Impianti nucleari di III generazione e reattori EPR: il presente dell'energia nucleare

Chi scrive ha provato a riportare in questo breve post  scritto alcuni mesi or sono lo stato dell'arte e le peculiarità dei reattori  nucleari di III generazione, senza entrare nel merito dell'opportunità di investire o meno nel nucleare oggi.   Pregi e difetti della fissione nucleare, del resto, sono ben noti a tutti.  Le recenti notizie provenienti dal Giappone riguardanti lo stato delle centrali BWR seriamente danneggiate dal sisma devono far riflettere non poco. 

Gran parte degli impianti nucleari attualmente in esercizio appartiene alla cosiddetta II generazione, progettata e sviluppata negli anni '60 e '70.   Di contro buona parte degli impianti attualmente in costruzione appartiene all' evoluzione di tali impianti, nota come III generazione di reattori nucleari, sviluppati negli anni '90.  I reattori Gen III si identificano essenzialmente nelle tre filiere:

• pressurized water reactor (PWR)  
• advanced boiling water reactor (ABWR)
• heavy water reactor (HWR o CANDU nella versione canadese). 

L'interesse del mercato si sta focalizzando sulle versioni definite gen. III+, più recenti ed innovative, quali i reattori EPR (Areva), gli AP1000 (Westinghouse) e IRIS (consorzio guidato da Westinghouse). Se a chiusura del ciclo del combustibile nucleare con riciclo completo degli attinidi (uranio, plutonio e attinidi minori) e la trasmutazione dei prodotti di fissione a vita lunga, rimane prerogativa della IV generazione, va scritto che gli sforzi maggiori riguardanti l'evoluzione degli impianti attualmente in esercizio è stato fatto su più fronti:

Reattore EPR in costruzione (a sinistra) fonte wikipedia

• Aumento della sicurezza e riduzione del rischio di incidenti con potenziale fusione del nocciolo
• Standardizzazione dei progetti e riduzione dei costi e tempi di esercizio
• Aumento della durata di vita dell'impianto, prolungata fino a 60 anni
• Maggiori tassi di combustione del combustibile e minor volume di rifiuti ad alta radioattività
• Possibilità di monoriciclo di plutonio ed uranio depleto grazie alla possibilità di utilizzare MOX (ossidi misti di uranio e plutonio) come combustibile

E' chiaro pertanto che lo sforzo innovativo e tecnologico è stato volto più ad incrementare la sicurezza passiva e al potenziamento dei sistemi di sicurezza attiva che  alla ricerca legata ad aspetti termofluidodinamici o di riduzione della produzione di inquinanti dell'impianto per la produzione di energia mediante reazione di fissione nucleare. 

A differenza degli impianti di II generazione, il rendimento degli impianti gen. III hanno un rendimento intorno al 35-37% per gli impianti di range fra i 1100 e 1600 MWe ed al 33% per gli impianti di piccola taglia (100-350 MWe) come l'IRIS, destinati alla produzione combinata di energia elettrica, termica e/o acqua potabile.   Per quanto riguarda la produzione di energia elettrica, la messa in esercizio di un impianto nucleare da 1000 MWe permettere di evitare l'emissione in atmosfera di circa 6.5 milioni di tonnellate di CO2 rispetto ad un impianto a carbone di pari potenza.

Per quanto riguarda i costi, le stime riguardanti le centrali EPR in Europa vanno dai 1875 €/kWe per l'impianto di Olkiluoto (Finlandia) del 2003 ai 2063 €/kWe  - incrementati di recente a oltre 2500 €/kWe - per quello di Flamanville (Francia) del 2007.  I costi di costruzione delle centrali di tipo AP1000 si aggirano invece intorno ai 2200-3000 €/kWe, stando alle valutazioni fatte per gli impianti in costruzione sia in Cina che negli Stati Uniti.

Tenendo conto di tutti i fattori e dell'elevato costo di stoccaggio e smaltimento delle scorie  (7-9 $/MWh) il costo di generazione dell'energia elettrica prodotta in centrali di tipo EPR o AP1000, stando a quanto stimato dai progettisti, saranno compresi rispettivamente tra 33 e 55 €/MWh e tra 33 e 78 $/MWh.

Per quanto riguarda l'energia nucleare, in attesa che la ricerca possa portare a sviluppi interessanti nel campo dei reattori a fusione o dei reattori a fissione di IV generazione, i reattori di III e III+  generazione si candidano ad occupare un ruolo di primaria importanza per i prossimi 10-20 anni. In tal senso si prevede che i reattori di piccola taglia (es. IRIS) possano ritagliarsi significative quote di mercato in paesi emergenti od in via di sviluppo.
E' evidente che lo sviluppo dell'energia nucleare è limitato da diversi fattori:

• la gestione delle scorie nucleari
• l'alto costo di capitale ed il rischio di investimento
• l'accettabilità sociale ed i rischi connessi alla proliferazione nucleare

Se da un punto di vista meramente economico, il costo sempre maggiore dei combustibili tradizionali di origine fossile fa sì che impianti del genere possano diventare economicamente competitivi, se da un punto di vista ambientale è indubbio che l'utilizzo di reattori nucleari possa portare ad una drastica riduzione delle emissioni di CO2 ed inquinanti in atmosfera,  è altresì evidente che i problemi legati alla sicurezza delle centrali rappresentano il più grosso scoglio anche per quanto riguarda il convincere l'opinione pubblica a convivere con un impianto nucleare, dato che il ricordo dell'orrore del disastro di Chernobyl è ancora giustamente sotto gli occhi di tutti.    Appurato che gran parte degli sforzi in termini di investimenti e ricerca sono stati fatti per aumentare fino a livelli di ridondanza plurima i sistemi di sicurezza passiva ed attiva, rimane il problema legato alla produzione di energia elettrica attraverso la fissione nucleare è rappresentato dalla gestione delle scorie di materiale altamente radioattivo.  In assenza di studi veramente innovativi in tal senso, sarà difficile immaginare un reale incremento dell'energia prodotta da fissione nucleare in ambito mondiale.

Gli impianti EPR

Il reattore nucleare europeo ad acqua pressurizzata (EPR) è del tipo PWR da 1600 MWe di potenza netta  sviluppato da Areva, società franco-tedesca originata da Framatome e Siemens. Si tratta di una derivazione dei progetti PWR N4 (francese) e Konvoi (tedesco), con una riduzione dei costi pari almeno al 10% rispetto agli impianti di precedente generazione.  Peculiarità di questa classe di impianti è di essere stata progettata, a differenza delle centrali nucleari di passata generazione, per funzionare a carico variabile e non a punto fisso e per elevati burn-up del combustibile (circa 60 MWd/kg contro i 45-50 MWd/kg dei PWR Gen II) con efficienza netta prossima al 37%, ottenuta anche attraverso un gruppo turbo-alternatore innovativo che permette un guadagno di 70 MWe.

Per quanto riguarda la sicurezza dell'impianto, questa si basa sulla ridondanza quadrupla dei sistemi di intervento attivi e sul miglioramento dei sistemi di contenimento realizzati in cemento armato a doppia parete di circa   di spessore, con liner interno di rivestimento in acciaio. La probabilità che avvenga un incidente atomico grave con conseguente fusione del nocciolo è ridotta a valori inferiori a 10e-5 eventi/reattore anno e sono ridotte e confinate le conseguenze collegate ad incidenti gravi anche grazie al sistema di recupero e raffreddamento del nocciolo fuso.   Su wikipedia è ben descritto in pochi punti sintetici lo sforzo innovativo in tal senso, anche se sono diversi i dubbi mossi da diverse riviste scientifiche ed enti contrari alla proliferazione del nucleare:

• quattro sistemi indipendenti di refrigerazione d'emergenza, ognuno capace da solo di refrigerare il nocciolo del reattore dopo il suo spegnimento;
• un contenimento metallico attorno al reattore, a tenuta per le eventuali fuoriuscite di materiale radioattivo in caso di incidente con rottura del circuito primario;
• un contenitore (core catcher) ed un'area di raffreddamento passivo del materiale fuso, nell'improbabile evento che il nocciolo di combustibile nucleare radioattivo fuso possa fuoriuscire dal recipiente in pressione (vedere edificio di contenimento);
• doppia parete esterna in calcestruzzo armato, con uno spessore totale di 2,6 metri, progettata per resistere all'impatto diretto di un  aereo di linea di grosse dimensioni.

Le informazioni sopra riportate sono state dedotte da articoli e report tecnici presenti in rete, in particolar modo su siti direttamente riconducibili all'ENEA.