"Luca85" <pres8_at_pres8.biz> ha scritto nel messaggio
news:97753491-4f60-46a5-9683-703e9bf608a1_at_q27g2000prf.googlegroups.com...
> On 11 Apr, 19:18, "Alessandro" <miaposta..._at_alice.it> wrote:
>>Come ogni cosa nella
>> tecnologia non esiste una soluzione perfetta, e nel caso dei reattori ad
>> uranio arricchito che apparentemente sarebbero pi� complessi c'� il
>> vantaggio che alla fine del ciclo, hai "solo" 20-35 tonn di scorie all'
>> anno
>> contro le 150 tonn/anno di un Candu, per quanto quest' ultime consistano
>> quasi esclusivamente nell' uranio di partenza.
>
> Avevo capito che in totale un Candu usava solo 1 tons all'anno.
No, non mi sembra di aver mai detto una cosa del genere (ad ogni modo, dove
l' hai letta?), un Candu produce circa 7,5-8 MWg (MWgiorno = 24 mila kWh) di
calore per kg di uranio naturale, quindi con una efficienza di circa il 31%
occorrono qualcosa come 150 tonn di uranio naturale per
produrre un GWa (GWanno) di elettricit�, appunto l' elettricit� max
producibile in un anno da un impianto da un GW di potenza installata. Il
consumo di combustibile in uranio naturale per un reattore ad acqua leggera
� invece appena di
poco superiore, attorno alle 175 tonn per GWa (in questo caso, comprese le
perdite nel processo di arricchimento); agli attuali prezzi dell' uranio
questa differenza � del tutto trascurabile (magari le cose potrebbero
variare in futuro) considerando che i Lwr sono una tecnologia pi� sviluppata
e nota dei Candu
Al pi�, come si diceva, 1-2 tonn per GWa � il consumo di uranio naturale per
un reattore veloce autofertilizzante, anche se parlare di "consumo di uranio
naturale" � improprio, in quanto un reattore veloce non usa uranio naturale
ma gli "scarti" di reattori tradizionali e del processo di arricchimento
(uranio depleto e plutonio); semmai � pi� corretto chiedersi quanti GW di
reattori tradizionali occorrano per accumulare in un anno sufficiente
plutonio (l' uranio 238 � praticamente "infinito") per un nocciolo di un
breeder, la risposta � attorno ai 20-30 in un anno, o una quantit�
equivalente in pi� anni
>> Faccio inoltre presente che anche l' uranio 238 in un reattore
>> tradizionale
>> contribuisce alla produzione di energia, in piccolissima parte per le
>> fissioni veloci dello stesso 238 e per lo pi� per le fissioni in situ del
>> plutonio 239 che si produce per cattura neutronica dall' U-238; nei
>> reattori
>> attuali, da un terzo alla met� circa dell' eletricit� � prodotta dal 238,
>> non dal 235 come si potrebbe credere, l' unica differenza con i breeders
>> �
>> che essi producono pi� combustibile fissile di quello che consumano in un
>> ciclo autosostenuto, a differenza dei reattori tradizionali che invece
>> sono
>> per cos� dire in "perdita"
>
> Qualche mese fa ho preparato un esame di neutrini studiandomi un
> esperimento con nu da reattore e il paper finale diceva che gli unici
> neutrini di cui non avevano misurato lo spettro ma di cui dovevano
> solo fidarsi dei conti teorici affetti da errori pi� grandi erano
> quelli derivanti dalle fissioni dell' U238 che "sono circa l'8% del
> totale". E si trattava di un reattore PWR. Possibile siano cos� tante?
S�, � corretto, le cosidette fissioni veloci del uranio 238 in un Lwr
contribuiscono per il 7-8% alla produzione di energia totale, mentre l'
uranio 238, in totale, anche per la conversione in plutonio fissile
fissionato in
situ, per un buon 30-40% in un Lwr e persino la met� in Candu. Per cui l'
U-238 non � affatto quell' elemento "morto" o inutile che a prima vista
potrebbe
sembrare...
> Poi mi rimane un ultimo punto che proprio non mi convince. Ho letto da
> varie parti che i breeder usano neutroni veloci per produrre pi�
> plutonio di quanto ne consumino mentre invece i candu sfruttano al
> massimo i neutroni presenti (termalizzati per� se) per poter usare
> anche basse concentrazioni di U235.
>
> Per� la sezione d'urto per la cattura neutronica sull'uranio 238
> crolla ad alte energie(ca. 10^-2 barn in discesa vertiginosa a 2MeV
> contro ca. 1barn per n termici)
> Appena sopra il MeV diventa ben importante la sezione d'urto per
> fissione dell'U238(quasi 1 barn)
> Di primo acchitto quindi mi vien da pensare che per generare pi�
> plutonio possibile il meglio sia usare neutroni lenti in una
> configurazione in cui li recupero tutti(tipo CANDU), e dall'altro lato
> che il motivo per usare n veloci sia poter far fissioni di U238.
> Evidentemente non � cos�. Ma dov'� che sbaglio?
Principalmente nel non considerare il fattore "eta", cio� il numero di
neutroni prodotti
per neutrone cmq assorbito (in pratica, occorrendo un neutrone per
sostenere la reazione a catena, eta - 1 neutroni sono disponibili per il
processo di conversione/fertilizzazione), questo valore non � affatto
costante n� per ogni elemento, n� in funzione dell' energia del neutrone
incidente. In breve, si notano queste tendenze per i pincipali elementi
fissili (u-235, u-233, pu-239), fermo restando che per tutti, i valori pi�
alti sono ad alte energie piuttosto che a basse :
1) l' eta per l' u-235 � abbastanza scadente in tutto l'intervallo di
energie, in pratica con esso non si pu� realizzare l' autofertilizzazione;
2) l' u-233 (che si ricaverebbe dal torio 232) ha valori molto pi� alti del
235 e grossomodo costanti nell' intervallo energetico
3) il plutonio 239 ha valori crescenti al crescere dell' energia, e valori
in assoluto molto elevati per neutroni veloci;
da cui si deduce che per ottenere l' autofertilizzazione o si adotta un
sistema a neutroni veloci con il plutonio/uranio 238 (meccanismo 3) o, ed �
meno noto, un sistema a neutroni lenti con u-233/torio (meccanismo 2, tieni
conto inoltre che il torio ad energie termiche "cattura" 3 volte pi� del
U-238),
essendo un reattore termico meno complesso, come sappiamo, di uno veloce.
Con l' uranio 235 si pu� al pi� ottenere un' alta conversione, ma non l'
autofertilizzazione
Inoltre, come hai giustamente scritto, il combustibile con neutroni veloci
ha sezioni di fissione molto pi� basse per cui necessita di arricchimenti
molto elevati, 10-15% e pi� (altrimenti la reazione a catena non riesce ad
originarsi e sostenenrsi), nonostante la ovvia minore incidenza delle
catture
parassite dei materiali strutturali, a differenza dei reattori termici che
funzionano anche con arricchimenti modesti o senza alcun arricchimento del
tutto, come quelli ad acqua pesante
> Da ultimo...Questi breeder da quanto ho capito funzionano circa come
> superphenix come concetto. Come han risolto i vari problemi come
> quelli dell'uso di sodio liquido?
Non sono molto informato su questo punto, ed onestamente non sono nemmeno un
gran sostenitore di questi impianti (se cmq qualcuno ha qualche notizia/info
in proposito, sarei contento di conoscerla anch'io), so cmq per certo che
all' interno del reattore tutti i peli liberi del sodio liquido debbono
essere protetti da un gas inerte (per es. argon, che essendo pi� pesante
dell' aria si "stratifica" facilmente ed � di costo agionevole) a pressione
> atm, inolte esiste un doppio circuito sodio-sodio e sodio-vapore per
evitare reazioni esotermiche sodio-acqua; tuttavia, i vantaggi del sodio
sono altrettanto chiari : pu� essere utilizzato, per le sue elevate
prestazioni termodinamiche, a pressione atm o appena superiori, gli
eventuali incendi sono facilmente spegnibili con polveri speciali e cmq
risultano molto meno pericolosi di idrocarburi di pari peso (avendo il sodio
un pci 4 volte inferiore); inoltre, � possibile con esso operare la
refrigerazione di
emergenza per convezione naturale
Received on Wed Apr 16 2008 - 18:09:34 CEST