In ingegneria nucleare un reattore a fissione nucleare è un tipo di reattore nucleare in grado di gestire una reazione di fissione nucleare a catena in maniera controllata (diversamente da quanto accade per un ordigno nucleare) a partire da materiale fissile, al fine di produrre energia elettrica grazie al calore rilasciato durante la fissione. Questo è ciò che avviene nelle centrali nucleari, che possono contenere più reattori nucleari nello stesso sito.
Esistono reattori a fissione a scopo di ricerca, in cui la potenza termica è troppo bassa per giustificare lo sfruttamento attraverso un ciclo termodinamico per la produzione elettrica, e reattori di potenza, utilizzati dalle convenzionali centrali nucleari, in cui l'energia termica prodotta dal reattore viene usata ad esempio per vaporizzare l'acqua, la cui energia termofluidodinamica viene convertita prima in energia meccanica attraverso l'uso di turbine a vapore saturo (ciclo Rankine) e infine in energia elettrica dagli alternatori. Sono stati sperimentati e prospettati per alcuni impieghi futuri anche altri cicli termodinamici tra cui il ciclo Brayton.
Si tratta storicamente del primo tipo di reattore nucleare ideato e realizzato e della prima forma di applicazione a scopi civili dell'energia nucleare. Allo stato attuale tutti i reattori nucleari commerciali si basano sul processo di fissione nucleare, mentre quelli a fusione sono ancora nella fase di studio.
Storia
Oltre ai reattori nucleari costruiti dall'uomo, sono stati scoperti anche casi di generazione spontanea di attività nucleare in natura con un'autentica fissione autosostenuta. I primi 17 reattori a fissione nucleare naturale conosciuti divennero critici (cioè "accesi"), circa 1,7 miliardi di anni fa.Alex P. Meshik, The Workings of an Ancient Nuclear Reactor, in Scientific American, vol. 293, n. 5, novembre 2005, pp. 83-91. Nelle 3 miniere di Oklo in Gabon furono trovati minerali di uranio con una concentrazione anormalmente bassa di 235U; il fenomeno è stato spiegato, anche grazie al ritrovamento di prodotti di fissione, con la presenza naturale di concentrazioni di 235U intorno al 3%, disposte in modo da costituire una massa critica e con la presenza di acqua liquida. Oggi questo non è più possibile a causa del più veloce decadimento dell'235U rispetto all'238U, la cui concentrazione è ormai ovunque molto più bassa, attorno allo 0,7%.
Storicamente invece, il primo reattore nucleare di costruzione umana fu quello sperimentale-dimostrativo realizzato dall'équipe di Enrico Fermi a Chicago, chiamato reattore CP-1 (Chicago Pile-1), con il quale il 2 dicembre 1942 si ottenne la prima reazione a catena controllata e autosostenuta. Quasi contemporaneamente venivano allestiti a Oak Ridge l'impianto pilota l'X-10 (critico nel 1943) nell'ambito del laboratorio MetLab, e a Hanford il B-reactor (critico nel settembre 1944), ambedue finalizzati alla produzione di plutonio, il primo come unità pilota e il secondo per la produzione in grande scala.
Nel dicembre 1954 il reattore di Obninsk in URSS divenne critico e fu il primo reattore nucleare per uso civile; esso produceva solo 5 MW elettrici, ma fu comunque un precursore. Come i successori della filiera sovietica, era un reattore del tipo acqua-grafite in cui il raffreddamento del nocciolo veniva assicurato da acqua leggera e la moderazione dei neutroni da blocchi di grafite, ottimo conduttore del calore oltre che efficace moderatore del flusso neutronico.
Nel 1954 il reattore BORAX (Borax-I) divenne critico, ma non avendo turbine non produceva energia elettrica. Dopo l'aggiunta delle turbine e il cambio di nome a Borax-II nel 1955 questo incominciò a produrre commercialmente energia elettrica, fornendo la cittadina che lo ospitava (Arco, Idaho, USA), se pure in piccola quantità (6,4 MW). Borax, a differenza del predecessore Obninsk-1 e del successore Calder Hall, era di tipo BWR (Boiling Water Reactor, o reattore ad acqua leggera bollente) in cui il fluido di raffreddamento è acqua leggera in cambiamento di fase. Infine nel 1956 partì il primo reattore commerciale di grande potenza (50 MW), quindi economicamente significativo, quello di Calder Hall in Cumbria, Regno Unito, del tipo gas-grafite.
In Italia il primo reattore nucleare chiamato Avogadro RS-1 fu costruito a Saluggia nel 1959 da un gruppo di aziende private di cui la Fiat era capofila e comprendente anche la Montecatini; era un reattore di ricerca di tipo a piscina, fu utilizzato principalmente per scopi sperimentali e non venne mai connesso alla rete elettrica nazionale, il suo funzionamento venne arrestato nel 1971 e quindi trasformato in deposito per elementi di combustibile nucleare irraggiato
La prima centrale Italiana per la produzione di elettricità (sempre del tipo gas-grafite GEC-Magnox, acquistata dall'Inghilterra) fu quella di Latina, critica il 27 dicembre 1962 e che produceva 153 MWe (megawatt elettrici), seguita da quella del Garigliano (1963), del tipo BWR General Electric a ciclo duale, da 150 MWe e da quella di Trino Vercellese (1964), del tipo PWR Westinghouse, da 260 MWe.Dati IAEA .L'IAEA al 31 dicembre 2009 elencava nel mondo 443 reattori nucleari a fissione in attività e 56 in costruzione destinati alla produzione di energia, soprattutto in oriente (Cina, India, Russia, Korea), mentre altri 142 sono pianificati e 327 proposti.http://www.world-nuclear.org/info/reactors.html
Descrizione
Fondamentalmente a livello logico-funzionale un reattore nucleare non è altro che una tecnologia ideata e sviluppata per sfruttare, a fini energetici, la reazione di fissione nucleare da parte di un combustibile nucleare in maniera controllata, garantendo cioè determinati livelli o standard di sicurezza.
La sorgente di energia del reattore è dunque il combustibile presente nel nocciolo o nucleo del reattore, composto da materiale fissile (tipicamente una miscela di 235U e 238U, arricchita fino al 5% in 235U). È poi possibile utilizzare il combustibile MOX che è una miscela di ossidi di uranio e plutonio, oppure uranio naturale. Per il secondo combustibile si devono operare modifiche nel reattore, mentre per l'uranio naturale si devono utilizzare reattori che utilizzano come moderatore acqua pesante o grafite.
Per rallentare i neutroni e termalizzarli, cioè rallentarli fino a un'energia cinetica inferiore all'eV e aumentare così la probabilità di fissionare il combustibile, secondo la fisica stessa della reazione, è necessario utilizzare un moderatore.
La fissione del nucleo del combustibile genera energia, principalmente sotto forma di energia cinetica dei frammenti della fissione e di raggi gamma. I frammenti di fissione rallentando nel combustibile generano calore che viene asportato da un fluido refrigerante termovettore (gassoso o liquido, o che subisce un cambio di fase nel processo) che lo trasporta a un utilizzatore, direttamente o indirettamente per mezzo di generatori di vapore, quasi sempre un gruppo turbo-alternatore per la produzione di energia elettrica nella parte termoelettrica della centrale nucleare. Il termovettore refrigerante può anche essere il moderatore stesso, come avviene nel caso dei reattori ad acqua leggera.
Il reattore raggiunge la cosiddetta condizione di criticità ovvero possiede una massa critica tale che la reazione di fissione a catena possa sostenersi stabilmente in maniera autonoma.
Il reattore dispone anche delle cosiddette barre di controllo cioè barre metalliche (in genere leghe di argento, cadmio e indio o carburi di boro) atte ad assorbire i neutroni in eccesso liberati dalla reazione che a loro volta alimentano; possono essere inserite nel nocciolo e servono a modulare in funzione della potenza energetica da generare, a tenere sotto controllo ed eventualmente arrestare la reazione a catena di fissione in caso di criticità. Questo evita ad esempio che la reazione diventi incontrollata con la liberazione di enormi quantitativi di energia che possano condurre alla cosiddetta fusione del nocciolo (parziale o totale) per temperature elevatissime, al successivo cedimento dei vari strati di contenimento del reattore incapaci di resistere meccanicamente a questi livelli di temperatura con dispersione nell'ambiente del materiale radioattivo, e/o alla produzione di gas esplosivi come l'idrogeno con conseguente possibile esplosione del reattore stesso e gravissime conseguenze sulla sicurezza pubblica per diffusione diretta di grandi quantità di materiale altamente radioattivo e livelli di radiazione altrettanto nocivi (si veda incidente nucleare).
Spesso anche a reattore arrestato deve continuare l'afflusso del fluido termovettore refrigerante per abbassare la temperatura del reattore e continuare a dissipare il calore residuo prodotto dalla radioattività del materiale combustibile evitando ancora una volta i problemi di surriscaldamento sopracitati.
A ogni modo nello specifico ogni tipo di reattore possiede, in base alla sua progettazione e realizzazione, le sue caratteristiche in termini di sicurezza (tipicamente un reattore possiede uno o più strati esterni di contenimento), costi ed efficienza.
Il consumo progressivo del combustibile nucleare nel nocciolo comporta la formazione di materiale di scarto detto anche residuo o prodotto di fissione non più utile alla fissione stessa e a sua volta radioattivo (le ben note scorie nucleari) e che quindi deve essere in qualche modo periodicamente rimosso dal reattore e successivamente custodito per migliaia di anni.
Classificazione Il "Power Reactor Information System" (PRIS) e l"Advanced Reactors Information System" (ARIS), dell'Agenzia internazionale per l'energia atomica (AIEA/IAEA), classificano i reattori nucleari di potenza in diversi tipi ("type") e modelli ("model"), riportati nelle tabelle seguenti:
+Classificazione dei reattori secondo il PRIS (2018) Tipi Modelli Reattori Sigla Nome completo Operativi Costruzione Spenti BWR Boiling Light-Water Cooled and Moderated Reactor AA-III BWR-25, ABWR, BWR-1, BWR-2, BWR-3, BWR-4, BWR-5, BWR-72, ESBWR 75 4 40 FBR Fast Breeder Reactor BN-20/-350/-600/-800/-1200, Liquid Metal FBR, Na-1200, PH-250, prototype 3 1 8 GCR Gas Cooled, Graphite Moderated Reactor AGR, MAGNOX, UNGG 14 38 HTGR High Temperature Gas Cooled Reactor HTR-PM, Pebble bed reactor prototype, Pebble bed reactor 1 4 HWGCR Heavy-Water Moderated, Gas Cooled Reactor HWGCR: 2-loops, KS 150, MONTS-D'ARREE, pressure tube reactor 4 HWLWR Heavy-Water Moderated, Boiling Light-Water Cooled Reactor ATR, HW BLWR 250 2 LWGR Light-Water Cooled, Graphite Moderated Reactor AM-1, AMB-100/-200, EGP-6, RBMK-1000/-1500 15 9 PHWR Pressurized Heavy-Water Moderated and Cooled Reactor CANDU, Horizontal Pressure Tube type, PHWR-700, PHWR KWU 49 4 8 PWR Pressurized Light-Water Moderated and Cooled Reactor 297 47 50 SGHWR Steam Generating Heavy-Water Reactor 1 X Other LMGMR (SGR- Sodium cooled graphite moderated reactor), OCM (Organically Cooled and Moderated Reactor) 2 TOTALE 453 57 166
+Classificazione dei reattori secondo l Tipi Modelli Reattori Sigla Nome completo Operativi Costruzione Progetto BWR Boiling Light-Water Cooled and Moderated Reactor ABWR, ABWR-II, ESBWR, KERENA, RMWR GCR Gas Cooled Graphite Moderated Reactor VHTR (IV-Gen) GFR (IV-Gen) Gas Cooled Fast Reactor HWR Heavy-Water Reactor iPWR Integral Pressurized Water Reactor LFR (IV-Gen) Lead Cooled Fast Reactor MSR (IV-Gen) Molten Salt Reactor PWR Pressurized Light-Water Moderated and Cooled Reactor AP1000, APR-1400, EPR, KLT-40S, VVER SCWR (IV-Gen) Supercritical Water Cooled Reactor SFR (IV-Gen) Sodium Cooled Fast Reactor
Reattori di I e II generazione Descrizione e caratteristiche