Il ciclo del combustibile nucleare, chiamato anche catena del combustibile nucleare, è il processo che segue il combustibile nucleare dall'estrazione mineraria allo smaltimento come combustibile esaurito. Il ciclo comincia con il front end, che consiste nella preparazione del combustibile, cui segue il service period, in cui il combustibile è impiegato nei reattori e finisce con il back end che consiste nelle operazioni necessarie a rendere il combustibile sicuro ed eventualmente le fasi per essere riprocessato. Nuclear Chemistry - The Nuclear Fuel Cycle , Dr. Frank Settle
Concetti di base L'energia nucleare è basata sulle reazioni a catena che possono essere sostenute dai cosiddetti materiali fissili attraverso i neutroni. Noti materiali di questo tipo sono il plutonio e l'uranio. La maggior parte dei reattori nucleari utilizza un moderatore per diminuire l'energia cinetica dei neutroni ed aumentare la probabilità che la fissione avvenga. Questo permette ai reattori di utilizzare materiali con una concentrazione molto minore di isotopi fissili rispetto alle armi nucleari. Acqua pesante e grafite sono i moderatori più efficaci, poiché rallentano i neutroni prodotti dalle collisioni senza assorbirli. I reattori che usano grafite o acqua pesante come moderatore possono operare usando uranio naturale.
Reattori che utilizzano acqua leggera (HO) richiedono combustibile arricchito di isotopi fissili, tipicamente uranio arricchito con il 3-5% dell'isotopo meno comune uranio-235, il solo isotopo fissile che si ritrova in quantità significative in natura. Un'alternativa a questo combustibile a base di uranio a basso arricchimento (LEU, low enriched uranium) è l'utilizzo di combustibile ossido misto (MOX) prodotto miscelando plutonio con uranio naturale o arricchito. Un altro tipo di combustibile MOX è ottenuto miscelando LEU con torio, generando l'isotopo fissile U-233. Sia plutonio che U-233 sono prodotti dall'assorbimento di neutroni irradiando materiale fertile in un reattore, in particolare, rispettivamente, il comune isotopo dell'uranio U-238 e torio, e possono essere separati dai combustibili esausti contenenti uranio e plutonio in impianti di riprocessamento.
Alcuni reattori non fanno uso di moderatori per rallentare i neutroni. Come le armi nucleari, che utilizzano anch'esse neutroni non moderati o "veloci", questi reattori a neutroni veloci richiedono concentrazioni maggiormente elevate di isotopi fissili per potere sostenere una reazione a catena. Essi sono anche in grado di produrre isotopi fissili da materiale fertile; un reattore autofertilizzante è un tipo di reattore che in questo modo genera più materiale fissile di quanto ne consuma.
Durante la reazione nucleare all'interno di un reattore, gli isotopi fissili nel combustile nucleare vengono consumati, producendo i prodotti di fissione, la maggior parte dei quali sono considerati scorie radioattive. L'aumento di prodotti di fissione e il consumo di isotopi fissili infine bloccano la reazione nucleare, facendo diventare il combustibile un combustibile esausto. Quando viene utilizzato uranio a basso arricchimento, il combustibile esausto consiste approssimativamente nell'1% di U-235, 94% di U-238, 1% di plutonio e 4% di prodotti di fissione.John Grossenbacher, Carl E. Behrens, Energy: Nuclear, TheCapitol.Net, p.159, ISBN 1-58733-186-1 Il combustibile esausto e altri rifiuti ad elevata radioattività sono estremamente pericolosi, sebbene i reattori nucleari producono volumi relativamente piccoli di rifiuti in confronto alle altre centrali elettriche a causa della elevata densità energetica del combustibile nucleare. La gestione sicura di questi sottoprodotti di una centrale nucleare, incluso il deposito e la sistemazione, rappresenta una difficoltà per qualsiasi nazione che ricorre alle centrali nucleari.
Front end
Esplorazione Un deposito di uranio, come quello di uraninite, scoperto attraverso tecniche geofisiche, viene sottoposto a valutazione e si determina la quantità di materiali contenenti uranio che sono estraibili dal deposito a prezzi specificati. Le riserve di uranio sono le quantità di minerale che si stima di recuperare ai costi stabiliti. In natura l'uranio consiste principalmente in due isotopi, U-238 e U-235. I numeri si riferiscono al numero di massa atomica per ciascun isotopo, ovvero il numero di protoni e neutroni presenti nel nucleo atomico. L'uranio presente in natura consiste approssimativamente nel 99,28% di U-238 e nel 0,71% di U-235. Il nucleo atomico di U-235 darà quasi sempre la fissione quando colpito da un neutrone libero, e l'isotopo viene perciò definito isotopo "fissile". Il nucleo di un atomo di U-238 d'altra parte, piuttosto che dare fissione quando colpito da un neutrone libero, assorbirà quasi sempre un neutrone producendo l'isotopo U-239. Questo isotopo subisce quindi un decadimento radioattivo naturale producendo Pu-239 che, similmente a U-235, è un isotopo fissile. Gli atomi di U-238 vengono definiti "fertili" in quanto, bombardando il loro nucleo con neutroni, sono in grado di fornire l'isotopo fissile Pu-239.
Estrazione mineraria
Il minerale di uranio può essere estratto attraverso estrazione convenzionale in pozzo aperto e metodi sotterranei simili a quelli utilizzati per estrarre altri metalli. Negli Stati Uniti si utilizzano anche metodi di estrazione per lisciviazione in situ per estrarre l'uranio. In questa tecnologia, l'uranio viene lisciviato dal minerale presente nel luogo attraverso una serie di sorgenti regolarmente distanziate ed è quindi recuperato dalla soluzione di lisciviazione in un impianto posto in superficie. I minerali di uranio negli Stati Uniti hanno tipicamente un contenuto di ossido di uranio (U3O8) variabile dallo 0,05% allo 0,3%. Alcuni depositi di uranio presenti in altre nazioni hanno un maggiore contenuto dell'elemento e sono anche più grandi rispetto ai depositi statunitensi. Negli Stati Uniti l'uranio è presente anche in quantità basse (da 50 a 200 parti per milione) in alcuni depositi di fosfati di origine marina. Dato che quantità molto grandi di rocce fosfatiche vengono estratte per produrre acido fosforico, sebbene presente in concentrazioni molto basse, l'uranio può essere recuperato in modo economico all'interno di questo processo produttivo.
Macinazione I minerali di uranio estratti normalmente sono trattati macinandoli fino a ottenere particelle di dimensioni uniformi e quindi si procede trattando il minerale per estrarre l'uranio attraverso lisciviazione chimica. Il processo di macinazione comunemente produce un materiale sotto forma di polvere essiccata che consiste di uranio naturale, "yellowcake", che viene venduta sul mercato dell'uranio come U3O8.
Conversione dell'uranio L'ossido di uranio macinato, U3O8, deve essere convertito in esafluoruro di uranio, UF6, il quale rappresenta la forma richiesta dalla maggior parte degli impianti di arricchimento dell'uranio commerciali attualmente in uso. La prima fase di questo processo si basa sulla produzione di nitrato di uranile, UO2(NO3)2, di elevata purezza (> 99,95 %). Successivamente vengono attuati una serie di procedimenti chimici (precipitazione, calcinazione, riduzione, fluorurazione e ossidazione) per ottenere l'esafluoruro di uranio. L'esafluoruro di uranio, un composto solido a temperatura ambiente, può essere convertito in forma gassosa alla temperatura di 57 °C. Il prodotto della conversione dell'esafluoruro di uranio contiene solamente uranio naturale, non arricchito.
L'octaossido di triuranio (U3O8) viene inoltre convertito direttamente a diossido di uranio (UO2) di grado ceramico per l'utilizzo in reattori che non richiedono combustibile arricchito, come nel caso dei CANDU. I volumi di materiale direttamente convertito a UO2 sono tipicamente piuttosto piccoli in confronto alle quantità convertite in UF6.
Arricchimento
La concentrazione dell'isotopo fissile, U-235 (lo 0,71% nell'uranio naturale) è minore di quella richiesta per sostenere una reazione nucleare a catena in un reattore ad acqua leggera. L'esafluoruro di uranio (UF6) deve essere quindi arricchito in isotopo fissile per potere essere utilizzato come combustibile nucleare. I differenti livelli di arricchimento richiesti per una particolare applicazione del combustibile nucleare sono specificati dal cliente: il combustibile per un reattore ad acqua leggera normalmente è arricchito al 3,5% di U-235, ma viene richiesto anche l'uranio arricchito a concentrazioni inferiori. L'arricchimento viene realizzato utilizzando uno o più metodi di separazione degli isotopi. La diffusione gassosa e la centrifuga a gas rappresentano le tecnologie comunemente utilizzate per l'arricchimento dell'uranio, ma attualmente si stanno sviluppando nuove tecnologie di arricchimento.
Il principale sottoprodotto (96%) dell'arricchimento è l'uranio impoverito, che può essere utilizzato per costruire corazze, proiettili APFSDS, schermi per la radioprotezione e zavorre. Enormi quantità di uranio impoverito vengono immagazzinate. Il solo Dipartimento dell'Energia degli Stati Uniti d'America ne possiede poco meno di 700.000 tonnellate. Circa il 95% dell'uranio impoverito viene conservato sotto forma di UF6.
I reattori ad acqua pesante, come nel caso dei CANDU, beneficiano di un bilancio di neutroni che consente di utilizzare uranio naturale evitando quindi di ricorrere alla fase di arricchimento.
Fabbricazione del combustibile Per l'utilizzo come combustibile nucleare, l'esafluoruro di uranio arricchito viene convertito in polvere di diossido di uranio (UO2) che viene quindi trasformata in forma di pellet. Il pellet viene quindi cotto in un forno di sinterizzazione ad elevata temperatura per creare dei pellet duri e ceramici di uranio arricchito. I pellet cilindrici subiscono successivamente un processo di macinazione per ottenere un pellet di dimensione uniforme. I pellet vengono ammassati, secondo le specifiche di progettazione di ciascun nocciolo del reattore nucleare, in tubi di lega metallica resistente alla corrosione. I tubi sono sigillati per contenere i pellet di combustibile: questi tubi costituiscono le barre di combustibile. Le barre di combustibile finite vengono raggruppate in speciali assemblaggi di combustibile che sono successivamente utilizzati per costruire il combustibile nucleare del nocciolo di un reattore.
Il metallo usato per i tubi dipende dal modello del reattore. L'acciaio inossidabile è stato utilizzato in passato, ma la maggior parte dei reattori utilizza attualmente lo zirconio. Per i tipi di reattori più comuni, i reattori ad acqua bollente (BWR) e i reattori ad acqua pressurizzata (PWR), i tubi sono assemblati in fasci con i tubi disposti a una precisa distanza fra loro. A questi fasci viene quindi assegnato un numero di identificazione univoco, che consente la loro tracciabilità dalla produzione fino all'utilizzo e lo smaltimento.
Service period Trasporto di materiali radioattivi