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Obamot ha scritto:Tutto dipende dal carburante (
Se prendi "BP_2487" senza piombo, non preoccuparti, è limitato! Ma con un altro grado isotopico ottano (il "2488") il tuo mulino rischia il "spegnersi"(
... e lì, è il piombino di piombo obbligatorio in tutta la casa, il grembiule di piombo dietro la tastiera e possibili disturbi della rete tramite link yes-feed ...! (
Questa tecnologia presenta notevoli vantaggi rispetto ad altri design. A priori, elimina o riduce considerevolmente tutte le critiche mosse all'industria nucleare, vale a dire sicurezza, rifiuti e scarse riserve di carburante. Non vi è alcun ostacolo tecnico rilevante ma molti elementi teorici o sperimentali da confermare su scala industriale.
Il concetto di reattore più sicuro [modifica]
I reattori a sale fusi soddisfano tutti i requisiti di sicurezza della forum generazione IV. Secondo Victor Ignatiev, un fisico dell'Istituto Kurchatov di Mosca, "Il reattore al sale fuso di torio segna tutte le scatole per le garanzie di sicurezza"2. Nessun altro concetto di reattore testato garantisce un livello di sicurezza così elevato. Il rischio di incidenti è notevolmente ridotto, così come le conseguenze. La sicurezza del reattore si basa sulle leggi della fisica (gravità, conduzione termica) e non più sulle apparecchiature che potrebbero essere distrutte o guastate.
In un reattore a sale fuso sono impossibili incidenti con esplosione di vapore come a Chernobyl. Il design del reattore evita la fuga assicurando un coefficiente di vuoto negativo. L'assenza di acqua in pressione elimina il rischio di esplosione di un gas vapore e idrogeno. Viene anche eliminato il problema della variazione della reattività dovuta all'effetto moderatore dell'acqua.
I cuori possono essere drenati in pochi minuti in caso di incidente. Un tappo di sale viene permanentemente congelato da una fonte fredda; in caso di guasto dell'unità centrale, il calore del sale circostante lo scioglie, quindi il sale scorre per gravità in un serbatoio progettato per consentire l'arresto a freddo per convezione termica. Un incidente di fusione del carburante come a Fukushima o Three Mile Island diventa quindi impossibile. Questo sistema consente anche di riavviare il reattore una volta riparato il resto dell'impianto.
I sali di fluoro sono chimicamente e meccanicamente stabili nonostante l'alta temperatura e l'intensa radioattività. Il fluoro si combina ionicamente con praticamente tutti i prodotti di fissione (solo il trizio può sfuggire), che praticamente evita qualsiasi dispersione di inquinamento anche in caso di rottura del parto. Il ritrattamento in linea consente di eliminare definitivamente questi rifiuti, il carburante rimane relativamente pulito. Anche in caso di incidente, è improbabile la dispersione nella biosfera. I sali reagiscono molto poco con l'aria e si dissolvono molto male in acqua, non c'è rischio di incendio incontrollabile come con un reattore di sodio. La barriera di contenimento formata dal sale non è influenzata da un possibile guasto del resto della pianta. Anche in caso di distruzione volontaria del serbatoio (bombardamento, attacco), le conseguenze radiologiche rimangono molto limitate e senza confronto con un attacco dello stesso tipo in un reattore a combustibile solido.
Non c'è vapore ad alta pressione nel nucleo, ma sali fusi a bassa pressione. I rischi di esplosioni di vapore vengono eliminati e il reattore non ha più bisogno di un serbatoio in grado di resistere a pressioni dell'ordine di 70-150 bar come nel caso dei reattori ad acqua pressurizzata. Invece, un serbatoio resistente alla bassa pressione è sufficiente per contenere i sali fusi. Per resistere al calore e alla corrosione, il metallo del serbatoio è una lega esotica (Hastelloy-N) a base di nichel. (Contrariamente alla credenza popolare, non è il sale fuso ad alta temperatura che è corrosivo, ma alcuni prodotti di fissione come tellurio e selenio che si depositano sulle pareti metalliche del circuito primario dell'RSF e causano infragilimento di confini del grano.) Le quantità di leghe necessarie per la costruzione del reattore sono ridotte, la costruzione più semplice e il costo inferiore.
Carburanti sufficienti per millenni [modifica]
L'RSF è l'unico sistema che consente di utilizzare in modo efficiente il ciclo del combustibile nucleare basato sul torio, questo combustibile è disponibile in quantità 500 volte maggiori dell'uranio 235 dalle riserve convenzionali. Le riserve stimate di torio3 sono sufficienti a soddisfare tutte le esigenze energetiche dell'umanità con un livello di consumo paragonabile agli Stati Uniti per almeno 500 anni. 500 tonnellate di torio sarebbero sufficienti per rifornire gli Stati Uniti per un anno. Ci sono depositi sulla Luna. Va notato che queste riserve sono state scoperte solo in seguito alla prospezione non mirata esplicitamente al torio ma a terre rare in cui il torio è un rifiuto di estrazione.
Gli RSF a spettro veloce sono anche molto efficaci nell'uso del plutonio e potrebbero operare in un allevatore U238 / P239. In questo caso, le riserve ammontano a migliaia di anni solo con le scorte di uranio impoverito accumulate per 50 anni. Mobilitando riserve non convenzionali (uranio marino) le riserve sono di diversi milioni di anni (4 miliardi di anni di reattori).
Molte delle attività di ricerca e sviluppo nei prossimi decenni saranno volte a risolvere questi problemi, poiché alcuni potrebbero essere risolti o il loro effetto potrebbe essere ridotto. È inoltre probabile che sorgano nuovi problemi che potrebbero o meno essere affrontati.
Poco sviluppo rispetto alla maggior parte dei progetti di IV generazione - molto è sconosciuto.
Necessità di gestire un impianto chimico in loco per gestire la miscela di base e rimuovere i prodotti di fissione.
I sali contenenti litio causeranno una significativa produzione di trizio (paragonabile ai reattori ad acqua pesante), anche se viene utilizzato 7Li puro.
Probabile necessità di modifiche normative per far fronte a caratteristiche di progettazione radicalmente diverse.
La corrosione può verificarsi durante molti decenni di funzionamento del reattore e potrebbe essere problematica
Il ciclo del combustibile al torio è un ciclo del combustibile nucleare che utilizza l'isotopo naturalmente abbondante del torio, 232Th, come materiale fertile. Nel reattore, 232Th viene trasmutato nell'isotopo di uranio artificiale fissile 233U che è il combustibile nucleare. A differenza dell'uranio naturale, il torio naturale contiene solo tracce di materiale fissile (come 231Th), che sono insufficienti per avviare una reazione a catena nucleare. Per avviare il ciclo del combustibile sono necessari materiale fissile aggiuntivo o un'altra fonte di neutroni. In un reattore alimentato a torio, 232Th assorbe i neutroni alla fine per produrre 233U. Ciò è parallelo al processo nei reattori di uranio, in base al quale la fertile 238U assorbe i neutroni per formare fissi 239Pu. A seconda del design del reattore e del ciclo del combustibile, il 233U ha generato fissioni in situ o è separato chimicamente dal combustibile nucleare usato e trasformato in nuovo combustibile nucleare
Esistono diverse sfide all'applicazione del torio come combustibile nucleare, in particolare per i reattori a combustibile solido:
A differenza dell'uranio, il torio naturale non contiene isotopi fissili; Per ottenere criticità è necessario aggiungere materiale fissile, generalmente 233U, 235U o plutonio. Questo, insieme all'elevata temperatura di sinterizzazione necessaria per produrre combustibile con biossido di torio, complica la fabbricazione del combustibile. Il Oak Ridge National Laboratory ha sperimentato il tetrafluoruro di torio come combustibile in un reattore al sale fuso dal 1964 al 1969, che era molto più facile da elaborare e separare dai contaminanti che rallentano o fermano la reazione a catena.
In un ciclo a combustibile aperto (cioè utilizzando 233U in situ), è necessario un maggior burnup per ottenere un'economia dei neutroni favorevole. Sebbene il biossido di torio abbia funzionato bene a burnup di 170,000 MWd / te 150,000 MWd / t rispettivamente nella stazione di generazione di Fort St. Vrain e AVR, [4] le sfide complicano il raggiungimento di questo risultato nei reattori ad acqua leggera (LWR), che costituiscono la stragrande maggioranza degli esistenti reattori di potenza. In un ciclo del combustibile al torio una tantum il 233U residuo è un rifiuto radioattivo di lunga durata.
Un'altra sfida associata al ciclo del combustibile al torio è l'intervallo relativamente lungo durante il quale 232Th raggiunge i 233U. L'emivita di 233 Pa è di circa 27 giorni, che è un ordine di grandezza più lungo dell'emivita di 239 Np. Di conseguenza, 233Pa sostanziali si sviluppano nei carburanti a base di torio. 233 Pa è un significativo assorbitore di neutroni e, sebbene alla fine si trasformi in 235U fissile, ciò richiede altri due assorbimenti di neutroni, che degradano l'economia dei neutroni e aumentano la probabilità di produzione transuranica.
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