Parco reattori belga

La potenza nucleare installata sul territorio belga è di 5800 MWe, tale da coprire il 40% del totale di potenta elettrica, fornita da 7 reattori costruiti in due siti dedicati, Doel (4 reattori) e Tihange (3 reattori) (figura (3.1)), in aggiunta a questi, il Belgio ha una compartecipazione per il 25% a due unità francesi, B1 e B2 (Chooz), arrivando ad un totale di 6485 MWe nucleari installati.

Figura 3.1:Siti nucleari sul territorio belga

arco di tempo abbastanza limitato, fra il 1975 ed il 1985, ma presentano comunque differenze abbastanza significative l’uno dall’altro, riguardanti soprattutto:

- la potenza elettrica (e termica),

- l’arricchimento iniziale del combustibile,

- la geometria dell’elemento di combustibile (dimensioni barrette, passo del reticolo, etc.),

- il burn-up allo scarico raggiunto dal combustibile,

- la lunghezza del ciclo di irraggiamento subito dal combustibile,

tutti parametri necessari per un’adeguata costruzione del modello di impianto su cui an- dare a sviluppare i calcoli. Per non dilungarsi nella descrizione dettagliata dei singoli reattori, non particolarmente significativa per lo sviluppo di tale studio, si riportano due tabelle rias- suntive, una riferita al sito di Doel, tabella (3.1) e l’altra al sito di Tihange, tabella (3.2), delle caratteristiche più significative necessarie ai nostri scopi.

Un parametro particolarmente importante per la corretta modellizzazione della cella ele- mentare, elemento base su cui sono stati implementati i calcoli del core del PWR, é il rappor- to combustibile/moderatore-(F/M) riferito ad un singolo elemento di combustibile. Infatti, la conoscenza di tale rapporto permette di ricavare le dimensioni da imporre al passo equiva-

lentedel reticolo (vedi Paragrafo (3.2.1)), grandezza base su cui è stata sviluppatata la mo-

dellizzazione geometrica del core di un PWR al fine di svolgere i relativi calcoli Montecarlo necessari ai nostri scopi.

Il rapporto ‘combustibile/moderatore’ e quindi il valore che ne consegue per il passo equivalente è stato calcolato per tutti reattori belga, portando ad una possibile suddivisione in 3 grandi famiglie, nate dal solo utilizzo di questo parametro come agente discriminante (vedi tabella (3.3)).

Alla luce dei valori del passo equivalente calcolato per i vari reattori, che indicano come non sia possibile schematizzarli tutti contemporaneamente, e del fatto che la maggior parte dei reattori belga carica elementi di combustibile con 17*17 alloggiamenti, si è presa la decisione di sviluppare i calcoli solo sulla base dei dati tecnici relativi al reattore Doel-3,

Proprietà Doel-1 Doel-2 Doel-3 Doel-4

BOL 1975 1975 1982 1985

Potenza elettrica (MWe) 392 433 1008 985

Combustibile UO2 UO2 UO2, MOX UO2

Arricchimento 3.95% 3.95% 3.9%-4.3% 3.85%

Tipo ‘assembly’ 14∗14 14∗14 17∗17 17∗17

no. fuel pin/assembly 176 176 264 264

no. tubi guida/assembly 20 20 24 24

no. tubi strumentazione/assembly 0 0 1 1

Raggio delle barrette (mm) 4.728 4.728 4.095 4.095

Raggio in. clad (mm) 4.928 4.928 4.180 4.180

Raggio out. clad (mm) 5.588 5.588 4.750 4.750

Passo (mm) 14.732 14.732 12.60 12.60

Burn-up medio (GWd/toniHM) 45 45 50 50

Lunghezza del ciclo (mesi) 11 11 11-18 12

Consumo annuo (ton IHM) 8.2 8.2 19.34 20.6

Proprietà Tihange-1 Tihange-2 Tihange-3

BOL 1975 1982 1982

Potenza elettrica (MWe) 962 1008 1015

Combustibile UO2 UO2, MOX UO2

Arricchimento 3.9% 3.8% 3.8%

Tipo ‘assembly’ 15∗15 17∗17 17∗17

no. pin/assembly 204 264 264

no. tubi guida/assembly 20 24 24

no. tubi strumentazione/assembly 1 1 1

Raggio delle barrette (mm) 4.647 4.095 4.095

Raggio in. clad (mm) 4.742 4.180 4.180

Raggio out. clad (mm) 5.359 4.180 4.180

Passo (mm) 14.30 12.60 12.60

Burn-Up medio (GWd/toniHM) 45 45 45

Lunghezza del ciclo (mesi) 18 15 18

Consumo annuo (ton IHM) 19.75 21.1 21.2

Tabella 3.2: Alcune caratteristiche degli impianti nucleari belga: unità di Tihange

Proprietà Caso A Caso B Caso C

Doel-1,2 Tihange-1 Doel-3,4 Tihange-2,3

F/M 0.50911 0.508647 0.51937

Passo equivalente 1.5466 1.4955 1.3127

Tabella 3.3: Rapporto F/M in un elemento di combustibile e valore associato del passo equivalente del reticolo

PWR da 1000 MWe in funzione dal 1982. Questo ha permesso di snellire la prima parte del lavoro, relativa alla determinazione del termine di paragone per l’ADS, mantenendo però una buona coerenza con i dati trovabili in letteratura per quanto riguarda le percentuali stimate dei vari isotopi in uscita da un reattore ad acqua leggera.

La semplificazione più importante che è stata fatta, però, riguarda l’aver ipotizzato un core come se fosse formato da un reticolo infinito di celle elementari identiche (modellizzate a partire dall’elemento di combustibile) con un passo pari al passo equivalente considerato. In questa prima parte del lavoro, dunque, non si andrà a simulare la geometria reale del core di un LWR, con una geometria ben definita, perché non risulta essere strettamente necessario per raggiungere l’obiettivo previsto, cosa che invece dovrà essere fatta nel caso di un reattore ADS, ove la presenza della sorgente di spallazione fa sentire il suo peso, imponendo calcoli su una geometria del core ben precisata che portano a complicare, in modo non trascurabile, l’analisi da svolgere. L’errore commesso in tale approssimazione, considerare un retico- lo infinito di celle elementari anziché un sistema multiassemblies, può essere considerato trascurabile ai fini della nostra valutazione [7].

La scelta di studiare una sola cella, come se fosse inserita in un reticolo infinito, è stata possibile perché il codice di calcolo utilizzato, ALEPH-1.1.2 [1], fornisce in uscita i valori

delle densità dei vari isotopi, espresse in g/cm3, permettendo di trovare una stima adegua-

ta delle quantità totali rilasciate da un reattore, con la semplice moltiplicazione del valore ottenuto per il volume relativo alle quantità totali di combustibile inizialmente inserito nel reattore, o rilasciate ad ogni ciclo.

Sulla base di questo approccio è stato possibile sviluppare un calcolo analogo, come è stato fatto nella determinazione della radiotossicità relativa allo SNF, prendendo i valori

delle concentrazioni ottenute per i vari elementi, espresse in g/cm3, valutando il volume

relativo ad una tonnellata di metallo pesante che viene inizialmente caricata nel reattore, e andando a moltiplicare tali concentrazioni isotopiche per il valore del volume, ottenendo così le concentrazioni esprimibili in grammi di isotopo per ogni tonnellata di IHM caricata, unità di misura che spesso si trova in letteratura inerentemente alla determinazione delle quantità prodotte. Tale scelta nasce soprattutto per essere coerente con quanto espresso attraverso la dettagliata analisi sulle unità di misura utilizzate negli anni per esprimere la radiotossicità

(vedere Capitolo 4).