NUCLEAR WASTE REDUCTION BY AN INTEGRATED LWR-HTR-GCFR FUEL CYCLE

Oggetto della presente tesi è un’analisi preliminare di un ciclo del combustibile innovativo orientato alla sostenibilità della produzione di energia per via nucleare, basato sui reattori avanzati di IV Generazione refrigerati ad elio: precisamente, il reattore a gas ad alta temperatura (High Temperature Gas Reactor - HTR o HTGR) ed il reattore a gas a spettro veloce (Gas-Cooled Fast Reactor, GCFR), combinati sulla base delle loro caratteristiche complementari. Il combustibile irraggiato dei reattori ad acqua leggera, come noto, è caratterizzato da un burn-up nucleare relativamente ridotto: pertanto, in virtù del suo elevato contenuto di elementi fissionabili (e, quindi, riciclabili come nuovo combustibile) nonché dell’elevata diffusione, nel presente e nel prossimo futuro, di tale tipologia di reattori, esso rappresenta il punto di partenza del ciclo proposto. Il reattore HTR, che grazie alle sue caratteristiche peculiari permette ampia flessibilità nella scelta del combustibile, può essere alimentato con il Nettunio ed il Plutonio provenienti dagli LWR, senza la necessità di aggiungere elementi fertili. L’irraggiamento nell’HTR riduce fortemente la massa di Nettunio e Plutonio e ne cambia profondamente la composizione isotopica, rendendola del tutto inadatta per scopi militari. Il Nettunio e il Plutonio stessi contenuti nel combustibile così bruciato, dopo essere stati separati chimicamente (senza separazioni isotopiche) dai prodotti di fissione e dagli attinidi minori (Americio e Curio), costituiscono il driver fuel per il GCFR, il cui core è costituito per la maggior parte da Uranio depleto. Si realizza in questo modo un ciclo capace di produrre energia a spese di materiale di scarto del ciclo dei reattori ad acqua leggera, riducendo così drasticamente la domanda di nuovo uranio da una parte e la massa di scorie da stoccare nei depositi dall’altra. Per analizzare un ciclo siffatto si sono presi come riferimento rispettivamente il Pebble-Bed Modular Reactor 400 MWth (PBMR–400) come reattore a gas termico ed il reattore GCFR “E” 2400 MWth come reattore a gas veloce (entrambi sono stati oggetto di studio dei progetti PUMA e GCFR nell’ambito del VI Programma Quadro dell’UE). Il contenuto della tesi si può quindi riassumere nei punti seguenti: 1. I Capitoli 1 e 2 mostrano rispettivamente una panoramica sullo stato dell’arte in merito alle tecnologie di separazione e trasmutazione delle scorie nucleari, e in particolare degli attinidi (e delle relative problematiche aperte), e le principali caratteristiche dei reattori avanzati refrigerati a elio e le loro potenzialità di raggiungere l’obiettivo di sostenibilità proposto dalla Generation IV Iniziative 2. I Capitoli 3÷5 mostrano le ipotesi, le sensibilità preliminari ed i principali calcoli riguardanti l’analisi del ciclo integrato LWR-HTR-GCFR; sulla base dei risultati trovati vengono evidenziati i punti di forza e di debolezza non solo dei singoli concetti di nocciolo ma anche del ciclo nel suo insieme 3. Il Capitolo 6 è dedicato al progetto preliminare di un elemento di combustibile da inserire nel nocciolo del reattore GCFR e dedicato al bruciamento di Americio e Curio accumulatisi nel corso del ciclo, con l’obiettivo di minimizzare la quantità di elementi transplutonici da destinare ai depositi geologici Infine l’ultimo capitolo conclude l’analisi sottolineandone i principali elementi innovativi, in particolare per quanto riguarda la riduzione della massa e della radiotossicità delle scorie finali da stoccare, ed evidenziando anche i problemi aperti nonché gli elementi suscettibili di sviluppi futur