Il ciclo del combustibile nucleare, dall’estrazione dell’uranio all’arricchimento e smaltimento

Il ciclo del combustibile nucleare include l'insieme delle fasi industriali e tecnologiche finalizzate alla produzione di energia elettrica dall'uranio nei reattori nucleari. Il processo ha inizio con le operazioni di estrazione e trattamento del minerale uranifero, seguite dalle fasi di conversione e arricchimento, fino alla fabbricazione del combustibile nucleare. Una volta rimosso dal reattore, il combustibile esausto può essere riprocessato, al fine di recuperare materiali fissili riutilizzabili, oppure conferito a lungo termine in sistemi di smaltimento idonei.

Estrazione

La produzione del combustibile nucleare odierno si basa sull'uranio, un metallo relativamente diffuso in natura, presente in rocce, suoli, corsi d'acqua e ambienti marini. L'uranio naturale è costituto principalmente da tre isotopi: uranio-238 (circa 99.27%), uranio-234 (tracce <0.01%) e uranio-235 (circa 0.72%), ovvero l'unico isotopo fossile, cioè in grado di sostenere una reazione di fissione. L'individuazione dei giacimenti uraniferi avviene attraverso indagini radiometriche aerotrasportate, integrate da campionamenti geochimici delle acque sotterranee e dei suoli. Una volta localizzati i depositi di uranio, vengono condotte campagne di perforazione di dettaglio, finalizzate alla stima quantitativa delle risorse disponibili, unitamente a valutazioni tecniche volte a definire le caratteristiche geologiche del giacimento. Qualora il deposito sia ubicato in prossimità della superficie, si ricorre a metodi di "estrazione a cielo aperto"; nel caso in cui sia localizzato a profondità superiori ai 120 metri, si adottano tecniche di "estrazione sotterranea".

Trattamento

A seguito delle operazioni di estrazione, il minerale uranifero è soggetto a processi di frantumazione meccanica e macinazione, fino al raggiungimento di una granulometria fine. Il materiale così preparato viene sottoposto a lisciviazione, una sospensione acquosa in presenza di un agente lisciviante (tipicamente acido solforico), utile per solubilizzare l'uranio e separarlo dalla matrice sterile (roccia). Si ottiene una soluzione liquida arricchita di uranio, che viene purificata e trattata chimicamente per ricavare un concentrato solido. Quest'ultimo viene essiccato, generalmente in forni ad alta temperatura, per ottenere una polvere comunemente denominata "yellow cake".

Sebbene tale definizione derivi dai primi processi di lavorazione che producevano un concentrato di colore giallo brillante, le tecnologie moderne danno origine a un prodotto con colorazioni variabili  in funzione delle condizioni operative di essiccazione e del contenuto residuo di impurità. La yellow cake è costituita prevalentemente da octaossido di triuranio (U₃O₈) e presenta un tenore di uranio naturale compreso tra il 70% e il 90% in massa.

Conversione e Arricchimento

La polvere di U₃O₈ è convertita in esafluoruro di uranio (UF₆) in fase gassosa, unico composto idoneo alle successive operazioni di arricchimento isotopico. Tale processo è finalizzato alla separazione dell'uranio-235 dagli atri isotopi non fissili, e all'incremento della sua concentrazione dallo 0.7% fino a valori compresi tra 3% e 5%: livelli richiesti per l'impiego nei reattori nucleari ad acqua leggera per la produzione di energia elettrica. Attualmente, il metodo di arricchimento isotopico più diffuso ed efficiente prevede che l'UF₆ venga convogliato in centrifughe a gas, costituite da rotori cilindrici che ruotano a velocità molto elevate. La forza centripeta spinge le molecole di uranio-238, più pesanti, verso la periferia del rotore, mentre quelle di uranio-235, più leggere, si addensano nella parte centrale.

Fabbricazione del combustibile nucleare

L'UF₆ arricchito viene trasformato in polvere di diossido di uranio (UO₂), successivamente pressata e cotta ad alta temperatura (fino a 1400°C) per ottenere pastiglie ceramiche ad elevata densità uranifera. Queste vengono quindi inserite in guaine metalliche e assemblate in elementi di combustibile, destinati ad essere impiegati all'interno del reattore nucleare.

Inserire photo (barre di combustibile nucleare): https://www.istockphoto.com/it/foto/energia-nucleare-gm466310183-33627336?searchscope=image%2Cfilm

Rimozione

Quando il contenuto di uranio-235 nelle pastiglie si riduce al di sotto dei livelli operativi, gli elementi di combustibile vengono rimossi dal reattore e sostituiti con un equivalente nuovo, evitando di fatto cali prestazionali. Tuttavia, il combustibile esausto, una volta scaricato, continua ad emettere radiazioni ionizzanti e a generare calore residuo. Pertanto, viene trasferito in piscine di raffreddamento, situate nei pressi del sito nucleare, dove rimane immerso in acqua per un periodo tipicamente compreso tra 5 e 8 anni, al fine di dissipare la potenza di decadimento e ridurre progressivamente l'intensità radiologica.

Smaltimento o riprocessamento

Al termine del periodo di raffreddamento, il combustibile esausto viene trasferito in sistemi di stoccaggio temporaneo, in attesa della sua gestione definitiva. In funzione della strategia adottata, esso può essere destinato allo smaltimento a lungo termine (ciclo del combustibile aperto) in depositi geologici idonei oppure sottoposto a riprocessamento (ciclo del combustibile chiuso), per recuperare materiali fissili riutilizzabili e destinati alla fabbricazione di nuovo combustibile nucleare.

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