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Per entrambi i sistemi però il problema delle scorie è simile, ma i reattori veloci sono ”costretti” a
recuperare il plutonio dal “breeder” di uranio, mentre i LWR sono autorizzati a stoccarli per secoli.
In Figura 15 è riportata la radiotossicità (in riferimento a quella dell’uranio naturale assunta al
livello 100 = 1) in una barra di combustibile esaurito che esce da un reattore LWR.

Figura 15 – Evoluzione della radiotossicità
relativa a quella dell’uranio naturale (“U ore”).
Inizialmente il plutonio ed i prodotti di fissione
(FP) danno un contributo altissimo. Questi
ultimi decadono entro 2 - 3 “secoli”. Il
Plutonio-239 (da eq. (1)) ha lunga e vita decade
molto lentamente. Estraendo i transuranici
(Plutonio con Am e Cm) per i reattori veloci o
per i B&B il problema scorie si limita ai soli
prodotti di fissione (FP).
Questo vale anche in riferimento al ben più
basso livello di radioattività dell’uranio depleto
(“Repocessed Uranium”), sottoprodotto del
processo di arricchimento dell’Uranio-235,
costituito da U-238 al 99.6 % molto puro

Ora si stanno studiando reattori così detti di III e IV generazione. Si tratterebbe di reattori veloci
caratterizzati da una complessa distribuzione e gestione degli elementi fissili e dei breeders che
consentirebbero lunghi cicli di vita se saranno sviluppati materiali più resistenti. Essi utilizzeranno
le tonnellate di U-depleto scartato dai LWR. Si stanno studiando cicli chiusi “senza riprocessamento
chimico” ma usando un “ricondizionamento” che richiama l’esperienza fatte con l’EBR-II
(processo pirometallurgico, in cui il plutonio non va bene per le bombe atomiche, perchè è separato
dall’uranio ma insieme agli altri transuranici e con alcune impurezze metalliche). A questo
proposito l’ “Argonne National Lab” sostiene lo sviluppo presso la compagnia GEH (General
Electric + Hitachi) che sembra far rinascere il sogno di Fermi. Si tratta di una evoluzione di reattore
veloce raffreddato a sodio (di IV generazione) denominato PRISM (Power Reactor Innovative
Small Module) che riprende in pieno l’esperienza dell’EBR-II e dell FFTF con un’evoluzione della
configurazione delle barre del combustibile che esaltano la sicurezza intrinseca già collaudata nei
reattori veloci precedenti l’anno 2000. Ecco parte del depliant mostra le differenze col combustibile
dei LWR e ne descrive il riciclo riutilizzandolo in barre insieme a sodio e raffreddate esternamente
con sodio liquido in modo molto efficiente.

PRISM can recycle used nuclear fuel, reducing
repository size, and cutting the duration of its
high radiotoxicity down to hundreds (rather than
hundreds of thousands) of years, and thereby is
in a position to play a key role in enabling a new,
sustainable generation of nuclear power. PRISM
could also be used as an efficient, clean, cost-
effective way to disposition plutonium stockpiles,
while also generating low-carbon electricity.
PRISM utilizes fourth generation nuclear power
technology today, and this technology is what
many experts are saying represents the future of
nuclear energy going forward.

Questo tipo di reattori inizialmente dovrebbero utilizzare almeno il 20% dell’uranio per arrivare al
massimo al 50% entro la fine del prossimo secolo! Il 100% di utilizzo di uranio naturale raggiunto
dai reattori veloci (come EBR-II, Phenix e Superphenix,) potrà essere riconsiderato solo tra