1

Principi fisici di conversione avanzata (Energetica L.S.)

G.Mazzitelli

ENEA

Sesta Lezione

2

Sesta Lezione

• Fissione

• Reattori a Fissione

• Reattori a Fusione

3

Fissione• La fissione nucleare è il processo per cui un

nucleo che cattura un neutrone diventa instabile e si scinde in due nuclei più leggeri

Esempio

Rb – Rubidio

Cs - Cesio

)( 1214193235 nCsRbnU

4

FissioneNel nucleo si bilanciano due forze quella nucleare che lo tiene unito e la repulsione elettrostatica che tende a separare i protoni.

5

Fissione

• Poiché i nuclei più leggeri hanno circa 1 MeV di energia di legame in più di quelli più pesanti in ogni reazione di fissione si ha una energia di conversione pari a 200 MeV.

• Per la reazione di fissione (1) Q=181MeV

6

Fissione

• I prodotti della fissione non sono determinati univocamente ma la loro distribuzione è simmetrica intorno al centro (A1= A2). Per ogni frammento pesante vi dovrà essere un corrispondente frammento leggero.

• La probabilità che i frammenti di fissione siano quasi uguali o gli stessi è 600 volte inferiore al massimo che si ha per A1 ≈ 95 e A2≈ 140

7

Fissione

8

Fissione

• I due neutroni prodotti nella reazione di fissione (1) sono emessi all’istante della reazione (10-16 s) e sono definiti veloci (prompt) ed hanno energie di pochi MeV

• Il numero medio di neutroni emessi ν è caratteristico del particolare processo di fissione; per la fissione indotta da neutroni termici sperimentalmente si ha:

9

Fissione

10

Fissione

• Oltre ai neutroni veloci abbiamo quelli ritardati ovverosia quei neutroni (~1%) emessi in seguito a decadimenti beta dei frammenti della reazione di fissione.

• I tempi di ritardo rispetto alle reazione di fissione sono abbastanza corti, tipicamente dell’ordine dei secondi

11

Fissione

I prodotti di fissione della reazione (1) sono instabili e decadono secondo la seguente sequenza:

12

Ripartizione dell’energia di fissioneEnergia cinetica dei framenti di fissione 170 MeV

Energia cinetica dei neutroni 5 MeV

Gamma pronti 7 MeV

Decadimento gamma dei prodotti di fissione

6 MeV

Decadimento beta dei prodotti di fissione:elettroni

8 MeV

Neutrini 12 MeV

Totale 208 MeV

13

Energia dalla fissione

La fissione di un atomo di 235U produce:

200 MeV*1.6x10-13joule = 3.2 x 10-11 joule

Per produrre 1 Watt avremo bisogno

3.1x1010 fissioni al secondo

Un g di 235U contiene 6x1023/235=2.6x1021 atomi che completamente bruciato produce 8.3x1010 joule pari a 2.3x104 Kwh.

Quindi per avere una potenza continua di 1 MW al giorno bisogna consumare circa 1 g di 235U

14

Reazione a catena

• La reazione di fissione si presta molto bene ad un funzionamento a catena: i neutroni prodotti in una fissione possono essere assorbiti da altri nuclidi fissili e provocare nuove fissioni e cosi via.

• Una reazione si dice critica quando si autosostiene, cioè quando il numero di neutroni si mantiene costante nel tempo.

15

Reazione a catenaIn un sistema critico il numero di neutroni prodotti al secondo P deve essere uguale a quello per persi al secondo o perché assorbiti A o perche sfuggono al sistema F

P = A+ FSe il rapporto P/(A+F) = Keff=1 il sistema si definisce critico o se maggiore di 1 (i neutroni aumentano nel tempo) è sovracritico, se minore di 1 ( i neutroni diminuiscono nel tempo ) è sottocritico.

Keff si chiama fattore di moltiplicazione effettiva

16

Reazione a catena

fuga non di tà probabilichiama si

Mentre

perdite)(zero infinito zionemoltiplica di fattore chiama si

FAA

AFP

KAP

K

AFAP

K

nf

eff

/

/

1

1

1

1

17

Reazione a catenaSe consideriamo un cm3 di sistema , il numero di neutroni assorbito nell’unità di tempo e per cm3 è:

secondo e cm perneutronico flusso il è

toassorbimen di camacroscopi urtod' sezione la è

dove

3

a

nv

N

A

ia

i

i

a

18

Reazione a catena

Mentre il numero di neutroni prodotti è

3cm persecondo al fissioni di numero il è e

fissione ogni in prodottoneutroni di numero il è dove

f

fP

Pertanto , in un sistema omogeneo e almeno in prima approssimazione :

a

f

AP

K

19

Reazione a catena

Se per semplicità assumiamo che tutti i neutroni abbiano la stessa energia e se non vi sono nel sistema altri elementi che assorbano o producano neutroni, il rapporto tra produzione ed assorbimento è il numero di neutroni prodotti per neutrone assorbito nell’uranio, che si indica con η

η nel nostro caso dipenderà dal contenuto relativo di Uranio - 235U 0.715% e 238U 99,280%

20

Reazione a catena

U

uu

NN

R

UU

NNNN

K

cuiPer

aa

ff

235

238235

di toarrichimenl' indica u dove

abbondanza di rapporto il doIntroducen

2 con e indicato è si 1 con dove

12

1

22

11

222

111

21

Reazione a catena

21

22

11

aa

ff

RR

Abbiamo:

Esaminiamo due casi:

a) neutroni termici

b) neutroni veloci da 1 MeV

22

Reazione a catena

23

Reazione a catena

10950

0377032

150582371

251522020

0040

062

712683

5824220

22

1

11

2

11

11

2

...

,..

...

).

.

,

.

)

RR

bb

bb

bCasoR

R

bb

b

aCaso

T

aa

ff

T

aa

ff

24

Reazione a catena

25

Reazione a catena

• Per i reattori che funzionano con neutroni termici è sufficiente un arricchimento dell’uranio tra il 3 e il 6%

• Per i reattori veloci si hanno arricchimenti sempre superiori al 20-25% mentre per le bombe si arriva al 90%

26

Reattore a fissione

Parecchi problemi tecnologici devono essere risolti prima che un reattore nucleare diventi un utile generatore di elettricità:

- Arricchimento

- Moderatore

- Perdita dei neutroni

27

Reattore a fissione- Arricchimento

Poiché 235U e 238U sono chimicamente identici, il solo mezzo per arricchire l’uranio naturale è di sfruttare la piccola differenza di massa. Questa è una operazione generalmente complessa che richiede grandi quantità di uranio. Un esempio è la diffusione gassosa attraverso materiali porosi che è più agevole per 235U che è meno massivo. Oltre a 235U un altro materiale facilmente fissile è il 239Pu che non esiste in natura ma che può prodotto dalla cattura di un neutrone da parte del non fissionabile 238U nel modo seguente:

ePuNp

eNpUnU

14523994146

23993

14623993147

23992146

23892

28

Reattore a fissione- Moderatore

I neutroni prodotti da una reazione di fissione hanno energie di pochi MeV che hanno poche possibilita di indurre un’altra reazione di fissione perché la sezione d’urto decresce rapidamente al crescere dell’energia del neutrone. E’ necessario quindi rallentarli (moderarli). Quindi il materiale fissionabile è circondato da un moderatore e i neutroni perdono energia nelle collisioni con gli atomi del moderatore. Il migliore moderatore è quel atomo che la stessa massa del neutrone ovverosia l’idrogeno o meglio ancora l’acqua pesante D2O che non ha virtualmente sezione d’urto di assorbimento neutronico.Anche il carbone è un materiale molto adatto come moderatore perché è solido,stabile, abbondante ed ha una relativamente piccola sezione d’urta di cattura neutronica. Fu il materiale usato da Enrico Fermi per costruire nel 1942 la prima pila atomica.

29

Reattore a fissione- Perdita di Neutroni

I neutroni possono essere persi e quindi non permettere al sistema di essere critico. Vi sono vari canali di perdita:

- Fuga attraverso la superfice

- Assorbimento nel moderatore

- Assorbimento da 238U

30

Reattore a fissione Schema di Principio

31

Reattore a fissione

Il funzionamento di un reattore a fissione in modo controllato è possibile per la presenza dei neutroni ritardati. Il controllo del sistema è effettuato mediante l’inserimento tra gli elementi di combustibile di barre (per es. di Cadmio) che hanno una elevata sezione d’urto di cattura neutronica. Se le barre sono completamente inserite il sistema è sottocritico. Muovendo le barre si aumenta il numero di neutroni e il sistema raggiunge la criticità. Aggiustando la posizione delle barre si può mantenere costante il numero di reazioni di fissione al secondo e il livello di potenza. Poiché le barre si muovono meccanicamente i loro tempi di risposta sono dello stesso ordine di grandezza dei neutroni ritardati. Pertanto un reattore è progettato in modo tale da risultare sottocritico per i neutroni veloci e critico per neutroni veloci più ritardati

32

Reattore a fissione

Vi sono altri tecnologici problemi associati con un reattore a fissione tra cui il più importante è quello delle scorie radioattive. Queste scorie attualmente devono essere immagazzinate in opportuni siti che ne garantiscono la conservazione e l’isolamente rispetto all’ambiente circostante.

Inoltre, dopo l’incidente di Chernobyl, molti dubbi nella popolazione sono sorti sull’effettiva sicurezza delle centrali nucleari a fissione

Centrale ad acqua in pressione

34

Centrale ad acqua bollente

Lo svantaggio di questo sistema è che l’acqua può diventare radioattiva ed una rottura del circuito vicini alla turbina sarebbe molto pericolosa perché si avrebbe la perdita di materiale radioattivo

Centrale CANDU ad acqua pesante

Sicurezza Reattore

Concetto di difesa in profondità

Top 10 Nuclear Generating Countries 2007, Billion kWh

Source: International Atomic Energy Agency, U.S. is from Energy Information Administration

Updated: 9/08

Evoluzione dei reattori nucleari

EPR in costruzione