Un reattore autofertilizzante è un reattore a fissione progettato per lavorare con una conversione media di fissili in rapporto maggiore di uno con la quantità fissionata, cioè progettato per produrne più di quanti ne consumi durante la vita di una carica. I rapporti di conversione tipici dei reattori autofertilizzanti sono circa 1,2 mentre quelli dei reattori di 1ª, 2ª e 3ª generazione sono di circa 0,6 per gli LWR ed arrivano a circa 0,8 nei CANDU.
Questo non vuol dire neanche in teoria che la carica totale (fertile e fissile) di un reattore autofertilizzante possa durare illimitatamente, poiché col tempo cala inesorabilmente la quantità di fertile, e con essa il numero di atomi fertilizzati per unità di tempo: se non si effettuasse ricarica prima o poi questo numero verrebbe superato da quello degli atomi fissionati per unità di tempo, cioè la conversione scenderebbe sotto l'unità e a questo punto il reattore avrebbe vita limitata. Invece finché in un reattore autofertilizzante si ricarica il fertile, questo riesce ad avere una produzione continua netta di fissile, a differenza dei reattori non-autofertilizzanti.
Nonostante la ricerca e la prototipazione si sia principalmente orientata verso reattori autofertilizzanti a neutroni veloci (o FBR, Fast Breeder Reactor), l'autofertilizzazione può essere ottenuta anche in reattori a neutroni termici (o TBR, Thermal Breeder Reactor): deve tuttavia essere utilizzato un "combustibile" differente, a base di torio anziché di uranio. In generale, l'uso di neutroni "lenti" dovrebbe comportare diversi vantaggi, fra cui una molto minore sollecitazione dei materiali che compongono il reattore (problema viceversa critico per i reattori veloci). Sono tuttavia pochi, finora, i reattori autofertilizzanti termici, e tutti presenti in India: il reattore KAMINI, il reattore sperimentale da 40 MW all'Indira Gandhi Centre inaugurato nel 1985, mentre il PFBR (veloce) in costruzione dal 2004 sarà dotato di un mantello in torio.
Ciclo uranio-plutonio (FBR) Il termine veloce è in genere associato ai reattori autofertilizzanti che utilizzano ciclo uranio-plutonio, che sono detti anche FBR, Fast Breeder Reactor. Questo indica che i neutroni emessi dalle fissioni non vengono rallentati (moderati) ma interagiscono con i nuclei di fissile con un'energia prossima a quella che possedevano al momento della loro origine nella fissione: la loro energia cinetica è di alcune centinaia di keV, mentre nei reattori tradizionali (a neutroni "termici", moderati) l'energia cinetica media dei neutroni è inferiore all'elettronvolt (eV). Il valore più probabile dell'energia cinetica posseduta in un reattore termico, che lavora sui 300 °C, è di circa 0,05 eV.
Tale valore è possibile calcolarlo a partire dalla definizione stessa di neutrone termico: è detto tale un neutrone che dispone, approssimativamente, della stessa energia cinetica media delle particelle che lo circondano, siano essi atomi o molecole. Pertanto, immaginando i neutroni come un gas monoatomico, la loro energia cinetica media in tale condizione può essere espressa dalla formula
dove T è la temperatura fondamentale (che è la temperatura misurata in unità energetiche come il megaelettronvolt, ottenuta semplicemente moltiplicando la temperatura in unità assolute, come il kelvin, per la costante di Boltzmann).
Bisogna chiarire che in linea di principio un reattore autofertilizzante non è necessariamente veloce (e viceversa), anche se in letteratura spesso si confondono le due categorie per ragioni storiche, così come spesso si confondono queste due con la classe dei reattori (raffreddati) al sodio: in realtà tra i reattori veloci (FBR) si possono citare per esempio anche i reattori (raffreddati) al piombo, e tra i reattori autofertilizzanti, questi ultimi e i reattori (TBR) a ciclo torio-uranio. Viceversa si può dire che un FBR fertilizza sempre il combustibile, poiché vi è sempre presente del fertile (uranio 238) che interagisce con una parte dei neutroni (i restanti vengono assorbiti dagli altri elementi nel reattore tra cui il fissile o riescono a sfuggire) e tra i neutroni che interagiscono, una parte riesce sempre a fertilizzarlo, mentre un'altra produce altre reazioni. Non è però detto che questa piccola frazione di neutroni che riesce a fertilizzare l'uranio 238 sia maggiore di quella che interagisce con e riesce a fissionare il fissile (uranio 235 e plutonio 239 prodotto dalla fertilizzazione). Struttura
Complessivamente, la densità di potenza di un nocciolo di un reattore veloce è maggiore di quella in un reattore termico; per questo il refrigerante deve avere un'alta capacità di asportare calore. Storicamente ci si è rivolti verso l'impiego di metalli fusi, che vengono mantenuti allo stato fuso sia dal calore prodotto nel nocciolo che da appositi riscaldatori elettrici in fase di fermata dell'impianto e fatto circolare e convogliato agli scambiatori di calore tramite pompe. Il più comunemente usato finora in occidente è il sodio, in Unione Sovietica venne anche sperimentato il piombo. Riguardo al combustibile invece bisogna considerare che l'impiego del combusibile in forma di biossido caratteristico di tutti i reattori del passato necessita di un arricchimento elevato, ad esempio 20% di solo uranio-235 ( tipico dei BN-350, BN-600), equivalente di solo plutonio (più economico) sempre nella matrice di uranio-238, o infine un misto dei due, il MOx (BOR-60, BN-800). L'impiego di combustibile in nitruro invece come nel reattore BREST non richiede alto arricchimento.
Mantello Il nocciolo aveva in passato una periferia in materiale fertile (come uranio naturale o uranio impoverito) detta mantello (in inglese blanket) che circondava la parte cilindrica centrale detta seme (seed) con gli elementi di fissile in scatole a prisma esagonale. Per inciso entrambe le zone generano potenza, ma solo il seme mantiene la popolazione neutronica che in parte nella fuga dal seme fertilizza il mantello. Mentre nel seme il plutonio-239 fissile fissiona o trasmuta in plutonio-240 (assorbitore non fissile che invalida il 239) e la concentrazione dei prodotti di fissione aumenta, nel mantello entrambi i fenomeni non avvengono. Questa configurazione favorisce l'impiego di plutonio nel seme poiché la sua fissione produce più neutroni aumentando il flusso neutronico e quindi anche la frazione utilizzabile per la fertilizzazione Fast Neutron Reactors , World Nuclear Association. Il mantello si divide geometricamente in due regioni:
il mantello assiale è la parte del mantello realizzata attorno alle due facce piane del seme: a livello costruttivo in ogni elemento di combustibile le pastiglie sul fondo e in cima sono in fertile e non in fissile. Questa parte da sola permette di raggiungere bassi quantità e guadagno di fertilizzazione. Poiché il riprocessamento avviene per elemento, è più difficile separare dalla parte fissionata quella fertilizzata da cui ricavare il plutonio-239, perciò in sé questa parte non viene considerata proliferante. Comunque nei progetti attuali viene talvolta sostituito con un riflettore, chiaramente a vantaggio del bilancio neutronico ma a discapito ulteriore della fertilizzazione.. il mantello radiale invece è la parte realizzabile attorno alla superficie laterale del seme. Si realizza in scatole separate interamente in fertile identiche a quelle del seme, con però barre di diametro maggiore e in numero minore (12-14mm) data la minore potenza lineare da rimuovereGuerrini, Paci - Impianti nucleari, vol. 2A: Filiere, p.211. L'aggiunta del mantello radiale garantisce massimi quantità e guadagno di fertilizzazione e il minimo consumo di fissile ma rende molto più accessibile il riprocessamento per recuperare il fertilizzato, col rischio di proliferazione. L'accessibilità all'arricchimento grazie al mantello radiale è stata in realtà il punto chiave per lo sviluppo del programma FBR durante la guerra fredda, dato che la produzione elettrica commerciale era economicamente meno favorevole che nei reattori ad acqua. Anche il Superphénix, il primo dimostratoreGuerrini, Paci - Impianti nucleari, vol. 2A: Filiere, p.212, aveva ancora anche il mantello radiale; dai progetti degli anni 1990 in avanti, il cui fine è, al contrario, la produzione elettrica commerciale, il mantello radiale è stato sempre sostituito con riflettore..
Togliendo il mantello radiale e sostituendolo con le scorie dei reattori tradizionali, i reattori possono assumere la configurazione di "bruciatori" (in inglese burners) di scorie e del plutonio, ricavando da esse altra energia e trasmutandole in elementi leggeri. Naturalmente in questo caso non sono più autofertilizzanti. Ad esempio per raggiungere la configurazione "bruciatore" necessaria allo smaltimento del plutonio bellico sovietico altamente arricchito nel reattore BN-600 dal 2012 il mantello è stato interamente rimpiazzato con riflettore in acciaio inossidabile.
Vantaggi dei reattori autofertilizzanti Il vantaggio principale di un reattore autofertilizzante è l'economia di combustibile: se un CANDU, uno dei reattori termici più efficienti, ricava energia (volgarmente "brucia")Si noti che "combustibile" (così come "bruciare") è una estensione dei termini propriamente detti nell'ambito di una reazione chimica (cfr. reazione nucleare), ma in realtà non c'è nessuna combustione. da appena l'1% del "combustibile", i reattori veloci sono invece teoricamente in grado di elevare il tasso di sfruttamento del "combustibile" a valori che ragionevolmente si attestano al 50-60%.
Esperimenti sui reattori di Dounreay e EBR-2 mostrarono che il combustibile metallico e il sodio refrigerante rendevano il reattore meno sensibile agli incidenti di refrigerazione rispetto ai reattori ad acqua di allora. I più recenti prototipi francesi e inglesi hanno confermato questo aspetto. In caso di LOCA (Loss Of Coolant Accident, ovvero un incidente gravissimo di perdita del fluido che raffredda direttamente il reattore) i reattori semplicemente si spengono.
Un altro vantaggio consiste nel fatto che il "combustibile" esausto scaricato da un reattore di questo genere ha una radiotossicità che impiega "solo" decine di migliaia di anni a scendere al livello dell'uranio naturale di partenza, contro tempi dell'ordine del milione di anni dei reattori termici di 1ª, 2ª e 3ª generazione.
Svantaggi e rischi potenziali
Ci sono però altre considerazioni da fare. Prima di tutto, la velocità di produzione di nuovo fissile è molto bassa: il tempo di raddoppio, cioè il tempo in cui il reattore produce il doppio del materiale fissile che aveva nella sua carica iniziale, è di 15-20 anni; inoltre, come già detto, gli elementi di combustibile devono essere sostituiti spesso per mantenere alta la percentuale di plutonio nel seme e abbassarla nel mantello. Questo implica un viavai costante di elementi di combustibile da e per gli impianti di processamentoDavid Elliot, Energy, Society and Environment, Routledge, 1997, pp.73-74, ISBN 0-415-14506-6. Questo pone problemi di sicurezza sia in termini di possibili incidenti sia di rischi di furto di materiale da parte di terroristi o altri malintenzionati.
Un secondo problema riguarda il plutonio prodotto. Il plutonio ottenuto riprocessando il combustibile dei normali reattori termici è costituito da un 25% di 240Pu. Tale isotopo è molto instabile in quanto tende a dare fissioni spontanee, ovvero pur non essendo bersagliato da neutroni di qualsivoglia natura è in grado di fissionare. Ciò comporta gravi rischi nella stabilità del combustibile. Tale situazione è favorevole da un punto di vista della non proliferazione di armi nucleari: infatti un alto tenore di Pu-240 rende improponibile la costruzione di simili armi, che risulterebbero instabili e poco efficienti.