TRIGA Mark II di Pavia 49

Il  TRIGA  (Training,  Research,  Isotope  production,  General  Atomic)  Mark  II  è  un  reattore  nucleare  di  ricerca   progettato  e  realizzato  dalla  General  Atomics  di  San  Diego  (USA),  largamente  diffuso  nelle  università,  nei   laboratori  industriali  e  nei  centri  di  ricerca  medici  in  24  nazioni.  Il  reattore  in  esame  si  trova  al  Laboratorio   Energia  Nucleare  Applicata  dell’Università  di  Pavia  (Figura  26),  è  stato  costruito  nel  1964  e  ha  raggiunto  la   prima  criticità  nel  1965.  Si  tratta  di  un  reattore  ad  acqua  leggera,  la  cui  potenza  nominale  si  aggira  sui  250   kW  termici  [34],[35]  .    

Il  combustibile  è  formato  da  una  matrice  di  idruro  di  zirconio  (ZrH),  all’interno  della  quale  è  disperso  uranio   metallico  (8,5%  in  peso)  arricchito  in  U-­‐235  al  20%.    La  particolare  composizione  del  combustibile  fornisce   proprietà  moderanti  fortemente  dipendenti  dalla  temperatura  del  combustibile.  Grazie  alla  discretizzazione   dei   livelli   di   energia   dell’idrogeno   nella   struttura   cristallina   dell’idruro   di   zirconio,   il   coefficiente   di   retroazione  del  combustibile  è  fortemente  negativo.  Questo  permette  ai  reattori  TRIGA  di  poter  operare  in   modo  pulsato  anche  se  attualmente  questo  non  è  consentito  dalla  legislazione  vigente  in  Italia.    

Figura  26. Reattore  TRIGA  MARK  II,  Università  di  Pavia  

Il  nocciolo  del  reattore  è  un  cilindro  retto  in  cui  le  90  posizioni  sono  disposte  in  sei  anelli  concentrici  (Figura   9).  Queste  posizioni  possono  essere  riempite  con  elementi  di  combustibile  o  altri  elementi  quali  riflettori  (in   grafite),  barre  di  controllo,  sorgenti  neutroniche  e  canali  di  irraggiamento.  

Figura  27. Nocciolo  del  reattore  TRIGA  nella  prima  configurazione  (1965)  composto  da:  elementi  di  combustibile   (azzurro),  elementi  riflettori  (verde),  barre  di  controllo  (arancione),  sorgente  neutronica  (giallo),  canali  di  

irraggiamento  (bianco,  rosso  e  nero).  

La  regolazione  della  potenza  è  ottenuta  attraverso  tre  barre  di  controllo:  la  barra  REGULATING,  utilizzata   per  variazione  fine  di  reattività,  la  barra  SHIM,  per  variazioni  importanti  di  reattività  e  la  barra  di  sicurezza   TRANSIENT  che  viene  inserita  nel  nocciolo  solo  nel  caso  di  arresto  rapido  del  reattore.  Le  prime  due  barre   sono  fatte  di  carburo  di  boro  mentre  l’ultima  di  grafite  borata.  

Il  nocciolo  del  reattore  si  trova  sul  fondo  di  una  piscina  cilindrica  circondato  da  uno  schermo  biologico  in   cemento;   il   battente   di   acqua   sopra   il   core,   circa   5   metri,   funge   da   schermo   assiale.   Il   raffreddamento   avviene   per   convezione   naturale   che   permette   il   trasferimento   di   potenza   termica   dalle   barre   di   combustibile   all’acqua   contenuta   all’interno   della   vasca.   Il   sistema   attivo   di   rimozione   del   calore   per   il   raffreddamento   del   primario,   rappresentato   schematicamente   in   Figura   28,   consiste   in   una   pompa   idraulica,  e  da  uno  scambiatore  di  calore  che  asporta  potenza  termica  dall’acqua  e  la  trasferisce  al  circuito   secondario  di  raffreddamento  [36].  

4 Aspetti  evolutivi  di  simulazione  

4.1 Impatti  di  eventi  estremi  sulla  centrale    e  Simulazione  del  sito  nucleare  

La   recente   catastrofe   giapponese   iniziata   con   un   terremoto   di   dimensioni   storiche   e   immediatamente   amplificata   da   uno   tsunami   che   ha   provocato   in   poche   ore   oltre   27.000   vittime   ha   riproposto   in   modo   drammatico  la  attualità  della  tematica  della  resistenza  delle  realizzazioni  umane,  e  tra  queste  degli  impianti   nucleari,   ad   eventi   naturali   estremi,   prossimi   o   anche   superiori   ai   parametri   di   progettazione   ed   alle   aspettative  della  popolazione  più  in  generale.  

L’incidente  nucleare  alla  centrale  di  Fukushima  ha  provocato  nell’immediato  danni  trascurabili  alla  salute   della  popolazione,  e  le  prime  stime  sugli  effetti  nel  medio  e  lungo  termine  lasciano  sperare  che  il  bilancio   ‘finale’   del   danno   alla   popolazione   potrà   risultare   di   molto   inferiore   al   danno   immediato   prodotto   dallo   tsunami.    Cionondimeno  la  eco  mediatica  dell’evento    è  stata  enorme,  e  si  è  registrato  nei  mesi  successivi   un  repentino  calo  del  livello  di  accettazione  dell’utilizzo  dell’energia  nucleare  in  molti  dei  paesi  impegnati  in   tale  tecnologia.  Conseguentemente  alcuni  Paesi  tra  cui  l’Italia  hanno  preso  decisioni  di  blocco  o  rinvio  nella   realizzazione   e   gestione   di   impianti   vecchi   e   nuovi,   mentre   i   governi   di   Germania   e   Giappone   hanno   addirittura  programmato  formalmente  di  abbandonare  l’utilizzo  dell’energia  nucleare  entro  12  –  20  anni.     Le   autorità   ed   organizzazioni   internazionali     hanno   reagito   nel   frattempo   proponendo   la   conduzione   di   ‘stress  tests’  per  la  verifica  della  resistenza  degli  impianti  in  operazione  ad  eventi  estremi  quali    terremoti  e   tsunami.    

Tali   stress   tests   sono   stati   condotti   in   un   periodo   relativamente   breve   di   circa   un   anno   e   le   risultanze   provenienti   dagli   operatori   e   revisionate   dalle   locali   autorità   sono   state   infine   riviste   da   un   ampio   team   internazionale  di  peer  reviewers.  Il  risultato  finale  è  stato  pubblicato  nello  scorso  Maggio.  Tra  le  conclusioni   salienti   della   final   review   pubblicata   da   CE   ed   ENSREG     sono   suggerite   4   aree   di   ‘miglioramento’   (v.   l’Executive  Summary  del  final  review  in  annex  1).  

La   prima   ‘Area   of   Improvement’   è   stata   così   sintetizzata:   “   (we   need   a)   European   guidance   on  

assessment   of   natural   hazards   and   margins…..WENRA   will   develop   guidance   on   natural   hazards   assessments”    

L’obiettivo   sta   ad   indicare   la   necessità   di   una   metodologia   armonizzata   in   Europa   per   verificare   gli   effetti  di  eventi  naturali  estremi.    

La  seconda  area  di  improvement  viene  cosi  espressa  :  “ENSREG  should  highlight  the  necessity  to  re-­‐

evaluate  natural  hazards  and  relevant  plant  provisions  as  often  as  appropriate  but  at  least  every  10   years”.    Ovvero  si  richiede  la  conduzione  di  periodiche  rivalutazioni  dei  rischi  di  origine  naturale,  con  

una  cadenza  di  almeno  una  volta  ogni  10  anni.  

La   terza   raccomandazione   afferma   che     “   Urgent   implementation   of   the   recognised   measures   to  

protect   containment   integrity   is   a   finding   of   the   peer   review   that   national   regulators   should   consider”.    Si  tratta  di    un  invito  ai  regolatori  nazionali  ad  implementare  le  misure  identificate  come  

utili  a  mantenere  l’integrità  del  contenimento  (che  comprendono  sistemi  di  mantenimento  o  recupero   dell’alimentazione  elettrica  e  del  pozzo  termico,  sistemi  per  evitare  le  esplosioni  di  idrogeno  ecc.)  

Infine   la   quarta   area   torna   a   focalizzarsi   esplicitamente   sugli   eventi   estremi   naturali   :   “Necessary  

implementation  of  measures  allowing  prevention  of  accidents  and  limitation  of  their  consequences   in  case  of  extreme  natural  hazards  is  a  finding  of  the  peer  review  that  national  regulators  should   consider”.  In  questo  caso  il  focus  è  sulla  implementazione  di  sistemi  per  la  prevenzione  e  la  limitazione