Come si forma lenergia nucleare

• I reattori nucleari funzionano contenendo e controllando il processo fisico della fissione nucleare.
• Il decadimento radioattivo sia dei prodotti di fissione che degli elementi transuranici formati in un reattore producono calore anche dopo che la fissione è cessata.
• Le reazioni di fissione possono essere moderate per aumentare la fissione, o non moderate per produrre ulteriore combustibile.
• Per i reattori che utilizzano acqua leggera come moderatore, è necessario l'uranio arricchito.
• La separazione isotopica per ottenere l'arricchimento dell'uranio avviene mediante processi fisici.

Neutroni

I neutroni in movimento sono il punto di partenza di tutto ciò che accade in un reattore nucleare. Per ulteriori informazioni sul funzionamento di una centrale nucleare, consultare la pagina informativa Reattori nucleari.

Quando un neutrone passa vicino a un nucleo pesante, ad esempio l'uranio-235 (U-235), il neutrone può essere catturato dal nucleo e questo può essere seguito o meno dalla fissione. La cattura comporta l'aggiunta del neutrone al nucleo di uranio per formare un nuovo nucleo composto. Un semplice esempio è U-238 + n ==> U-239, che rappresenta la formazione del nucleo U-239. Il nuovo nucleo può decadere in un nuclide diverso. In questo esempio, l'U-239 diventa Np-239 dopo l'emissione di una particella beta (elettrone). Ma in certi casi la cattura iniziale è rapidamente seguita dalla fissione del nuovo nucleo. Se la fissione ha luogo, e in effetti se la cattura avviene, dipende dalla velocità del neutrone che passa e dal particolare nucleo pesante coinvolto.

Fissione nucleare

La fissione può avvenire in uno qualsiasi dei nuclei pesanti dopo la cattura di un neutrone. Tuttavia, i neutroni a bassa energia (lenti o termici) sono in grado di causare fissione solo in quegli isotopi dell'uranio e plutonio i cui nuclei contengono un numero dispari di neutroni (ad esempio U-233, U-235 e Pu-239). La fissione termica può verificarsi anche in alcuni altri elementi transuranici i cui nuclei contengono un numero dispari di neutroni. Per i nuclei contenenti un numero pari di neutroni, la fissione può avvenire solo se i neutroni incidenti hanno un'energia superiore a circa un milione di elettronvolt (MeV). (I neutroni di fissione di nuova creazione rientrano in questa categoria e si muovono a circa il 7% della velocità della luce, mentre i neutroni moderati si muovono molto più lentamente, a circa otto volte la velocità del suono).

Sezioni d'urto neutroniche per la fissione dell'uranio e del plutonio

Note: entrambe le scale sono logaritmiche. 1 barn = 10 ^-28 m ² , 1 MeV = 1.6 x 10 ^-13 J
Fonte: NEA, Plutonium fuel – an assessment (1989); Taube, Plutonio – un'indagine generale (1974)

Si dice che un neutrone abbia energia termica quando ha rallentato per essere in equilibrio termico con l'ambiente circostante (quando l'energia cinetica dei neutroni è simile a quella posseduta dagli atomi circostanti a causa del loro moto termico casuale). Quindi l'applicazione principale della fissione dell'uranio oggi è nei reattori termici alimentati da U-235 e che incorporano un moderatore come l'acqua per rallentare i neutroni. Gli esempi più comuni sono i reattori ad acqua leggera*.

* Ci sono due varietà principali, reattori ad acqua pressurizzata e reattori ad acqua bollente. Per ulteriori informazioni, vedere la pagina sui reattori nucleari.

Altri nuclei pesanti che sono fissili (che implicano la fissione termica) sono U-233, Pu-239 e Pu-241. Ognuno di questi è prodotto artificialmente in un reattore nucleare, dai nuclei fertili Th-232 (in alcuni reattori), rispettivamente U-238 e Pu-240. L'U-235 è l'unico isotopo presente in natura che è termicamente fissile, ed è presente nell'uranio naturale ad una concentrazione dello 0,7%. L'U-238 e il Th-232 sono i principali isotopi fertili presenti in natura.

La probabilità che si verifichi la fissione o qualsiasi altra reazione indotta da neutroni è descritta dalla sezione d'urto dei neutroni per quella reazione. Questo può essere immaginato come un'area che circonda il nucleo bersaglio e all'interno della quale il neutrone in arrivo deve passare se la reazione deve aver luogo. La fissione e le altre sezioni d'urto aumentano notevolmente man mano che la velocità dei neutroni si riduce da circa 20.000 km/s a 2 km/s, aumentando la probabilità di qualche interazione. Nei nuclei con un numero dispari di neutroni, come l'U-235, la sezione d'urto di fissione diventa molto grande alle energie termiche dei neutroni lenti.

Come implicito in precedenza, i neutroni ad alta energia (> 0,1 MeV) viaggiano troppo velocemente per avere molta interazione con i nuclei nel combustibile. Diciamo quindi che la sezione d'urto di fissione di quei nuclei è molto ridotto ad alte energie neutroniche rispetto al suo valore alle energie termiche (per neutroni lenti). È tuttavia possibile utilizzare questa cosiddetta fissione veloce in un reattore a neutroni veloci la cui progettazione riduce al minimo la moderazione dei neutroni ad alta energia prodotti nel processo di fissione. Vedi sotto.

Fissione nucleare – il processo

Utilizzando l'U-235 in un reattore termico come esempio, quando un neutrone * viene catturato, l'energia totale viene distribuita tra i 236 nucleoni (protoni e neutroni) ora presenti nel nucleo composto. Questo nucleo è relativamente instabile ed è probabile che si rompa in due frammenti di circa la metà della massa. Questi frammenti sono nuclei trovati intorno alla metà della Tavola Periodica e la natura probabilistica della rottura porta a diverse centinaia di possibili combinazioni. La creazione dei frammenti di fissione è seguita quasi istantaneamente dall'emissione di un certo numero di neutroni (tipicamente 2 o 3, media 2,45), che consentono di sostenere la reazione a catena.

* La reazione a catena viene avviata inserendo del berillio mescolato con polonio, radio o altro emettitore alfa. Le particelle alfa del decadimento causano un rilascio di neutroni dal berillio quando si trasforma in carbonio-12.

Distribuzione dei prodotti

Note: da combustibile 65% U, 35% Pu fissioni
Fonte: World Nuclear Association

Circa l'85% dell'energia rilasciata è inizialmente l'energia cinetica dei frammenti di fissione. Tuttavia, nei combustibili solidi possono percorrere solo una distanza microscopica, quindi la loro energia viene convertita in calore. Il bilancio dell'energia proviene dai raggi gamma emessi durante o immediatamente dopo il processo di fissione e dall'energia cinetica dei neutroni. Alcuni di questi ultimi sono immediati (i cosiddetti neutroni pronti), ma una piccola percentuale (0,66% per U-235, 0,27% per U-233, 0,23% per Pu-239) è ritardato, poiché questi sono associati al decadimento radioattivo di alcuni prodotti di fissione. Il gruppo neutronico ritardato più lungo ha un'emivita di circa 56 secondi.

Il rilascio ritardato di neutroni è il fattore cruciale che consente a un sistema di reazione a catena (o reattore) di essere controllabile e di essere mantenuto critico con precisione. Alla criticità il sistema di reazione a catena è esattamente in equilibrio, in modo tale che il numero di neutroni prodotti nelle fissioni rimanga costante. Questo numero di neutroni può essere completamente spiegato dalla somma di quelli che causano ulteriori fissioni, di quelli altrimenti assorbiti e di quelli che fuoriescono dal sistema. In queste circostanze la potenza generata dal sistema rimane costante. Per aumentare o diminuire la potenza, il bilanciamento deve essere modificato (utilizzando il sistema di controllo) in modo che il numero di neutroni presenti (e quindi la velocità di generazione di energia) sia ridotto o aumentato. Il sistema di controllo viene utilizzato per ripristinare l'equilibrio quando viene raggiunto il nuovo livello di potenza desiderato.

Il numero di neutroni e i prodotti di fissione specifici di ogni evento di fissione sono governati dalla probabilità statistica, in quanto la rottura precisa di un singolo nucleo non può essere prevista. Tuttavia, le leggi di conservazione richiedono che il numero totale di nucleoni e l'energia totale siano conservati. La reazione di fissione nell'U-235 produce prodotti di fissione come Ba, Kr, Sr, Cs, I e Xe con masse atomiche distribuite intorno a 95 e 135. Esempi possono essere forniti di prodotti tipici di reazione, come:

U-235 + n ===> Ba-144 + Kr-90 + 2n + circa 200 MeV

U-235 + n ===> Ba-141 + Kr-92 + 3n + 170 MeV

U-235 + n ===> Zr-94 + Te-139 + 3n + 197 MeV

In tale equazione, il numero di nucleoni (protoni + neutroni) è conservato, ad esempio 235 + 1 = 141 + 92 + 3, ma si può dimostrare che una piccola perdita di massa atomica essere equivalente all'energia rilasciata. Sia gli isotopi del bario che quelli del kripton successivamente decadono e formano isotopi più stabili del neodimio e dell'ittrio, con l'emissione di diversi elettroni dal nucleo (decadimenti beta). Sono i decadimenti beta, con alcuni raggi gamma associati, che rendono i prodotti di fissione altamente radioattivi. Questa radioattività (per definizione!) diminuisce con il tempo.

L'energia totale di legame rilasciata nella fissione di un nucleo atomico varia con la rottura precisa, ma in media è di circa 200 MeV* per l'U-235 o 3,2 x 10 ^-11 joule. Si tratta di circa 82 TJ/kg. Quello dell'U-233 è più o meno lo stesso, e quello del Pu-239 è di circa 210 MeV* per fissione. (Questo contrasta con 4 eV o 6,5 x 10 ^-19 J per atomo di carbonio bruciato nei combustibili fossili.)

Circa il 6% del calore generato nel nocciolo del reattore proviene dal decadimento radioattivo dei prodotti di fissione e degli elementi transuranici formati dalla cattura neutronica, per lo più il primo. Ciò deve essere tenuto in considerazione quando il reattore è spento, poiché la generazione di calore continua dopo l'arresto della fissione. È questo decadimento che fa sì che il combustibile usato generi inizialmente calore e quindi abbia bisogno di raffreddamento, come dimostrato pubblicamente nell'incidente di Fukushima, quando il raffreddamento è stato perso un'ora dopo l'arresto e il combustibile produceva ancora circa l'1,5% del suo calore a piena potenza. Anche dopo un anno, il tipico combustibile usato genera circa 10 kW di calore di decadimento per tonnellata, che scende a circa 1 kW/t dopo dieci anni.

Cattura di neutroni: elementi transuranici e prodotti di attivazione

I neutroni possono essere catturati da nuclei non fissili, e una certa energia viene prodotta da questo meccanismo sotto forma di raggi gamma quando il nucleo composto si diseccita. Il nuovo nucleo risultante può diventare più stabile emettendo particelle alfa o beta. La cattura dei neutroni da parte di uno degli isotopi dell'uranio formerà quelli che vengono chiamati elementi transuranici, attinidi oltre l'uranio nella tavola periodica.

Poiché l'U-238 è la maggior parte del materiale dell'elemento di combustibile in un reattore termico, la cattura dei neutroni da parte dell'U-238 e la creazione dell'U-239 è un processo importante.

• L'U-239 emette rapidamente una particella beta per diventare nettunio-239.
• Np-239 a sua volta emette una particella beta per diventare plutonio-239, che è relativamente stabile.
• Alcuni nuclei di Pu-239 possono catturare un neutrone per diventare Pu-240, che è meno stabile.
• Con un'ulteriore cattura neutronica, alcuni nuclei di Pu-240 possono a loro volta formare Pu-241.
• Pu-241 subisce anche il decadimento beta in americio-241 (il cuore dei rilevatori di fumo domestici).

Come già notato, il Pu-239 è fissile allo stesso modo dell'U-235, cioè con neutroni termici. È l'altra principale fonte di energia in qualsiasi reattore nucleare. Se il combustibile viene lasciato nel reattore per un periodo tipico di tre anni, circa due terzi del Pu-239 viene fissionato con l'U-235, e in genere contribuisce a circa un terzo della produzione di energia. Le masse dei suoi prodotti di fissione sono distribuite intorno alle 100 e 135 unità di massa atomica. Una differenza è che la fissione del Pu-239 in un reattore termico produce in media 2,9 neutroni, invece di quasi 2,5 per l'U-235, e la sua sezione d'urto di fissione è tre volte la sua sezione d'urto di cattura, in modo che circa un quarto delle reazioni porti alla formazione di Pu-240 che non è fissile. In un reattore veloce, il Pu-239 produce più neutroni per fissione (ad esempio a 2 MeV: quattro), quindi è più adatto allo spettro dei neutroni veloci (vedi sotto).

I principali costituenti transuranici del combustibile usato sono gli isotopi del plutonio, del curio, del nettunio e dell'americio, gli ultimi tre sono "attinidi minori". Questi sono emettitori alfa e hanno una lunga emivita, decadendo su una scala temporale simile agli isotopi dell'uranio. Sono la ragione per cui il carburante usato ha bisogno di sicurezza smaltimento oltre le poche migliaia di anni circa che potrebbero essere necessari per il decadimento dei soli prodotti di fissione.

Attività dei rifiuti ad alta attività da una tonnellata di combustibile

Fonte: IAEA, 1992, Gestione dei rifiuti radioattivi

Oltre agli elementi transuranici nel combustibile del reattore, i prodotti di attivazione si formano ovunque i neutroni colpiscano qualsiasi altro materiale che circonda il combustibile. I prodotti di attivazione in un reattore (e in particolare i suoi componenti in acciaio esposti ai neutroni) vanno dal trizio (H-3) e carbonio-14, al cobalto-60, al ferro-55 e al nichel-63. Gli ultimi quattro radioisotopi creano difficoltà durante l'eventuale demolizione del reattore e influenzano la misura in cui i materiali possono essere riciclati.

Reattori a neutroni veloci

In un reattore a neutroni veloci, il combustibile nel nocciolo è Pu-239 e gli abbondanti neutroni che fuoriescono dal nocciolo generano più Pu-239 in un coperta di U-238 attorno al nucleo. Una frazione minore di U-238 potrebbe essere soggetta a fissione, ma la maggior parte dei neutroni che raggiungono la coltre di U-238 avranno perso parte della loro energia originale e saranno quindi soggetti solo alla cattura e quindi alla riproduzione di Pu-239. Il raffreddamento del nocciolo del reattore veloce richiede un mezzo di trasferimento del calore che abbia una moderazione minima dei neutroni, e quindi vengono utilizzati metalli liquidi, tipicamente sodio.

Tali reattori possono essere fino a 100 volte più efficienti nel convertire materiale fertile rispetto ai normali reattori termici a causa della disposizione di materiali fissili e fertili, e c'è qualche vantaggio dal fatto che il Pu-239 produce più neutroni per fissione rispetto all'U-235. Sebbene entrambi producano più neutroni per fissione quando divisi da neutroni veloci piuttosto che lenti, questo è incidentale poiché le sezioni d'urto della fissione sono molto più piccole ad alte energie neutroniche. Mentre il rapporto di conversione (il rapporto tra i nuovi nuclei fissili ai nuclei fissionati) in un reattore normale è di circa 0,6, che in un reattore veloce può superare 1,0. I reattori a neutroni veloci possono essere progettati come autofertilizzanti per produrre più materiale fissile di quanto ne consumano, o per essere bruciatori di plutonio per smaltire il plutonio in eccesso. Un bruciatore di plutonio sarebbe progettato senza una coperta di riproduzione, semplicemente con un nucleo ottimizzato per il combustibile al plutonio, e questa è la forma probabile dei futuri reattori a neutroni veloci, anche se hanno una certa funzione di riproduzione.

Ad esempio, il Fast Breeder Reactor è stato originariamente concepito per estendere le risorse mondiali di uranio, e potrebbe farlo con un fattore di circa 60 volte. Sebbene diversi paesi abbiano condotto ampi programmi di sviluppo di reattori autofertilizzanti veloci, sono stati riscontrati gravi problemi tecnici e materiali. Nella misura in cui questi programmi lo consentivano, non è stato stabilito che nessuno dei progetti sarebbe stato commercialmente competitivo con i reattori ad acqua leggera esistenti. Un Un aspetto importante dell'economia dei reattori veloci risiede nel valore del combustibile di plutonio che viene allevato; A meno che ciò non mostri un vantaggio rispetto ai costi contemporanei per l'uranio, l'uso di questo tipo di reattore trarrebbe scarsi benefici. Questo punto è stato portato a casa negli anni '80 e '90 dal riconoscimento dell'abbondanza di uranio nelle risorse geologiche e del suo prezzo relativamente basso allora.

I reattori veloci hanno un forte coefficiente di temperatura negativo (la reazione rallenta quando la temperatura aumenta eccessivamente), una caratteristica di sicurezza intrinseca e la base dell'inseguimento automatico del carico in alcuni nuovi progetti, controllando il flusso del refrigerante.

Oggi c'è un rinnovato interesse per i reattori a neutroni veloci per tre motivi. In primo luogo, il loro ruolo potenziale nella combustione di attinidi a lunga vita recuperati dal combustibile usato da un reattore ad acqua leggera, in secondo luogo un ruolo a breve termine nello smaltimento del plutonio ex-militare e, in terzo luogo, nel consentire un uso molto più completo del risorse mondiali di uranio (anche se queste sono abbondanti). Sotto tutti gli aspetti, la tecnologia è importante per le considerazioni a lungo termine sulla sostenibilità energetica mondiale.

Per ulteriori informazioni, vedere la pagina sui reattori a neutroni veloci.

Controllo della fissione

La fissione dei nuclei di U-235 rilascia tipicamente 2 o 3 neutroni, con una media di quasi 2,5. Uno di questi neutroni è necessario per sostenere la reazione a catena ad un livello costante di criticità controllata; In media, gli altri fuoriescono dalla regione centrale o vengono assorbiti in reazioni di non fissione. Le barre di controllo che assorbono i neutroni vengono utilizzate per regolare la potenza di uscita di un reattore. Questi tipicamente utilizzano boro e/o cadmio (entrambi sono potenti assorbitori di neutroni) e vengono inseriti tra i gruppi di combustibile. Quando sono leggermente ritirati dalla loro posizione di criticità, il numero di neutroni disponibili per la fissione continua supera l'unità (cioè la criticità è superata) e il numero di neutroni Il livello di potenza aumenta. Quando la potenza raggiunge il livello desiderato, le barre di controllo vengono riportate nella posizione critica e la potenza si stabilizza.

La capacità di controllare la reazione a catena è interamente dovuta alla presenza di una piccola percentuale di neutroni ritardati derivanti dalla fissione (0,66% per l'U-235, 0,27% per l'U-233, 0,23% per il Pu-239). Senza questi, qualsiasi cambiamento nell'equilibrio critico della reazione a catena porterebbe a un aumento o una diminuzione praticamente istantanea e incontrollabile della popolazione di neutroni. È inoltre importante notare che la progettazione e il funzionamento sicuri di un reattore stabiliscono limiti molto rigorosi sulla misura in cui sono consentite deviazioni dalla criticità. Questi limiti sono incorporati nel progetto complessivo.

Mentre il combustibile viene bruciato nel reattore, esso accumula gradualmente prodotti di fissione ed elementi transuranici che causano un ulteriore assorbimento di neutroni. Il sistema di controllo deve essere regolato per compensare per un maggiore assorbimento. Quando il combustibile è rimasto nel reattore per circa tre anni, questo accumulo di assorbimento, insieme ai cambiamenti metallurgici indotti dal costante bombardamento di neutroni dei materiali del combustibile, impone che il combustibile debba essere sostituito. Ciò limita efficacemente la combustione a circa la metà del materiale fissile, e i gruppi di combustibile devono quindi essere rimossi e sostituiti con combustibile fresco. La durata del combustibile può essere prolungata con l'uso di veleni combustibili come il gadolinio, il cui effetto compensa l'accumulo di assorbitori di neutroni.

I neutroni rilasciati nella fissione sono inizialmente veloci (velocità circa 10 ⁹ cm/sec, o energia superiore a 1 MeV), ma la fissione in U-235 è più facilmente causata da neutroni lenti (velocità circa 10 ⁵ cm/s, o energia circa 0,02 eV). Un materiale moderatore composto da atomi leggeri circonda quindi le barre di combustibile in un reattore. Senza assorbirne troppi, deve rallentare il neutroni in collisioni elastiche (confrontalo con le collisioni tra palle da biliardo su scala atomica). In un reattore che utilizza uranio naturale (non arricchito), gli unici moderatori adatti sono la grafite e l'acqua pesante (questi hanno bassi livelli di assorbimento di neutroni indesiderati). Con l'uranio arricchito (cioè l'aumento della concentrazione di U-235), l'acqua ordinaria (leggera) può essere utilizzata come moderatore. (L'acqua è anche comunemente usata come refrigerante, per rimuovere il calore e generare vapore.)

Altre caratteristiche possono essere utilizzate in diversi tipi di reattori per controllare la reazione a catena. Ad esempio, una piccola quantità di boro può essere aggiunta all'acqua di raffreddamento e la sua concentrazione può essere ridotta progressivamente man mano che altri assorbitori di neutroni si accumulano negli elementi di combustibile. (Per le situazioni di emergenza, può essere prevista l'aggiunta rapida di una quantità eccessiva di boro all'acqua.)

I reattori di potenza commerciali sono solitamente progettati per avere una temperatura negativa e vuoto Coefficienti. Il significato di ciò è che se la temperatura dovesse salire oltre il suo normale livello di funzionamento, o se l'ebollizione dovesse verificarsi oltre un livello accettabile, l'equilibrio della reazione a catena viene influenzato in modo da ridurre il tasso di fissione e quindi ridurre la temperatura. Un meccanismo coinvolto è l'effetto Doppler, per cui l'U-238 assorbe più neutroni all'aumentare della temperatura, spingendo così l'equilibrio neutronico verso il subcritico. Un altro meccanismo importante, nei reattori ad acqua leggera, è che la formazione di vapore all'interno del moderatore dell'acqua ridurrà la sua densità e quindi il suo effetto moderatore, e questo inclinerà ancora una volta l'equilibrio neutronico verso il subcritico.

Nei reattori navali utilizzati per la propulsione, dove i cambi di combustibile sono scomodi, il combustibile viene inizialmente arricchito a livelli più elevati e vengono incorporati veleni bruciabili – assorbitori di neutroni – e il carico iniziale di combustibile può durare per tutta la vita della nave. Quindi, man mano che i prodotti di fissione e gli elementi transuranici si accumulano, il "veleno" si esaurisce e i due effetti tendono ad annullarsi a vicenda. Per massimizzare la combustione del combustibile dei reattori commerciali, vengono sempre più utilizzati veleni combustibili come il gadolinio, insieme all'aumento dell'arricchimento verso il 5% di U-235. Il gadolinio è incorporato nei pellet di combustibile ceramico. Un'alternativa è l'assorbitore combustibile integrale a base di bromuro di zirconio (IFBA) come rivestimento sottile su pellet normali. Attualmente è utilizzato nella maggior parte dei reattori statunitensi e in alcuni in Asia. 

Mentre il combustibile viene bruciato nel reattore, si accumulano gradualmente prodotti di fissione ed elementi transuranici che causano un ulteriore assorbimento di neutroni. Il sistema di controllo deve essere regolato per compensare l'aumento dell'assorbimento. Quando il combustibile è rimasto nel reattore per circa tre anni, questo accumulo di assorbimento, insieme ai cambiamenti metallurgici indotti dalla costante Il bombardamento di neutroni dei materiali del combustibile, impone che il combustibile debba essere sostituito. Ciò limita efficacemente la combustione a circa la metà del materiale fissile, e i gruppi di combustibile devono quindi essere rimossi e sostituiti con combustibile fresco. La durata del combustibile può essere prolungata con l'uso di veleni combustibili come il gadolinio, il cui effetto compensa l'accumulo di assorbitori di neutroni.

Fissione nell'esplorazione dell'uranio

Tradizionalmente, la maggior parte dell'esplorazione dell'uranio ha utilizzato la misurazione gamma dal giacimento di uranio. Tuttavia, questo proviene dai prodotti di decadimento, non dall'uranio stesso. Quando l'uranio è stato lisciviato dal giacimento originale con i suoi prodotti di decadimento e depositato altrove, ad esempio in canali fluviali sepolti, le misurazioni gamma non forniscono una buona indicazione delle concentrazioni di uranio. La migliore indicazione è causare un po' di fissione.

Uno strumento portatile di registrazione dei neutroni a fissione rapida (PFN) utilizza una sorgente di neutroni e un rivelatore di neutroni. La sorgente di neutroni irradia il deposito di uranio e i neutroni immediati o ritardati derivanti dalla fissione di qualsiasi uranio presente nella formazione vengono rilevati e registrati. Questo è l'unico modo affidabile per misurare geofisicamente alcuni depositi di uranio.

Fusione nucleare

Anche se non strettamente derivato dall'uranio, si sta facendo molta ricerca per sfruttare l'energia da fusione nucleare. Sono possibili diverse reazioni, ma quella tecnologicamente più a portata di mano è la reazione deuterio-trizio. Ciò si è dimostrato possibile in un piccolo reattore – il Joint European Torus (JET) – dove sono stati raggiunti brevemente 16 MW e 5 MW nel 1997. Questo lavoro è ora in fase di espansione a livello internazionale con ITER, in fase di costruzione in Francia.

La reazione è:

H-2 + H-3 ===> He-4 + neutrone + 17,6 MeV

Il trizio può essere allevato dal litio-6 in una coperta attorno al toroide, usando neutroni dalla reazione:

Li-6 + neutrone ==⇒ He-4 + H-3 (trizio) + 4,8 MeV

Il deuterio è relativamente abbondante nell'acqua di mare.

Per ulteriori informazioni, vedere la pagina sulla fusione nucleare.

Arricchimento dell'uranio

L'arricchimento, o separazione isotopica, è un processo fisico per concentrare ("arricchire") un isotopo rispetto agli altri. I tipi più comuni di reattori di potenza commerciali utilizzano l'acqua sia per il moderatore che per il refrigerante. La criticità può essere raggiunta solo con un moderatore d'acqua se il combustibile è arricchito. L'arricchimento aumenta la proporzione dell'isotopo fissile U-235 di circa cinque-sette volte rispetto allo 0,7% di U-235 presente nell'uranio naturale. L'arricchimento di solito si basa sulla piccola differenza di massa tra gli atomi dei due isotopi U-238 e U-235. I due principali processi di arricchimento (o separazione isotopica) sono la diffusione (gas che si diffonde sotto pressione attraverso una membrana contenente pori microscopici) e centrifugazione.

Per ulteriori informazioni, vedere la pagina sull'arricchimento dell'uranio .

Note e riferimenti

Fonti generali

Alan
Marks ANSTO
Albert Reynolds, 1996, Bluebells and Nuclear Energy , Cogito Press
Anthony Nero jr, 1979, A Guidebook to Nuclear Energy , UC Press
C.R.Hill & R.S.Pease, 1999, Nuclear Electricity – an aide memoir, in Nuclear Energy, Promise or Peril? Mondo Scientifico