REATTORI NUCLEARI, volete la bomba atomica sotto casa?

All’indomani della catastrofe che ha investito il Giappone, la propaganda nuclarista italiota cerca di rifilare al popolino bue l’idea che l’avvio di un nuovo percorso nucleare nel BelPaese sia necessario, e che in ogni caso il costo in bolletta per i consumatori italiani è aggravato del 30% in più rispetto agli “altri”, perchè non abbiamo centrali nucleari per una scelta “sciagurata” compiuta con il referendum del 1987, sull’onda emotiva della tragedia di Chernobyl. Mentre il rischio nucleare in Giappone, dopo il grave terremoto che ha colpito l’isola asiatica (il Paese si trova a dover risolvere diversi incidenti in numerosi reattori nucleari, danneggiati a causa del sisma), è considerato estremamente elevato, Germania e Svizzera – e ripetiamo Svizzera -, bloccano il loro programma nucleare. Solo l’Italia continua a mentire spudoratamente utilizzando lo strumento della propaganda filogovernativa e telecratica cercando, con estremo imbarazzo e senza alcun rimorso o vergogna, di ribaltare a suo favore l’intera drammatica vicenda manipolando mediaticamente l’opinione pubblica nazionale. I nostri reattori? Saranno i migliori è la retorica del governo sulla crisi nucleare giapponese. A tal proposito, la fata inebetita, Stefania Prestigiacomo, da Bruxelles fa sapere che dopo l’incidente di Fukushima la «linea del governo non cambia». Ed è la ministra dell’Ambiente, figuriamoci poi quello dello Sviluppo Economico, Paolo Romani: «Tutti i paesi eccetto Austria e Italia hanno le centrali nucleari: quelle di nuova generazione non verranno sicuramente spente. Un ripensamento potrebbe esserci per impianti di “vecchissima generazione” come Fukushima». Affermazione falsa del ministro, poichè l’impianto nucleare giapponese, in fiamme, non è di “vecchissima generazione”, ma di III^ Generazione (quella tanto caro ai nuclearisti italioti) cioè un modello variato di reattore ad acqua leggera di II generazione. Dal canto suo la silente opposizione, rispolvera l’arma referendaria voluta dall’IDV. Da un mare di stupidità a una montagna di bugie, l’incidente della centrale nucleare di Fukushima ha riacceso il dibattito in Italia sull’eventuale ritorno, o meno, all’energia atomica.

Prima di entrare nel merito dell’argomento esaminato da Helen Culdicott – IL NUCLEARE NON E’ LA RISPOSTA (ed. Gammarò, 2010) – in Rete sta girando una lista “governativa segreta” dei siti in cui potrebbero sorgere centrali nucleari in Italia, nonché quelli di possibile stoccaggio delle scorie radioattive. Sono già pronti ma il governo non li rende noti e coinciderebbero con quelli individuati (guarda la tavola) dal CNEN nel 1979:

PIEMONTE

  • Zona lungo il Po, da Trino a nord di Chivasso (Vercelli);
  • Zona intorno alla Dora Baltea a sud di Ivrea (Biella);

LOMBARDIA

  • Zona a nord di Voghera lungo il Po (Pavia);
  • Zona a sud di Mantova lungo il Po;
  • Zona a sud di Cremona lungo il Po

VENETO

  • Zona a sud di Legnago fra Adige e Po (Rovigo);
  • Zona del delta del Po (Rovigo);
  • Zona della foce del Piave (Venezia);
  • Zona costiera al confine con il Friuli (Venezia);

FRIULI VENEZIA GIULIA 

  • Zona costiera al confine con il Veneto (Udine);
  • Zona Tagliamento tra Spilimbergo e Latisana (Udine-Pordenone);

EMILIA ROMAGNA

  • Zona costiera a nord (Ferrara e Ravenna) e sud fino a Rimini;
  • Zona a nord di Fidenza fra Taro e Po (Parma);

TOSCANA

  • Isola di Pianosa (Livorno);
  • Zona costiera a nord di Piombino fino a Cecina (Livorno);
  • Zona a sud di Piombino fino a Follonica (Grosseto);
  • Zona costiera di Grosseto e zona a nord/sud del Monte Argentario (Grosseto);

LAZIO

  • Zona costiera di Montalto di Castro (Viterbo);
  • Area di confluenza tra Nera e Tevere tra Magliano Sabina e Orte (Viterbo);
  • Area costiera di Borgo Sabotino (Latina);

CAMPANIA 

  • Foce del Garigliano (Caserta);
  • Foce del Sele (Salerno);

CALABRIA

  • Area costiera di Sibari (Cosenza);
  • Zona costiera tra il fiume Nicà e la città di Cosenza;
  • Zona costiera ionica vicino alla foce del Neto (Crotone) a nord di Crotone (Marina di Strongoli, Torre Melissa, Contrada Cangemi, Tronca);
  • Zona costiera ionica in corrispondenza di Sella Marina, tra il fiume Simeri e il fiume Alli (Catanzaro);

MOLISE

  • Zona costiera meridionale alla foce del Biferno (Termoli);

PUGLIA

  • Zona costiera al confine con la Basilicata (Taranto);
  • Zona costiera a nord del promontorio del Gargano in prossimità di Lesina (Foggia);
  • Zona costiera del Golfo di Manfredonia (Foggia);
  • Zona costiera ionica a nord di Porto Cesareo (Lecce);
  • Zona costiera ionica a sud di Gallipoli (Lecce);
  • Zona costiera adriatica a nord di Otranto (Lecce) vincoli naturalistici;
  • Zona costiera a sud di Brindisi (Lecce) vincoli naturalistici;
  • Zona costiera in corrispondenza di Ostuni (Brindisi);

BASILICATA

  • Costa ionica della regione;

SARDEGNA

  • Foce del Flumendosa (Cagliari);
  • Costa orientale a sud del Golfo di Orosei (Nuoro);
  • Costa orientale a nord del Golfo di Orosei (Nuoro);
  • Zona costiera sud tra Pula e Santa Margherita di Pula (Cagliari);
  • Costa occidentale zona costiera a nord/sud del Golfo di Oristano (Oristano);

SICILIA 

  • Zona costiera intorno al comune di Licata (Agrigento);
  • Zona costiera tra Marina di Ragusa e Torre di Mezzo (Ragusa);
  • Zona costiera intorno a Gela (Caltanissetta);
  • Zona costiera a sud di Mazara del Vallo (Trapani);

L’industria nucleare classifica i suoi reattori per “generazioni”.

SCHEMA SEMPLIFICATO DI UN REATTORE NUCLEARE  

REATTORI DI I^ GENERAZIONE

Primitivi rispetto agli standard attuali, i reattori di I generazione so sono sviluppati tra il 1950 e il 1960, e sono alimentati con uranio naturale non arricchito. Ad oggi, solo otto reattori di I generazione sono operativi e si trovano nel Regno Unito [1].

REATTORI DI II^ GENERAZIONE

La maggioranza dei 441 reattori in funzione oggi in trentuno paesi è definita col nome di reattori di II generazione. Ne esistono vari tipi. Il primo è il classico reattore ad acqua leggera, che si distingue in:

  • Reattore ad acqua pressurizzata (Pressurized Water Reactor o PWR)
  • Reattore ad acqua bollente (Boling Water Reactor o BWR)

Entrambi raffreddati con acqua comune. Centrali di questo tipo si trovano in varie zone degli Stati Uniti. Realizzati inizialmente per la propulsione dei sottomarini nucleari, i reattori ad acqua pressurizzata sono quelli che presentano i maggiori problemi, perchè operano a temperature e a pressioni molto più elevate rispetto agli altri modelli. Queste condizioni accelerano la corrosione di molte componenti vitali, compresi i generatori di vapore, e possono anche causare fenditure sui fori in cima al reattore, attraverso cui operano le barre di regolazione. Il più serio di questi problemi si è presentato nel 2002 nella centrale Davis-Besse in Ohio (in foto), quando il contenitore a pressione si ruppe causando una forte corrosione e facendo avvicinare il reattore alla fusione [2].

Anche i reattori ad acqua bollente sono soggetti a problemi di corrosione e guasti, diventati particolarmente importanti nelle centrali in Germania. In più, l’impianto nei reattori ad acqua bollente è molto più complesso rispetto a quello dei reattori ad acqua pressurizzata, che presentano invece maggiori complicazioni di tipo strutturale e funzionale.

Altri tipi di reattori nucleari di II generazione molto in uso sono quelli ad acqua pesante pressurizzata (Pressurized Heavy Water Reactor, PWR). Ad oggi sono quarantaquattro, operativi in sette paesi [3]. Il più comune è il CANDU, progettato originariamente in Canada. Utilizza come principale combustibile l’uranio naturale raffreddato da acqua pesante. Oltre al fatto che questi reattori generano maggiori quantità di combustibile esaurito rispetto ai reattori ad acqua leggera, molti hanno presentato problemi di sicurezza e, dato che sono anche poco economici, sono stati chiusi [4].

I reattori CANDU generano grosse quantità di trizio come sottoprodotto delle irradiazioni dell’acqua pesante e ne rilasciano grosse quantità nella biosfera. Nell’aprile del 1966 cinquanta trilioni di curie di trizio sono stati rilasciati nel lago Ontario per una fuga ad uno scambiatore di calore avvenuto nella centrale Pickering-4 (in foto). Il lago Ontario ha dimensioni enormi e il trizio si è diluito rapidamente. L’acqua del lago arriva negli acquedotti e molte persone la bevono, quindi tutti i residenti vicini al luogo della fuoriuscita potrebbero aver ingerito questo elemento. Si tratta di un isotopo che si concentra a livello biologico dentro la catena alimentare, quindi chi ha mangiato pesce pescato nel lago può averne ingerito. L’emivita del trizio è di 12,4 anni: rimarrà nel lago per più di 100 anni. I reattori CANDU generano anche grosse quantità di isotopi di plutonio 239, elemento usato per la produzione di armi nucleari. Dunque i paesi che riescono a ricavare questo tipo di prodotto derivato dall’energia nucleare sono facilitati nell’opera di assemblaggio di un’arma atomica. Nel 1990 l’India ha utilizzato il combustibile esaurito dei suoi CANDU per fabbricare armi nucleari [5].

La Russia si è progettata da sè i propri reattori, che presentarono però molti difetti a livello di sicurezza. La grafite usata per rallentare i neutroni nel nucleo del reattore poteva infiammarsi in caso di incidente, e bruciare a temperature estremamente alevate. Quando questo successe, durante l’esplosione di Chernobyl, si creò una gigantesca corrente ascensionale termica che sollevò gli isotopi radioattivi a grandi altezze nell’aria. Questi poi si sparsero in tutto il mondo, sotto forma di pioggia radioattiva letale.

La Gran Bretagna si è specializzata nella progettazione di due tipi di reattori: il MAGNOX (il suo nome deriva dalla lega di magnesio che riveste la barra del combustibile nucleare), raffreddato ad aria, che utilizza un blocco di grafite come moderatore dei neutroni e uranio naturale come combustibile; e l’AGR (Advanced Gas Cooled Reactor) [6]. Nessuno di questi modelli include involucri secondari e perciò entrambi hanno un grosso potenziale di fuoriuscite radioattive. Il reattore MAGNOX è considerato particolarmente pericoloso a causa di vari difetti sul lato della sicurezza, e anche per questo lo si è gradualmente abbandonato. Nonostante i problemi seri e potenzialmente fatali presenti in molti di questi Reattori di II Generazione, l’industria nucleare continua a progettarne di nuovi che, per varie ragioni, promettono di essere, se possibile, ancora più pericolosi.

REATTORI DI III^ GENERAZIONE

I Reattori di III Generazione (anche detti “avanzati”), frutto di cosiddetti “progetti di evoluzione”, altro non sono che modelli variati di reattori ad acqua leggera di II generazione come quelli oggi attivi negli Stati Uniti ed in molte altre nazioni. Uno studio sui pericoli legati ai reattori nucleari condotto da Greenpeace nel 2005 sottolinea che molti di questi sembrano essere un mix eterogeneo di diverse concezioni, alcune delle quali sono poco più evolute di quelle dei reattori di II generazione. Nella speranza di ottenere l’accettazione pubblica dell’energia nucleare, l’industria sostiene, a torto, che questi reattori sono sicuri, ma le modifiche specifiche apportate a questi ultimi hanno esclusivamente lo scopo di tagliare i costi e migliorare il rendimento economico. Con la recente approvazione da parte della NRC del progetto AP-1000, quattro tipi di reattori sono stati brevettati dalla stessa NRC negli Stati Uniti. Tra questi troviamo l’ABWR (Advanced Boiling Water Reactor), il Westinghouse System-80+, il Westinghouse AP-600 e il reattore ad acqua pressurizzata AP-1000.

Gli unici reattori commerciali di III Generazione in funzione si trovano in Giappone (in video) e uno è in costruzione in Finlandia. I primi due progetti si differenziano di poco dal già esistente reattore ad acqua leggera, mentre l’AP-600 è progettato unicamente per ridurre i costi “eliminando apparati soggetti a regolamentazione”. Un modo per tagliare i costi consiste nell’affidarsi a un solo apparato che svolge una doppia funzione: fornisce acqua alimentando i generatori di vapore sia durante le normali operazioni sia in caso incidente. Il progetto include anche il cosiddetto sistema di sicurezza passiva, che utilizza la gravità anzichè la forza motrice delle pompe per attivare operazioni di emergenza in caso di esplosione. Dato che i costi del cemento e dell’acciaio erano quelli che pesavano maggiormente sul costo totale di nuovi reattori, Westinghouse ha ridotto la dimensione e la solidità degli involucri di contenimento e degli altri apparati di salvaguardia. Nonostante queste modifiche a livello economico, l’AP-600 non ha riscosso un gran successo nella clientela [7].

Per questo motivo Westinghouse ha progettato, in seguito, una versione più avanzata dell’AP-600, ovvero l’AP-1000, un reattore che, nonostante abbia quasi il doppio della potenza di produzione dell’AP-600, non comporta aumenti nei costi di costruzione. Questa modifica compromette seriamente il livello di sicurezza dei reattori che, essendo costruiti all’interno di una struttura di contenimento indebolita, possono essere sottoposti a un pericoloso aumento della pressione in grado di causare la rottura dell’involucro, con conseguente fusione del nucleo.

Nonostante ciò, un consorzio formatosi di recente, il NuStart Energy, sta selezionando delle località negli Stati Uniti per la costruzione di due Reattori di III Generazione. I reattori in questione sono, precisamente, un ABWR e, nonostante il fallimento del progetto [8], il Westinghouse AP-1000. I siti presi in considerazione sono le centrali nucleari Grand Gulf a Port Gibson, Mississipi, River Bend a St. Francisville, Lousiana, il sito del Dipartimento per l’Energia presso Savannah River vicino Aiken, Carolina del Sud; e due centrali della Constellation Energy: Calvert Cliffs a Lusby, nel Maryland (in foto), e Nine Mile Island a Scriba, New York. Sono circa venti i progetti per altri Reattori di III generazione in via di sviluppo, alcuni dei quali dovrebbero essere costruiti e resi operativi dal 2010.

REATTORI DI GENERAZIONE III+

Uno dei più potenzialmente pericolosi reattori di terza generazione in progetto è il modulare Pebble Bed (PBMR), considerato da alcuni come un Reattore di Generazione III+. Si tratta però solo di un tentativo di ridurre i costi di capitale attraverso un progetto intrinsicamente “sicuro”, che richieda standard di sicurezza ridotti. La possibilità di realizzare questi reattori è stata ponderata dagli anni ’70 fino alla fine degli anni ’80: furono sviluppate centrali-prototipo che rimasero in funzione per brevi periodi negli Stati Uniti, nel Regno Unito e in Germania. Dopo di che l’industria nucleare fu messa in discussione a causa dell’aumento incontrollato dei costi e da due gravissimi incidenti (Three Mile Island e Chernobyl). Il reattore Pebble Bed, ad alta temperatura e refrigerato a gas, opera a 900 gradi e utilizza come refrigerante un gas inerte, l’elio, che circola ad alta pressione. Il combustibile nucleare è formato da miliardi di microsfere o nocciole di ossicarburo di uranio arricchito, ricoperto da due strati di carbonio inerte e uno di carburo di silicio; questa combinazione viene sigillata tra sfere di grafite. Ogni reattore conterrà fino a 10 miliardi di microsfere di uranio coperte di grafite o da strati di carbonio, che si pensa siano in grado di prevenire la fuga dei prodotti di fissione.

Quattrocentomila di queste sfere di grafite, della grandezza di una pallina da tennis, verranno alimentate di continuo da un silo di carburante posizionato nel cuore del reattore. L’industria sostiene che una circolazione lenta delle microsfere attraverso il nucleo del reattore produrrà un nucleo più piccolo, cosicchè l’eccessiva radioattività verrà ridotta, si abbasserà la densità energetica, minimizzando così il problema dell’eventuale fusione. Queste condizioni, si sostiene, renderanno il PBMR talmente sicuro da non rendere necessaria la costruzione di un apparato contenitivo (quindi costruire un reattore sarà molto più economico). I futuri ingegneri che lavoreranno al reattore sostengono perfino che queste particolari centrali saranno talmente sicure da permettergli di lasciare il posto di lavoro senza preoccuparsi che il reattore entri in condizioni critiche o crisi.

In caso di esplosione accidentale causata da errori umani o meccanici, la temperatura del nucleo del reattore non dovrebbe, per nessuna ragione, eccedere i 1600 gradi; altrimenti il rivestimento di carbonio cederebbe (alla stassa temperatura che porta lo zirconio ad ossidarsi e bruciare, come accade in molti altri reattori funzionanti) rilasciando enormi quantità di isotopi radioattivi [9].

 

Lo stesso nucleo radioattivo fonderebbe ad una temperatura superiore ai 2000 gradi. Questa situazione potrebbe causare un’esplosione simile a quella di Chernobyl (in video). Altri problemi riguardano il progetto del sistema di raffreddamento. Se l’aria entrasse nel primo circuito ad elio, il carbone che riveste il nocciolo potrebbe infiammarsi spontaneamente causando un grave incendio con terribili conseguenze, simili al disastro sovietico degli anni ’80. I reattori saranno situati sotto terra, ma le due turbine per la generazione del vapore e il sistema di refrigerazione saranno posizionati fuori, e questo li renderà estremamente vulnerabili a sabotaggi e incendi.

Altri problemi ai quali il PBMR è oggetto:

  • E’ difficile prevenire la fuoriuscita di elio radioattivo dal reattore PBMR;
  • E’ difficile fabbricare centinaia di migliaia di microsfere di combustibile prive di imperfezioni;
  • Il PBMR crea meno rifiuti a basso livella ma ne produce una maggiore quantità ad alto livello [10];
  • I PBMR ottengono i loro vantaggi economici rimpiazzando la copertura d’acciaio e le strutture rinforzate di contenimento con una costruzione chiusa di gran lunga meno robusta. Perfino il comitato consultivo per la salvaguardia dei reattori della NRC definisce tutto ciò “un compromesso più o meno sicuro” [11];

 

REATTORI DI IV^ GENERAZIONE

Se i progetti dei reattori di II e III+ generazione rappresentano un’evoluzione dei loro predecessori di I e II generazione, quelli di IV generazione possono essere definiti una rivoluzione. I progetti dei reattori di IV Generazione sono basati su un tipo di utilizzo della centrale e del combustibile che non è mai stato testato, anche se sulla carta sembrerebbe funzionante. Ad esempio, molti di questi progetti richiedono l’utilizzo di metalli in grado di resistere a condizioni corrosive di gran lunga maggiori di quelle abituali. Sembra molto improbabile che i progetti dei reattori di IV Generazione vincano una sfida così difficile, e sicuramente si avranno costi molto più alti e una sicurezza molto più bassa di quanto previsto dall’industria nucleare.

CICLI DEL COMBUSTIBILE NUCLEARE

In stretta relazione con la domanda per la realizzazione di nuovi reattori si pone il problema di trovare il modo per “chiudere” il ciclo del combustibile. Gli Stati Uniti adoperano un ciclo del combustibile “aperto” dove l’uranio viene estratto dal terreno, arricchito a seconda degli standard necessari per i reattori ad acqua leggera di II Generazione, e poi scartato con le scorie. Chiudere il ciclo del combustibile implica “estrarre” dai reattori il combustibile esaurito alla ricerca del plutonio, che sarà poi riutilizzato in altri reattori nucleari. Questo concetto è noto con il nome di Economia del Plutonio.

Il plutonio viene creato come sottoprodotto dalla generazione di elettricità proveniente da tutti i reattori nucleari. Circa il 95% dell’uranio presente nel combustibile di un reattore nucleare è l’isotopo U-238. Quando gli atomi di U-238 catturano i neutroni che rimbalzano intorno al nucleo del reattore, si trasformano nell’isotopo del plutonio Pu-239, che può essere utilizzato per alimentare i reattori nucleari, oltre che per la realizzazione di armi nucleari. Il processo fisico per estrarre ed utilizzare il plutonio è complicato e molto pericoloso. Per prima cosa le barre di combustibile esaurito vengono sminuzzate in piccoli pezzi e dissolte in recipienti di acido nitrico concentrato. Il plutonio e l’uranio inutilizzato vengono poi recuperati da questo calderone radioattivo. Questa fase è detta di riprocessamento. Circa il 94% del combustibile esaurito di un reattore ad acqua leggera è composto da uranio inutilizzato, l’1% di plutonio e il 5% di prodotti di fissione radioattivi. Il plutonio, assieme a una parte di uranio di recupero, viene modellato fino ad assumere la forma di sfere, le quali vengono poi immesse in barre e posizionate nel cuore del reattore.

Tuttavia, contrariamente al significato del suo nome, un ciclo chiuso del combustibile non smette di produrre un’elevata quantità di scorie radioattive. Anzi richiede, proprio presso il sito del reattore, una centrale di riprocessamento e una centrale di fabbricazione del combustibile in grado di recuperare il carburante esaurito e trarne plutonio e uranio da rielaborare e reiserire nel nucleo del reattore. Il riprocessamento, come abbiamo visto, è la parte più pericolosa del ciclo del combustibile, che porta a dannose fuoriuscite di radioattività nell’ambiente, contaminazione e terribili problemi impliciti nella necessità di trovare una collocazione a milioni di litri di scorie di acido liquido radioattivo estremamente corrosivo, che rimangono come residuo dopo l’estrazione di uranio e plutonio. Una ricerca del MIT (Massachussets Institute of Technology) ha stimato che il costo di un ciclo del combustibile chiuso sarebbe 4.5 volte più alto di quello di un ciclo apero non riprocessato [12].

A parte i costi elevati, è estremamente pericoloso rielaborare il combustibile esaurito per ottenere plutonio che potrebbe poi essere usato da vari paesi per la costruzione di armi atomiche. Il plutonio nasce come sottoprodotto delle reazioni interne ai reattori nucleari di I e II Generazione, la maggior parte dei quali è ad acqua leggera, noti anche come “reattori termici” poichè necessitano di neutroni “lenti” o “termici”. Quando gli atomi si spaccano rilasciano energia e neutroni veloci. L’uranio usato come combustibile nei reattori di I e II Generazione non è adatto a tollerare neutroni veloci, ed è per questo che viene usata l’acqua o la grafite per rallentare o “moderarne” la velocità. Questo espediente permette ai neutroni “lenti” di interagire con gli atomi di combustibile di uranio e di causare fissioni supplementari, che causano maggiore calore e maggiore elettricità. Ma questo “rallentamento” impedisce anche la conversione efficiente degli atomi di U-238 in plutonio, e ciò accade perchè questo tipo di atomo interagisce meglio con neutroni a spettro veloce.

Alcuni reattori di IV Generazione sono “autofertilizzanti“, altri vengono detti “veloci”. Questi reattori sono progettati specificamente per facilitare la conversione degli atomi U-238 in atomi Pu-239. Dunque non utilizzano acqua o grafite per rallentare o modificare i neutroni. Nei reattori autofertilizzanti, il processo di conversione è progettato per sostenersi in maniera autonoma in modo da limitare i problemi dal combustibile esaurito, messo nel reattore e sottoposto a fissione per la produzione di elettricità, in modo da risolvere i problemi energetici che attanagliano l’umanità. Ma questo sogno utopico non si realizzerà: la maggior parte dei problemi si sviluppa proprio in questo tipo di reattore.

REATTORI VELOCI E AUTOFERTILIZZANTI

I reattori nucleari sono soggetti a due tipi di incidenti:

  • Perdita di refrigerante;
  • Fuga di materiale radioattivo;

La perdita di refrigerante si manifesta quando il calore prodotto dal nucleo del reattore non può essere rimosso. Ciò causa il surriscaldamento, con conseguente fusione, del combustibile nucleare.

La fuga di materiale radioattivo invece si ha con la perdita di controllo del nucleo del reattore. Ciò porta a una reazione nucleare fuori controllo e al rilascio di una considerevole quantità di energia.

L’incidente avvenuto nel 1957 a Windscale nel Regno Unito fu causato da un errore operativo che portò al surriscaldamento del reattore e provocò l’incendio del moderatore di grafite. L’incidente a Three Mile Island, negli Stati Uniti, fu causato dalla perdita di refrigerante, mentre quello del 1961 all’SL-1 nell’Idaho, presso il National Engineering Laboratory, e quello del 1986 a Chernobyl, in Ucraina, furono causati da fughe di materiale radioattivo. Come si dirà in seguito, l’utilizzo di reattori autofertilizzanti e veloci aumenta sia le probabilità sia le conseguenze di incidenti con perdita di refrigerante o fughe di radioattività.

I reattori autofertilizzanti vengono progettati per fabbricare grosse quantità di plutonio. Generalmente utilizzano come refrigerante il sodio liquido: che può rimuovere il calore ma non rallenta i neutroni. Inoltre, a contatto con aria o acqua, il sodio incendia il metallo ed esplode. Ci vuole molta attenzione (quindi maggiori costi) per assicurarsi che non ci siano fughe da tubature, valvole e pompe contenenti sodio liquido perchè la conseguente esplosione potrebbe scatenare una perdita di refrigerante. Inoltre, è più pericoloso usare neutroni veloci che lenti. I neutroni lenti consentono agli operai e ai macchinari un maggiore tempo di reazione in caso di fuga di materiale radioattivo, pertanto ci sono maggiori possibilità di fermare la fuga prima che venga rilasciato un quantitativo di radiazioni tragicamente alto. Al contrario, i neutroni veloci concedono esigui margini d’errore. Infine, il lavoro di un nucleo del reattore contenente un’alta concentrazione di plutonio genera prodotti di fissione che, combinati con il plutonio, formano una miscela più pericolosa di quella prodotta dai reattori odierni. Il risultato può essere la fuoriuscita di una nube radioattiva ancora più mortale.

CHIUDERE IL CICLO DEL COMBUSTIBILE NUCLEARE

(CONTINUA)

Avvisiamo i lettori del blog che quanto prima questo post sarà integrato di ulteriore importantissimo argomento: 

  • Chiudere il ciclo del combustibile nucleare;

A presto!

NOTE: 

[1] American Nuclear Society, World List of Nuclear Power Plants, “Nuclear News”, Marzo 2005;

[2] Helmut Hirssch, Oda Becker, Mycle Schneider, Anthony Froggatt, “Nuclear Reactor Hazards: Ongoing Danger of Operating Nuclear Technology in the 21st Century”, Greenpeace International, April 2005; e David Lochbaum, A Plan for Change or a Worst-Case Scenario, 8 febbraio 2005;

[3] American Nuclear Society, World List of Nuclear Power Plants;

[4] Anthony De Palmer, Canadians Export a Type of Reactor They Close Down, “New York Times”, il 3 dicembre 1997;

[5] Hirsch, et al., Nuclear Reactor Hazards, Ongoing Danger of Operating Nuclear Technology in the 21st Century;

[6] “Magnos Reactors”:
http://www.westinghousenuclear.com/C1a8.asp;

[7] David Lochbaum, dichiarazione consegnata alla Sottocommissione per la politica energetica, Palazzo del Governo, The Next Generation of Nuclear Power, 29 giugno 2005;

[8] David Brewer, “Nuke Plant Plans Aired”, Huntsville (AL) Times, 5 agosto 2005;

[9] “Advanced Reactor Study”, MHB Technical Associates, Consulenti dell’Energia, rilasciato dall’Union of Concerned Scientist, luglio 1980;

[10] David Lochbaum, testimonianza sul nucleare davanti alla Clean Air, Wetlands, Private Property e Nuclear Safety Subcommittee of the United States Senate Committee in Environment and Pubblic Works, 8 maggio 2001;

[11] John Deutch, et al., The Future of Nuclear Power: An Interdisciplinary MIT Study, pag.38, Cambridge, MA, Massachussets Institute of Technology, 2003;

[12] “NRDC’s Perspective on Nuclear Power”, Natural Resources Defense Council, Issue Paper, Giugno 2005;

da Helen Culdicott
IL NUCLEARE NON E’ LA RISPOSTA

 Altri post possono essere consultati nella sezione: NUCLEARE

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1 commento

  1. […] gli stessi che hanno tentato di costruire le centrali nucleari e impossessarsi dei beni pubblici. E costoro hanno ben capito cosa comporta un popolo che […]


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