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Francia Ricerche sul trattamento delle scorie nucleari. Nucleare – in Francia una scelta strategica La produzione di energia elettrica in Francia proviene per il 77% dal nucleare, le energie rinnovabili – prevalentemente quella idraulica – coprono a loro volta il 14% del fabbisogno nazionale. Si tratta di una scelta strategia politica e tecnologica che presenta numerosi vantaggi: non ultimo il costo dell’ elettricita’ che e’ tra i piu’ bassi d’ Europa, inoltre il parco attuale di centrali nucleari e’ in grado di rispondere alla futura domanda di energia (per i prossimi 20 anni e’ stimato un aumento del 57%). Ma va considerato anche il fatto che le riserve mondiali di combustibile nucleare sono sufficienti a coprire i consumi per migliaia di anni, la produzione di energia nucleare non provoca emissioni di gas o inquinanti nell’ atmosfera. e che quando il gas o il petrolio estratti in aree geopolitiche instabili o sensibili subiscono forti innalzamenti dei prezzi, il nucleare rappresenta una alternativa a costi stabili. Infine e’ accertato che la tecnologia piu’ avanzata consentira’ un allungamento della durata e un miglioramento delle prestazioni dei reattori. Il problema delle scorie Di contro il nucleare presenta un problema importante: quello costituito dalla pericolosita’ delle sue scorie e la questione del loro trattamento. Numerosi enti ed istituti di ricerca studiano e sviluppano soluzioni tecniche piu’ sicure e alungo termine. In Francia attualmente il 90% dei rifiuti a scarsa o media attivita’ vengono stoccati in siti di superficie a cura dell’ Andra - che e’ l’ Agenzia Nazionale per la Gestione delle Scorie Radioattive ( www.andra.fr ) – in modo da controllare e garantire l’ assenza di impatto nel lungo periodo sull’ ambiente e sulla popolazione. Il restante 10% delle scorie necessita’ di un confinamento che deve essere assicurato per un tempo previsto in migliaia di anni. Le cosiddette scorie a decadimento lento vengono imballate sotto forma di container e vetrificate. I risultati delle ricerche hanno portato a proporre lo stoccaggio in formazioni geologiche profonde. Ma nel frattempo la ricerca prosegue e si prevede di modificare il processo di ritrattamento del combustibile in modo da produrre scorie che contengano quantita’ minime di elementi radiotossici a decadimento lento. Il nuovo processo prevede la separazione avanzata e la trasmutazione. La separazione avanzata Allo stato attuale questo procedimento non permette di evitare lo stoccaggio in profondita’ dei residui ultimi, ma le ricerche del CEA - www.cea.fr - per quanto riguarda il processo di separazione avanzata – hanno dimostrato che e’ possibile completare il processo industriale del trattamento del combustibile usato mediante la separazione dei radionuclidi a decadimento lento. Sperimentazioni specifiche sono in corso a Le Hague presso l’ impianto di Cogema (www.cogema.fr). L’ obiettivo e’ quello di estrarre oltre al plutonio e all’ uranio anche gli attinidi minori che presentano una forte radiotossicita’ a decadimento lento. Con la separazione avanzata si mira ad ottenere come prodotto finale container di rifiuti che – dopo centinaia di anni – abbiano una radiotossicita’ simile a quella del minerale d’ uranio inizialmente utilizzato. La trasmutazione Le possibilita’ di trasmutazione sono state studiate simulando il funzionamento di reattori caricati con attinidi minori che presentano grandi difficolta’ di manipolazione poiche’ sono multo radioattivi. Al momento sono disponibili scenari teorici grazie ai quali risulta possibile riciclare gli attinidi minori. Il confezionamento Il confezionamento e’ una fase irrinunciabile del processo di gestione dei rifiuti radioattivi, esso permette di immobilizzare e di confinare le materie radioattive per il tempo necessario a ridurre a valori accettabili il possibile impatto sulla salute e sull’ ambiente. Una importante fase della ricerca riguarda la matrice di contenimento. Il vetro, grazie al suo carattere amorfo, sopporta bene la diversita’ degli elementi presenti all’ interno del combustibile usato. Il vetro e’ una matrice di stoccaggio ideale anche per alcuni prodotti puri per i quali la trasmutazione risulta difficile. In questo campo la Francia ha prodotto matrici di imballaggio ceramiche e vetro-ceramiche a lunga durata. E’ in atto una seconda fase delle ricerche mirata a sviluppare sistemi di confezionamento specifici per ogni categoria di scorie prodotte o da produrre in vista del loro deposito in profondita’.
Il comportamento a lungo termine Lo studio del comportamento a lungo termine dei container mira a garantire la qualita’ del confezionamento nel tempo. Le ricerche puntano a sviluppare una vera e propria capacita’ di previsione del comportamento dei container, soprattutto in situazioni di stoccaggio in formazioni geologiche profonde. Per quanto riguarda il vetro la garanzia si misura in migliaia di anni. Conclusioni Grazie a queste ricerche, a breve, l’ energia nucleare potra’ riciclare le sue stesse scorie tramite la separazione avanzata. Percio’ la quantita’ di scorie a decadimento lento sara’ estremamente ridotta e potra’ essere confezionata in modo da impedire ricadute negative e pericolose nella biosfera. Fonte Citef - Conférence Internationale des formations d'Ingénieurs et de Techniciens d'Expression Française www.citef.refer.org Area personale- Login
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Post n°9 pubblicato il 27 Maggio 2008 da atomopulito
LE ATTIVITÀ IN CORSO all’ ENEA La fusione inerziale La condizione necessaria per produrre energia da fusione per Confinamento Inerziale si basa su meccanismi indotti dall’energia trasferita da un “driver” (tipicamente un laser) al combustibile (alcuni milligrammi di una miscela di nuclei leggeri). Esperimenti rilevanti per questo approccio vengono svolti presso il Centro Ricerche ENEA di Frascati con l’impianto ABC, composto da un laser a Neodimio a due fasci (100 J/fascio in 3 nanosecondi) associato ad un area sperimentale che ospita camera di irraggiamento e diagnostiche. ABC è stato progettato e realizzato dal Gruppo Confinamento Inerziale dell’ENEA. I componenti più importanti sono: il sistema di alimentazione e trigger del laser, i sistemi meccanici degli amplificatori, la camera di irraggiamento e il sistema di posizionamento del bersaglio sotto vuoto. Nel rispetto di una tradizione ormai riconosciuta dalla comunità scientifica internazionale, un contributo notevole allo sviluppo di conoscenze di base per questo approccio alla fusione viene dato dal Gruppo Confinamento Inerziale dell’ENEA, che di recente, ha svolto studi significativi sugli effetti dell’uniformità (smoothing) di deposizione dell’energia sul bersaglio utilizzando un sistema realizzato su proprio progetto originale. Accoppiando questo sistema alle ottiche di focalizzazione del laser, senza subire deformazioni o danneggiamenti, fogli sottili (spessore qualche micron) sono stati accelerati (con velocità fino a 107 cm/s, valori di interesse termonucleare) fino a distanze circa 70 volte lo spessore del foglio in volo. Questo risultato, molto riproducibile, dimostra che, deponendo l’energia con questo metodo, il raggio del guscio contenente il combustibile non deve necessariamente essere mantenuto al di sotto di certi limiti (20-30 volte il suo spessore) fissati, in assenza di smoothing, per evitare che l’insorgere di processi distruttivi dovuti ad instabilità idrodinamiche impediscano l’innesco delle reazioni di fusione. In parallelo alle attività sperimentali viene svolta attività teorica e di sviluppo di codici numerici per il progetto di bersagli termonucleari e dei relativi metodi di deposizione dell’energia. Allo stato attuale è oggetto di diffuso interesse un metodo per la fusione inerziale detto ignizione veloce. Molte condizioni richieste in altri casi appaiono rilassate in questo metodo che sembra promettente ma presenta una difficoltà per ciò che riguarda la deposizione dell’energia per innescare le reazioni nucleari sul combustile compresso che, per il momento, non si sa come far raggiungere dalla luce laser a causa dell’alta densità della materia circostante prodotta durante la compressione. Il metodo di iniezione di entropia proposto e studiato dal Gruppo dell’ENEA di Frascati rappresenta una soluzione alternativa a questo problema.
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Inviato da: soleitalicoa
il 13/07/2008 alle 17:29
Inviato da: Feynman82
il 05/07/2008 alle 12:57