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Parte 2: Analisi neutroniche e termofluidodinamiche

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Academic year: 2021

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Parte 2: Analisi neutroniche e termofluidodinamiche

Premessa

L’idea di realizzare un reattore veloce raffreddato a gas, come riportato nel Cap. 2, è stata sostenuta da numerosi progetti internazionali, ma senza successo, principalmente a causa della complessità dei progetti stessi e delle problematiche di natura tecnica ad essi correlate, legate alla struttura degli elementi di combustibile, ai materiali adatti a sopportare le elevate temperature, al ciclo diretto, etc. Con la Generation IV tale idea viene riproposta anche sulla scorta delle esperienze, nell’ambito dei materiali, degli elementi di combustibile e del refrigerante, maturate nei reattori HTR, a flusso termico descritti nel Cap. 3.

Come più volte sottolineato, la densità di potenza scelta sia per il reattore GCFR sia per la facility sperimentale ETDR è di circa 100 KW/l. Tale densità è propria dei reattori ad acqua (tipicamente PWR) e prossima a quella dei LMFBR refrigerati a sodio. Chiaramente acqua e sodio presentano valori del coefficiente di scambio termico e capacità termica decisamente più elevati rispetto all’elio (che tra i gas è comunque il migliore). Pertanto è essenziale verificare se e come l’elio sia in grado di asportare tali elevati valori di potenza.

Tale verifica si può ottenere mediante simulazione con un codice di sistema, controllando se effettivamente si riesca ad asportare il calore prodotto nel core con il refrigerante gassoso (steady state). É necessario inoltre analizzare come il reattore allo studio (ETDR) reagisca ad un evento incidentale o, più in generale, ad un transitorio operazionale. É opportuno ricordare che attualmente non si è ancora in possesso di dati progettuali sufficientemente dettagliati per condurre una simulazione del reattore GCFR da 600 o da 2400 MWth, ma per quanto riguarda la facility

sperimentale ETDR si dispone di numerosi dati, sicuramente adatti ad un calcolo ragionevolmente accurato. Si è ritenuto allora di simulare il comportamento stazionario e transitorio sulla facility ETDR anziché sull’impianto GCFR, che possiede la stessa densità di potenza.

Inoltre nell’Ottobre 2005 è stato proposto, nel quadro di un programma della Comunità Europea (GCFR-STREP), un Benchmark vertente proprio sull’ETDR, in particolare sull’analisi del suo comportamento a regime e del transitorio di Loss Of Flow Accident (LOFA), come riportato nel Cap. 6. Tale esercizio internazionale risulta essere quindi particolarmente adatto per verificare l’effettiva capacità di asportazione di calore dell’impianto ed anche per testare l’affidabilità dei codici di calcolo nei confronti di una tipologia di impianto finora mai analizzata con un codice di sistema.

Al fine di condurre la simulazione è stato scelto il codice di sistema RELAP5-3D© a causa sia delle sue peculiari caratteristiche sia della profonda conoscenza ed esperienza d’uso che di tale codice si ha presso l’Università di Pisa.

Successivamente (Cap. 7), considerato il buon esito dei calcoli del benchmark in cui si è evidenziato un ottimo accordo tra i risultati forniti da ogni Istituzione partecipante (da cui la conferma delle potenzialità del codice), si è deciso di procedere ad alcune modifiche volte a rendere la simulazione impiantistica più dettagliata ed accurata. In seguito a tali modifiche le variazioni sono risultate talora rilevanti ai fini dell’andamento del transitorio studiato mettendo in evidenza fenomeni e comportamenti non emersi durante la comparazione (semplificata) code-to-code.

Infine (Cap. 8) si è ritenuto opportuno implementare la presenza degli attinidi minori nel core, così da notarne l’influenza sullo stato stazionario e, mediante le variazioni della curva del calore di decadimento successiva allo scram, anche sul transitorio. Affinché si potesse procedere a tale valutazione è stato necessario ottenere una stima ragionevolmente accurata dei parametri di cinetica neutronica relativi alla nuova configurazione del core; questi sono stati calcolati (Cap. 5) mediante il codice MCNP-4B ed inseriti successivamente nei dati che il codice RELAP5-3D© avrebbe utilizzato per eseguire i calcoli di sistema.

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