La Fisica Nucleare e i reattoridi IV...
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La Fisica Nucleare e i reattori diIV Generazione
Nicola ColonnaIstituto Nazionale Fisica Nucleare, Sez. di Bari
Il problema energetico
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Di recente, nuovo interesse nell’energia nucleare:• fabbisogno energetico mondiale in continua crescita;• preoccupazione per la produzione di gas serra (CO2) e associati cambiamenti climatici;
Source: IEA, Key World Energy Statistics
Più dell’ 80 % dell’energia consumata nel mondo è prodotta da combustibili fossili
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Principali problemi dei reattori attuali
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97%238U
Combustibile fresco (LWR)
94%238U
Combustibile esausto
1% 235U
1% Pu and Attinidi Minori
4% Frammenti di fissione3% 235U
96%potenzialecombustibile
Bassa efficienzaI reattori attuali usanopoco più dell’1% dellerisorse di uranio.La disponibilità di Upotrebbe diventare unproblema nel mediotermine (100 anni).Un ciclo chiusorenderebbe le risorse di Usufficienti per migliaia dianni !!
L’utilizzo più efficiente delle risorse di U richiede reattori veloci autofertilizzanti
L’energia nucleare potrebbe svolgere un ruolo importante anche in futuro nel mix dellefonti energetiche a bassa emissione (soprattutto se usata per produzione di idrogeno).Alcuni problemi della tecnologia attuale limitano l’uso sostenibile dell’energia nucleare.
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Reattori autofertilizzanti
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L’238U non è un isotopo fissile (fissione solo con neutroni di energia al di sopra di una soglia,del MeV). Tuttavia, è un isotopo fertile, ovvero a seguito della cattura neutronica produceun isotopo fissile (il 239Pu).
235U(n,f)
238U(n,f)
β-, t1/2=2.3 d238U(n,γ)239U 239Np 239Puβ-, t1/2=23 m
239Pu(n,f)
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Brevi di fisica dei reattori
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UaUa
UfUf
238235
238235
)σ (N)σ (N)σ N()σ N(
ηK+
+==∞
νν
P neutroni prodottiA neutroni assorbitiν molteplicità neutroni di fissioneσf sezione d’urto di fissioneσa= σγ +σf sezione d’urto di assorbimento
FAPKeff +
=
a
f
σσ
APηK
ν===∞
Per un sistema omogeneo ad una componente (es. 235U):
Ni = abbondanza di ciascuna componente del combustibile
F = frazione di neutroni persi
Per un sistema a due componenti (es. 235U e 238U):
I “breeder reactors”
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I reattori che sfruttano il combustibileU/Pu possono essere autofertilizzantisolo se i neutroni non sono moderati:reattori veloci autofertilizzanti (fastbreeder reactors).Utilizzando il ciclo Th/U, si possonocostruire reattori autofertilizzanti siatermici che veloci.
Un reattore autofertilizzante (“breeder”, da breed, riprodurre)produce materiale fissile in quantità maggiore o uguale a quantone brucia.Perchè un reattore sia autofertilizzante, il fattore dimoltiplicazione η deve essere ≥ 2.A determinare se reattore può essere breeder o meno è lamolteplicità dei neutroni e le sezioni d’urto.
η=νσ
f/(σ
f+σ γ
)
Numero di neutroni prodotti per neutrone assorbito
Neutron energy (eV)
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Isotopo fissile ηth
235U 2.09239Pu 2.11233U 2.29
fγ
f
σσσ
η+
=ν
Lo spettro dei neutroni nei reattori
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In un reattore veloce, i neutroni non sono moderati e mantengono un’energia relativamente alta(da qualche keV a qualche MeV).
Reattori termici
Reattori veloci
1 meV 1 MeV1 keV1 eV
Spettro di fissione
Spettro termico
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In un reattore veloce, lo spettro dei neutroni è centrato intorno ai 100 keV. Energie maggiori si possono ottenere con sistemi basati su acceleratori.
Figura Nucleosintesi (frecce che si muovono)
Foto FIC239Pu: 125 Kg/yr
237Np: 16 Kg/yr
241Am:11.6 Kg/yr243Am: 4.8 Kg/yr
244, 245Cm1.5 Kg/yr
LLFP
LLFP76.2 Kg/yr
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Il problema delle scorie
Produzione annuale in un reattore LW da 1 GWe
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Figura Nucleosintesi (frecce che si muovono)
Foto FIC
LLFP LLFP
The Th/U fuel cycle
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232Th(n,γ)233Th 233Pa 233Uβ-, t1/2=22 m β-, t1/2=27 d
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Le scorie a lunga vita media
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Con i reattori attuali, sarebbe necessarioapprontare un deposito geologico tipo YuccaMountain ogni 20 anni.
Il problema principale delle scorie sono gliattinidi transuranici: Np, Pu, Am, Cm, etc…• contributo dominante alla radiotossicità e
calore prodotto (decay heat) dopo ~ 100 anni• problema persiste per più di 105 anni
Attualmente, l’unica soluzione per le scorie a lungavita media è lo stoccaggio in depositi geologici.
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Salto di qualità: sistemi che riutilizzino nonsolo U e Pu, ma anche una grossa parte dellescorie (attinidi minori).
A parte il 245Cm, gli attinidi minoripresentano una soglia di fissione intornoal MeV (non fissili).Per bruciare gli attinidi minori sononecessari neutroni veloci (En>10 keV).
I reattori veloci di IV Generazioneproducono e bruciano attinidi (inclusiquelli minori):• utilizzo ottimale delle risorse di
Uranio (GWh/kg di U)• minima produzione di scorie da
smaltire in siti geologici.
I reattori veloci di IV Generazione
L’innovazione principale riguarda la possibilità di produrre energia bruciando le scorie apiù alta radiotossicità: Np, Am, Cm (1 g di scoria produce stessa energia di 3 tonn. di carbone).
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Isotopo fissile
Isotopi non fissili
Spettro neutronicoin reattori veloci
(Gen IV e ADS)
1 MeV
I reattori di IV Generazione
Attualmente allo studio sei tipi di reattori di IV Generazione (di cui tre veloci)
Sistemi di IV Generazione Acronimo
Gas-cooled Fast Reactors GFR
Lead-cooled Fast Reactors LFR
Sodium-cooled Fast Reactors SFR
Molten Salt Reactors MSR
Supercritical-Water-Cooled Reactors SCWR
Very-High-Temperature Reactors VHTR
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I reattori di IV Generazionedovrebbero realizzare NELCOMPLESSO un ciclo chiuso.Oltre che per produrre energia,sono pensati per soddisfarediverse esigenze: dissalazione,produzione di idrogeno,riduzione delle scorie passate,etc...
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Recycling
I reattori di IV Generazione
L’idea rivoluzionaria deireattori di IVGenerazione èriutilizzare parte dellescorie (attinidi) comecombustibile.
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Altre opzioni attualmente in esame:• Accelerator Driven Systems (dedicati all’incenerimento delle scorie)• Ciclo Th/U (attualmente in fase di studio principalmente in India)
Once through
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Altri scopi dei reattori di IV Generazione:• improved safety, proliferation-resistence, lower costs and construction time• hydrogen production (to substitute fossile fuels in transport)
Lo sviluppo dei reattori veloci di IV Generazione rechiede dati nucleari accurati sulle reazioni indotte da neutroni.
Quali dati servono
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...)σ (N)σ (N)σ (N)σ (N...)σ N()σ N()σ N()σ N(
APηK
PuaNpaUaUa
PufNpfUfUf
239237238235
239237238235
++++
++++===∞
νννν
• Combustibile nucleare (ciclo U/Pu e Th/U)Th, U, Pu, Np, Am, Cm (n,f), (n,γ) …
• Frammenti di fissione a lunga vita media99Tc, 103Rh, 135Xe, 135Cs, 149Sm (n,γ)
• Materiale strutturale e di raffreddamentoFe, Cr, Ni, Zr, Pb, Na, ... tutte
Necessari dati su un grannumero di reazioni, per laprogettazione di sisteminucleari avanzati, ma ancheper migliorare la sicurezza el’efficienza dei reattori attuali.
I dati attualmente esistenti sono sufficienti per reattori termici a U/Pu. Necessario migliorare l’accuratezza dei dati per:
• nuovi isotopi che entrano nel ciclo del combustibile (scorie, in particolare attinidi minori)• energie dei neutroni più elevate (reattori veloci)• nuovo ciclo di combustibile (Th/U)
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I dati nucleari per i reattori di nuova generazione
Dati nucleari necessari per i reattori di IV Generazione:• sezioni d’urto su tutte le reazioni possibili in un reattore (cattura, fissione, inelastiche)• molteplicità e spettro energetico dei neutroni emessi nella fissione dei vari attinidi;• neutroni ritardati (molto difficili da misurare)• distribuzione di massa dei frammenti di fissione• decadimenti (decay heat)
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Facilities per neutroni
GELINA, Belgio
LANSCE, Los Alamos
n_TOF, CERN
Table 1. Summary Target Accuracies for Fast Reactors
Necessario ridurre leincertezze sulle sezionid’urto di cattura e fissione,al 3-7 % per Pu e AttinidiMinori, nel rangeenergetico da qualche keVa decine di MeV.
Accuratezze presenti e richieste per la progettazione dei reattori veloci
Intervallo energia Accuratezzapresente (%)
Accuratezza richiesta (%)
U238inel 0.5 ÷6.1 MeV 10 ÷ 20 2 ÷ 3
capt 2.04 ÷24.8 keV 3 ÷ 9 1.5 ÷ 2
Pu241 fiss 454. eV ÷1.35 MeV 8 ÷ 20 2 ÷ 5
Pu239 capt 2.04 ÷498 keV 7 ÷ 15 4 ÷ 7
Pu240 fiss 0.498 ÷1.35 MeV 6 1 ÷ 3
Pu242 fiss 0.498 ÷2.23 MeV 19 ÷ 21 3 ÷5
Pu238 fiss 0.183 ÷1.35 MeV 17 3 ÷5
Am242m fiss 67.4 keV ÷1.35 MeV 17 3 ÷4
Am241 fiss 2.23 ÷6.07 MeV 9 2
Am243 fiss 0.498 ÷6.07 MeV 12 3
Cm244 fiss 0.498 ÷1.35 MeV 50 5
Cm245 fiss 67.4 ÷183 keV 47 7
Fe56 inel 0.498 ÷2.23 MeV 16 ÷ 25 3 ÷ 6
Na23 inel 0.498 ÷1.35 MeV 28 4 ÷10
Pb206 inel 1.35 ÷2.23 MeV 14 3
Pb207 inel 0.498 ÷1.35 MeV 11 3
Si28inel 1.35 ÷6.07 MeV 14 ÷ 50 3 ÷ 6
Capt 6.07 ÷19.6 MeV 53 6
L’effetto Doppler e il self-absorption
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La forma delle risonanze dipende dallatemperatura, a causa dell’effetto Doppler.All’aumentare della temperatura, la risonanzadiventa più bassa e più larga.I neutroni penetrano maggiormente nelle barredi combustibile, “bruciandole” uniformemente.
Le sezioni d’urto sono spesso dominate da risonanze. Queste sono fondamentali nellafisica dei reattori, per l’effetto del self-absorption (attenuazione del flusso di neutroniall’interno della barra di combustibile).
ϕn(x)
x
ϕn(x)=ϕn(0)e-ρxσ
L’efficienza di burn-up aumenta con la temperatura
Sezi
one
d’ur
to
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Misureintegrali
Teoria Evaluation EvaluatedData File
Industria
Risultatisperimentali Laboratori
Organi dicontrollo
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Utilizzo dei dati sperimentali
Richiesta sforzo sinergico in vari campi per:• misure ad alta accuratezza• sviluppo di modelli nucleari più attendibili (soprattutto per la fissione)• data evaluation, analisi delle covarianze, aggiornamento librerie• validazione dei risultati (esperimenti integrali nei reattori)
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Il metodo delle reazioni surrogate
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Reazione di fissione 237U(n,f)(molto difficile da misurare)
Reazione surrogata 238U(α,α’)(facile da misurare)
Reazione surrogata: reazione indotta da particelle cariche, che però portano allo stessonucleo composto della reazione indotta da neutrone.
Misurata CalcolataCalcolata
+ +
n237U (6.7 d)
238U*
α
α’
238U 238U*
Richiesta
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Alcune sezioni d’urto neutroniche non possono essere misurate direttamente (per problemi con ibersagli, tipo radioattività elevata, alte contaminazioni, piccole quantità disponibili, etc…).Uso di reazioni surrogate, attraverso la combinazione di osservabili sperimentali e calcoli di modello.
Molto probabile che il nucleare debba far parte del mix di fonti energetiche delfuturo.
Reattori attuali presentano alcuni limiti, fra cui quelli principali sono la produzione discorie e l’uso inefficiente delle risorse di uranio.
Necessario sviluppare reattori “rivoluzionari”, a ciclo chiuso (Gen IV), in grado dirisolvere molti problemi dei reattori attuali, in particolare quello delle scorie.
Reattori veloci permettono di “riutilizzare” (bruciandole) una grossa parte dellescorie radioattive (in particolare attinidi minori quali Np, Am, Cm), oltre a U e Pu.
C’è un grosso sforzo internazionale per lo studio di fattibilità e progettazione dei GenIV, con forze che si stanno via via aggregando (compresa la EC, nel VII FP).
Un’altra possibilità allettante è l’utilizzo del ciclo di combustibile Th/U, su cui stapuntando molto l’India.
Lo sviluppo dei nuovi reattori richiede R&D in diversi campi, fra cui anche la FisicaNucleare.
Conclusioni
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Fare ricerca oggi, per prepararsi ai bisogni energetici del futuro
Grazie per l’attenzione
Overview dei reattori di IV Generazione
Tipo di reattore Spettro neutronico
Ciclo di combustibile
Dimensione (MWe)
Utilizzo Sviluppi richiesti
Reattore veloceraffreddato a gas (GFR)
Veloce Chiuso(U, Pu, Att.)
200-1200 Elettricità,idrogeno,inc. scorie
CombustibileMateriali
Reattore veloce raffreddato a piombo (LFR)
Veloce Chiuso 50-150300-600
1200
ElettricitàIdrogeno
CombustibileMateriali
Reattore veloce raffreddato a Sodio (SFR)
Veloce Chiuso 300-1500 ElettricitàInc. scorie
Riprocess.combustibile
Reattore a sali fusi(MSR)
Epitermico Chiuso 1000 ElettricitàIdrogenoInc. scorie
CombustibileMateriali
Affidabilità
Reattore ad acqua supercritica (SCWR)
Termico / veloce
Aperto / Chiuso
1500 Elettricità MaterialiTermoidraulica
Reattore ad altissima temperatura (VHTR)
Termico Aperto 250 ElettricitàIdrogeno
CombustibileMateriali
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Le scorie
23Scuola di formazione sull’energia nucleare, Ferrara, 28-29 Ottobre 2009 N. Colonna – INFN Bari
I reattori veloci di IV Generazione
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Caratteristiche• reattore “breeder” a ciclo chiuso• circolazione per convezione• temperatura in uscita da 550 a 800C
Vantaggi• Produzione di elettricità, idrogeno, dissalazione.• Alto grado di sicurezza passiva
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Alcuni esempi
Possibile studiarle attraverso reazioni surrogate: reazioni indotte da particelle cariche, che portano allo stesso nucleo composto:
242Cm(n,f) 243Am(3He,t)243Cm243Cm(n,f) 243Am(3He,d)244Cm244Cm(n,f) 243Am(3He,p)245Cm….
Problema principale associato al momento angolare del nucleo composto, che nellereazioni surrogate può essere notevolmente diverso dalle reazioni indotte daneutroni.Necessario applicare correzioni con modelli.In alcuni casi, l’unica possibilità di stimare le sezioni d’urto di fissione.
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Vantaggio delle reazioni surrogate: possono essere usate per ottenere dati chesarebbe difficile (o impossibile) ottenere in reazioni dirette.Svantaggio: fa affidamento su calcoli di modello, che necessitano di verifica.