Gli isotopi sono atomi con lo stesso numero atomico (Z, numero protoni) ma differente numero di massa (A, numero protoni + neutroni).

Gli atomi sono formati da un nucleo contenente protoni e neutroni avvolti da una nube di elettroni. Il numero di elettroni equivale al numero di protoni (numero atomico Z) per garantire la neutralità dell’atomo, e determina quindi il comportamento chimico. Due atomi di uranio avranno sempre92 protoni e così via. Può però esserci un numero di neutroni variabile, ad esempio il ferro ha sempre 26 protoni, ma può avere da 19 a 46 neutroni, questo determina caratteristiche fisiche dei vari nuclei differenti (mentre le caratteristiche chimiche degli atomi sono per tutti uguali). Solo i nuclei con 28, 30, 31 e 32 neutroni sono stabili, gli altri invece sono in deficit o in eccesso di neutroni e sono radioattivi.

E’ una distinzione fra i reattori a seconda delle velocità dei neutroni utilizzati nella reazione. Nei reattori termici, la fissione del materiale fissile è dovuta a neutroni che hanno energie dell’ordine dell’eV (l’energia di un elettrone accelerato da una differenza di potenziale di 1Volt), poichè sono stati rallentati con dei moderatori e a causa della bassa energia vengono chiamati neutroni “termici” o “epitermici”. Nei reattori veloci i neutroni non sono rallentati e vanno a fissionare il combustibile con energie milioni di volte superiori, dell’ordine del MeV.

Sono i reattori che riescono a convertire in combustibile nucleare (materiale fissile) tutto l’uranio o il torio in essi presenti (che sono per larga parte fertili, cioè possono trasformarsi in combustibile), producendo più combustibile di quello che consumano nel loro normale funzionamento, avendo questi un rapporto di conversione superiore ad 1. Possono essere sia reattori termici che veloci.

Reattori termici autofertilizzanti sono quelli che utilizzano interamente o parzialmente il torio (strada non utilizzata al momento ma allo studio soprattutto in India), mentre quelli veloci sono quelli all’uranio.

E’ il rapporto fra combustibile utilizzato nel reattore e combustibile prodotto dal reattore stesso.

Non tutto l’uranio è considerabile come “combustibile” nei reattori termici all’uranio, in questi infatti solo la porzione di U235 viene fissionata e produce energia, mentre tutto il resto dell’uranio (composto da U238) si può considerare che non produca energia visto che viene fissionato molto difficilmente nei reattori. La porzione di uranio non “combustibile” si può però trasformare in combustibile dopo la cattura di un neutrone, in questo modo si trasforma in Plutonio: questo è quindi sfruttabile per la generazione di energia elettrica, infatti gli isotopi Pu239 e Pu241 sono fissili al pari dell’U235 e possono quindi generare energia direttamente nei reattori.

Il rapporto fra atomi di U235 consumati nella reazione di fissione ed atomi di Pu prodotti è detto “rapporto di conversione”. Nei moderni reattori termici ad acqua leggera questo rapporto è compreso fra 0.6 e 0.8, nei reattori termici ad acqua pesante è attorno a 0.9, mentre nei reattori a neutroni veloci il rapporto è superiore ad 1 e la reazione si autosostiene per un periodo generando più carburante di quanto ne consuma. Si può quindi fare una distinzione fra i vari reattori, nei primi si riesce a consumare solo una porzione di tutta la possibile energia contenuta nell’uranio, mentre nei secondi (detti anche “reattori autofertilizzanti”) si riesce a consumare tutta l’energia dell’uranio, trasformandolo per la quasi totalità in combustibile.

Una centrale nucleare da 1000MW ad acqua leggera necessita di circa 20-30t di combustibile (uranio arricchito) ogni anno, derivanti indicativamente da 200t di uranio naturale. Per raffronto, una centrale a carbone necessita di alcuni milioni di t di carbone ogni anno, a parità di energia prodotta.

E’ molto difficile stabilire a priori il fabbisogno di combustibile per una centrale nucleare generica, esistono infatti decine di modelli di centrali con decine di cicli di combustibile differenti che derivano sia dalla tipologia del reattore utilizzato che dall’utilizzo effettivo del reattore. Centrali che sono notevolmente modulate richiedono caratteristiche del combustibile differenti rispetto ad identici modelli che sono utilizzati stabilmente per il carico di base, come seconda considerazione differenti reattori hanno differenti burnup a cui corrispondono anche differenti rapporti di conversione e quindi differenti efficienze di utilizzo dell’uranio naturale. Ovvero è anche prassi caricare la stessa centrale con differenti quantità e qualità di combustibile a seguenti cicli per ottimizzare la produzione adeguandola al fabbisogno in quel periodo.

Si possono fare calcoli di massima per indicare una media mondiale del consumo di combustibile per i vari reattori. Considerando infatti, per l’anno 2010, la richiesta mondiale di 68.646t di uranio naturale, una potenza installata di 376GW e 2650TWh di energia elettrica prodotta, abbiamo quindi un fabbisogno di 183tU per ogni GW di potenza per ogni anno di funzionamento, in cui avrà prodotto mediamente 7TWh di elettricità, avremo quindi una richiesta di 26t di uranio naturale per ogni TWh prodotto.
[Cf. Statistiche WNN sui reattori mondiali]

Questo è il fabbisogno totale e medio, infatti i reattori hanno ognuno un arricchimento del combustibile e/o un rapporto di conversione differente che comporta un fabbisogno di uranio di partenza differente. Questo calcolo è poi fatto con una media mondiale comprensiva sia di reattori ad uranio arricchito che ad uranio naturale, se poi da un lato ci sono i reattori americani che consumano più uranio, ma producono anche più elettricità perchè hanno un fattore di carico superiore al 90%, dall’altro ci sono i reattori giapponesi che hanno un fattore di carico del 60%, la richiesta di uranio per energia prodotta è però molto più uniforme ponendosi, come detto precedentemente, a mediamente 26tU per TWh elettrico prodotto..

Questi calcoli sono corretti per la composizione attuale del mix di reattori in funzione al mondo, infatti un futuro sensibile aumento dei reattori autofertilizzanti comporterà una minor richiesta di uranio da miniera: infatti questi reattori utilizzano come combustibile l’uranio impoverito, che è un sottoprodotto della fabbricazione del combustibile per gli altri reattori, che si trasforma nel reattore da materiale fertile a fissile. Un maggiore aumento di questi reattori comporterà una minore richiesta di uranio da miniera visto che quelli che sono oggi considerati “scarti di lavorazione”, verranno trasformati in combustibile e quindi in energia.

Questa trattazione ha però una approssimazione di fondo: si considera una media mondiale considerando reattori anche diversissimi e con efficienze termiche e di conversione fra le più disparate, quindi il ragionamento vale solo per dare un ordine di grandezza al problema.

Per raffronto, una centrale a carbone necessita di alcuni milioni di t di carbone ogni anno, a parità di energia prodotta.

Il Burnup si può paragonare all’efficienza di “combustione”, indica l’efficienza termica del combustibile in un reattore, e quindi quanto calore si riesce ad estrarre da una data quantità di esso. L’unità di misura è il GWd/tHM, cioè GWd (di energia termica prodotta) per tonnellata di “metallo pesante” (tHM) introdotta nel reattore, in questo caso Uranio arricchito o Plutonio (nei combustibili MOX).

Quando si fissiona un nucleo pesante, questo rilascia energia, di cui la quasi totalità si trasforma in calore, ma non tutto il metallo caricato in un reattore è fatto per fissionare ed è “combustibile utile”. Per il burnup si intende quindi l’energia termica derivante dalla fissione degli atomi di uranio in una massa di una tonnellata di metallo, più alzi il burnup e più energia termica ricaverai dalla stessa quantità di combustibile. L’unità di misura è il GWd/tHM, cioè GWd (di energia termica prodotta) per tonnellata di “metallo pesante” (tHM) introdotta nel reattore, in questo caso Uranio arricchito o Plutonio (nei combustibili MOX); ricordando che 1GWd=24GWh.

Un alto burnup è sinonimo di alta efficienza di “combustione” dell’uranio, nei reattori ad acqua leggera, il combustibile è ricaricato quando l’impianto è spento, aumentare il burnup fa quindi, a parità di carica, aumentare il tempo fra una ricarica e l’altra (a parità di quantità di combustibile e potenza del reattore), questo consente di aumentare il fattore di carico di un impianto e quindi diminuire i costi dell’elettricità (il costo dell’impianto, che è la componente fissa, si spalma su più ore di produzione). L’aumento del burnup si compie tramite una migliore efficienza neutronica (i materiali di cui è fatto il reattore catturano meno neutroni), differenti geometrie del combustibile ed un aumento dell’arricchimento dello stesso.

A seconda dell’efficienza termica del reattore, questo produrrà più o meno elettricità che avrà quindi un costo differente. I primi reattori ad acqua leggera avevano burnup attorno ai 30GWd/tHM, quelli odierni attorno ai 45GW/tHM, quelli di IIIgen attorno ai 60-70GWd/tHM, i reattori ad acqua pesante a meno di 10GWd/tHM (ma questi utilizzano acqua pesante, che assorbe molti meno neutroni e consente di utilizzare persino uranio naturale e non arricchito). I reattori autofertilizzanti hanno burnup attorno ai 100GWd/tHM, hanno poi anche il vantaggio di produrre più combustibile di quello che consumano, sono quindi gli unici reattori oggi presenti sul mercato a poter raggiungere il massimo teorico di circa 1000GWd per tonnellata di metallo pesante di burnup (solo dopo vari riprocessamenti del combustibile per eliminare le scorie).

E’ la vita produttiva di una carica (in gergo elemento) di combustibile, tempo in cui viene totalmente esaurita, cioè non è possibile estrarne più energia tramite il reattore utilizzato. In questo tempo l’elemento cambia la sua posizione nel reattore, per compensare la diminuzione dell’arricchimento del combustibile durante il normale funzionamento. Questo consente di utilizzare il combustibile per più cicli di funzionamento del reattore, diminuendo quindi il fabbisogno totale di combustibile per lo stesso.

La fissione nucleare è un processo con cui un atomo di uranio o plutonio si spacca (in gergo fissiona) in 2 (raramente 3) parti e rilascia dei neutroni che vengono emessi a partire dal nucleo fissionante nel nocciolo del reattore. Un neutrone che viene generato al centro del reattore ha una alta probabilità di essere catturato e far fissionare un atomo di uranio del nocciolo (nel suo “vagare” per il reattore ne “incontrerà” tanti e quindi può essere catturato da tanti nuclei), uno che invece viene generato alla periferia del reattore ha una più alta probabilità di sfuggire dal reattore, la metà dei neutroni generati alla periferia scapperà dal reattore e non potrà far continuare la reazione a catena (tralasciando gli effetti riflettenti delle pareti del reattore). Inoltre un atomo di uranio al centro del reattore ha la possibilità di essere colpito da neutroni prodotti in ogni zona del reattore mentre uno nella periferia può essere colpito solo dalle regioni interne del reattore.

Per questo effetto, se il reattore avesse un arricchimento uniforme si genererebbero dei picchi di potenza al centro del nocciolo, mentre le zone esterne concorrerebbero solo in piccola percentuale alla generazione della potenza del reattore. Infatti possiamo immaginare di essere in uno stagno e di farci cadere dentro dalla stessa altezza tanti sassolini, al centro della nostra area ci saranno tantissime onde, mentre verso il bordo del cerchio ce ne saranno molte di meno. Allo stesso modo è per i neutroni, ci sarebbe un alto flusso neutronico (numero di neutroni che attraversano una data area in un dato tempo), e quindi un gran numero di fissioni al centro, mentre uno molto basso alla periferia.

Per diminuire i picchi di potenza nella zona centrale centrale, questa zona ha un arricchimento inferiore e quelle periferiche hanno un arricchimento maggiore, tornando all’esempio di prima possiamo quindi immaginare che i sassi al centro vengono fatti cadere da una altezza inferiore e quelli vicino al bordo ad una altezza superiore. In questo modo la “formazione di onde”, cioè la potenza, sarà più uniforme nel nostro nocciolo.

Questo consente poi di diminuire la richiesta di combustibile per il reattore: infatti, man mano che il reattore funziona, l’uranio si consuma e si raggiunge un livello per cui il reattore non riesce più a funzionare (viene a mancare la massa critica di materiale fissile), si procede quindi alla sostituzione degli elementi di combustibile nel reattore. Con un reattore ad arricchimento uniforme si dovrebbero sostituire tutti gli elementi di combustibile, mentre in questo modo, con cioè vari arricchimenti: gli elementi nella zona interna vengono scaricati definitivamente e sono scorie di combustibile, gli elementi della zona intermedia vengono spostati nella zona interna, gli elementi della zona esterna vengono messi nella zona intermedia e sono poi aggiunti nuovi elementi di combustibile fresco ad alto arricchimento nella zona esterna. La vera disposizione degli elementi di combustibile è leggermente differente, in un reattore di tipologia PWR gli elementi ad arricchimento massimo sono sulla periferia mentre gli elementi ad arricchimento medio e basso sono disposti all’incirca “a scacchiera” nella zona interna, con una disposizione effettiva che può variare da reattore a reattore e da ciclo a ciclo, il tutto per minimizzare qualsiasi picco di potenza nel nocciolo e rendere il consumo del combustibile il più uniforme possibile e massimizzare la produzione energetica.

In questo modo un elemento di combustibile in un reattore di tipo PWR fa tre cicli di combustibile prima di diventare una scoria radioattiva.  Per i reattori BWR ci sono tendenzialmente a quattro zone in cui il rimescolamento è leggermente differente rispetto ai PWR, mentre per i reattori ad acqua pesante ed a gas-grafite si ha ancora un’altro tipo di rimescolamento, ma il principio di base è sempre quello di economizzare il combustibile con più cicli e mantenere i picchi di potenza i più contenuti possibile.

Sono reattori ad acqua pesante creati in Canada (CANadian Deuterium Uranium reactor). Sono differenti rispetto agli altri modelli perchè utilizzano uranio naturale come combustibile ed acqua pesante come moderatore, questo consente da una parte di non necessitare di una filiera per l’arricchimento dell’uranio, ma dall’altra ne ha bisogno di una per la produzione di acqua pesante (vedi domanda “che cos’è l’acqua pesante” per spiegazioni).

Sono reattori ad acqua pesante creati in Canada (CANadian Deuterium Uranium reactor). Sono i reattori ad acqua pesante più commercializzati al mondo e costituiscono, direttamente o indirettamente, la quasi totalità dei reattori ad acqua pesante oggi in funzione; tutti i reattori ad acqua pesante presenti in india sono CANDU-derivati, ed i moderni ACR canadesi (l’ultima generazione di CANDU) e gli AHWR indiani possono definirsi cugini alla lontana, discendendo tutti da una stessa idea per un reattore moderato ad acqua pesante.

Sono differenti rispetto agli altri modelli di reattori nucleari perchè utilizzano uranio naturale come combustibile ed acqua pesante come moderatore, questo consente da una parte di non necessitare di un centro di arricchimento per l’uranio, ma dall’altra hanno bisogno di una industria per la produzione di acqua pesante.

L’acqua pesante è necessaria per il funzionamento del reattore perchè assolve le funzioni di moderatore neutronico in maniera più efficiente della comune “acqua leggera”, infatti i neutroni generati dalla reazione di fissione vanno a collidere con i nuclei del deuterio, rallentano e possono andare a fissionare altri atomi di uranio. Il deuterio ha una sezione d’urto molto bassa, quindi toglie dalla reazione pochi neutroni, quando poi un nucleo di deuterio riceve un raggio gamma della giusta energia, questo si scinde ed emette un neutrone che può essere catturato dall’uranio. Questi due effetti: pochi neutroni catturati e qualche neutrone prodotto, consentono a questi reattori di poter funzionare con uranio naturale.

Il funzionamento di una centrale CANDU è per il resto identico ad una centrale di tipologia PWR, il nome completo della filiera sarebbe infatti PHWR-CANDU, è cioè un reattore ad acqua pesante pressurizzata, per mezzo di scambiatori di calore (generatore di vapore) si genera poi vapore che va alla turbina e permette di generare elettricità.

Altra peculiarità dei reattori CANDU, o dei reattori PHWR in genere, è che possono essere ricaricati di combustibile mentre sono in funzione, tutte le altre tipologie richiedono la chiusura dell’impianto mentre è “fatto il pieno” nel reattore. Nei CANDU infatti non c’è un vessel (una grande pentola a pressione) ma ci sono tanti tubi in pressione, questo consente di isolare un tubo alla volta e di ricaricarlo singolarmente, con effetti minimi sulla potenza complessiva dell’impianto, da ciò il fattore di carico di questi impianti è molto elevato e può raggiungere il massimo teorico del 100%.

Le centrali commerciali attualmente in funzione sono per la stragrande maggioranza di II gen, sono ancora operativi alcuni reattori di I gen, mentre solo da pochi anni sono entrati in funzione alcuni reattori di III. I reattori in costruzione sono di II e di III gen. (vedi domanda “Cosa indica la suddivisione in generazioni dei reattori?“)

Si può dividere la risposta considerando le centrali in funzione e quelle in costruzione.

Le centrali attualmente in funzione sono per la stragrande maggioranza di II gen, di differenti tipologie, ma con una netta preponderanza di reattori di tipologia PWR. Sono ancora in funzione alcuni reattori di I gen, principalmente i quattro MAGNOX inglesi attualmente in funzione nel Regno Unito ed alcuni altri reattori sparsi per il mondo. Solo in Giappone sono poi in funzione alcuni reattori di III gen, tutti reattori di tipologia ABWR.

http://www.iaea.org/cgi-bin/db.page.pl/pris.reaopucty.htm in questa classificazione si può vedere unicamente la classe di appartenenza, cioè reattori ad acqua bollente (BWR) o in pressione (PWR) etc…non si può notare la differenza fra le varie tecnologie (un semplice BWR o un più avanzato ABWR), per cui si deve andare a vedere singolarmente ogni reattore nelle sue specifiche per vederne la generazione.

Le centrali in costruzione invece sono sia di II che di III generazione, ad esempio in Cina sono in costruzione molti reattori di tipologia CPR (una derivazione potenziata della classe 900 francese), che sono classificati di II+ gen, cioè reattori con caratteristiche di produttività proprie della III (alto burnup, alta efficienza termica, etc) ma senza molti dei miglioramenti propri della III, tali da rendere questi progetti notevolmente più economici rispetto ad altre tipologie oggi in commercio. In altre parti del mondo sono poi in costruzione molti reattori di II gen, come ad esempio i due reattori in costruzione in Argentina ed in Brasile, oppure sono in costruzione reattori di II gen ma con sistemi di controllo più avanzati rispetto ad altri modelli uguali (è il caso dei due reattori in costruzione in Slovacchia). In Europa ed in Asia sono poi in costruzione molti modelli di III e III+ gen, come gli EPR Areva (Cina, Finlandia e Francia ed a breve il Regno Unito), gli AP1000 Westinghouse (Cina ed a breve USA), gli APR1400 coreani (Corea del Sud ed a breve Emirati Arabi e Turchia), gli ABWR e la sua evoluzione ESBWR della General Electric (Giappone e Taiwan) ed infine i vari modelli VVER russi (in costruzione soprattutto in Russia ed al vaglio in altre nazioni del mondo)

Esistono poi centrali in costruzione ed in funzione senza una generazione specifica, queste sono le centrali di tipologia FBR, la Cina ha ad esempio pubblicizzato il suo reattore sperimentale FBR come un reattore di IV gen, benché il modello del suo reattore non sia internazionalmente catalogato fra i modelli allo studio per essere catalogati di IV.

[Cf. Report IAEA]
[Cf. NuclearNews FBR Cina]/

Il moderatore neutronico è un materiale che rallenta i neutroni al fine di agevolare la fissione dell’Uranio 235 e impedire quella dell’Uranio 238. Il veleno neutronico invece ha il compito di catturare i neutroni liberi al fine di regolare l’intensità della combustione nucleare nel reattore.

Un moderatore neutronico è un mezzo che serve per diminuire la velocità dei neutroni. L’U235 (che è fissile, al contrario dell’U238 che è fertile, cioè si può “trasmutare” in “combustibile”) ha una alta probabilità di fissionarsi con neutroni lenti. Un moderatore, per essere tale, deve avere una massa comparabile con quella del neutrone da rallentare, in modo da agevolare lo scontro e la cessione di energia (come le palle da biliardo), e deve avere una scarsa “propensione” (in gergo: Sezione d’Urto) a catturare i neutroni, cioè ne assorbono pochi e difficilmente; perciò i principali moderatori sono l’idrogeno (il cui nucleo ha una massa pari a quella del neutrone), il deuterio (che ha una massa doppia, ma ha sezione d’urto più bassa) o il carbonio (che ha una massa di 12 volte). Altri atomi con masse nucleari molto basse (come ad esempio il boro, che ha una massa pari a 10 volte l’idrogeno) hanno una grandissima “attrazione” verso i neutroni e li assorbono con grande facilità, a causa delle caratteristiche della struttura del nucleo, sono quindi usati come “assorbitori” o “veleni neutronici”.

Infatti un veleno neutronico è un nucleo che ha una grande “propensione” (in gergo: Sezione d’Urto) alla cattura di neutroni, cioè ne assorbono molti e facilmente. Sono usati per regolare la reazione nucleare dentro un reattore. Data la loro grande sezione d’urto, tolgono l’eccesso di neutroni che serve per far avvenire la reazione di fissione nucleare, in questo modo possono regolare, stabilizzare o spegnere il reattore a seconda della concentrazione. I due principali veleni neutronici sono il cadmio, di cui sono composte le barre di regolazione e di sicurezza; ed il boro, che è disciolto dentro l’acqua del circuito primario per rendere la reazione di fissione uniforme in tutto il reattore.

L’attivazione è quando un nucleo stabile, assorbendo un prodotto di reazione (generalmente neutroni) diventa radioattivo. La contaminazione è quando del materiale radioattivo si deposita fisicamente (spesso forma una patina) su del materiale stabile. La prima è potenzialmente meno nociva ma non eliminabile, la seconda potenzialmente può determinare un’attività radioattiva più intensa ma può essere depurata totalmente rimuovendo la patina.

L’attivazione è quando un atomo assorbe un neutrone vagante, in questo modo può succedere  (ma non sempre) che l’atomo diventi radioattivo; ad esempio, quando un nucleo di Fe56 (il più comune isotopo del ferro) assorbe un neutrone diventa Fe57, che non è radioattivo. Se invece un atomo di Fe54 assorbe un neutrone diventa Fe55 che è radioattivo, la massa di ferro che contiene in quantità consistenti isotopi instabili (minori quantità sono sempre presenti anche in condizioni naturali) si dice quindi attivata. Quando un materiale è attivato oltre ad una certa soglia diventa interamente scoria radioattiva, infatti non è possibile dividere chimicamente un isotopo stabile da uno radioattivo ma sarebbero necessari costosissimi riprocessamenti sotto centrifuga o spettrometro.

Difficilmente verranno generati isotopi molto attivi per cattura neutronica quindi, un materiale attivato è raramente catalogato come scoria ad alta radioattività.

La contaminazione è invece quando un materiale radioattivo si va a depositare sulla superfice di un materiale non radioattivo, quindi è come considerare una “polvere” che si deposita su una superficie, tolta la superficie radioattiva il materiale è rilasciabile all’esterno senza alcun vincolo radiologico per essere riciclato per qualsiasi uso. La “polvere” è invece rifiuto radiologico, che verrà poi condizionato per essere trattato in tutta sicurezza; in genere però questa “polvere” è formata da resine che hanno pulito le superfici o direttamente la parte superficiale del corpo, asportata nella fase di decontaminazione, parte che verrà poi condizionata in matrici solide e smaltite quindi come scorie radioattive.

L’acqua è formata da due atomi di idrogeno ed uno di ossigeno legati assieme. Gli atomi di idrogeno sono formati da un nucleo di un solo protone e un elettrone che vi orbita attorno. Nell’acqua pesante gli atomi di idrogeno sono composti da una sua varietà isotopica, cioè il deuterio: nel deuterio il nucleo è formato da un protone ed un neutrone anzichè dal solo protone. Questo fa si che l’acqua pesante sia abbia una maggiore densità di massa (da ciò “pesante”) dell’acqua normale, abbia punti di ebollizione e fusione leggermente più alti ed assorba meno neutroni dell’acqua leggera, cioè dell’acqua composta da idrogeno ed ossigeno. L’acqua pesante è presente in natura nell’acqua comune, in una concentrazione di circa 1 parte su 10.000.

Una centrale costruita oggi ha una aspettativa di vita da progetto di 60 anni. I reattori di II gen avevano una vita da progetto di 40 anni, ma stanno in buona parte richiedendo ed ottenendo un prolungamento della vita operativa a 60 anni.

Si deve dividere la risposta in due parti, fra reattori già in funzione e reattori in costruzione.

Innanzitutto si può guardare la vita operativa di tutte le centrali ad oggi in funzione [1]:
tutti i reattori oggi in funzione (possiamo escludere quelli entrati in funzione negli ultimi anni, per la nostra trattazione generale) avevano vite operative da progetto dai 25 ai 40 anni circa, i due reattori MAGNOX inglesi di Oldbury, progettati per rimanere in funzione circa 30 anni, sono invece in funzione da oltre 40 anni, e verranno spenti a metà 2011. Il primo reattore al mondo, quello russo di Obnisk è rimasto in funzione dal 1954 al 2002, il primo reattore di Calder Hall è rimasto in funzione dal 1956 al 2003.

Tutti i reattori statunitensi sono stati costruiti per rimanere in funzione per 40 anni, ma ora si sta provvedendo a rilasciare delle proroghe alle licenze di funzionamento di 20 anni per tutti i reattori, ed è anche al vaglio la possibilità di un ulteriore aumento della vita operativa di altri 20 anni. [2]

Per centrali in costruzione, sono tutte programmate per rimanere in funzione per 60 anni.
Questa differenza fra vita operativa da progetto e vita operativa effettiva è data dal fatto che si sono sempre mantenuti larghi margini di sicurezza per i materiali, dopo decine di anni di utilizzo si è verificato che l’usura effettiva era inferiore a quella speculata, e quindi si è potuto mantenere in funzione l’impianto per un periodo notevolmente superiore a quello preventivato e mantenendo o superando gli standard di sicurezza iniziali. Non si può quindi dire, ad esempio, se le centrali oggi costruite funzioneranno effettivamente per 60 anni a causa dei presupposti ora espressi, è possibile anche un funzionamento più prolungato tramite la sostituzione delle parti più usurate dell’impianto; questo infatti avviene abitualmente nei reattori CANDU con il Refurbishment dei reattori, ovvero molte centrali, dopo minute ispezioni, vengono rimesse in attività anche dopo anni di arresto, previa sostituzione di qualche componente (generalmente nei CAUDU tutti i tubi in pressione), così da conservare il sito e ottimizzare gli investimenti iniziali.