La sicurezza intrinseca dei reattori nucleari: cosa vuol dire?

Dopo un’assenza di 23 anni dalla produzione di energia nucleare, ma non dalla sua utilizzazione, l’Italia come sappiamo ha approvato un programma  incisivo di nuove centrali elettronucleari, per riorganizzare la sua politica energetica, a patto che il tutto non venga di nuovo definitivamente bloccato dal referendum del 12 Giugno come personalmente auspichiamo.

Uno dei concetti che viene spesso menzionato nei dibattiti televisivi è quello della “sicurezza intrinseca” dei reattori nucleari in funzione o in costruzione nel mondo: ma cosa vuol dire esattamente ? cerchiamo di capirlo.

Ricordiamo che, in un reattore nucleare con “combustibile” ad uranio naturale arricchito (per es.: U238 al 96,5 % e U235 al 3,5 %), la “reazione a catena” è dovuta alla scissione di nuclei di atomi di U235 da parte di neutroni liberi (espulsi da altri nuclei) che riescono a penetrare in essi e romperli in due frammenti, espellendo altri 2 o 3 neutroni che, a loro volta, alimenteranno la reazione, con grande sviluppo di energia termica, utilizzata per produrre vapore e, quindi, elettricità. Ma i neutroni sono efficaci solo se la loro velocità iniziale viene ridotta a valori molto più bassi.

E’ necessario, per questo, che il combustibile sia circondato da un “moderatore” (acqua o grafite), attraversando il quale i neutroni riducano la propria velocità da 20.000 km/s a 2 km/s circa, rimbalzando da un nucleo all’altro dei suoi atomi senza esserne assorbiti. In breve, il moderatore è il produttore di “neutroni lenti”.

Ma neppure tutti i neutroni lenti producono fissioni: in parte essi vengono assorbiti da nuclei di atomi di Uranio 238 non fissili che, per cattura di 1 neutrone, si trasformano in Plutonio 239 fissile (“catture fertili”).

Altri lo sono dai nuclei dell’acqua stessa (“catture sterili”), nei reattori che la utilizzano, o dagli stessi nuclei dell’uranio 235 non fissionati o dal materiale “assorbente” delle barre di controllo del reattore, ecc..

I reattori più diffusi nel mondo, e che lo saranno per molti decenni a venire, sono quelli  ad acqua pressurizzata(PWR) e ad acqua bollente(BWR), che utilizzano come “combustibile” l’uranio naturale arricchito e l’acqua comune che funziona da “moderatore” e da “refrigerante” del combustibile.

Riferendoci ad un reattore PWR, l’acqua che lo alimenta, tenuta sempre allo stato liquido ad una pressione di 150 bars, può raggiungere un valore di 330°C per essere poi veicolata ad uno scambiatore, dove trasferisce il suo calore all’acqua di un circuito secondario indipendente, che la trasforma in vapore utile per produrre elettricità.

L’incidente temibile sarebbe il surriscaldamento incontrollabile  del combustibile, fino alla sua fusione, per arresto accidentale di alimentazione dell’acqua. Ma, in questo reattore, l’acqua funziona anche da moderatore. Se venisse a mancare, non ci sarebbe più produzione di neutroni lenti e la reazione si fermerebbe.

E’ questo quello che si intende nell’industria del nucleare per “sicurezza intrinseca”dei reattori, definiti “a coefficiente di vuoto negativo”.

A questa sicurezza concettuale si associano altri sistemi funzionali di controllo attivo e  continuo della reattività e di sicurezza passiva, ridondanti e di (presunta) elevatissima efficienza.

L’incidente in Giappone a nostro avviso dovrebbero quanto meno modificare la definizione di sicurezza intrinseca in “presunta sicurezza intrinseca”, sarebbe più serio nei confronti della popolazione.