AS4_2025

Maggio 2025 Automazione e Strumentazione Primo piano 12 SCENARI ridurre la quantità di scorie immagazzinate o da smaltire. Il Mox è stato sviluppato come alternativa al combustibile tradizionale a base di uranio arric- chito e rappresenta una soluzione strategica per il riutilizzo del plutonio proveniente dalle scorie nucleari o dallo smantellamento di armi nucleari. Il processo di produzione del Mox inizia con il recupero del plutonio da combustibile nucleare esaurito, attraverso un trattamento chimico noto come riprocessamento. Il plutonio viene poi miscelato con ossido di ura- nio naturale, impoverito o riciclato, per formare una polvere omogenea. Questa miscela viene pres- sata in pastiglie (simili a quelle del combustibile convenzionale) e sinterizzata ad alta temperatura per ottenere una struttura ceramica stabile. Il Mox contiene tipicamente tra il 5% e il 10% di ossido di plutonio, ma la percentuale può variare a seconda del tipo di reattore e delle specifiche esigenze. Rispetto al combustibile a uranio, il Mox ha una reattività neutronica diversa, richiede una gestione più attenta del ciclo di vita e può produrre scorie con un contenuto elevato di attinidi minori, ma consente anche di bruciare plutonio che altrimenti resterebbe inutilizzato per migliaia di anni. Uno dei principali vantaggi del Mox è la possibi- lità di chiudere il ciclo del combustibile nucleare, riducendo la quantità di scorie ad alta attività e sfruttando materiali già presenti nei depositi. Inol- tre, l’uso del Mox contribuisce alla non prolifera- zione nucleare, poiché consente di trasformare il plutonio da componente primario di armamenti in combustibile civile. Nei reattori veloci, come quelli di Newcleo, il Mox può essere utilizzato in modo particolarmente efficiente, grazie alla capa- cità di questi reattori di fissionare anche gli isotopi più pesanti, riducendo ulteriormente la radiotos- sicità residua. Ma la ricerca è aperta anche verso strade differenti e altrettanto interessanti. L’opzione del Torio Essendo l’uranio una risorsa finita, è importante che, soprattutto per i reattori di IV generazione, si esplorino combustibili alternativi. Il ciclo del torio è un’alternativa al ciclo dell’uranio tradi- zionalmente usato nei reattori nucleari. Questo approccio si basa sull’utilizzo del torio-232, un elemento fertile che, pur non essendo fissile di per sé, può essere convertito in uranio-233, che invece è fissile, attraverso un processo di trasmutazione nucleare. Il torio-232, quando viene irradiato in un reattore, assorbe un neutrone e si trasforma nell’isotopo instabile torio-233, che decade rapi- damente in proattinio-233 e quindi in uranio-233. L’uranio-233 è un materiale fissile e può sostenere una reazione a catena classica, rilasciando ener- gia e ulteriori neutroni. Questi neutroni possono essere usati per continuare a convertire altro torio, chiudendo così il ciclo. Il vantaggio principale del torio, che è piuttosto diffuso nella catena delle Alpi, è che si tratta di un elemento più abbondante in natura rispetto all’uranio e produce meno atti- nidi minori durante il ciclo di combustione. Attualmente, i reattori nucleari LFR sviluppati da Newcleo non sono progettati per utilizzare il torio come combustibile fissile, perché questo elemento richiede una configurazione diversa del rettore. I reattori LFR rientrano nella categoria dei reat- tori veloci, appartenenti alla sottoclasse dei reat- tori veloci autofertilizzanti, noti anche come FBR (Fast Breeding Reactor), in base alla configu- razione del combustibile e del ciclo del reattore. Comunque, gli FBR, anche se più comunemente associati al ciclo dell’uranio-plutonio, potrebbero essere adattati per convertire il torio in uranio-233, grazie alla loro elevata densità neutronica. Ancora ricerca Newcleo ha scelto di concentrarsi su una tecnolo- gia che consenta di chiudere il ciclo del combusti- bile nucleare esistente, valorizzando le scorie accu- mulate e riducendo la necessità di nuove miniere di uranio. Questo approccio permette di trasformare le scorie in risorsa, ma lascia spazio ad ulteriore ricerca nell’ambito dei reattori di IV generazione. Oltre a proseguire la ricerca sugli LFR, sarebbe bene esplorare architetture di IV generazione con cicli alternativi, anche se un nuovo ciclo come quello del torio richiederebbe infrastrutture e rego- lamentazioni completamente nuove. La trasmutazione del torio-232 in uranio-233 è più adatta a reattori termici o a reattori specifica- mente progettati per un ciclo di questo tipo, come i reattori a sali fusi (MSR, Molten Salt Reactors). Negli MSR, il combustibile, che è in forma di sale fuso contenente torio e uranio, è anche il fluido refrigerante. Questo consente un’elevata efficienza termica, una gestione flessibile del combustibile e un’elevata sicurezza intrinseca. Infine, anche i reattori ad alta temperatura (HTGR), che uti- lizzano gas come refrigerante e possono operare a temperature elevate, migliorando l’efficienza ter- mica, possono essere progettati per usare torio in forma di elementi sferici ceramici.