Reattore nucleare a fissione: differenze tra le versioni

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{{F|energia nucleare|aprile 2022}}[[ImmagineFile:TrigaReactorCore.jpeg|thumb|300pxupright=1.4|Nocciolo di un reattore a fissione nucleare nel quale si intravede la luce bluastra caratteristica dell'[[effetto Čerenkov]].]]

In [[ingegneria nucleare]] un '''reattore a fissione nucleare''' è un tipo di [[reattore nucleare]] in grado di gestire una reazione di [[fissione nucleare]] a [[reazione a catena|catena]] in maniera controllata<ref>{{en}} [http://goldbook.iupac.org/N04239.html IUPAC Gold Book, "nuclear reactor"]</ref> (diversamente da quanto accade per un [[bomba atomica|ordigno nucleare]]) a partire da [[materiale fissile]], al fine di produrre [[energia elettrica]] grazie al calore rilasciato durante la fissione. Questo è ciò che avviene nelle [[Centrale nucleare|centrali nucleari]], che possono contenere più reattori nucleari nello stesso sito.

Un '''reattore nucleare a fissione''' è un sistema complesso in grado di gestire una reazione a catena in modo controllato e utilizzato come componente base nelle [[Centrale nucleare|centrali nucleari]] che possono contenere più reattori nucleari nella stessa struttura. Esistono reattori nucleari per la ricerca, nei quali l'energia prodotta è trascurabile e reattori di potenza, utilizzati dalle centrali nucleari nei quali l'[[energia termica]] prodotta sotto forma di [[vapore acqueo]] viene convertita in [[energia elettrica]] attraverso [[Turbina|turbine]]. Allo stato attuale tutti i reattori nucleari si basano sul processo di [[fissione nucleare]] sebbene vi siano importanti studi su reattori a [[fusione nucleare]] che in futuro dovrebbero sostituire o affiancare gli attuali reattori a fissione.

Esistono reattori a fissione a scopo di ricerca, in cui la potenza termica è troppo bassa per giustificare lo sfruttamento attraverso un [[ciclo termodinamico]] per la [[produzione di energia elettrica|produzione elettrica]], e reattori di potenza, utilizzati dalle centrali nucleari, in cui l'[[energia termica]] prodotta dal reattore viene usata ad esempio per vaporizzare l'[[acqua]], la cui energia termofluidodinamica viene convertita prima in [[energia meccanica]] attraverso l'uso di [[Turbina a vapore saturo|turbine a vapore saturo]] ([[ciclo Rankine]]) e infine in [[energia elettrica]] dagli [[alternatore|alternatori]]. Sono stati sperimentati e prospettati per alcuni impieghi futuri anche altri cicli termodinamici tra cui il [[ciclo Brayton]].

==Storia==

Volendo essere precisi, il primo (anzi, i primi - pare fossero 15) reattori nucleari a fissione divennero critici (vedi sotto) circa 1,7 miliardi di anni fa. In [[Gabon]], nelle miniere di Oklo, sono stati trovati minerali di [[uranio]] con concentrazione anormalmente bassa di [[Uranio|U]]²³⁵; il fenomeno è stato spiegato, grazie anche al ritrovamento di altri prodotti di decadimento, con la formazione naturale di concentrazioni di U²³⁵ superiori (1,7 miliardi di anni fa) al 3 %, e disposte in modo da costituire [[massa critica (fisica)|massa critica]]. Oggi, per fortuna o purtroppo, questo non è più possibile a causa del decadimento dell'U²³⁵, la cui concentrazione è ormai ovunque molto più bassa, attorno allo 0,7 %.

Si tratta storicamente del primo tipo di reattore nucleare ideato e realizzato e della prima forma di applicazione a scopi civili dell'[[energia nucleare]]. Allo stato attuale tutti i reattori nucleari commerciali si basano sul processo di [[fissione nucleare]], mentre quelli a [[reattore nucleare a fusione|fusione]] sono ancora nella fase di studio.

Il primo '''reattore nucleare''' di costruzione umana di cui si ha notizia è quello realizzato dall'équipe di [[Enrico Fermi]] a [[Chicago]], nel reattore CP-1 (''Chicago Pile 1''), che ottenne la prima [[Effetto valanga|reazione a catena]] controllata ed autosostenuta il [[2 dicembre]] [[1942]]. Quasi contemporaneamente venivano allestiti ad Oak Ridge altri due reattori, l'X-10 (critico nel 1943) ed il MetLab (critico nel 1944), ambedue finalizzati alla produzione di [[plutonio]], il primo come unità pilota ed il secondo per la produzione in grande scala.

Nel dicembre 1954 il reattore di [[Obninsk]], [[Unione Sovietica|URSS]] divenne critico, e fu il primo reattore nucleare per uso civile; esso produceva solo 5 [[Watt|MW]] elettrici, ma fu comunque un precursore. Come i successori della filiera sovietica, era un reattore del tipo [[gas]]-[[grafite]], in cui il raffreddamento del nucleo veniva assicurato da [[anidride carbonica]], e il contenimento dello stesso da blocchi di grafite, ottimo conduttore del calore oltre che efficace moderatore del flusso [[Neutrone|neutronico]].

Nel 1954 il reattore BORAX (Borax-I) divenne critico, ma questo, non avendo turbine, non produceva energia elettrica. Dopo l'aggiunta delle turbine (e il cambio di nome a Borax-II), nel 1955 questo iniziò a produrre commercialmente energia elettrica, fornendo la cittadina che lo ospitava (Arco, [[Idaho]], [[Stati Uniti d'America|USA]]), se pure in piccola quantità (6,4 MW). Borax, a differenza del predecessore Obninsk-1 e del successore Calder Hall, era di tipo BWR (''Boiling Water Reactor'', o reattore ad [[acqua]] bollente, in cui il fluido di raffreddamento è [[acqua leggera]]).

Nel 1956, infine, parte il primo reattore commerciale di grande potenza, e quindi economicamente significativo, quello di Calder Hall, in Cumbria, [[Regno Unito]] (50 MW), sempre del tipo gas-grafite. In Italia, la prima centrale (sempre del tipo gas-grafite GEC-Magnox, acquistata dall'Inghilterra) fu quella di [[Latina]], critica il [[27 dicembre]] [[1962]] e che produceva 210 MW, seguita da quella del Garigliano, del tipo BWR General Electric, da 160 MW e da quella di [[Trino|Trino Vercellese]], del tipo PWR Westinghouse, da 270 MW.

<br/>L'[[IAEA]] elenca oggi 443 reattori nucleari a fissione in attivita' destinati alla produzione di energia.

== Storia ==

==Descrizione sommaria di un reattore di potenza==

{{Vedi anche|Storia dell'energia nucleare}}

[[Immagine:Reattore_nucleare.png|thumb|right|300px|Figura 1: Schema di un reattore nucleare]]

Oltre ai reattori nucleari costruiti dall'uomo, sono stati scoperti anche casi di generazione spontanea di attività nucleare in natura con un'autentica fissione autosostenuta. I primi 17 [[reattore a fissione nucleare naturale|reattori a fissione nucleare naturale]] conosciuti divennero critici (cioè "accesi"), circa 1,7 miliardi di anni fa.<ref>Alex P. Meshik, ''The Workings of an Ancient Nuclear Reactor'', in ''Scientific American'', vol. 293, n. 5, novembre 2005, pp. 83-91.</ref> Nelle 3 miniere di [[Oklo]] in Gabon<ref>[http://www.ocrwm.doe.gov/factsheets/doeymp0010.shtml Oklo: Natural Nuclear Reactors - Fact Sheet] {{webarchive|url=https://web.archive.org/web/20090825013752/http://www.ocrwm.doe.gov/factsheets/doeymp0010.shtml |data=25 agosto 2009 }}</ref> furono trovati minerali di [[uranio]] con una concentrazione anormalmente bassa di ²³⁵[[Uranio|U]]; il fenomeno è stato spiegato, anche grazie al ritrovamento di prodotti di fissione, con la presenza naturale di concentrazioni di ²³⁵U intorno al 3%, disposte in modo da costituire una [[massa critica (fisica)|massa critica]] e con la presenza di acqua liquida. Oggi questo non è più possibile a causa del più veloce decadimento dell'²³⁵U rispetto all'²³⁸U, la cui concentrazione è ormai ovunque molto più bassa, attorno allo 0,7%.

Qualunque sia il modello di reattore, esso ha alcune parti componenti fondamentali, come illustrato in figura 1.

La sorgente di energia è il ''nucleo di combustibile'', composto da materiale fissile (tipicamente una miscela di ²³⁵U e ²³⁸U) che, emettendo neutroni e subendo la fissione ad opera degli stessi, emette energia sotto forma di calore. Questo calore è asportato da un ''fluido diatermico'' (gassoso o liquido, o che subisce un cambio di fase nel processo) che lo trasporta ad un ''utilizzatore'', quasi sempre una turbina.

Un ''moderatore'', solitamente grafite o acqua, rallenta i neutroni in modo da consentire la gestione del flusso degli stessi a mezzo delle ''barre di controllo'', che sono barre metalliche atte ad assorbire neutroni, ovviamente senza emetterne a loro volta.

Il nucleo quindi emette in continuazione una certa quantità (fissa) di neutroni, e quando i sistemi di controllo (le barre) sono sollevate (almeno parzialmente), la quantità statistica di neutroni che colpiscono un atomo di ²³⁵U è pari alla quantità di neutroni prodotti dallo stesso: questo è il cosiddetto '''punto di criticità''' del reattore. Al di sopra di questo punto il reattore si dice ''critico'' e produce più energia di quanta non ne consumi.

Storicamente invece, il primo reattore nucleare di costruzione umana fu quello sperimentale-dimostrativo realizzato dall'équipe di [[Enrico Fermi]] a [[Chicago]], chiamato reattore CP-1 (''[[Chicago Pile-1]]''), con il quale il 2 dicembre 1942 si ottenne la prima [[Effetto valanga|reazione a catena]] controllata e autosostenuta. Quasi contemporaneamente venivano allestiti a [[Oak Ridge (Tennessee)|Oak Ridge]] l'impianto pilota l'X-10 (critico nel 1943) nell'ambito del laboratorio MetLab, e a [[Hanford Site|Hanford]] il B-reactor (critico nel settembre 1944), ambedue finalizzati alla produzione di [[plutonio]], il primo come unità pilota e il secondo per la produzione in grande scala.

==Tipi di reattore==

Oggi sono conosciuti vari tipi di reattore nucleare, generalmente classificati in base al tipo di combustibile utilizzato ed al sistema di raffreddamento/generazione vapore.

I primi modelli, come si è visto, a partire dal CP-1, erano del tipo gas-grafite, poi commercialmente sviluppato in varie versioni tra cui le principali sono Magnox (''Magnesium Uranium Oxide'') (GEC) e RBMK. Ambedue usavano (in realtà vi sono parecchi reattori RBMK tuttora in uso, e qualche Magnox nella versione ''Advanced Gas Cooler Reactor'') uranio arricchito come combustibile.

Nel dicembre 1954 il reattore di [[Obninsk]] in [[Unione Sovietica|URSS]] divenne critico e fu il primo reattore nucleare per uso civile; esso produceva solo 5 [[Watt|MW]] elettrici, ma fu comunque un precursore. Come i successori della filiera sovietica, era un reattore del tipo [[acqua]]-[[grafite]] in cui il raffreddamento del nocciolo veniva assicurato da [[acqua leggera]] e la moderazione dei neutroni da blocchi di grafite, ottimo conduttore del calore oltre che efficace moderatore del flusso [[Neutrone|neutronico]].

Il grande vantaggio dei modelli a gas sta nella possibilità di utilizzare fluidi inerti come fluido diatermico, evitando così i problemi di corrosione propri dell'acqua ad alta temperatura (che inoltre, quando irradiata, si scinde parzialmente nei componenti, generando ossigeno libero che aggrava ulteriormente i problemi di corrosione). Il problema maggiore, viceversa, sta nel relativo basso coefficiente di scambio del gas, e nell'impossibilità di ottenere un'attenuazione della reazione mediante il fluido stesso, obbligando quindi all'utilizzazione di costose (e instabili, a temperature elevate) strutture in grafite.

Nel 1954 il reattore BORAX (Borax-I) divenne critico, ma non avendo turbine non produceva energia elettrica. Dopo l'aggiunta delle turbine e il cambio di nome a Borax-II nel 1955 questo incominciò a produrre commercialmente energia elettrica, fornendo la cittadina che lo ospitava ([[Arco (Idaho)|Arco]], [[Idaho]], [[Stati Uniti d'America|USA]]), se pure in piccola quantità (6,4&nbsp;MW). Borax, a differenza del predecessore Obninsk-1 e del successore Calder Hall, era di tipo BWR (''Boiling Water Reactor'', o reattore ad acqua leggera bollente) in cui il [[fluido refrigerante|fluido di raffreddamento]] è acqua leggera in cambiamento di fase. Infine nel 1956 partì il primo reattore commerciale di grande potenza (50&nbsp;MW), quindi economicamente significativo, quello di Calder Hall in Cumbria, [[Regno Unito]], del tipo gas-grafite.

Si sono quindi affermati i modelli raffreddati (e moderati) ad acqua, che sostanzialmente sono delle [[caldaia|caldaie]] in cui il ''focolare'' è sostituito dalle barre di combustibile. Di questi esistono due modelli, o ''filiere'': quelli in cui la vaporizzazione dell'acqua avviene a contatto delle barre di combustibile, o comunque nello stesso recipiente che le contiene, detti di tipo BWR (''Boiling Water Reactor'' - si vedano anche sopra i dati del Borax), che quindi inviano in turbina un vapore più o meno debolmente radioattivo, e quelli che utilizzano un circuito intermedio, per cui un fluido diatermico (di solito ancora acqua) entra a contatto del combustibile, si scalda e, senza cambiare di fase, circola in uno scambiatore esterno in cui cede calore ad altra acqua, che stavolta vaporizza e genera energia in turbina. Sono detti PWR (''Pressurized Water Reactor''). Evidentemente, il vapore che arriva in turbina qui non è più attivo.

In Italia il primo reattore nucleare chiamato [[Avogadro RS-1]] fu costruito a [[Saluggia]] nel 1959 da un gruppo di aziende private di cui la [[Fiat]] era capofila e comprendente anche la Montecatini; era un reattore di ricerca di tipo a piscina, fu utilizzato principalmente per scopi sperimentali e non venne mai connesso alla rete elettrica nazionale, il suo funzionamento venne arrestato nel 1971 e quindi trasformato in deposito per elementi di combustibile nucleare irraggiato<ref>[http://www.arpa.piemonte.it/index.php?module=ContentExpress&func=display&ceid=647 Comprensorio Nucleare di Saluggia (Vercelli)] {{webarchive|url=https://web.archive.org/web/20110221143807/http://www.arpa.piemonte.it/index.php?module=ContentExpress&func=display&ceid=647 |data=21 febbraio 2011 }}</ref>

Vi sono stati tentativi di utilizzare combustibili poveri (ossia uranio non arricchito), e sono stati proposti due modelli di reattore assai simili, e studiati in parte in collaborazione: il [[CiReNe]] (''CISE Reattore a Nebbia''), sviluppato originariamente dal Centro Italiano Studi Esperienze dell'[[ENEL]], ed il CanDU (''Canada Deuterium Uranium'') sviluppato dall'Atomic Energy Commission Canadese. Questi reattori, per ovviare alla relativamente bassa produzione di neutroni dovuta ad un tenore ridotto di ²³⁵U, utilizzano come fluido diatermico [[acqua pesante]], che ha una bassissima sezione d'urto (ossia probabilità) di cattura dei neutroni. La differenza tra i due sta nel circuito di raffreddamento, ad acqua bollente per il CiReNe (da cui il nome di reattore a nebbia), che lo qualifica come BHWR (''Boiling Heavy Water Reactor''), e ad acqua pressurizzata per il [[CanDU]], che lo qualifica come PHWR (''Pressurized Heavy Water Reactor'').

La prima centrale Italiana per la produzione di elettricità (sempre del tipo gas-grafite GEC-Magnox, acquistata dall'Inghilterra) fu quella di [[Latina]], critica il 27 dicembre 1962 e che produceva 153&nbsp;MWe (megawatt elettrici), seguita da quella del [[Garigliano]] (1963), del tipo [[Reattore nucleare ad acqua bollente|BWR]] General Electric a [[ciclo duale]], da 150&nbsp;MW_e e da quella di [[Trino|Trino Vercellese]] (1964), del tipo [[Reattore nucleare ad acqua pressurizzata|PWR]] Westinghouse, da 260&nbsp;MW_e.<ref>Dati IAEA [https://www.iaea.org/programmes/a2/].</ref><br />L'[[IAEA]] al 31 dicembre 2009 elencava nel mondo 443 reattori nucleari a fissione in attività e 56 in costruzione destinati alla produzione di energia, soprattutto in oriente (Cina, India, Russia, Korea), mentre altri 142 sono pianificati e 327 proposti.<ref>{{en}} [https://www.iaea.org/cgi-bin/db.page.pl/pris.oprconst.htm I reattori operativi al mondo]</ref><ref>{{en}}http://www.world-nuclear.org/info/reactors.html {{Webarchive|url=https://web.archive.org/web/20120114011707/http://www.world-nuclear.org/info/reactors.html |data=14 gennaio 2012 }}</ref>

La relativa complessità del processo di arricchimento dell'uranio ha fatto riprendere il progetto, originariamente destinato ad usi militari, dei reattori ''autofertilizzanti'' o FBR (''Fast Breeder Reactor''). Questi (come sopra detto, tra i primi ad essere realizzati, con il progetto MatLab collaterale al [[Progetto Manhattan]]) producono di fatto più combustibile di quello che usano essi stessi, sfruttando la reazione

²³⁸U + n ----> ²³⁹U - e^- ---> ²³⁹Np - e^- ---> ²³⁹Pu</br>

che è un materiale fissile utilizzabile nel reattore.

Questi reattori sono detti veloci in quanto non hanno moderatore - vi è interesse ad aumentare quanto più possibile la produzione di neutroni per produrre più ²³⁹Pu. A tale scopo utilizzano come mezzo di raffreddamento metallo liquido, solitamente [[sodio]], che ha il vantaggio di essere liquido a pressione atmosferica fino a oltre 800 °C, e quindi non richiede complessi sistemi di pressurizzazione. A parte questo, il circuito è simile a quello di un reattore PWR. Una particolarità sono gli elementi di combustibile, che utilizzano ²³⁵U ad alta concentrazione (15 % e più) o ²³⁹Pu, e sono avvolti in ²³⁸U appunto per produrre il nuovo combustibile.

== Descrizione ==

Tra i primi reattori realizzati vi fu l'italiano PEC (''Prova Elementi Combustibile''), che era funzionale al progetto Franco-Italo-Tedesco del Phénix, sfociato poi nella realizzazione del reattore NERD [[Superphénix]] di Creys-Malville.

[[File:Reattore nucleare.png|thumb|upright=1.4|Schema di un reattore nucleare.]]

Fondamentalmente a livello logico-funzionale un reattore nucleare non è altro che una tecnologia ideata e sviluppata per sfruttare, a fini energetici, la reazione di [[fissione nucleare]] da parte di un [[combustibile nucleare]] in maniera controllata, garantendo cioè determinati livelli o standard di sicurezza.

La sorgente di energia del reattore è dunque il ''combustibile'' presente nel ''nocciolo'' o nucleo del reattore, composto da materiale fissile (tipicamente una miscela di ²³⁵U e ²³⁸U, [[arricchimento dell'uranio|arricchita]] fino al 5% in ²³⁵U). È poi possibile utilizzare il combustibile [[Mixed oxide fuel|MOX]] che è una miscela di ossidi di [[uranio]] e [[plutonio]], oppure uranio naturale. Per il secondo combustibile si devono operare modifiche nel reattore, mentre per l'uranio naturale si devono utilizzare reattori che utilizzano come moderatore [[acqua pesante]] o [[grafite]].

Vanno citati, tra i reattori di potenza, quelli utilizzati per la trazione. Le necessità, in questo caso, sono quelle di leggerezza e ottimo contenimento delle radiazioni: a tale scopo, la filiera PWR è generalmente usata, in quanto permette di tenere turbine e generatori in zona sicura, essendo il fluido esente da radiazioni. In realtà il circuito primario è stato realizzato anche con fluidi diversi, come nel reattore italiano R.O.S.P.O. (''Reattore Organico Sperimentale Potenza Zero''), realizzato come prototipo per la futura (e mai realizzata) nave Enrico Fermi a propulsione nucleare, in cui venivano utilizzati prodotti organici cerosi, simili ai comuni oli diatermici - sempre allo scopo di ridurre le dimensioni. Malgrado i molti progetti (la nave tedesca Otto Hahn, quella americana Savannah, e altre sono state effettivamente realizzate, ma senza grande successo), la propulsione nucleare è oggi usata solo nei [[sottomarino nucleare|sottomarini militari]] (e alcuni di ricerca), nelle grandi [[portaerei]] e nei [[rompighiaccio]] russi della classe Lenin.

Per rallentare i [[neutroni]] e [[neutrone termico|termalizzarli]], cioè rallentarli fino a un'energia cinetica inferiore all'[[elettronvolt|eV]] e aumentare così la probabilità di fissionare il combustibile, secondo la fisica stessa della reazione, è necessario utilizzare un [[moderatore (fisica)|moderatore]].

===Reattori Magnox===

[[Immagine:Magnox.png|frame|left|Figura 2: Schema di un reattore Magnox]]

Il Magnox è stato il primo reattore nucleare di potenza elevata connesso ad una rete elettrica. Di concezione inglese, il primo esemplare è diventato critico ed è stato allacciato alla rete nel 1956, e disconnesso definitivamente nel 2003. Con riferimento alla figura 2, il funzionamento di questo tipo di reattore è il seguente :

La fissione del nucleo del combustibile genera energia, principalmente sotto forma di [[energia cinetica]] dei frammenti della fissione e di [[raggi gamma]]. I frammenti di fissione rallentando nel combustibile generano calore che viene asportato da un [[fluido refrigerante]] termovettore (gassoso o liquido, o che subisce un cambio di fase nel processo) che lo trasporta a un ''utilizzatore'', direttamente o indirettamente per mezzo di [[generatore di vapore|generatori di vapore]], quasi sempre un gruppo turbo-alternatore per la produzione di [[energia elettrica]] nella parte [[centrale termoelettrica|termoelettrica]] della [[centrale nucleare]]. Il termovettore refrigerante può anche essere il moderatore stesso, come avviene nel caso dei reattori ad acqua leggera.

In un blocco di moderatore (grafite) '''M''' vengono introdotte le barre di combustibile '''C''', sostanzialmente pastiglie di ossido di uranio parzialmente arricchito contenute in un involucro in fusione di magnesio. Nello stesso corpo sono alloggiate le barre di controllo '''D''' usate per modulare l'emissione di neutroni.

Attraverso il nucleo, costituito appunto da moderatore e barre, passa un flusso di gas ([[anidride carbonica]]), mosso dai circolatori '''V'''; questo gas si riscalda e viene in seguito convogliato a contatto dei tubi della [[caldaia]] '''B''', in cui circola acqua grazie alla pompa '''P'''; l'acqua vaporizza e passa in una [[turbina a vapore]] '''T''' cui è connesso un generatore elettrico convenzionale '''G''' che produce elettricità. La turbina '''T''' è del tipo a condensazione, e questa avviene nel condensatore '''K''', che quindi restituisce acqua al sistema, in circuito chiuso. La parte ''calda'' del reattore è contenuta in uno ''schermo biologico'' '''S''', in pratica un muro di [[calcestruzzo]] armato di forte spessore, rivestito internamente di acciaio.

Gli ultimi Magnox sono stati installati negli anni '70, nella versione aggiornata AGCR (''Advanced Gas Cooled Reactor''), non molto diversa dalla configurazione base. Diversi reattori di questo tipo sono tuttora in funzione in varie parti del mondo; il reattore Magnox è considerato però superato come in genere tutti i modelli moderati a grafite e raffreddati a gas.

Il reattore raggiunge la cosiddetta condizione di ''criticità'' ovvero possiede una [[massa critica (fisica)|massa critica]] tale che la reazione di fissione a catena possa sostenersi stabilmente in maniera autonoma.

===Reattori RBMK===

Vedi '''[[Reattore nucleare RBMK]]'''

Il reattore dispone anche delle cosiddette [[barre di moderazione|barre di controllo]] cioè barre metalliche (in genere leghe di [[argento]], [[cadmio]] e [[indio]] o carburi di [[boro]]) atte ad assorbire i neutroni in eccesso liberati dalla reazione che a loro volta alimentano; possono essere inserite nel nocciolo e servono a modulare in funzione della potenza energetica da generare, a tenere sotto controllo ed eventualmente arrestare la reazione a catena di fissione in caso di criticità. Questo evita ad esempio che la reazione diventi incontrollata con la liberazione di enormi quantitativi di energia che possano condurre alla cosiddetta ''fusione del nocciolo'' (parziale o totale) per temperature elevatissime, al successivo cedimento dei vari strati di contenimento del reattore incapaci di resistere meccanicamente a questi livelli di temperatura con dispersione nell'ambiente del materiale [[radioattività|radioattivo]], e/o alla produzione di gas esplosivi come l'[[idrogeno]] con conseguente possibile esplosione del reattore stesso e gravissime conseguenze sulla sicurezza pubblica per diffusione diretta di grandi quantità di materiale altamente radioattivo e livelli di radiazione altrettanto nocivi (si veda [[incidente nucleare]]).

===Reattori BWR===

[[Immagine:BWR1.png|frame|right|Figura 3: Schema di un reattore BWR]]

BWR, come detto, definisce i reattori ad acqua bollente, in quanto acronimo di ''Boiling Water Reactor''. Più sopra si è parlato dei reattori Borax-I, Borax-II e Borax-III, dei quali la versione II è stata la prima a produrre commercialmente energia elettrica negli [[Stati Uniti d'America|Stati Uniti]]. Il Borax, che era di fatto un reattore sperimentale, è stato smantellato anni fa. Tuttavia la filiera BWR è col tempo divenuta la più popolare, soprattutto per la relativa semplicità dell'impianto, rispetto alla principale concorrente, la filiera PWR (vedi sotto). Con riferimento alla figura 3, il funzionamento di questo tipo di reattore è il seguente :

Spesso anche a reattore arrestato deve continuare l'afflusso del fluido termovettore refrigerante per abbassare la temperatura del reattore e continuare a dissipare il calore residuo prodotto dalla [[radioattività]] del materiale combustibile evitando ancora una volta i problemi di surriscaldamento sopracitati.

Le barre di combustibile '''C''', anche qui in forma di pastiglie di [[ossido di uranio]] parzialmente arricchito, che però sono in contenitori di metalli speciali (elementi combustibile), sono immerse nel moderatore '''M''', acqua, che funge anche da fluido diatermico. Nella stessa acqua sono alloggiate le barre di controllo '''D''' usate per modulare l'emissione di neutroni. L'acqua è contenuta in un recipiente in pressione '''V'''. L'acqua è fatta circolare da una pompa '''P''', e a contatto del nucleo caldo asporta calore, per poi vaporizzare nella parte superiore del recipiente, così da riprodurre all'incirca la funzione del corpo cilindrico di una [[caldaia]]. Il vapore così generato, a pressione relativamente bassa (80 bar nella centrale di Caorso), passa nella turbina '''T''' accoppiata ad un generatore '''G''' che produce elettricità da immettere in rete. Come in tutti gli altri reattori, le [[turbina a vapore|turbine]] sono del tipo a condensazione, e quindi esiste un condensatore '''K''' dove il vapore viene condensato mediante acqua di raffreddamento, fornendo così l'acqua da riciclare. È evidente il rischio legato ad una rottura del condensatore, che metterebbe in contatto l'acqua che circola nel reattore (e, quindi, rischia di essere contaminata) con l'ambiente esterno da cui è ottenuta l'acqua di refrigerazione. Lo schermo biologico non è mostrato in figura, ma è evidentemente esterno alla caldaia '''V'''.

A ogni modo nello specifico ogni tipo di reattore possiede, in base alla sua [[progettazione]] e realizzazione, le sue caratteristiche in termini di sicurezza (tipicamente un reattore possiede uno o più strati esterni di contenimento), costi ed efficienza.

Questa figura fa riferimento ad un impianto della prima metà degli anni '60, successivamente le barre di controllo furono introdotte dal basso (in modo che si trovassero nella zona dove la reazione era moderata dall'acqua, e quindi dove il loro effetto era massimo), mentre l'acqua veniva fatta ricircolare entro il nocciolo del reattore per evitare vaporizzazioni a contatto con gli elementi combustibili. Questa era la struttura generale della centrale di Caorso e delle incompiute centrali di Montalto di Castro.

Il consumo progressivo del combustibile nucleare nel nocciolo comporta la formazione di materiale di scarto detto anche residuo o prodotto di fissione non più utile alla fissione stessa e a sua volta radioattivo (le ben note [[scorie nucleari]]) e che quindi deve essere in qualche modo periodicamente rimosso dal reattore e successivamente custodito per migliaia di anni.

I reattori BWR sono oggi i più comuni; in Italia sia la centrale di [[Caorso]] (820 MW) che quelle mai terminate di [[Montalto di Castro]] (1000 MW) erano di questo tipo, in particolare con tecnologia General Electric.

== Classificazione ==

===Reattori PWR===

Il "Power Reactor Information System" (PRIS) e l{{'}}"Advanced Reactors Information System" (ARIS), dell'[[Agenzia internazionale per l'energia atomica]] (AIEA/IAEA), classificano i reattori nucleari di potenza in diversi tipi ("type") e modelli ("model"), riportati nelle tabelle seguenti:

[[Immagine:PWR1.png|frame|left|Figura 4: Schema di un reattore PWR]]

I reattori PWR sono stati realizzati dopo i BWR, soprattutto allo scopo di ridurre la quantità di acqua radioattiva in circolazione, e ancor di più per evitare l'uso di vapore d'acqua contaminato. A tale scopo l'acqua di raffreddamento del nucleo, usata come al solito come moderatore, viene tenuta a pressioni alte, in modo da poter raggiungere temperature elevate senza cambiamento di stato.

Questo, che è da una parte il vantaggio maggiore dei reattori PWR, ne è anche il limite: la [[temperatura critica]] dell'acqua è pari a 374.13 °C, e quindi il circuito primario può funzionare a temperature massime dell'ordine dei 300 °C; ciò limita nella pratica la produzione di vapore nel circuito secondario a pressioni dell'ordine dei 30-40 [[bar]], riducendo quindi il rendimento elettrico dei reattori. D'altra parte, l'acqua a contatto del nucleo è a pressione più alta di quella di un reattore BWR, e quindi più incline a decomporsi in H⁺ e O^{- -}, con conseguenti problemi di corrosione.

{|class="wikitable"

Con riferimento alla figura 4, il funzionamento di un reattore PWR è :

|+Classificazione dei reattori secondo il PRIS (2018)<ref>{{cita web |lingua=en |url=https://www.iaea.org/PRIS/WorldStatistics/OperationalReactorsByType.aspx |titolo=AIEA: Nuclear Power Reactors by type |cid=PRIS }}</ref><ref>{{cita pubblicazione |lingua=en |autore=[[AIEA]] |url=http://www-pub.iaea.org/books/IAEABooks/13379/Nuclear-Power-Reactors-in-the-World |titolo=Nuclear Power Reactors in the World |data=2018 |ISBN=978-92-0-101418-4 |cid=IAEA }}

</ref>

!colspan="2"| Tipi !!rowspan="2"| Modelli !!colspan="3"| Reattori

|-

! Sigla !! Nome completo !! Operativi || Costruzione || Spenti

|-

| [[Reattore nucleare BWR|BWR]] || Boiling Light-Water Cooled and Moderated Reactor || AA-III BWR-25, [[Reattore nucleare avanzato ad acqua bollente|ABWR]], BWR-1, BWR-2, BWR-3, BWR-4, BWR-5, BWR-72, ESBWR || 75 || 4 || 40

|-

| [[Reattore nucleare FBR|FBR]] || Fast Breeder Reactor || [[Reattore nucleare BN|BN]]-20/-350/-600/-800/-1200, Liquid Metal FBR, Na-1200, PH-250, prototype || 3 || 1 || 8

|-

| [[Reattore nucleare GCR|GCR]] || Gas Cooled, Graphite Moderated Reactor || [[Reattore nucleare AGR|AGR]], [[Reattore nucleare Magnox|MAGNOX]], [[Reattore nucleare UNGG|UNGG]] || 14 || {{sp}} || 38

|-

| [[Reattore nucleare HTGR|HTGR]] || High Temperature Gas Cooled Reactor || HTR-PM, Pebble bed reactor prototype, [[Reattore nucleare modulare pebble bed|Pebble bed reactor]] || {{sp}} || 1 || 4

|-

| [[Reattore nucleare HWGCR|HWGCR]] || Heavy-Water Moderated, Gas Cooled Reactor || HWGCR: 2-loops, KS 150, MONTS-D'ARREE, pressure tube reactor || {{sp}} || {{sp}} || 4

|-

| [[Reattore nucleare HWLWR|HWLWR]] || Heavy-Water Moderated, Boiling Light-Water Cooled Reactor || ATR, HW BLWR 250 || {{sp}} || {{sp}} || 2

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| [[Reattore nucleare LWGR|LWGR]] || Light-Water Cooled, Graphite Moderated Reactor || [[Reattore nucleare AM-1|AM-1]], [[Reattore nucleare AMB|AMB-100/-200]], [[Reattore nucleare EGP-6|EGP-6]], [[Reattore nucleare RBMK|RBMK-1000/-1500]] || 15 || {{sp}} || 9

|-

| [[Reattore nucleare PHWR|PHWR]] || Pressurized Heavy-Water Moderated and Cooled Reactor|| [[CANDU]], Horizontal Pressure Tube type, PHWR-700, PHWR KWU || 49 || 4 || 8

|-

| [[Reattore nucleare PWR|PWR]] || Pressurized Light-Water Moderated and Cooled Reactor || {{sp}} || 297 || 47 || 50

|-

| [[Reattore nucleare SGHWR|SGHWR]] || Steam Generating Heavy-Water Reactor || {{sp}} || {{sp}} || {{sp}} || 1

|-

| X || Other || LMGMR (SGR- Sodium cooled graphite moderated reactor), OCM (Organically Cooled and Moderated Reactor) || {{sp}} || {{sp}} || 2

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!colspan="3"| TOTALE || 453 || 57 || 166

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|}

{|class="wikitable"

Le barre di combustibile '''C''', anche qui in forma di pastiglie di [[ossido di uranio]] parzialmente arricchito, sono immerse nel moderatore '''M''', acqua, che funge anche da fluido diatermico. Nella stessa acqua sono alloggiate le barre di controllo '''D''' usate per modulare l'emissione di neutroni. L'acqua è contenuta in un serbatoio '''V'''. L'acqua è fatta circolare da una pompa '''P1''', e sottrae calore per contatto al nucleo caldo. Il circuito, detto ''circuito primario'' è mantenuto ad una pressione abbastanza elevata da poter raggiungere senza [[vaporizzazione]] temperature atte a consentire lo scambio termico nel circuito secondario.

|+Classificazione dei reattori secondo l{{'}}{{abbr|ARIS|Advanced Reactors Information System}}<ref>{{cita web |lingua=en |url=http://aris.iaea.org |titolo=AIEA: Nuclear Power Reactors by type |cid=ARIS }}</ref>

!colspan="2"| Tipi !!rowspan="2"| Modelli !!colspan="3"| Reattori

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! Sigla !! Nome completo !! Operativi || Costruzione || Progetto

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| [[Reattore nucleare BWR|BWR]] || Boiling Light-Water Cooled and Moderated Reactor || ABWR, ABWR-II, ESBWR, KERENA, RMWR || {{sp}} || {{sp}} || {{sp}}

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| [[Reattore nucleare GCR|GCR]] || Gas Cooled Graphite Moderated Reactor || [[Reattore nucleare VHTR|VHTR]] ([[Reattore nucleare di IV generazione|IV-Gen]]) || {{sp}} || {{sp}} || {{sp}}

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| [[Reattore nucleare GFR|GFR]] ([[Reattore nucleare di IV generazione|IV-Gen]]) || Gas Cooled Fast Reactor || {{sp}} || {{sp}} || {{sp}} || {{sp}}

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| [[Reattore nucleare HWR|HWR]] || Heavy-Water Reactor || {{sp}} || {{sp}} || {{sp}} || {{sp}}

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| [[Reattore nucleare iPWR|iPWR]] || Integral Pressurized Water Reactor || {{sp}} || {{sp}} || {{sp}} || {{sp}}

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| [[Reattore nucleare LFR|LFR]] ([[Reattore nucleare di IV generazione|IV-Gen]]) || Lead Cooled Fast Reactor || {{sp}} || {{sp}} || {{sp}} || {{sp}}

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| [[Reattore nucleare MSR|MSR]] ([[Reattore nucleare di IV generazione|IV-Gen]]) || Molten Salt Reactor || {{sp}} || {{sp}} || {{sp}} || {{sp}}

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| [[Reattore nucleare PWR|PWR]] || Pressurized Light-Water Moderated and Cooled Reactor || [[Reattore nucleare AP1000|AP1000]], APR-1400, [[Reattore nucleare EPR|EPR]], KLT-40S, [[Reattore nucleare VVER|VVER]] || {{sp}} || {{sp}} || {{sp}}

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| [[Reattore nucleare SCWR|SCWR]] ([[Reattore nucleare di IV generazione|IV-Gen]]) || Supercritical Water Cooled Reactor || {{sp}} || {{sp}} || {{sp}} || {{sp}}

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| [[Reattore nucleare SFR|SFR]] ([[Reattore nucleare di IV generazione|IV-Gen]]) || Sodium Cooled Fast Reactor || {{sp}} || {{sp}} || {{sp}} || {{sp}}

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== Reattori di I e II generazione ==

Il ''circuito secondario'', non radioattivo, è costituito da una caldaia '''B''' in cui viene fatta circolare acqua, anch'essa non attiva. Lo scambio senza contatto tra l'acqua del primario e quella del secondario genera vapore che, a pressione relativamente bassa, passa nella turbina '''T''' accoppiata ad un generatore '''G''' che produce elettricità da immettere in rete. La [[turbina a vapore|turbina]] è anche qui del tipo a condensazione, e il vapore passa al condensatore '''K''' dove viene condensato, fornendo così l'acqua da riciclare mediante la pompa '''P2'''.

===Descrizione e caratteristiche===

I reattori cosiddetti "provati" sono quelli di cui è stata verificata la stabilità operativa per usi civili commerciali. Oggi sono conosciuti vari tipi di reattore nucleare, generalmente classificati in base al tipo di combustibile utilizzato, al sistema di raffreddamento/generazione vapore e al tipo di moderatore. I primi modelli, a partire dal CP-1, erano del tipo gas-grafite, poi commercialmente sviluppato in varie versioni tra cui le principali sono i [[Reattore nucleare Magnox|reattori Magnox]] (''Magnesium Uranium Oxide'') (GEC) e RBMK. Ambedue usavano (in realtà vi sono parecchi reattori RBMK tuttora in uso, e qualche [[Reattore nucleare Magnox|Magnox]] nella versione ''Advanced Gas Cooled Reactor'') uranio arricchito come combustibile.

Il grande vantaggio dei modelli a gas è nella possibilità di utilizzare fluidi inerti come [[fluido refrigerante]], evitando così i problemi di corrosione propri dell'acqua ad alta temperatura (che inoltre, quando irradiata, si scinde parzialmente nei componenti, generando pericoloso [[idrogeno]] nonché ossigeno libero che aggrava ulteriormente i problemi di corrosione) e nella bassa densità del refrigerante che non assorbe quindi neutroni in maniera significativa. Il problema maggiore, viceversa, sta nel relativamente basso coefficiente di scambio termico del gas, e nell'impossibilità di ottenere la moderazione dei neutroni attraverso il fluido stesso, obbligando quindi all'utilizzazione di costose (e instabili, a temperature elevate) strutture in grafite o all'utilizzo dell'acqua.

Una variante allo schema classico PWR (Westinghouse) è il reattore WWER, progettato nell'allora [[URSS]], che ha uno schema analogo a quello di figura 4; si differenzia per taglie più grandi (fino a 1500 MW elettrici per singolo reattore) e pressioni di vapore maggiori (fino a 60 bar).

Si sono quindi affermati i modelli [[Reattore nucleare ad acqua leggera|raffreddati (e moderati) ad acqua leggera]], che sostanzialmente sono delle [[Generatore di vapore|caldaie]] in cui il ''focolare'' è sostituito dall'insieme degli elementi di combustibile. Di questi esistono due modelli, o ''filiere'': quelli in cui la vaporizzazione dell'acqua avviene a contatto degli elementi di combustibile, o comunque nello stesso recipiente che le contiene, detti di tipo BWR (''Boiling Water Reactor'' - si vedano anche sopra i dati del Borax), che quindi inviano in turbina un vapore più o meno debolmente radioattivo, e quelli che utilizzano un circuito intermedio, per cui un [[fluido refrigerante]] (di solito ancora acqua) entra a contatto del combustibile, si scalda e, senza cambiare di fase, circola in un generatore di vapore esterno in cui cede calore ad altra acqua, che stavolta vaporizza e genera energia elettrica nel gruppo turbina-alternatore. Sono detti PWR (''Pressurized Water Reactor''). Il vapore che arriva in turbina in condizioni di normale funzionamento non è più radioattivo.

Malgrado la maggiore sicurezza intrinseca dei reattori PWR, l'unico incidente grave avvenuto in reattori non moderati a grafite, quello della centrale di [[Three Mile Island]], ha avuto come protagonista un PWR, di tecnologia Babcock&Wilcox. L'incidente, comunque, non ha portato al rilascio di quantità significative di materiale radioattivo.

Vi sono stati tentativi di utilizzare combustibili meno costosi (ossia uranio non arricchito, normalmente presente in natura), e sono stati proposti due modelli di reattore simili, e studiati in parte in collaborazione: il [[Reattore nucleare CIRENE|CIRENE]] (''CISE Reattore a Nebbia''), sviluppato originariamente dal Centro Italiano Studi Esperienze dell'[[Enel]], e il CANDU (''Canada Deuterium Uranium'') sviluppato dall'Atomic Energy Commission Canadese. Questi reattori, per ovviare alla relativamente debole economia neutronica dovuta a un tenore ridotto di ²³⁵U, utilizzano come [[fluido refrigerante]] e moderatore [[acqua pesante]], che ha una bassissima sezione d'urto (ossia probabilità) di cattura dei neutroni. La differenza tra le due filiere sta nel circuito di raffreddamento, ad acqua bollente per il CIRENE (da cui il nome di reattore a nebbia), che lo qualifica come BHWR (''Boiling Heavy Water Reactor''), e ad acqua pressurizzata per il [[CANDU]], che lo qualifica come PHWR (''Pressurized Heavy Water Reactor''). La filiera CANDU ha avuto una sua affermazione commerciale soprattutto in [[Canada]] e in paesi potenzialmente interessati alle sue capacità plutonigene (India, Argentina) mentre il progetto [[CIRENE]] è stato sospeso prima della sua conclusione, a causa della moratoria nucleare italiana, durante la realizzazione dell'impianto prototipo a Latina.

In Italia è stata installata una sola centrale PWR, con tecnologia Westinghouse, a [[Trino|Trino Vercellese]]; anche questa è stata smantellata a seguito della decisione di ritirarsi dalla produzione elettrica per via nucleare. Comunque il [[Piano Energetico Nazionale]], sviluppato all'inizio degli anni '80, prevedeva come progetto unificato (PUN) di centrale nucleare un PWR da 1000 MW di produzione di energia elettrica (quindi con 4 circuiti vaporizzatori, invece dei 3 di Trino). L'unico sito selezionato per una delle nuovi centrali secondo il PUN fu Trino (4 unità), mentre non si è mai arrivati ad una selezione del sito delle altre 4 centrali che dovevano completare il Piano Energetico Nazionale.

Vanno citati, tra i reattori di potenza, quelli utilizzati per la trazione. Le necessità, in questo caso, sono quelle di leggerezza e ottimo contenimento delle radiazioni: a tale scopo la filiera PWR è generalmente usata, in quanto permette di tenere turbine e generatori in zona sicura, essendo il fluido esente da radiazioni. In realtà il circuito primario è stato realizzato anche con fluidi diversi, come nel reattore italiano R.O.S.P.O. (''Reattore Organico Sperimentale Potenza Zero''), realizzato come prototipo prima per il mai realizzato [[Classe Marconi (sottomarino)|sottomarino a propulsione nucleare Marconi]] e successivamente per l'altrettanto mai realizzata [[Enrico Fermi (nave)|nave a propulsione nucleare Enrico Fermi]], in cui venivano utilizzati prodotti organici cerosi, simili ai comuni oli diatermici - sempre allo scopo di ridurre le dimensioni. Malgrado i molti progetti (la nave tedesca Otto Hahn, quella americana Savannah, e altre sono state effettivamente realizzate, ma senza grande successo), la propulsione nucleare è oggi usata solo nei [[sottomarino nucleare|sottomarini militari]] (e alcuni di ricerca), nelle grandi [[portaerei]] e nei [[rompighiaccio nucleare|rompighiaccio nucleari]] russi. {{Senza fonte|Ultimamente poi è incominciata la costruzione di alcuni reattori di potenza installati su navi apposite, per fornire energie agli impianti di perforazione artici per l'estrazione di petrolio e gas.}}

===Reattori a metallo liquido===

In questo tipo di reattori il fluido diatermico a contatto con il reattore è un metallo, liquido per l'alta temperatura, anziché normale acqua. Questo conferisce a questa classe di reattori quattro grandi vantaggi:

*'''Migliore rendimento termodinamico''': grazie all'alta temperatura di ebollizione dei metalli, il fluido diatermico può trasportare alte temperature a pressioni molto basse (poche atmosfere), superando così il maggiore limite dei reattori PWR.

*'''Schermo biologico ridotto''': la maggiore densità dei metalli scherma parzialmente le radiazioni, rendendo necessario uno schermo biologico meno spesso.

*'''Capacità di bruciare scorie nucleari''': questi reattori non hanno moderatori che rallentano i neutroni, e sono fonti di neutroni veloci: tutti i nuclei pesanti nel combustibile vengono sottoposti a fissione. Questo significa che i residui di combustibile di un reattore a metallo liquido sono costituiti da elementi leggeri, molto radioattivi ma a vita breve, invece che da elementi pesanti a vita lunga e lunghissima, e il combustibile esaurito proveniente dai reattori ad acqua può ancora essere bruciato in un reattore a metallo liquido, dove produrrà altra energia liberandosi degli elementi pesanti a lunga vita media.

===Alcuni reattori di I e II generazione===

====Reattori a metalli leggeri====

In questi reattori il metallo usato come fluido diatermico è in genere [[sodio]] liquido: il più famoso di questi è il reattore francese [[Superphénix]].

==== Reattori raffreddatinucleari a metallogas (GCR) pesante====

{{vedi anche|Reattore nucleare a gas}}

I primi reattori di questo tipo vennero sviluppati negli anni '50 dai russi e una loro versione equipaggiava i temibili sottomarini d'attacco di [[Classe Alfa (sottomarino)|"Classe Alfa"]], piccole unità estremamente veloci e in grado di raggiungere profondità piuttosto elevate, che avevano bisogno di un reattore poco ingombrante. In realtà dopo un primo generale interessamento (sia da parte dell'industria statunitense che di quella sovietica) a questa tipologia di reattori per i vantaggi che presentavano in quanto reattori autofertili, in seguito i progetti per lo sviluppo di reattori a metallo pesante vennero progressivamente quasi del tutto abbandonati (data anche la buona disponibilità di uranio che favorì l'uso dei più semplici reattori non ferilizzanti), tanto che al giorno d'oggi non esistono reattori civili funzionanti di questa tipologia.

Sono moderati ad [[anidride carbonica]]-[[grafite]].

Negli ultimi anni, invece, essendo molto più sentite problematiche quali il trattamento delle scorie ad alta attività e della proliferazione bellica di armi nucleari connesse a problematiche terroristiche, questa tipologia è ritornata ad essere considerata molto promettente e ci sono vari progetti sperimentali appartenenti a questa tipologia che concorrono fra i possibili reattori di IV generazione. Questo grazie ad alcune loro caratteristiche peculiari di sicurezza intrinseca (sia dal punto di vista degli incidenti che della possibile sottrazione di materiale fissile) e di capacità di trattare come combustibile fissile buona parte delle scorie riducendone la pericolosità e la quantità.

I GCR, ormai in disuso, erano in grado di usare l'uranio naturale come combustibile, permettendo così ai paesi che li avevano sviluppati di produrre [[uranio arricchito]] per fabbricare [[plutonio]] e armi nucleari, senza dover dipendere dalle importazioni di altri paesi di cui, al tempo, gli unici fornitori erano solo Stati Uniti e Unione Sovietica. L'evoluzione inglese di questo tipo fu l'AGR, acronimo per ''advanced gas-cooled reactor'' (reattore avanzato raffreddato a gas) è un tipo di reattore nucleare sviluppato dalla [[Gran Bretagna]] di seconda generazione, basato sul disegno [[Reattore nucleare Magnox|Magnox]]. A differenza del [[Reattore nucleare Magnox|Magnox]], il gas termovettore viene tenuto a una temperatura più elevata per aumentarne l'efficienza termica. Di conseguenza come rivestimento del combustibile viene usato [[acciaio inossidabile]] per permetterne la resistenza alle alte temperature, il che comporta la necessità di usare [[uranio arricchito]] come combustibile, non più naturale, proprio a causa del fatto che l'acciaio ha una notevole capacità di assorbire neutroni.

In questi reattori si usa come refrigerante primario una lega [[eutettico|eutettica]] di [[piombo]] e [[bismuto]] (LBE) il cui punto di ebollizione è di 1750°C, cosa che permette al refrigerente di lavorare (mantendo la pressione atmosferica) a temperature piuttosto alte: fino a 600 K al di sotto del punto di ebollizione dello stesso; alle alte temperature oltre ad ottere una resa migliore sarebbe anche possibile produrre l'idrogeno, qualora in futuro fosse avviata l'[[economia dell'idrogeno]].

Con ciò si evitano anche i fattori di rischio presenti nei PWR che usano, invece, acqua ad alta pressione come refrigerante: infatti, evitando l'uso di un sistema pressurizzato si riducono rischi quali eventuali incidenti alle condotte con perdite esplosive di vapore o la possibile formazione di vapore che porta alla perdita del potere refrigerante oltre ad accrescere i problemi di corrosione delle strutture.

Un'altra grande attrattiva di questo tipo di reattore è che, grazie all'azione schermante del piombo, il nucleo non ha quasi bisogno di schermo biologico : inoltre il reattore non consuma fluido diatermico (nessun bisogno di "rabbocchi" di lega LBE) e alla fine della vita utile della centrale si può semplicemente lasciar congelare il piombo intorno al nucleo, sigillandolo e proteggendolo dalla corrosione.

==== Reattori nucleari ad acqua leggera (LWR) ====

Un altro vantaggio è che il combustibile nucleare è solubile nel piombo e tende a galleggiare sopra di esso: perciò anche in caso di fusione del nucleo (uno dei peggiori incidenti concepibili, verificatosi parzialmente a [[Three_Mile_Island]] nel 1979) il combustibile si scioglierebbe nella lega LBE diluendosi e la reazione a catena si interromperebbe. Ogni fuga di liquido diatermico dal contenitore, inoltre, si risolverebbe in una colata di materiale solidificato che non potrebbe disperdersi nell'ambiente.

{{vedi anche|Reattore nucleare ad acqua leggera}}

==== Filiera RBMK ====

{{vedi anche|Reattore nucleare RBMK}}

Sono reattori moderati ad [[acqua]]-[[grafite]].

Il moderatore è sia la grafite sia l'acqua, che fa anche da termovettore. Questa caratteristica dà al reattore un pericoloso [[coefficiente di vuoto]] positivo che genera forti escursioni di potenza, soprattutto alle basse potenze. La filiera è stata costruita solamente in paesi ex-[[URSS]]; l'[[Disastro di Černobyl'|incidente di Černobyl']] ha coinvolto un reattore di questo tipo.

==== Filiera BWR ====

{{vedi anche|Reattore nucleare ad acqua bollente}}

Sono reattori ad acqua bollente.

In questi reattori l'acqua nel vessel cambia stato ed è sia moderatore sia termovettore, passando da liquido a vapore, con un [[titolo (termodinamica)|titolo]] medio in uscita dal nocciolo del reattore di circa il 15%. Il vapore prodotto è inviato direttamente alla turbina per la generazione elettrica, questo consente di avere un [[rendimento termodinamico]] leggermente superiore rispetto alla filiera [[Reattore nucleare PWR|PWR]].

==== Filiera PWR ====

{{vedi anche|Reattore nucleare ad acqua pressurizzata}}

Sono reattori ad acqua in pressione.

In questi reattori l'acqua nel [[Recipiente in pressione|vessel]] viene mantenuta allo stato liquido aumentandone di molto la pressione. L'acqua è sia [[moderatore (fisica)|moderatore]] sia termovettore, per la generazione elettrica si passa però per degli scambiatori di calore, chiamati [[generatore di vapore|generatori di vapore]]. Essendoci quindi uno scambiatore termico fra la fonte di calore e la turbina, il [[rendimento termodinamico]] è leggermente inferiore rispetto alla filiera [[Reattore nucleare BWR|BWR]].

==== Reattori nucleari ad acqua pesante (HWR) ====

{{vedi anche|Reattore nucleare ad acqua pesante}}

==== Filiera HBWR ====

{{vedi anche|Reattore nucleare ad acqua pesante bollente}}

Per i reattori ad acqua pesante della classe BWR si segnala il grave problema dell'instabilità, per il loro coefficiente positivo temperatura-potenza. Attualmente non esistono modelli in funzione.

==== Filiera PHWR ====

{{vedi anche|Reattore nucleare ad acqua pesante pressurizzata|CANDU}}

Un tipo di reattore PWR di seconda generazione moderato ad acqua pesante.

<!--

Si tratta di reattori ad [[acqua pesante]] pressurizzata di origine canadese. Le principali caratteristiche di interesse sono:

* la possibilità di usare una vasta tipologia di "combustibili" fra cui normalmente [[uranio]] naturale (cioè non arricchito) in forma di ossido oppure [[torio]]<ref>[http://www.nuclearfaq.ca/brat_fuel.htm The Evolution of CANDU Fuel Cycles and Their Potential Contribution to World Peace]</ref>;

* un'ottima economia neutronica, consentendo il raggiungimento di un [[rapporto di conversione]] particolarmente elevato (compreso fra 0.7 e 0.8 rispetto a circa 0.5 dei LWR), con la possibilità di “bruciare” direttamente nel nocciolo una frazione significativa del plutonio fissile prodotto. Per questo motivo rientrano nella categoria dei burner/breeder (bruciatore/auto-fertilizzante);

* la possibilità di una operatività continua senza necessità di spegnimento per la ricarica del combustibile ma solamente per le normali operazioni di manutenzione: questa caratteristica viene definita come "tempo di disponibilità 100%" (PWR/BWR sono attorno all'80% cioè per il 20% della loro vita operativa sono fermi e non producono elettricità per via della sostituzione del "combustibile" e della manutenzione).

-->

== Principali tipi di reattore di III e III+ generazione ==

{{vedi anche|Reattore nucleare di III generazione}}

===Descrizione e caratteristiche===

I reattori cosiddetti di ''3ª generazione'' sono versioni migliorate dei reattori di 2ª generazione, di cui riprendono le caratteristiche fondamentali. Non apportano quindi sostanziali differenze concettuali di funzionamento né riguardo ai fluidi refrigeranti né al "combustibile" (se non la possibilità di arrivare a tassi di bruciamento più elevati, quindi aumentare il fattore di carico e avere all'uscita meno plutonio<ref>in ogni caso non ''weapons grade'' a causa dell'alto [[Burnup]]</ref>) e pertanto neanche si hanno miglioramenti sostanziali per quanto riguarda le scorie prodotte.

Prevedono però un approccio diverso alla filosofia di progettazione, includendo gli incidenti severi negli incidenti base di progetto. Ciò ha portato all'implementazione di ulteriori salvaguardie ingegneristiche (core catcher, sistemi di refrigerazione passivi, ecc.) che dovrebbero rendere questi nuovi tipi di impianto in grado di evitare contaminazioni esterne in caso di incidente.

Le maggiori filiere in questa generazione sono un'evoluzione dei diffusi reattori ad acqua di tipo PWR, BWR o CANDU. Attualmente<ref>{{Cita web|url=http://www.gepower.com/prod_serv/products/nuclear_energy/en/new_reactors/abwr.htm|titolo=Advanced Boiling Water Reactor|}}</ref> sono già in esercizio 4 reattori di III generazione del tipo [[ABWR]] in Giappone, 2 [[Reattore nucleare europeo ad acqua pressurizzata|EPR]] sono in costruzione in Europa (Francia e Finlandia) e due in [[Cina]], 3 ABWR sono in costruzione in Giappone e Taiwan e due proposti per gli USA<ref name="ansUSA">{{en}}http://www.nrc.gov/reactors/new-reactors/col.html</ref>, 4 unità della filiera [[AP1000]] sono state ordinate<ref>{{en}}url=http://www.world-nuclear.org/info/inf08.html {{Webarchive|url=https://web.archive.org/web/20100615004046/http://www.world-nuclear.org/info/inf08.html |data=15 giugno 2010 }}</ref> in Cina, 2 in Corea del Sud e 14 in USA<ref name="ansUSA" />.

===Alcuni reattori di III generazione===

=== Filiera GCR ===

{| class="wikitable" border="2"

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! Nazione

! Design

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| {{Bandiera|USA}} [[Stati Uniti d'America|Stati Uniti]]

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* [[Reattore nucleare GT-MHR]]

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==== Reattore Nucleare Modulare Pebble Bed (PBMR) ====

{{vedi anche|Reattore nucleare modulare pebble bed}}

=== Filiera BWR ===

{| class="wikitable" border="2"

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! Nazione

! Design

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| {{Bandiera|JPN}} [[Giappone]] / {{Bandiera|SWE}} [[Svezia]]

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* [[Reattore nucleare ABWR]]

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| {{Bandiera|USA}} [[Stati Uniti d'America|Stati Uniti]]

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* [[Reattore nucleare ESBWR]]

|}

=== Filiera PWR ===

{| class="wikitable" border="2"

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! Nazione

! Design

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| {{Bandiera|FRA}} [[Francia]] / {{Bandiera|DEU}} [[Germania]]

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* [[Reattore nucleare EPR]]

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| {{Bandiera|CHN}} [[Cina]]

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* [[Reattore nucleare ACPR]]

|-

| {{Bandiera|JPN}} [[Giappone]]

|

* [[Reattore nucleare APWR]]

|-

| {{Bandiera|KOR}} [[Corea del Sud]]

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* [[Reattore nucleare AP1400]]

|-

| {{Bandiera|RUS}} [[Russia]]

|

* [[Reattore nucleare VVER1000]]

* [[Reattore nucleare VVER1200]]

|-

| {{Bandiera|USA}} [[Stati Uniti d'America|Stati Uniti]]

|

* [[Reattore nucleare AP600]]

* [[Reattore nucleare AP1000]]

|}

=== Filiera PHWR ===

{| class="wikitable" border="2"

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! Nazione

! Design

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| {{Bandiera|CAN}} [[Canada]]

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* [[Reattore nucleare ACR]]

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| {{Bandiera|IND}} [[India]]

|

* [[Reattore nucleare AHWR]]

|}

== Reattori sperimentali e a-generazionali ==

Fin dagli [[anni 1940|anni quaranta]] sono incominciate teorizzazioni e sperimentazioni su tipi particolari di reattori, utilizzanti fluidi di raffreddamento differenti e/o utilizzanti neutroni ''veloci'' anziché ''lenti'' (o ''termici'') come quelli di 1ª e 2ª generazione. Alcune di queste sperimentazioni sono sfociate in prototipi o applicazioni militari o addirittura in prototipi di centrale come il [[Superphénix]] in Francia (metà [[anni 1970|anni settanta]], partecipato al 30% anche dall'Italia), senza tuttavia dare i risultati sperati specialmente dal punto di vista di sicurezza e affidabilità.

La possibilità di produrre materiale fissile ha fatto riprendere il progetto, originariamente destinato a usi militari, dei reattori ''autofertilizzanti veloci'' o FBR (''Fast Breeder Reactor''). Questi producono di fatto più combustibile fissile di quello che usano essi stessi, sfruttando la reazione

²³⁸U + n -> ²³⁹U - e^- -> ²³⁹Np - e^- -> ²³⁹Pu che è un materiale fissile utilizzabile nel reattore. Questi reattori sono detti veloci in quanto non hanno moderatore (i neutroni emessi con spettro energetico veloce dalla fissione non sono rallentati) - vi è interesse ad aumentare quanto più possibile la produzione di neutroni per aumentare la reazione di fertilizzazione e quindi produrre più ²³⁹Pu. A questo scopo utilizzano come mezzo di raffreddamento un metallo liquido, solitamente [[sodio]], che ha il vantaggio di essere liquido a pressione atmosferica fino a oltre 800&nbsp;°C, e quindi non richiede complessi sistemi di pressurizzazione. A parte questo, il circuito secondario è simile a quello di un reattore PWR. Una particolarità sono gli elementi di combustibile, che utilizzano ²³⁵U ad alta concentrazione (15 % e più) o ²³⁹Pu, e sono avvolti da altri elementi in ²³⁸U appunto per produrre il nuovo combustibile.

Visto l'elevato costo di produzione del materiale fissile sono stati progettati anche sistemi per utilizzare in maniera più efficiente il materiale, tra questi ricordiamo il [[reattore nucleare UHTREX|reattore UHTREX]] (''Ultra High Temperature Reactor Experiment''), il cui obiettivo era valutare se l'utilizzo di pellet non rivestiti per ridurre l'avvelenamento del materiale fissile, aumentando quindi la percentuale di combustibile utilizzabile, fosse sufficiente a controbilanciare i difetti legati alla maggiore contaminazione del circuito primario.

Tra i primi reattori progettati vi fu l'italiano PEC (''Prova Elementi Combustibile''), la cui costruzione sul sito del [[Brasimone]] nell'Appennino tosco-emiliano non fu mai terminata, che era funzionale al progetto Franco-Italo-Tedesco del Phénix, sfociato poi nella realizzazione del reattore NERD [[Superphénix]] di Creys-Malville.

=== Reattore Autofertilizzante Veloce a Metallo Liquido (LMFBR) ===

{{vedi anche|Reattore nucleare autofertilizzante}}

Una delle possibili evoluzioni parzialmente già sperimentate (finora con scarso successo pratico) è l'uso di neutroni ''veloci'' anziché neutroni ''termici''. L'uso dei neutroni veloci permette di rendere ''autofertilizzanti'' i reattori a uranio; peraltro, lo stesso obiettivo può essere raggiunto anche con neutroni termici utilizzando il [[torio]] al posto dell'uranio.

Tuttavia la ricerca ha ampiamente privilegiato i reattori a uranio per via della loro abbondante produzione di [[plutonio]]. A tal fine è stato necessario studiare reattori raffreddati con sostanze diverse dall'acqua e che non "moderassero" (frenassero) i neutroni, in particolare metalli liquidi.

==== Reattore LFR ====

{{vedi anche|Reattore nucleare al piombo}}

In questo tipo di reattori il [[fluido refrigerante]] a contatto con il nocciolo è [[piombo]], liquido per l'alta temperatura, anziché acqua (leggera o pesante) o un gas. Questo conferisce a questa classe di reattori alcune caratteristiche particolari:

* '''Migliore rendimento termodinamico''': grazie all'elevata temperatura di ebollizione del piombo, il [[fluido refrigerante]] può trasportare elevate potenze termiche ad alte temperature, mantenendosi comunque liquido anche a pressioni molto basse, ossia di poco superiori a quella atmosferica. Le elevate temperature portano così a un rendimento maggiore in confronto ai reattori ad acqua, leggera o pesante.

* '''Schermo biologico ridotto''': la maggiore densità del piombo scherma parzialmente le radiazioni, rendendo necessario uno schermo biologico meno spesso, problematico date anche le notevoli dimensioni del recipiente del reattore. Di contro il metallo viene in genere fortemente ''attivato'' dal bombardamento neutronico, con conseguenti rischi di esercizio e problemi di smaltimento.

* A talune condizioni, rende ''autofertilizzanti'' i reattori all'uranio.

==== Reattore SFR ====

In questi reattori il metallo usato come [[fluido refrigerante]] è in genere [[sodio]] liquido: il più famoso di questi è il reattore francese [[Superphénix]], oggi dismesso per problemi tecnici.

Purtroppo il sodio ha alcune caratteristiche che ne rendono l'uso piuttosto pericoloso: è infiammabile a contatto con l'aria ed esplosivo a contatto con l'acqua. Questi aspetti ne rendono problematico l'uso in situazioni estreme come un reattore nucleare ma nonostante questo alcuni reattori di 4ª generazione ripropongono l'uso di questo refrigerante e il design del Superphenix.

==== Reattore IFR ====

L'IFR è un reattore nucleare autofertilizzante che utilizza la [[raffinazione elettrolitica]] sul posto per il riprocessamento delle scorie. Ne è stato costruito un prototipo, ma il progetto venne cancellato prima che potesse essere copiato altrove. Il programma ebbe inizio nel 1984, ma il [[Congresso degli Stati Uniti]] ritiró i fondi nel 1994, tre anni prima che il progetto potesse essere ultimato.

=== Reattore Nucleare ad Amplificazione di Energia (ADS) ===

{{vedi anche|Reattore subcritico|Rubbiatron}}{{Sezione vuota|Scienza}}

== Reattori di IV generazione ==

{{vedi anche|Reattore nucleare di IV generazione}}

A fronte delle sperimentazioni passate, non sempre coronate da successo, di questi tipi di reattori, lo studio teorico di ulteriori evoluzioni è alla base delle proposte di un consorzio internazionale per la cosiddetta ''4ª generazione''. Questa raggruppa 6 possibili futuri reattori, peraltro senza comunque considerare tutte le strade effettivamente percorribili (ad esempio l'uso del [[torio]] in reattori di 3ª generazione oppure reattori sottocritici). Non è pertanto detto che uno dei reattori definiti di 4ª generazione possa essere l'evoluzione preferibile e/o attuabile a livello tecnico, ambientale ed economico.

== Note ==

<references/>

== Bibliografia ==

* Filippo Accinni e Giancarlo Cavalleri, ''Energia per il futuro'', Milano, Feltrinelli, 1972.

* Nikolay Belyakov, ''Sustainable Power Generation: Current Status, Future Challenges, and Perspectives'', Amsterdam, Elsevier, 2019, ISBN 978-0-12-817012-0.

* Jun Wang, Sama Bilbao y Leon, Sola Talabi, ''Nuclear Power Reactor Designs: From History to Advances'', New York, Academic Press, 2023, ISBN 9780323998802.

== Voci correlate ==

* [[Centrale nucleare]]

* [[Disastro di ChernobylCANDU]]

* [[Reattore nucleare CIRENE]]

* [[PBMR]]

* [[PIUSDisastro di Černobyl']]

* [[Reattori nucleari di II generazione]]

* [[Reattori nucleari di III generazione]]

* [[Reattori nucleari di IV generazione]]

* [[VHTRReattore subcritico]]

* [[Smantellamento del reattore nucleare]]

== Altri progetti ==

{{interprogetto|wikt=reattore nucleare a fissione|commons=Category:Nuclearreattore nucleare a powerfissione}}

== Collegamenti esterni ==

* {{cita web|url=http://www-pub.iaea.org/MTCD/Publications/PDF/RDS2-32_web.pdf|titolo=IAEA - Nuclear Power Reactors in the World, 2012 edition|lingua=en}}

*[http://www.sogin.it I siti nucleari italiani ]

* {{cita web|url=http://www.sogin.it|titolo=I siti nucleari italiani}}

* {{en}}[http://en.wikipedia.org/wiki/Three_Mile_Island L'incidente di Three Mile Island]

{{Scienza e tecnologia della fissione nucleare}}

{{Energia}}

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[[fa:رآکتور هسته‌ای]]

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[[fr:Réacteur nucléaire]]

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