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Un neutrone affinché possa provocare una reazione di fissione deve essere rallentato fino a velocità termiche. Esiste tuttavia una classe di reattori a spettro veloce che invece utilizzano neutroni a velocità superiori (dell’ordine di 13 milioni di km/h): questi reattori hanno il vantaggio rispetto a quelli termici di produrre insieme con le reazioni di fissione anche elementi fissili come il plutonio. Per poter moderare i neutroni fino alle velocità richieste è necessario farli collidere con bersagli più pesanti dell’idrogeno in modo tale che nell’urto non cedano troppa energia cinetica. Per questo motivo come moderatore vengono utilizzati dei metalli allo stato liquido, ad esempio il sodio. Tuttavia questo metallo ha il grosso inconveniente che se viene a contatto con l’acqua si incendia e può dare origine anche a delle esplosioni. Inoltre ha bisogno di due fasi di raffreddamento prima di entrare in turbina e ciò non lo rende economicamente conveniente nei confronti degli altri refrigeranti. Quindi l’attenzione dei progettisti si è rivolta verso una miscela eutettica di piombo e bismuto (LBE) che ha le caratteristiche migliori per questa tipologia di reattori.

Un reattore a spettro veloce raffreddato a LBE possiede alcuni vantaggi. L’elevato punto di fusione della miscela LBE permette di operare a pressione atmosferica senza bisogno quindi di pressurizzare il contenitore del reattore con conseguente miglioramento della sicurezza. Si eliminerebbero tutte le tipologie di incidente caratteristiche dei reattori PWR. La presenza del piombo è utile per schermare le radiazioni (raggi gamma) riducendo la necessità di utilizzare pesanti e costose schermature. Inoltre può essere interessante esaminare la possibilità di far circolare il refrigerante in modo naturale, solamente in base alla variazione di densità del liquido in funzione della temperatura, senza quindi far uso di pompe che potrebbero guastarsi. Infine la miscela LBE ha una elevata capacità di trasferire calore e questo permette di progettare noccioli molto compatti, quindi più piccoli ed economici.

La Russia ha appena ultimato il progetto del reattore BREST, raffreddato con LBE, che con i suoi 1200 MW di potenza potrebbe soddisfare il fabbisogno di energia elettrica di più di 900.000 abitazioni.

L’aspetto forse più interessante dei reattori veloci di IV generazione risiede nella possibilità di bruciare alcune scorie radioattive prodotte dal reattore stesso, migliorando sia il rendimento energetico dell’impianto, sia risolvendo in parte il grosso problema del trattamento e stoccaggio delle scorie.

Le scorie radioattive possono essere suddivise in due grossi gruppi: i prodotti di fissione del nucleo come il cesio e il kripton che sono altamente radioattivi, ma hanno una vita media che in genere non è superiore ai 30 anni e i cosiddetti elementi transuranici (elementi non presenti in natura che hanno numero atomico maggiore di 92 cioè dell’uranio) debolmente radioattivi ma con vite medie che vanno da alcune decine di migliaia di anni ad alcuni milioni. Il problema del trattamento delle scorie assume pertanto due aspetti differenti: i nuclidi radioattivi a vita media relativamente breve sono destinati a diventare innocui nel giro di qualche decina d’anni, mentre per gli elementi transuranici sussiste la necessità di doverli confinare per tempi estremamente lunghi, impattando sicuramente sulla qualità della vita delle generazioni future. Per questa seconda categoria di scorie i reattori a spettro veloce ci vengono in aiuto. Consideriamo per esempio il nettunio, elemento transuranico avente numero atomico 93 e numero di massa 237 e che ha una vita media di circa 2 milioni di anni. Assorbendo un neutrone esso diventa nettunio 238 che è molto instabile. Infatti dopo appena due giorni decade nel plutonio 238. Questo isotopo, sebbene non sia fissile (numero di massa pari) è tuttavia fertile: infatti catturando un neutrone diventa plutonio 239 che è fissile. In tal modo nei reattori raffreddati a metallo liquido è possibile bruciare alcuni elementi transuranici e trasformarli in combustibile nucleare evitando di doverli stoccare per tempi lunghissimi.