Tra il 1975 e il 1976, a due anni dalla crisi petrolifera del 1973 che per la prima volta aveva reso concreta la possibilità che il petrolio diventasse improvvisamente una risorsa scarsa, venne varato il nuovo Piano Energetico Nazionale che prevedeva la costruzione di 20 nuovi reattori nucleari, che dovevano aggiungersi ai tre piccoli reattori già in funzione a Latina, nel Garigliano ed a Trino Vercellese. All'inizio degli anni '70 la grande maggioranza dell'opinione pubblica era favorevole a intraprendere questo percorso di sviluppo energetico.
Il 28 marzo 1979 si verificò un incidente nella centrale nucleare di Three Mile Island: il primo grande incidente nucleare della storia. Malgrado non si registrassero significative fughe di radioattività nell'ambiente, si trattò di un grave incidente industriale. L'opinione pubblica di tutto il mondo verificò per la prima volta che il rischio di incidenti dalle conseguenze incontrollabili era una realtà.
Il 26 aprile 1986 un incidente nella centrale nucleare di Černobyl in Ucraina sprigionò una nube radioattiva che attraversò mezza Europa. In Italia le prime reazioni delle fonti ufficiali tesero a minimizzare. Nei primi di maggio, vennero rese note, durante una conferenza stampa i dati che documentavano la presenza preoccupante di radionuclidi su molte aree del paese.
Nel mese di novembre 1987, tramite il referendum abrogativo in Italia, con l'80,57% dei si al quesito «Volete che venga abrogata la norma che consente al Cipe (Comitato interministeriale per la programmazione economica) di decidere sulla localizzazione delle centrali nel caso in cui gli enti locali non decidano entro tempi stabiliti? (la norma a cui si riferisce la domanda è quella riguardante "la procedura per la localizzazione delle centrali elettronucleari, la determinazione delle aree suscettibili di insediamento", previste dal 13° comma dell'articolo unico legge 10/1/1983 n.8)» divenne di fatto impossibile costruire degli impianti nucleari sul territorio italiano. Vennero quindi disattivate le centrali già esistenti o in fase di realizzazione.
Ad oggi siamo ancora costretti, nonostante le scelte del passato, ad acquistare energia prodotta tramite impianti nucleari per far fronte alla richiesta energetica.
Il GSE ha determinato, ai sensi del Decreto del Ministro dello Sviluppo Economico del 31 luglio 2009, la composizione del mix energetico iniziale nazionale dell’energia elettrica immessa in rete relativo agli anni di produzione 2015 e 2016:
Stoccaggio
La disattivazione non risolse però il problema relativo ai materiali radioattivi già prodotti e stoccati tanto che dovettero essere designati dei siti appositi: quattro centrali e tre depositi di scorie.
Centrale nucleare di Trino Vercellese
Il reattore nucleare da 270 MW di potenza è del tipo PWR. Viene fermato nel 1987 subito dopo il referendum. Attualmente vi sono stoccati 780 metri cubi di scorie radioattive e 47 elementi di combustibile irraggiato (14,3 tonnellate). In questa centrale sono in corso i lavori di smantellamento da parte della Sogin. Il decreto di compatibilità ambientale per il progetto di smantellamento è stato pubblicato il 16 gennaio 2009 col parere favorevole della Regione Piemonte, del Ministero dei Beni culturali e la Valutazione di Impatto Ambientale del Ministero dell’Ambiente. Doveva secondo i piani originari concludersi nell'anno 2017.
Centrale nucleare di Caorso, Emilia-Romagna
Il reattore nucleare da 860 MW di potenza è del tipo PWR. Anche questo viene arrestato nel 1987 subito dopo il referendum. Vi sono stoccati 1.880 metri cubi di scorie radioattive e 1.032 elementi di combustibile irraggiato (187 tonnellate).
Centrale nucleare di Latina, Lazio
Il reattore nucleare da 210 MW di potenza è del tipo GCR. La centrale viene fermata nel 1986 ed è attualmente disattivata. In questo sito vi sono circa 900 metri cubi di scorie radioattive.
Centrale nucleare del Garigliano, Campania
Il reattore nucleare da 160 MW di potenza è del tipo BWR. La centrale è stata fermata nel 1978 per problemi tecnici e amministrativi, poi spenta definitivamente per difetti tecnici irrisolvibili nel 1982 ed è attualmente disattivata. Vi sono stoccati circa 2.200 metri cubi di scorie radioattive.
I tre siti di stoccaggio di scorie radioattive di III categoria (le più pericolose da stoccare poiché la radioattività permane per centinaia di migliaia di anni) per un totale di 235 tonnellate si trovano distribuiti nel territorio italiano, uno al nord, uno al centro e uno al sud. In Piemonte a Saluggia, dove di recente si è verificata una fuga radioattiva, nel Lazio alla Casaccia e al sud in Basilicata, a Trisaia. I rifiuti radioattivi stoccati nei vari depositi e nelle isole nucleari dismesse ammontavano nel 2015 a 98mila metri cubi.
Centrale PWR
Reattore nucleare ad acqua pressurizzata
Il reattore nucleare ad acqua pressurizzata (in inglese PWR: Pressurized Water Reactor) è un tipo di Reattore nucleare a fissione.
Questi reattori sono stati realizzati inizialmente nella propulsione navale, per le loro ridotte dimensioni e per l'assenza di problemi del movimento del fluido nel recipiente in pressione durante la navigazione. Per la produzione di vapore, a differenza delle filiere BWR, RBMK, AGR ma in comune con i reattori PHWR, si avvalgono di un circuito separato: sono cosiddetti a ciclo duale, cioè il fluido che va in turbina non transita per il nocciolo.
il reattore PWR è costituito da due circuiti ad acqua interfacciati dal generatore di vapore:
Il circuito primario è costituito da un recipiente in pressione (in inglese vessel, termine riportato talvolta anche in italiano) V, che contiene il nocciolo formato da elementi di combustibile (C) al cui interno scorrono le barre di controllo (D), il moderatore di neutroni (M) è l'acqua, che funge anche da fluido refrigerante. L'acqua sottrae calore per conduzione al nocciolo caldo spinta da una pompa di ricircolo (P1).
Il circuito secondario, non radioattivo, è costituito dalla parte superiore del generatore di vapore (B) in cui viene fatta circolare acqua. Lo scambio di calore, senza contatto diretto, tra l'acqua del primario e quella del secondario genera vapore che, a pressione relativamente bassa, passa nella turbina (T) la quale è accoppiata ad un generatore elettrico (G), che produce elettricità da immettere in rete. Dalla turbina il vapore passa al condensatore (K) dove viene condensato, fornendo così l'acqua da reimmettere in ciclo mediante la pompa (P2).
Centrale BWR
Reattore nucleare ad acqua bollente (in inglese BWR: Boiling Water Reactor) è un reattore moderato ad acqua leggera, che utilizza lo stesso moderatore come fluido termovettore. La denominazione ne definisce la caratteristica principale, cioè quella di utilizzare acqua in ebollizione e di generare quindi vapore all'interno del reattore, eliminando la necessità di avere generatori di vapore. I primi reattori di questo tipo furono i Borax-I, Borax-II e Borax-III, dei quali la versione II è stata la prima a produrre commercialmente energia elettrica negli Stati Uniti. L'ultimo di questi reattori sperimentali, il Borax V, è stato smantellato nel 1964[1]. La filiera BWR è col tempo divenuta la seconda più popolare dopo la filiera PWR , soprattutto per la relativa semplicità dell'impianto rispetto alla principale concorrente.
La figura fa riferimento ad un impianto della prima metà degli anni '60; negli anni seguenti le barre di controllo furono introdotte dal basso dove il loro effetto era massimo, perché si trovassero nella zona dove la reazione era moderata da acqua alla massima densità con maggior effetto moderante, mentre l'acqua è stata fatta ricircolare entro il nocciolo del reattore per consentire un più facile controllo della potenza generata dal reattore.
L'elemento di combustibile C, in forma di pastiglie di ossido di uranio parzialmente arricchito, impilate in barrette di leghe di zirconio ed assemblate in elementi di combustibile, è immerso nel moderatore M, acqua leggera in cambiamento di fase, che funge anche da fluido refrigerante. Nella stessa acqua sono immerse le barre di controllo D usate per modulare l'emissione di neutroni. L'acqua è fatta circolare da una pompa P, e, a contatto degli elementi di combustibile caldi, asporta calore e parzialmente vaporizza, raccogliendosi nella parte superiore del recipiente a pressione V, così da riprodurre all'incirca la funzione del corpo cilindrico di una caldaia.
Il vapore così generato, a pressione relativamente bassa (circa 8 MPa nella Centrale elettronucleare Caorso), passa nella turbina T accoppiata ad un generatore G che produce elettricità da immettere in rete. La turbina è seguita da un condensatore K dove il vapore viene condensato mediante l'acqua di raffreddamento, fornendo così l'acqua da reimmettere nel reattore.
Centrale GCR
Reattore nucleare a gas
I reattori nucleari a gas sono moderati ad anidride carbonica-grafite. I GCR, ormai in disuso, erano in grado di usare l'uranio naturale come combustibile, permettendo così alle nazioni che li avevano sviluppati di produrre uranio arricchito per fabbricare plutonio e armi nucleari, senza dover dipendere dalle importazioni di altri paesi di cui, al tempo, gli unici fornitori erano solo Stati Uniti e Unione Sovietica. L'evoluzione inglese di questa tipologia fu l'AGR, sigla di advanced gas-cooled reactor (reattore avanzato raffreddato a gas) è un tipo di reattore nucleare sviluppato dalla Gran Bretagna di seconda generazione, basato sul disegno Magnox. A differenza del Magnox, il gas termovettore viene tenuto ad una temperatura più elevata per aumentarne l'efficienza termica. Di conseguenza come rivestimento del combustibile viene usato acciaio inossidabile per permetterne la resistenza alle alte temperature, il che comporta la necessità di usare uranio arricchito come combustibile, non più naturale, proprio a causa del fatto che l'acciaio ha una notevole capacità ad assorbire neutroni.
Vi erano due principali tipi di GCR: la filiera Magnox, sviluppata dal Regno Unito e la filiera UNGG sviluppata dalla Francia.
La principale differenza fra le due tipologie era il rivestimento delle barre di combustibile: una lega di magnesio-alluminio omonima nel primo e una lega di magnesio-zirconio nel secondo. Entrambi i rivestimenti erano inadatti allo stoccaggio in acqua, rendendo così il riprocessamento una parte essenziale del ciclo del combustibile.I vantaggi erano in una produzione continua di corrente, visto che il reattore non necessitava di essere fermato per la ricarica.
Il reattore di questa tipologia allo studio per la IV generazione sarebbe il reattore nucleare a temperatura molto alta (VHTR).