PILA ATOMICA

PILA ATOMICA

. Si chiama generalmente così un generatore di energia che meglio andrebbe detto pila nucleare. È chiamato anche reattore nucleare. In esso l'energia prodotta è ottenuta a spese dell'energia nucleare mediante reazione a catena autosostenentesi. Per il principio di funzionamento vedi bomba atomica, in questa App. Qui si ricorda soltanto che una pila è schematicamente costituita da blocchetti di uranio disposti a reticolo (oppure da sbarre di uranio) immersi in un mezzo rallentatore dei neutroni (moderatore); questo è circondato da uno strato di materiale fortemente diffusore dei neutroni (riflettore), racchiuso a sua volta entro uno schermo di notevole spessore, destinato alla protezione del personale. Sbarre di controllo e di sicurezza, materiale fortemente assorbente dei neutroni, possono essere immerse a profondità variabile. Vedi schema in fig. 1.

Criterî di calcolo e di progettazione di una pila nucleare. - Alla voce Bomba atomica si è detto che si definisce fattore di moltiplicazione infinito k_∞ della pila il numero dei neutroni termici prodotti per ogni neutrone termico assorbito in una pila di dimensioni infinite; tale parametro caratterizza ogni tipo di pila e la sua valutazione costituisce uno dei punti più importanti in fase di progettazione di un reattore. Interessa ora vedere come esso dipenda dalle caratteristiche geometriche, chimiche e fisiche dell'uranio e del moderatore.

Si supponga che a un certo istante si generino in seno all'uranio N neutroni veloci di scissione; alcuni di questi N neutroni hanno una energia superiore a quella della soglia per il processo di scissione dell'U²³⁸, che com'è noto è di circa 1 MeV, e pertanto essi hanno una probabilità piccola ma non nulla (dell'ordine di qualche %) di generare, per scissione, altri neutroni veloci secondarî nell'interno della massa di uranio in cui sono prodotti, prima di essere rallentati dal moderatore: si tiene conto di questo effetto di moltiplicazione dei neutroni veloci, moltiplicando il numero N dei neutroni veloci primarî per un fattore ε lievemente maggiore dell'unità, detto fattore di scissione veloce o fattore di moltiplicazione dei neutroni veloci.

Così da N neutroni veloci primarî si ottengono Nε neutroni veloci (primarî + secondarî). Il calcolo di ε non presenta particolari difficoltà; in prima approssimazione tale parametro dipende solo dalle dimensioni dei blocchetti di uranio costituenti il reticolo (o da quelle delle sbarre di uranio), dalla sezione d'urto per scissione dei neutroni veloci e dalla densità dell'U. I neutroni veloci uscenti dall'U entrano nel moderatore e per essi comincia il processo di rallentamento. Come è noto (vedi Bomba atomica), solo i neutroni termici hanno elevata probabilità di produrre scissioni dell'isotopo raro scindibile U²³⁵. Interessa quindi conoscere quanti degli Nε neutroni veloci giungono fino alle energie termiche.

Durante il processo di rallentamento questi neutroni veloci incontrano (intorno a qualche eV) la zona delle risonanze dove la probabilità di cattura senza scissione da parte dell'U²³⁸ diviene considerevole. L'U²³⁸ si trasforma per cattura di un neutrone in U²³⁹ che con successive trasformazioni beta si trasforma in nettunio e plutonio. Pertanto i neutroni così catturati nella zona di risonanza, pur essendo perduti ai fini della reazione a catena, servono a fertilizzare l'U²³⁸ (non scindibile con neutroni termici) trasformandolo in plutonio, che è invece un materiale scindibile o fissionabile. Pertanto in seguito alla cattura di risonanza, degli Nε neutroni epitermici che si presentano alla soglia superiore della risonanza solo Nεp neutroni giungono nella zona termica; p viene detto trasparenza alla risonanza o probabilità di evasione dalla risonanza.

Il calcolo del fattore p si presenta dal punto di vista analitico come il più complesso fra quelli che intervengono nella progettazione della pila di dimensioni infinite: esso dipende dalla posizione e dalla forma delle righe di risonanza, dalla struttura del reticolo, dalla forma dei blocchetti (o delle sbarre) di U e dalla natura del moderatore. Gli scienziati addetti alle pile americane hanno preferito misurarlo sperimentalmente.

Non si deve però credere che tutti gli Nεp neutroni termici vadano a produrre scissione nell'uranio, poiché nella zona termica comincia a farsi sentire la cattura del moderatore, cosicché in essa i due processi di cattura da parte del moderatore e da parte dell'uranio sono in competizione.

Pertanto solo una frazione f di tali neutroni viene catturata dall'uranio; il cofficiente f viene detto fattore di utilizzazione termica e può essere calcolato mediante la teoria della diffusione (per l'espressione analitica di f v. E. Fermi, cit. in bibl.). Si può allora dire che degli N neutroni veloci di partenza solo Nεpf sono catturati dall'uranio nella zona termica. Detto allora η il numero di neutroni veloci di scissione prodotti per ogni neutrone termico catturato (η deve essere misurato sperimentalmente), il numero di neutroni veloci secondarî prodotti da N neutroni veloci primarî sarà Nεpfη. Per definizione è dunque: k_∞ = εpfη.

Tutto ciò vale per una pila di dimensioni infinite. Per una pila di dimensioni finite la situazione è più sfavorevole perché, alle cause già menzionate di perdita dei neutroni cui è affidato il compito di mantenere la reazione, si aggiunge ora quella della perdita per fuga al contorno. Pertanto, detto k il numero dei neutroni termici prodotti per ogni neutrone termico scomparso (per cattura o per fuga al contorno) risulterà che k, detto fattore di moltiplicazione effettiva, è minore di k_∞. Precisamente:

dove

è il cammino quadratico medio di rallentamento, L è il tratto di diffusione dei neutroni termici e ω è un parametro, dipendente dalla forma della pila, determinato dalle condizioni al contorno da imporre alla densità ρ(r⃗) dei neutroni termici soddisfacente all'equazione:

Per una pila stazionaria di forma sferica di raggio R si ha

e per una pila cubica di lato l,

Si comprende allora come in un reattore di dimensioni finite, la reazione a catena possa avere luogo soltanto se k ≥ 1; poiché, fissato il valore di k_∞, il coefficiente k dipende solo dalle dimensioni geometriche della pila, ciò significa che la reazione a catena può aver luogo solo se le dimensioni del reattore superano certe dimensioni critiche. Per una pila di forma sferica il raggio critico è dato da:

mentre il lato critico per una pila di forma cubica è

In queste condizioni k = 1 e la pila è stazionaria, ossia la densità neutronica si mantiene costante nel tempo.

La potenza sviluppata cresce con le dimensioni della pila, con la densità dei neutroni termici e con la loro velocità; per una pila a grafite e uranio di forma cubica e di lato l la potenza in Watt è data da:

dove n_o è la densità dei neutroni termici al centro del reattore (in neutr./cm³) e v è la loro velocità (in cm/sec).

Si è già detto che la pila è in condizioni stazionarie se k = 1; per k = 1, la pila può essere convergente (k 〈 1), oppure divergente (k > 1). In tali condizioni la densità neutronica varia col tempo, secondo una legge esponenziale del tipo:

L'esponente è positivo se k > 1 (pila divergente), negativo se k 〈 1 (pila convergente). Il periodo T = μ^-1 di una pila non stazionaria è legato alla reattività k − 1 dalla cosiddetta inhour formula, che per una pila a uranio e grafite si scrive

dove T è misurato in sec.; dalla formula precedente discende che il periodo risulta infinito (pila stazionaria) solo per k = 1; da essa segue pure che il periodo di una pila è di 1 ora solo per k − 1 = 2,6•10^-5: a tale reattività è stato dato il nome di 1 inhour ("inverse hour").

Considerazioni su un impianto per la produzione di energia nucleare (v. fig. 2). - Il reattore nucleare. - Come combustibile nucleare si utilizza uranio ordinario, oppure uranio arricchito in U²³⁵ o in plutonio, e come moderatore acqua pesante o grafite. Uranio e moderatore devono essere chimicamente assai puri, per evitare catture nocive di neutroni da parte di elementi parassiti. (Circa la difficoltà di realizzare processi industriali per l'ottenimento di uranio e moderatori siffatti, v. bomba atomica).

Fluido vettore del calore. - Deve essere scelto con particolare cura; sue caratteristiche devono essere: piccolo assorbimento dei neutroni, elevato calore specifico, stabilità sotto all'azione di intense radiazioni, e inoltre non deve essere tossico né esplosivo. L'acqua e il vapor d'acqua sono da scartare a causa del noto assorbimento di neutroni da parte dell'idrogeno.

Riflettore. - Ha lo scopo di rimettere in ciclo quei neutroni che escono dal moderatore. Deve essere assai puro e in ogni caso deve avere una notevole sezione d'urto per diffusione: assai impiegata è la grafite disposta in blocchetti tutt'intorno al moderatore (v. fig. 1).

Schermatura. - Deve essere molto efficace e va progettata con grande larghezza. Si calcola che circa 3 m. di calcestruzzo siano necessarî per la protezione del personale. Per dare un'idea dei danni di una pila non protetta, si pensi che la dose massima ammessa per l'organismo umano è al più di 0,05 röntgen all'ora; ora, una valutazione approssimativa mostra che in assenza di protezione, l'irraggiamento di una pila funzionante a 1 kW corrisponde a una dose compresa fra 70 e 90 röntgen in 8 ore.

Controlli. - I criterî del progettista devono essere molto rigidi. Come è noto il controllo della pila viene effettuato immergendo, a profondità variabili, delle sbarre di materiale fortemente assorbente per i neutroni termici (acciaio al boro o cadmio). I controlli devono essere completamente automatici, multipli, pronti e indipendenti l'uno dall'altro. Le sbarre di controllo devono essere comandate mediante camere di ionizzazione a trifluoruro di boro immerse nel corpo della pila. Le correnti di ionizzazione opportunamente amplificate comandano, a mezzo di servo-motori, le sbarre stesse. Si hanno per solito due sistemi di sbarre: nel primo (dispositivo di regolazione) le sbarre sono disposte alla periferia del reattore; nell'altro (dispositivo di sicurezza) le sbarre sono collocate sull'asse del reattore: quest'ultimo dispositivo è ovviamente più pronto nell'interrompere la reazione.

Altri importanti problemi connessi con il funzionamento di un reattore, sono: stabilità dei materiali sotto l'azione di intense radiazioni e, in particolare, alterazioni delle proprietà chimiche, fisiche, elettriche e termiche; assorbimento dei neutroni in materiali diversi; effetti della contaminazione nei materiali per opera di trasmutazioni nucleari o di depositi di prodotti di scissione; protezione del personale da "fughe" di radiazioni; difficoltà estrema di compiere ispezioni e di eseguire riparazioni su una pila "calda", in senso nucleare, ossia potentemente radioattiva.

Inoltre si deve provvedere a una periodica disintossicazione della pila in quanto i prodotti di scissione costituiscono a lungo andare un vero e proprio veleno per il reattore, tanto che ne possono anche arrestare il funzionamento. Non ultimo il problema dello "smaltimento" dei prodotti radioattivi di scissione, che prima di essere dispersi nell'ambiente circostante devono essere lasciati disattivare. Quest'ultimo problema è di una gravità eccezionale e lascia prevedere che gli impianti nel futuro sorgeramo in località desertiche o nella prossimità del mare aperto. L'esposizione del personale alle radiazioni dev'essere costantemente controllata mediante rivelatori integratori delle radiazioni. È necessaria assidua vigilanza medica.

Risultati già conseguiti nei diversi paesi nella costruzione di pile atomiche. - Per quanto riguarda le realizzazioni effettuate in America durante e dopo la seconda Guerra mondiale, vedi Bomba atomica.

Canada. - Questo paese ha strettamente collaborato con gli Stati Uniti e la Gran Bretagna nel campo dell'energia nucleare, sia durante il conflitto, sia dopo. Il Canada possiede almeno una pila atomica a uranio metallico e acqua pesante di piccola potenza; tale pila è esaurientemente descritta da B.W. Sargent (v. in bibliografia).

Gran Bretagna. - Il centro di ricerche atomiche è situato ad Harwell presso Didcot (Oxford). Attualmente la Gran Bretagna possiede due pile a uranio e grafite. La prima di esse, detta Gleep (Graphite Low Energy Experimental Pile), è entrata in funzione il 16 agosto 1947, sviluppa solo 100 kW. La seconda detta Bepo (British Experimental Pile) è entrata in funzione nel 1948 ed è progettata per lavorare a un livello di potenza di 6000 kW. Entrambe contengono l'uranio metallico in sbarre e sono raffreddate ad aria; non è previsto per esse alcun impianto per la utilizzazione del calore prodotto. Ambedue servono per ricerche di fisica nucleare, per la produzione di isotopi radioattivi e per lo studio in scala ridotta di una grande pila di potenza che gli scienziati e i tecnici inglesi hanno in animo di costruire (v. in Nature cit. in bibl.).

Francia. - Il 15 dicembre 1948 è entrata in funzione al Fort de Châtillon (Parigi) la prima pila costruita sul continente europeo. A essa è stato dato il nome Zoé (Zéro énergie eau lourde oxide d'uranium) ed è costituita da sbarre di ossido di uranio immerse in acqua pesante. Questa pila ha funzionato finora a pochi Watt; essa è stata costruita solo a scopo sperimentale e per la produzione di piccoli quantitativi di isotopi radioattivi.

Altri paesi. - Durante la guerra gli scienziati tedeschi hanno cercato di realizzare una pila ad acqua pesante e uranio metallico: tuttavia la pila non fu mai divergente. Ricerche atomiche sono condotte nei principali paesi e particolarmente nell'URSS: di quanto si faccia in quest'ultimo paese si è però, fino ad oggi, totalmente privi di notizie.

Bibl.: E. Fermi, Elementary theory of chain-reacting pile, in Science, CV, 27, 1947; H. D. W. Smyth, Atomic energy for military purposes, Princeton 1945; B.W. Sargent, The low energy pile at Chalk River, N. R. C., n. 1685 (National Research Council of Canada); J. D. Cockroft, peaceful applications of nuclear fission, in Nature, CLX, 451, 1947; The atomic energy establishement Harwell, in Nature, CLXII, 317, 1948; Atomes, 1° febbraio 1949 (fascicolo dedicato alla pila atomica francese); W. Heisenberg, Research in Germany on the technical application of atomic energy, in Nature, CLX, 211, 1947; The Science and Engineering of Nuclear Power, Cambridge, Mass., 1947; D. E. Lea, Action of radiations on living cells, Cambridge 1947; M. D. Kamen, Radioactive tracers in biology, New York 1947.