Cambi Gilio

Fusione e fissione nucleare. Caratteristiche, prospettive e nuove frontiere della ricerca [09/12/2008]

 

Il bisogno di energia dell’umanità

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Lo sviluppo dell’umanità non può farsi senza risorse energetiche. Secondo molte stime [1], il consumo di energia a livello mondiale potrebbe raddoppiare o triplicare, rispetto al valore attuale, entro il 2050. Tutte le prospettive economiche mostrano che i bisogni energetici aumenteranno continuamente. L’ampiezza di tali aumenti varia a seconda del tipo di scenario considerato (livello di crescita economica, messa in conto dei vincoli ambientali, ecc.), ma, comunque, dipende da due cause principali: (1) l’aumento della popolazione mondiale, che dovrebbe passare dai 6 miliardi del 2000 a 10 miliardi nel 2050, e (2) l’aumento dei bisogni energetici dei paesi in via di sviluppo.

Il consumo totale di energia nel mondo è di circa 8 miliardi di tonnellate equivalenti di petrolio (tep) [2]. A seconda dello scenario considerato, esso sarà compreso tra 14 e 27 miliardi di tep nel 2050 e tra 18 e 45 miliardi di tep nel 2100. La crescita della domanda di elettricità sarà verosimilmente ancora superiore. L’esaurimento dei combustibili fossili (carbone, petrolio, gas naturale) e il difficile utilizzo delle fonti di energie rinnovabili (solare, eolica, ecc.) nella produzione di energia centralizzata – in grado di sopperire ai bisogni dei paesi a forte densità di popolazione (o dei paesi con forti concentrazioni locali della popolazione) – rendono indispensabili lo sviluppo e l’utilizzo di altre fonti di energia, come l’energia nucleare (sia da fissione sia da fusione).

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L’evoluzione dei bisogni energetici ha portato (o porterà) all’utilizzo di sorgenti energetiche che possano fornire una maggiore quantità di energia per unità di massa consumata (di sorgenti, cioè, con elevata densità energetica). Considerando come livello di riferimento (valore = 1) la densità di energia associata alle sorgenti “fossili”, la densità di energia associata alle sorgenti “nucleari” ha un valore (relativo) di 1 milione. Per le sorgenti “rinnovabili” tale valore relativo diviene 1 milionesimo.

La differenza fondamentale tra sorgenti fossili e nucleari è la seguente: le prime si basano su reazioni chimiche che mettono in gioco fenomeni – come la combustione – che avvengono a livello degli elettroni degli atomi dei combustibili (petrolio, gas, carbone), mentre le seconde si basano su reazioni nucleari che mettono in gioco fenomeni – quali la fissione e la fusione – che avvengono a livello dei nuclei degli atomi dei combustibili (uranio, deuterio, trizio).

Per poter produrre energia mediante una reazione nucleare, occorre realizzare una trasformazione nella quale, tra lo stato iniziale e lo stato finale, un po’ della massa dei corpi reagenti in gioco “scompare”. La massa scomparsa è chiamata difetto di massa Δm. Il difetto di massa si ritrova, quindi, sotto forma di Energia E sulla base della ben nota relazione di Einstein $E=(\Delta m) c^2$, dove c è la velocità della luce nel vuoto. Due grandi tipologie di reazioni nucleari presentano un difetto di massa significativo, liberando, pertanto, l’energia corrispondente: fissione nucleare e fusione nucleare.

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In una reazione di fissione nucleare, si “costruiscono”, partendo dal nucleo di un atomo pesante, nuclei di atomi più leggeri e il difetto di massa porta alla liberazione di energia. Ad esempio, nella fissione dell’isotopo 235 dell’uranio ($U^235$) mediante un neutrone lento (o termico) si libera una energia di circa 200 MeV (cioè $3,2 x 10^-11 Joule$).

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In una reazione di fusione nucleare, si “costruiscono”, partendo da nuclei di atomi molto leggeri, nuclei di atomi più pesanti e il difetto di massa porta alla liberazione della corrispondente energia. Ad esempio, la fusione dei due isotopi deuterio $^2H$ e trizio $^3H$ dell’idrogeno porta a liberare un’energia di circa 17,6 MeV (cioè $2,8 x 10^-12 Joule$).

La produzione di energia elettrica

L’energia elettrica rappresenta la forma di energia più pregiata per la società moderna. Essa, però, non è disponibile direttamente in natura, ma si ottiene soprattutto per conversione dell’energia potenziale (chimica o cinetica) di fonti fossili o rinnovabili in energia meccanica, a sua volta trasformata in energia elettrica mediante gruppi turbo-generativi. Si tratta, dunque, di una forma di energia secondaria, che ha l’enorme pregio di poter essere con facilità distribuita capillarmente, nonché trasformata in altre forme di energia.

Attualmente, la maggior parte dell’energia elettrica utilizzata nel mondo viene generata a partire da fonti primarie di origine fossile (petrolio, gas naturale, carbone). Il contributo delle fonti nucleari è circa del 16% a livello mondiale e circa del 35% a livello europeo. La frazione di energia primaria convertita in elettrica per utenze civili ed industriali è in continuo aumento. Parallelamente, le fonti fossili di energia primaria sono in continua e rapida diminuzione. Va pertanto sempre più aumentando la consapevolezza della necessità di riprendere ed incrementare la produzione di energia da fonti nucleari, principalmente da fissione nel breve-medio termine (50-100 anni) e da fusione nel medio-lungo termine (oltre i 50 anni).

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La produzione di energia elettrica dalla fissione

La produzione di energia da reazioni nucleari di fissione può essere realizzata utilizzando come combustibile vari elementi chimici quali, ad esempio, Uranio U e Torio Th (che esistono in natura) e Plutonio Pu (prodotto artificialmente da reazioni nucleari). Di ognuno di tali elementi esistono diversi isotopi (atomi il cui nucleo possiede lo stesso numero di protoni, ma diverso numero di neutroni e aventi, quindi, diversa massa atomica).

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Alcuni isotopi sono fissili: se i loro nuclei sono colpiti da neutroni di energia opportuna, possono subire la reazione di fissione del nucleo. In questo caso, si producono due nuclei più leggeri del nucleo bersaglio e alcuni (solitamente 2 o 3) neutroni. La massa totale dei “prodotti” (nuclei leggeri più neutroni) risulta leggermente inferiore alla massa dei “reagenti” (nucleo bersaglio più neutrone incidente). La differenza di massa (difetto di massa) si trasforma in energia (convertita quasi completamente in calore).

I neutroni prodotti possono poi, a loro volta, colpire altri nuclei fissili, dando luogo, quindi, a una reazione a catena, in grado di proseguire fino a quando è disponibile materiale fissile. La possibilità (o probabilità), per un neutrone, di dare luogo a una reazione di fissione di un nucleo fissile dipende dall’energia cinetica del neutrone stesso e dal tipo di nucleo fissile. Tale probabilità è rappresentata da una grandezza fisica, caratteristica di ciascun isotopo e che si chiama “sezione d’urto di fissione”, funzione, appunto, dell’energia del neutrone incidente.

Non avendo carica elettrica, i neutroni sono particolarmente idonei per la fissione, perché non vengono respinti dalle cariche positive del nucleo. Anche se i nuclei di tutti gli elementi con elevata massa atomica possono essere scissi se colpiti da un neutrone, è l’isotopo $^235U$dell’uranio a possedere un’elevata probabilità per la fissione, anche se colpito da un neutrone lento (un neutrone lento rimane più a lungo nelle vicinanze del nucleo e, quindi, viene catturato più facilmente). La probabilità di fissione (cioè la sezione d’urto di fissione) dell’isotopo $^238U$ dell’uranio mediante neutroni termici è, invece, estremamente bassa.

Poiché l’energia dei neutroni prodotti dalla fissione di un nucleo fissile è troppo elevata per poter dare luogo (con probabilità non trascurabile) a nuove fissioni e, quindi, per consentire la reazione a catena, si rende necessario diminuire l’energia cinetica dei neutroni (cioè rallentarli, o moderarli) fino a che essa non raggiunga un valore per cui la sezione d’urto di fissione dei nuclei fissili sia sufficientemente elevata. Gli impianti nucleari in cui si sfrutta questo fenomeno per la produzione di energia (termica, come energia primaria, ed elettrica, come energia secondaria) sono i reattori nucleari termici.

Tra gli elementi utilizzati come combustibile negli impianti (reattori) nucleari, quello largamente più usato è proprio l’uranio. Esso esiste in natura fondamentalmente sotto forma di due diversi isotopi: uno fissile mediante neutroni termici ($^235U$) e uno non-fissile con neutroni termici ($^238U$). Quest’ultimo isotopo (chiamato fertile) può trasformarsi, mediante una reazione nucleare, nell’isotopo 239 del plutonio ($^239Pu$), anch’esso fissionabile, anche mediante neutroni termici. Il processo di produzione di $^239Pu$ è particolarmente rilevante nei reattori nucleari veloci, nei quali non è richiesta la moderazione dei neutroni prodotti nella fissione. Inoltre, il numero di neutroni prodotti nella fissione del $^239Pu$ è sensibilmente più elevato con neutroni veloci.

Dei due isotopi naturali dell’uranio, quello fissile è presente in piccola percentuale, pari a 0,7% circa. In molti tipi di impianti nucleari ad uranio è necessario, per poter mantenere la reazione a catena, aumentare la percentuale di $^235U$ presente nel combustibile nucleare: questo si ottiene mediante un processo di arricchimento isotopico.

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Indipendentemente dal tipo di reattore nucleare utilizzato per la produzione di energia elettrica, lo schema di base è rappresentabile come nella figura a lato. Il calore prodotto dalle reazioni di fissione che avvengono nel reattore nucleare riscalda un fluido refrigerante; il fluido refrigerante viene, poi, utilizzato per produrre (normalmente) vapore, che entra in una turbina collegata a un generatore di corrente elettrica.

In base alla tecnologia utilizzata, le centrali elettriche utilizzanti reattori nucleari a fissione sono classificate come segue:

  • Prima generazione: è quella degli anni Cinquanta e Sessanta dello scorso secolo, che vide la costruzione e la sperimentazione di molti prototipi delle più varie concezioni.
  • Seconda generazione: nei successivi anni Settanta e Ottanta si vide la costruzione di un gran numero di centrali commerciali per la produzione di energia elettrica, in massima parte ad uranio arricchito ed acqua naturale. È dai reattori di questa generazione (ad acqua pressurizzata PWR, o ad acqua bollente BWR) che attualmente proviene la maggior parte dell’energia elettronucleare mondiale. La potenza elettrica di ciascuno di tali impianti è di circa 600-900 MW elettrici (MWe). Attualmente circa 440 reattori nucleari sono operativi in più di 30 paesi. Nuovi impianti nucleari (26) sono, ora, in costruzione in 10 paesi. L’energia di origine nucleare è pari a circa il 5% dell’energia consumata sul pianeta (16% la quota per la generazione di elettricità).
    Impianto nucleare di II generazione
    Impianto nucleare di II generazione
    Impianto nucleare di II generazione
    Impianto nucleare di II generazione
  • Terza generazione: è costituita da reattori già certificati e disponibili sul mercato. Comprende innanzi tutto i reattori avanzati ad acqua naturale, alcuni già in funzione in Advanced Boiling Water Reactor (ABWR da 1400 Mwe, progettato da General Electric e Toshiba) e altri, come lo European Pressurized Water Reactor (EPR da 1.600 Mwe, fornito dalla franco-tedesca AREVA), in fase di ordinazione (il primo esemplare di EPR entrerà in funzione in Finlandia nel 2011, altri sono in fase di approntamento o di trattativa commerciale in Europa, in Asia e in Medio Oriente). L’americana Westinghouse Electric Company (acquisita dalla giapponese Toshiba all’inizio del inizio 2006), con il concorso di Ansaldo Nucleare, ha applicato la tecnologia passiva al Advanced Passive-600 (AP600) e, successivamente all’ AP1000, che risultano essere gli unici impianti a sicurezza passiva approvati dalla Nuclear Regulatory Commission americana. Alla fine del 2006, la Cina ha acquistato da Westinghouse le prime 4 unità di AP1000. Alla progettazione della prima unità partecipa anche Ansaldo Nucleare.
  • Terza+ generazione o International Near Term Deployement (INTD) Reactors: è una classe di reattori evolutivi rispetto ai precedenti, che – si prevede – saranno disponibili fra il 2010 e il 2015. Tra essi si citano l’Advanced CANDU Reactor (ACR), in corso di certificazione in Canada, Cina, Stati Uniti e Regno Unito; i reattori refrigerati a gas ad alta temperatura come il Pebble Bed Modular Reactor (PBMR), sviluppato in Sud Africa col supporto di esperti tedeschi e con la collaborazione di BNFL, e il GT-MHR, reattore modulare refrigerato a gas da 100 MWe progettato da General Atomics (Stati Uniti). Una menzione particolare fra i reattori di questa generazione merita l’International Reactor Innovative & Secure (IRIS), sviluppato da un ampio consorzio internazionale guidato da Westinghouse e di cui fanno parte anche ENEA, università (CIRTEN) ed imprese italiane (Ansaldo Nucleare, Camozzi, SIET). IRIS è un reattore modulare ad acqua pressurizzata da 335 MWe, con circuito contenitore a pressione. Tale peculiarità consente notevoli riduzioni delle dimensioni del sistema di contenimento e, di conseguenza, la possibilità di collocare tali reattori in caverna o nel sottosuolo.

In sintesi, caratteristiche tipiche per i reattori di generazione III e III+ sono:

  1. un progetto standardizzato che abbrevi le procedure di approvazione e riduca i tempi ed i costi di costruzione;
  2. alta disponibilità e lunga vita utile (tipicamente 60 anni);
  3. presenza di dispositivi di sicurezza di tipo “intrinseco” o “passivo”;
  4. flessibilità nella composizione del combustibile (uranio naturale e a vari arricchimenti, miscele uranio-plutonio, quest’ultimo proveniente anche dallo smantellamento di armi nucleari, miscele uranio-torio) e sua alta utilizzabilità (burn-up), al fine di distanziare nel tempo le ricariche.
  • Quarta generazione: sono reattori ancora allo stadio concettuale. Essi sono oggetto di un’iniziativa avviata nel gennaio 2000, allorquando dieci Paesi si sono uniti per formare il Generation IV International Forum (GIF) allo scopo di sviluppare i sistemi nucleari di futura generazione, cioè i sistemi che potranno divenire operativi fra 20 o 30 anni. Essi dovranno rispettare i seguenti requisiti:
    • Sostenibilità, ovvero massimo utilizzo del combustibile e minimizzazione dei rifiuti radioattivi;
    • Economicità (livello di rischio finanziario equivalente a quello di altri impianti energetici);
    • Sicurezza e affidabilità (in particolare dovranno avere una bassa probabilità di danni gravi al nocciolo del reattore e tollerare anche gravi errori umani; non dovranno, inoltre, richiedere piani di emergenza per la difesa della salute pubblica, non essendoci uno scenario credibile per il rilascio di radioattività fuori dal sito);
    • Resistenza alla proliferazione e protezione fisica contro attacchi terroristici.

La produzione di energia elettrica dalla fusione

Affinché avvenga una reazione di fusione nucleare è necessario che i due nuclei leggeri arrivino praticamente a contatto tra loro (a distanze equivalenti alle dimensioni del nucleo). Poiché essi sono entrambi carichi positivamente, tenderanno a respingersi senza interagire. Esiste, cioè, una sorta di barriera che impedisce la loro interazione, la fusione. Occorrerà allora fornire ai due nuclei un’energia sufficiente per superare tale barriera e farli arrivare ad una distanza abbastanza piccola, dove agiscono forze attrattive molto intense (le forze nucleari) in grado di superare la repulsione elettrostatica. La probabilità di superare tale barriera è, anche in questo caso, quantificata da una grandezza chiamata sezione d’urto (efficace) di fusione, funzione dell’energia posseduta dai nuclei interagenti. Più grande è tale grandezza, più elevata è la probabilità di interazione tra i due nuclei leggeri, cioè la probabilità di fusione nucleare. Si può rendere elevata tale probabilità facendo sì che la velocità con cui i nuclei reagenti si urtano sia molto alta: cioè la loro energia cinetica (e quindi la temperatura) deve essere molto elevata.

Diversi sono i nuclei leggeri utilizzabili per realizzare la reazione di fusione nucleare. Per ciascuna reazione possibile, diverso è anche l’andamento della sezione efficace corrispondente. Al fine di aumentare la probabilità di fusione dei nuclei interagenti, è necessario che la loro energia (o temperatura) sia tale da rendere sufficientemente elevata la corrispondente sezione d’urto efficace.

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Appare evidente, osservando gli andamenti delle sezioni efficaci di varie reazioni possibili, che la reazione tra Deuterio e Trizio è quella che presenta valori elevati anche per valori non estremamente elevati di energia: essa è, pertanto, più facilmente realizzabile.

Per ottenere in laboratorio reazioni di fusione è necessario, ad esempio, portare una miscela di deuterio e trizio a temperature elevatissime (100 milioni di gradi, corrispondenti ad energie di circa 10 keV) per tempi (di confinamento) sufficientemente lunghi. In tal modo, i nuclei hanno il tempo di fare molte collisioni, aumentando la probabilità di dar luogo a reazioni di fusione. A temperatura ordinaria, un gas è costituito da particelle (atomi o molecole) neutre; viceversa, a temperatura superiore a qualche eV (cioè qualche migliaio di gradi), il gas si trasforma – poiché le singole particelle tendono a dissociarsi negli elementi costitutivi (ioni positivi, cioè nuclei, ed elettroni) – in una miscela di particelle cariche, cioè un plasma.

Per ottenere la fusione nucleare controllata, con un bilancio energetico positivo, è necessario, quindi. riscaldare un plasma (ad esempio di deuterio-trizio) a temperature molto alte (100 milioni di gradi, più di sei volte la temperatura all'interno del sole), mantenendolo “confinato” in uno spazio limitato per un tempo sufficiente perché l'energia liberata dalle reazioni di fusione possa compensare sia le perdite sia l'energia usata per produrlo. La condizione perché ciò avvenga è sinteticamente rappresentata dal criterio di Lawson:

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Nel caso di un plasma di deuterio-trizio a 100 milioni di gradi (pari a circa 10 keV di energia), a basso contenuto di impurità, il Criterio di Lawson richiede che il prodotto della densità di particelle del plasma per il tempo di confinamento deve essere $> 3x10^20 m^-3s$.

A temperature così elevate, il problema diventa: come confinare il plasma in un recipiente? Si conoscono due metodi per il confinamento del plasma: quello “magnetico” e quello “inerziale”. Il confinamento magnetico è quello attualmente più studiato e più utilizzato nei vari laboratori.

Confinamento magnetico del plasma

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In linea di principio, il plasma costituito da particelle cariche (ioni di deuterio e trizio) può essere confinato mediante un campo magnetico: in assenza di questo campo, le particelle si muoverebbero a caso in tutte le direzioni, urterebbero le pareti del recipiente e il plasma si “raffredderebbe”, inibendo la reazione di fusione (situazione 1).

In un campo magnetico, invece, le particelle sono costrette a seguire traiettorie a spirale intorno alle linee di forza del campo, mantenendosi lontano dalle pareti del recipiente. Se si utilizzasse la configurazione 2, si avrebbe la perdita di particelle alle estremità, con conseguente riduzione della densità n di nuclei disponibili per la fusione.

Questo può essere evitato utilizzando una configurazione toroidale tipo la 3, utilizzata in pratica nei tokamak (dal russo TOroidalna KAmera MAKina).

In una configurazione toroidale, la deriva delle particelle può essere ridotta usando un trasformatore centrale per indurre una corrente nel plasma, come avviene nei Tokamak.

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Nelle spire dell’avvolgimento primario circola una corrente variabile, che induce la corrente nel circuito secondario a singola spira (il plasma). La corrente di plasma genera un campo magnetico poloidale, che si compone con quello toroidale a formare un campo le cui linee si avvolgono elicoidalmente intorno alle superfici del toro. Le particelle seguono traiettorie elicoidali, per il cui controllo si utilizzano anche campi magnetici verticali.

Gli impianti tipo tokamak sono quelli attualmente più diffusi. Circa 30 tokamaks sono funzionanti, ad inizio 2008, in vari paesi del mondo. Oltre un centinaio hanno operato in anni precedenti e sono, ora, smantellati o in fase di smantellamento. 5 sono attualmente in costruzione ed 1 (ITER) è in fase finale di progettazione.

Confinamento inerziale del plasma

Una sferetta di combustibile (deuterio + trizio, allo stato solido per la temperatura criogenica a cui sono state prodotte le sferette) viene fortemente compressa (a più di mille volte la densità di un liquido) fino a che non si innesca, nel suo centro, la reazione di fusione (ignizione), che si propaga nel combustibile freddo circostante. La compressione può avvenire attraverso un fascio laser ad alta energia ($10^18–10^19 W/m^2$), che causa la vaporizzazione istantanea del guscio della sfera. Per la conservazione della quantità di moto, la parte interna contenente il combustibile viene fortemente compressa. L’ignizione dura fintanto che il combustibile rimane confinato dalla propria inerzia. Il confinamento inerziale è stazionario (n0 ≈ 1031 m-3 e tE ≈ 10-11s).

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Sia nel caso di impianti a confinamento magnetico che a confinamento inerziale basati sulla reazione deuterio-trizio viene utilizzato, come combustibile, una miscela di deuterio (esistente in natura e estraibile dall’acqua del mare) e di trizio (isotopo radioattivo, non esistente in natura ma prodotto artificialmente mediante reazioni nucleari).

I reattori nucleari a fusione

Lo schema tipico di un impianto nucleare a fusione per la produzione di energia (termica e, successivamente, elettrica) è rappresentato a lato. Il plasma confinato a 100 milioni di gradi deve essere rifornito di combustibile (deuterio e trizio). I neutroni, non confinati, reagiscono con il mantello di litio che circonda la camera toroidale, dando origine a trizio che viene, quindi, estratto e riciclato per fornire plasma. L’elio trasferisce la sua energia al plasma e sostiene i nuovi processi, prima di essere pompato fuori dal toro, insieme a parte del plasma, per recuperare le particelle di D e T che non hanno reagito. L’energia liberata dalle reazioni, in particolare quella trasportata dai neutroni, viene recuperata sotto forma di calore generato nel mantello e nella prima parete ed utilizzata per produrre vapore, come in uno schema convenzionale di centrale elettrica.

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Il progetto ITER

Per dimostrare la fattibilità tecnologica di un impianto nucleare a fusione e prima di dare il via alla costruzione di impianti prototipi pre-commerciali, si è costituita un’impresa raggruppante sette grandi partners mondiali (Comunità Europea, USA, Russia, Giappone, Cina, India, Corea del Sud) al fine di costruire un impianto sperimentale a fusione di tipo tokamak, di taglia paragonabile a quella di un futuro impianto commerciale. Tale impianto, denominato ITER (International Thermonuclear Experimental Reactor), sarà costruito congiuntamente dai sette partners presso il centro nucleare francese di Cadarache (in Provenza, Francia).

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Il progetto finale di ITER è stato completato ed è in fase avanzata il rilascio – da parte delle autorità competenti, cioè, in qualità di autorità del paese ospitante l’impianto, le autorità di controllo nucleare francesi – delle necessarie autorizzazioni per la costruzione. Si prevede che la fase di autorizzazione sarà conclusa nella seconda metà del 2008 e che la fase di costruzione potrà essere avviata all’inizio del 2009. La costruzione e la messa in esercizio dell’impianto richiederanno circa 10 anni. La vita utile di ITER è prevista in circa 30 anni. Il costo stimato per ITER (progettazione, costruzione ed esercizio per 20-30 anni) è di circa 10 miliardi di euro (costi 2008).

In parallelo, vengono studiate e progettate le soluzioni possibili per la realizzazione di un impianto dimostrativo DEMO, come prototipo di una centrale commerciale a fusione per la produzione e l’immissione nella rete di energia elettrica. L’entrata in funzione di tale prototipo commerciale è prevista tra circa 50 anni.

Una tempistica così dilatata è dovuta a vari aspetti, di cui i più rilevanti sono: necessità di verificare, mediante ITER, la capacità reale di operare in condizioni di sicurezza un impianto di grande complessità tecnologica come un reattore a fusione e, soprattutto, la necessità di individuare e qualificare industrialmente i materiali da utilizzare nei futuri impianti commerciali per la produzione di energia elettrica da fusione. Per quest’ultimo aspetto, che normalmente richiede tempi dell’ordine di due decenni, è, parallelamente ad ITER, in fase avanzata la progettazione di una sorgente intensa di neutroni di energia, paragonabile a quella dei neutroni da fusione. Tale impianto (International Fusion Materials Irradiation Facility, IFMIF) sarà utilizzato per irraggiare materiali che, prevedibilmente, saranno utilizzati nei futuri impianti commerciali a fusione al fine di testarne le proprietà (chimiche, fisiche e tecnologiche) in condizioni di elevati irraggiamenti neutronici.

I lunghi tempi necessari per poter produrre energia elettrica mediante lo sfruttamento della fusione termonucleare controllata sono il principale elemento che richiederà, prevedibilmente, la costruzione di impianti nucleari a fissione, in grado di sopperire, praticamente da subito, al crescente fabbisogno energetico mondiale, garantendo, al contempo, una non-incidenza sull’effetto serra del pianeta, in attesa che possa diventare realistica la realizzazione di impianti nucleari a fusione.

Principali vantaggi della fusione nucleare

  • E’ una fonte di energia che utilizza combustibili non radioattivi abbondanti e ampiamente disponibili sulla terra. Il deuterio nell’acqua di mare é sufficiente per trecentomila milioni di anni; il litio è sufficiente per circa 2000 anni. La parte radioattiva del combustibile (il trizio) è prodotta all’interno del reattore, dove viene bruciata producendo neutroni e alfa.
  • La fusione non produce gas responsabili dell’effetto serra (CO2) o delle piogge acide (SO2, NO2).
  • I reattori a fusione sono intrinsecamente sicuri: è impossibile qualsiasi aumento incontrollato della radioattività. Le reazioni di fusione si interrompono al primo inconveniente. La quantità di combustibile presente contemporaneamente nel reattore è esigua (circa 10 grammi). Eventi tipo Chernobyl non sono fisicamente possibili.
  • Le ceneri della fusione (nuclei di elio) sono inerti e non radioattive.
  • I combustibili non sono interessati da problemi di proliferazione nucleare. Nessuna generazione di transuranici o attinidi.

Principali svantaggi della fusione nucleare

  • I reattori a fusione sono tecnologicamente complessi e richiedono un alto investimento di capitali.
  • Per la realizzazione del primo reattore commerciale a fusione si stimano più di 50 anni di attesa.
  • E’ necessario reperire nuovi materiali resistenti all’elevato flusso neutronico.
  • La quantità di materiale radioattivo è paragonabile a quella di un reattore a fissione.
  • I livelli di radioattività sono, però, da cento a centomila volte inferiori rispetto ad un reattore a fissione. Una scelta accurata di materiali a bassa attivazione potrà ridurre il tempo di rischio da radiazione intorno ai cento anni, dopo i quali non costituiranno più un pericolo.

 

 


Note

1. Si veda, ad esempio, Deciding the Future: Energy Policy Scenarios to 2050, World Energy Council, 2007.

2. Valutazione dell’anno 2000.

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