno maggiore all’impianto nucleare

sia stato inflitto dallo tsunami che ha succeduto il terremoto: l'acqua dell'onda

anomala avrebbe infatti messo fuori uso i sistemi elettrici che governano i

sistemi di raffreddamento dei reattori della centrale, innescando così la crisi e

gli eventi occorsi.

5.3.3.1.Eventi

Nella giornata dell’11 marzo, dopo il terremoto e il conseguente tsunami,

emerse una situazione molto grave entro le zone nucleari dei primi tre reattori

di Fukushima, gli unici in funzione, nei quali il reattore era stato fermato

automaticamente con successo, ma i generatori diesel avevano subito numerosi

danni, lasciando quindi i tre reattori senza energia elettrica per alimentare il

sistema di refrigerazione utile a dissipare il calore residuo. Ciò portò la Tepco,

società che gestiva l’impianto, a comunicare immediatamente la situazione di

emergenza per permettere alle autorità di far evacuare la popolazione residente

nelle zone limitrofe. Dopo alcune ore i reattori furono provvisti di generatori

mobili in sostituzione di quelli danneggiati e il giorno dopo, a causa del

malfunzionamento del sistema di refrigerazione, si constatò all’interno del

primo reattore, una pressione interna troppo elevata che provocò una forte

esplosione. 70

Nei primi momenti dell’incidente il secondo reattore non risultava in

stato di serio danneggiamento. Dopo tre giorni però, fallito l’intervento di

pompaggio di acqua marina e acido borico per raffreddare il reattore e bloccare

la reazione a catena, le barre di combustibile si trovarono completamente

scoperte e molto probabilmente per questa mancanza di refrigerante si

riscontrarono gravi danni al nocciolo e un livello di pressione in aumento. Il 15

marzo si registrò un’altra esplosione.

Per quanto riguarda il terzo reattore dell’impianto di Fukushima, destava

particolare preoccupazione il fatto che in esso venisse usato anche del plutonio

come combustibile nucleare. In questo reattore, fallita l’operazione di

pompaggio d’acqua marina, per alleviare la pressione interna si sono eseguiti

degli interventi di rilascio del gas; il 14 marzo tuttavia la situazione diventò

incontrollabile e portò ad una terza esplosione dovuta alla fuga di idrogeno,

seguita dallo sprigionarsi di fumo bianco: una larga sezione del tetto dell’edificio

del reattore venne scagliata verso l’alto e ricadde su altre strutture della

centrale. L’area fu evacuata a causa dell’aumento della radioattività misurata.

La quarta ed ultima esplosione avvenne nel reattore quattro, con un

conseguente danneggiamento dell’edificio contenente il nocciolo e un incendio

nella vasca del combustibile esausto.

5.3.3.2.Considerazioni e conseguenze

Immediatamente dopo le quattro esplosioni verificatesi la Tepco

comunicò l’esistenza di una piccola, ma non nulla, probabilità che la massa di

carburante esposto potesse raggiungere la criticità, con potenziali conseguenze

disastrose dovute al rilascio prolungato di materiale radioattivo nell’ambiente.

Nei giorni successivi all’evento, in seguito alle difficoltà nel ripristino dei sistemi

di raffreddamento dei reattori coinvolti e nell’urgenza di doverli refrigerare,

viene presa la decisione di inondare d’acqua marina l’esterno dei reattori stessi

tramite idranti ed elicotteri. La centrale non rientrerà più in funzione.

Le conseguenze principali dell’incidente alla centrale giapponese riguardano

l’ambiente con la rilevazione di sostanze radioattive nel latte e negli spinaci,

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DESCRIZIONE TESI

Tesi di laurea per la cattedra del professor Mozzon dal titolo "Energia nucleare: impieghi, radioattività e funzionamento del reattore". Tesi di laurea triennale che tratta i seguenti argomenti:
- Concetti di base (fissione, fusione, ciclo del combustibile);
- Radioattività;
- Applicazioni e impieghi nucleari;
- Sistemi per la produzione elettrica (reattori);
- Sicurezza e smaltimento scorie;
- Costi;
- Situazione in Italia e nel mondo.


DETTAGLI
Corso di laurea: Corso di laurea in ingegneria gestionale (VICENZA)
SSD:
Università: Padova - Unipd
A.A.: 2012-2013

I contenuti di questa pagina costituiscono rielaborazioni personali del Publisher confe89 di informazioni apprese con la frequenza delle lezioni di Fondamenti di chimica e studio autonomo di eventuali libri di riferimento in preparazione dell'esame finale o della tesi. Non devono intendersi come materiale ufficiale dell'università Padova - Unipd o del prof Mozzon Mirto.

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