Capitolo 1
L’uso razionale delle risorse energetiche, la minimizzazione dell’impatto ambientale e la generazione dell’energia a costi contenuti sono tra gli obiettivi importanti che è oggi necessario perseguire per uno sviluppo sostenibile.
La sostenibilità ambientale riguarda sia l’effettivo utilizzo del combustibile che la gestione sicura delle scorie radioattive e la resistenza alla proliferazione degli armamenti nucleari. Lo sviluppo sostenibile dell’energia nucleare richiede che il combustibile sia disponibile per un lungo periodo e che il ciclo di combustibile sia compatibile con l’ambiente [1].
L’energia nucleare, con impianti ad alta efficienza nel bruciamento dell’uranio disponibile (107÷108 tonnellate), con fattori di utilizzo del combustibile del 70%, potrebbe portare ad un dimezzamento delle attuali concentrazioni di CO2 in atmosfera;
dette concentrazioni potrebbero passare dagli attuali valori di 370 ppm, secondo stime dei prof. A. Perry e A. M. Weinberg, a circa 190 ppm di CO2 (A. M. Weinberg, “The
Immortality of Nuclear Systems”, Atti dei Lincei, n. 163, Accademia Nazionale dei Lincei, Roma, 2000). I futuri sistemi nucleari devono offrire un’ampia possibilità di scelta tra più combustibili (uranio, torio, metalli, ossidi, carburi ecc.), più filiere di reattori (reattori termici, veloci e sottocritici ecc.) ed anche tra diversi cicli di combustibile (ciclo aperto, ciclo chiuso, trasmutazione degli attinidi ecc.). L’entrata in funzione di elementi di combustibile “defect-free” dovrebbe dare un notevole contributo alla riduzione del costo di esercizio, di manutenzione e del volume di scorie radioattive prodotte. Questi nuovi elementi di combustibile riducono infatti drasticamente il rilascio di prodotti di fissione e la radioattività del circuito primario, favoriscono una riduzione globale delle scorie radioattive ed una più bassa esposizione alle radiazioni, con conseguente diminuzione degli addetti alla manutenzione [1].
L’energia nucleare può contribuire a dare una risposta a queste esigenze, permettendo un utilizzo più limitato dei combustibili fossili.
La sicurezza degli impianti nucleari è da sempre uno degli obiettivi principali nella loro progettazione; oltre a questo obiettivo primario, oggi viene data particolare importanza alla necessità di una minore complessità costruttiva degli impianti e di un più contenuto rischio di proliferazione nucleare. Nonostante l’elevato livello di sicurezza raggiunto con gli impianti esistenti, vengono attualmente proposti nuovi concetti di impianto che si prefiggono di ridurre, con scelte progettuali specifiche, la
In particolare, il miglioramento degli aspetti della sicurezza, della semplicità costruttiva, della convenienza economica e della resistenza alla proliferazione è l’obiettivo dei reattori di nuova generazione, indicati con “Generation IV”, la cui realizzazione è prevista oltre il 2030. Al fine di esplorare queste opportunità il “Department of Energy’s Office of Nuclear Energy, Science and Technology” degli Stati Uniti ha coinvolto governi, industrie e la comunità mondiale dei ricercatori in un’ampia discussione sullo sviluppo di nuovi tipi di reattore, detti appunto di quarta generazione [2]. I parametri usati per valutare i diversi progetti attualmente in studio sono sostenibilità, sicurezza, affidabilità, economia e non proliferazione. La “Generation IV Technology Road Map” ha valutato le numerose idee proposte dalle diverse organizzazioni mondiali.
Un’ulteriore classificazione attualmente in uso suddivide i reattori di nuova generazione in due categorie: i reattori “evolutivi” e quelli “innovativi”. I primi sono quelli basati sui reattori esistenti, in cui sono state introdotte modifiche che vanno nel senso di migliorare il loro comportamento nei confronti dei parametri precedentemente menzionati. Essi hanno il vantaggio di essere tecnologicamente provati, cosicché il loro utilizzo può avvenire entro tempi ragionevolmente brevi (2010-2015). Quelli “innovativi” sono invece dei sistemi completamente nuovi, che intendono soddisfare in modo più sostanziale i nuovi requisiti, basandosi sullo sviluppo di nuove tecnologie; il loro successo può non essere certo e quindi il loro utilizzo è proiettato nel lungo periodo (2030) [2].
I reattori evolutivi sono definiti anche “International Near Term Deployment reactors” (INTD) [3] e tra essi vi è il reattore IRIS [4] (“International Reactor Innovative and Secure”), il progetto del quale è affidato ad un consorzio internazionale comprendente la Westinghouse, a cui partecipa, tra gli altri Paesi, anche l’Italia. Il consorzio coinvolge 21 partners appartenenti a 10 Paesi; i partners italiani sono sei: 4 università (Università di Pisa e di Roma, Politecnico di Milano e di Torino) e 2 industrie (Ansaldo e Ansaldo-Camozzi). Il progetto è attualmente in fase di “pre-licensing” in USA presso l’Autorità di Controllo (NRC) ed è stato incluso dai principali elettroproduttori statunitensi tra i quattro reattori di riferimento per la richiesta di un “Early Site Permit” (permesso preventivo di licenza di un sito, sul quale costruire i prossimi reattori USA) [5].
La principale peculiarità del reattore IRIS è di essere un reattore ad acqua in pressione con circuito primario integrato nel vessel; ciò consente di eliminare la maggior parte degli incidenti gravi tipici dei normali reattori ad acqua in pressione, per cui risponde particolarmente bene ai requisiti proposti per i nuovi reattori, pur basandosi sulla tecnologia provata dei PWR [6]. Rispetto a questi ultimi, il reattore IRIS necessita di un diverso progetto dei componenti, come conseguenza della configurazione di tipo integrale. Per questo motivo è necessario studiare i fenomeni derivanti dalle diverse configurazioni geometriche adottate, considerando anche i vari scenari incidentali possibili. In particolare, è necessaria una valutazione realistica dei percorsi del flusso, con riferimento alla formazione di vortici, regioni di ricircolazione ecc. [7]
Attualmente i codici di fluidodinamica computazionale (CFD) rappresentano uno strumento molto utile per analizzare in dettaglio questi fenomeni, classificandoli quindi in base alla loro rilevanza nelle varie condizioni operative del reattore [8]. D’altra parte è necessaria la validazione di questi codici tramite il confronto dei risultati delle simulazioni con quelli ottenuti da esperimenti fatti su apparecchiature che riproducano in scala l’impianto da studiare. In particolare, esistono le linee guida di buona pratica (“best practice guidelines” [9]), che rappresentano una sorta di guida di riferimento per l’applicazione dei codici di CFD a problemi di vario genere.
Un primo obiettivo di questa tesi è proprio quello di affrontare in termini generali il problema della qualifica dei codici di CFD per la loro applicazione nelle analisi di sicurezza dei reattori nucleari. Per quanto concerne il reattore IRIS, un importante aspetto della sicurezza è quello riguardante i fenomeni di miscelamento del boro (“boron mixing”) nel “lower plenum”. Analogamente ai reattori PWR, il controllo della reattività, nelle condizioni di funzionamento normale, è ottenuto con la variazione della concentrazione di boro, disciolto sotto forma di acido borico nell’acqua del circuito primario di refrigerazione. Il miscelamento non uniforme del boro è uno dei problemi di sicurezza dei reattori ad acqua in pressione; è infatti possibile che in certe condizioni operative o incidentali si possa avere la formazione di un volume di fluido a bassa concentrazione di boro nel circuito primario che, entrando nel nocciolo senza essere stato prima miscelato con l’acqua alla concentrazione nominale di boro, può indurre il rischio di un incidente per inserzione di reattività positiva [10].
• la sperimentazione su un modello che rappresenti il reattore in scala: le metodologie di similitudine dinamica (“scaling”) per i flussi in convezione forzata permettono l’impiego di modelli in scala relativamente piccola, mentre per i flussi in convezione naturale sono necessarie apparecchiature più grandi e costose per poter applicare lo “scaling” nel modo più appropriato [11];
• la simulazione numerica: il rapido sviluppo dei computer ha reso possibile l’impiego delle tecniche di CFD per lo studio di problemi che coinvolgono elementi con geometrie tridimensionali di grandi dimensioni.
Ad oggi, la procedura più comune per lo studio del miscelamento del boro è un approccio combinato che include sperimentazione su modelli in scala e simulazione numerica con codici di CFD [11].
Nella presente tesi il problema del miscelamento del boro verrà affrontato facendo uso della simulazione numerica per mezzo del codice commerciale FLUENT [12], in vista della progettazione di una futura apparecchiatura sperimentale. In particolare, verranno analizzati sia il reattore in piena scala che un modello in scala 1:5, considerando in entrambi i casi geometrie di maggiore o minore dettaglio sulla base dei dati di progetto del reattore IRIS attualmente disponibili. Nel caso del modello in scala, si considereranno tre diverse condizioni operative, che si distinguono per le diverse portate in ingresso nel vessel. In tal modo è possibile valutare l’incidenza che il livello di dettaglio della geometria e le diverse condizioni al contorno hanno sul campo di moto previsto e perciò sul miscelamento del boro.
L’obiettivo principale di questa tesi è lo studio dei fenomeni di miscelamento del boro nel lower plenum del reattore IRIS, come supporto al progetto dell’apparecchiatura sperimentale in fase iniziale di progettazione (in vista del processo di autorizzazione). I risultati numerici delle simulazioni potranno quindi rappresentare un importante termine di confronto con i dati empirici che saranno ottenuti dagli esperimenti fatti sull’apparecchiatura.
BIBLIOGRAFIA
[1] “Sistemi nucleari di nuova generazione e mercati energetici liberalizzati”. F. Oriolo. 22 Luglio 2005.
[2] “Il ruolo del nucleare”. Carlo Lombardi. 13 Settembre 2004.
[3] “Development of a couplet containment-reactor coolant system methodology for the analysis of IRIS small break LOCA”. A. Manfredini, F. Oriolo, S. Paci, L. Oriani.
[4] “IRIS: a global approach to nuclear power renaissence”. Mario D. Carelli. Settembre 2003.
[5] “IRIS pre-application licensing”. M. D. Carelli, Charles L. Kling, E. Ritterbusch. Settembre 2003.
[6] “Integral layout of the IRIS reactor”. M. D. Carelli, L. E. Conway, J. Collado, L. Cinotti, A. Barroso, M. Moraes, C. Lombardi, J. Kujawski. Maggio 2003.
[7] “IRIS reactor vessel downcomer and lower plenum flow test scaling approach”. W. Ambrosini, N. Forgione, A. Frisani, A. Manfredini, F. Oriolo. Maggio 2006.
[8] “Computational fluid dynamics as a virtual facility for R&D in the IRIS project: an overview”. E. Colombo, F. Inzoli, M. Ricotti, R. Uddin, Y. Yan, N. Sobh. Maggio 2004.
[9] “CFD best practice guidelines for CFD code validation for reactor-safety applications”. F. Menter. Febbraio 2002.
[10] “Boron mixing in complex geometries: flow structure details”. K. T. Kiger, F. Gavelli. 11 Gennaio 2001.
[11] “Numerical boron mixing studies for Loviisa nuclear power plant”. P. Gango. 1997.
