Il ciclo del Torio: il nucleare del futuro?

L’idea di utilizzare il ciclo del combustibile detto del Torio-Uranio, piuttosto che quello universalmente utilizzato dell’Uranio-Plutonio, è in circolazione da moltissimi anni. Tuttavia, dopo una fase di entusiasmo è stata – per così dire – messa da parte, fino a quest’ultimo periodo, durante il quale il grande dibattito sull’energia nucleare lo ha fatto tornare “di moda”.

Dal punto di vista tecnico, occorre premettere che gli elementi “fissili”, ovvero per i quali la reazione di fissione viene provocata da neutroni di qualsiasi energia, sono pochissimi: oltre all’²³⁵U, il ²³⁹Pu e diversi attinidi, c’è l’²³³U, un isotopo che non esiste in natura, ma che può essere prodotto dal bombardamento neutronico del ²³²Th.

Uno degli aspetti che rendono interessante il ciclo del Torio, è dunque che praticamente tutto il ²³²Th può essere utilizzato per produrre combustibile nucleare, mentre solo una piccola percentuale (meno dell’1%) dell’Uranio naturale è costituita da ²³⁵U, e inoltre il processo di separazione (il cosiddetto “arricchimento”) dall’isotopo ²³⁸U è estremamente complesso e costoso.

Un’altra interessante proprietà è la probabilità di fissione rispetto a quella di cattura del neutrone: in un reattore, i neutroni sono i proiettili che inducono la reazione di fissione nell’elemento “combustibile”, ma – a volte – vengono catturati, producendo isotopi generalmente radioattivi. Nel caso del Torio la probabilità di cattura è però solo 1/10 rispetto a quella di fissione, da confrontare con 1/6 di quella dell’²³⁵U o addirittura 1/2 del ²³⁹Pu; inoltre i nuclei prodotti sono generalmente più leggeri e con una radioattività con vita media minore e spesso – a differenza degli attinidi (elementi transuranici) prodotti dall’²³⁸U già con una sola cattura neutronica – riutilizzabili come combustibili in un reattore.

Dal momento che nel ciclo del Torio è necessario “fertilizzare” l’elemento naturale ²³²Th per mezzo di cattura neutronica (che produce ²³³Th, il quale decade velocemente in ²³³Pa, che a sua volta decade in ²³³U), un’altro vantaggio è costituito dall’elevata sezione d’urto neutronica, il che rende possibile produrre ²³³U efficientemente anche con neutroni termici in un reattore del tipo “lento”, come quelli a acqua bollente (BWR) o pressurizzata (PWR) attualmente in esercizio in tutto il mondo. Questa è un’importante differenza rispetto ai reattori autofertilizzanti a neutroni “veloci” (fast-breeding), utilizzati per “fertilizzare” l’Uranio naturale e produrre ²³⁹Pu: lo spettro veloce dei neutroni, infatti, presenta problemi legati all’elevata attivazione dei materiali (oltre ai tanti problemi legati alla produzione di Plutonio, all’elevato arricchimento del “seme”, la bassa velocità della “fertilizzazione”, ecc.).

Infine, a differenza del ciclo Uranio-Plutonio, che produce materiale fissile potenzialmente utilizzabile per fini bellici, l’²³³U può essere facilmente essere reso inadatto all’uso militare mescolando con Uranio impoverito.

Ma il vantaggio di gran lunga più interessante dei reattori che utilizzino il ciclo Torio-Uranio è la radiotossicità molto inferiore, e con produzione di elementi a più corta vita media, rispetto al ciclo Uranio-Plutonio, la quale, congiunta con la migliore efficienza di utilizzo del “combustibile” abbatte notevolmente il tempo necessario a far scendere la radioattività delle scorie a livelli accettabili.

Tuttavia, l’uso di questo tipo di combustibile nucleare non è immune da svantaggi. Il principale è l’elevata radioattività gamma dei radionuclidi che – sebbene di breve vita media – pone problemi nella manipolazione dei materiali molto superiore rispetto alla radioattività alfa di Uranio e Plutonio.

L’altro grande ostacolo all’impiego di ²³²Th-²³³U come combustibile nucleare è stato il fatto che l’unico progetto di reattore fino ad oggi realizzato prevede l’utilizzo come “cuore” in cui avviene la fissione e “coperta” in cui è posto il materiale da arricchire per bombardamento dei neutroni, di due fluidi costituiti da sali metallici fusi. Questa tecnologia pone problemi tecnologici notevoli, a partire dall’alta reattività di questi sali al contatto con l’aria, sebbene appaia intrinsecamente più sicura, ad esempio, dal punto di vista della problematica della fusione del nocciolo: il sale è già fuso e dunque non ci sono i problemi legati al surriscaldamento del refrigerante.

Non si può infine non citare, parlando del ciclo del Torio, il celebre progetto “Energy Amplifier” del premio Nobel, prof. Carlo Rubbia. Questo progetto prevede l’utilizzo di un reattore sub-critico, ovvero nel quale la reazione a catena non è stata innescata. In questo caso, è necessaria una sorgente di neutroni “esterna” al reattore, che “sostenga” le reazioni di fissione. Il vantaggio in termini di sicurezza è evidente: non appena la sorgente esterna si spegne, per un qualsiasi problema tecnico, il reattore si “spegne” istantaneamente.

Nel progetto di Rubbia la sorgente di neutroni è un acceleratore di protoni, un sincrotrone per la precisione, e dunque i due principali problemi sono da una parte il costo molto elevato di un tale acceleratore, dall’altra la difficoltà di produrre una sorgente di neutroni della potenza richiesta.