1. Sostenibilità 2. Economicità

Conclusioni C-1

Conclusioni

Il reattore a spettro veloce refrigerato a gas GCFR è particolarmente indicato per rispondere alle sfide che l’energia nucleare dovrà fronteggiare in questo secolo, soddisfacendo i requisiti del progetto della Generation IV in cui è inserito, cioè di

1. Sostenibilità 2. Economicità

3. Resistenza alla proliferazione 4. Affidabilità

Con tale reattore è infatti possibile ottenere la “chiusura del ciclo” del combustibile, cioè si riesce a bruciare gli attinidi minori (Np, Pu, Am) provenienti dalle filiere LWR ed HTR riducendone la pericolosità. E’ altresì possibile reinserire in tale reattore il combustibile in uscita, previa integrazione del fissile consumato mediante un’opportuna quantità di uranio depleto. E’ evidente l’economicità dei costi di riciclaggio legati a tale reattore, in quanto occorre esclusivamente rifabbricare il combustibile senza alcun processo di separazione ma solo di asportazione dei prodotti fissione e di reintegro del fertile. Mantenendo inalterato (in termini di percentuali relative) il vettore degli attinidi tra l’uscita ed il reingresso nel ciclo, si eliminano a priori i rischi, anche potenziali, di proliferazione nucleare, in quanto il materiale non separato isotopicamente (plutonio sporco, non WG) si dimostra inadatto allo sfruttamento a fini militari, anche perché estremamente radioattivo.

Inoltre la condizione (obbiettivo della Generation IV) di valori di Breeding Gain circa nulli (ottenuta anche con l’assenza di blanket) contribuisce alla necessità di non operare separazioni isotopiche sul combustibile.

La tesi si è focalizzata sull’analisi neutronica e termofluidodinamica di questa filiera, in particolare sull’impianto ETDR, su cui si ha una maggiore disponibilità di dati costruttivi e, perciò, si ha la possibilità di costruire una nodalizzazione “realistica” con cui effettuare le analisi necessarie a dimostrare le funzionalità dell’impianto. In particolare dal punto di vista termofluidodinamico è indispensabile riuscire dimostrare la possibilità di asportare la potenza di 100 KW/l (tipica ad esempio dei reattori PWR), molto elevata per un reattore refrigerato a gas. E’ stato inoltre simulato il transitorio di Loss Of Flow Accident (LOFA), effettuando alcune analisi di sensibilità rispetto alla curva di run-down del compressore.

Le analisi effettuate nel Cap. 5 hanno consentito di calcolare i parametri dinamici necessari all’implementazione della cinetica neutronica nel codice RELAP5-3D

. La metodologia adottata è stata validata mediante un benchmark neutronico, svolto in collaborazione con la TUD nell’ambito del progetto EU GCFR-STREP, in cui si confrontano i valori di k

e delle quantità dei vari isotopi a vari stadi di burn-up. Nonostante la diversa natura dei codici utilizzati (tipo Montecarlo il nostro, trasportistico l’altro), delle librerie delle sezioni d’urto e della modellazione del core, i risultati sono da considerarsi in ottimo accordo.

Per quanto riguarda i calcoli termofluidodinamici, questi sono stati eseguiti con il codice RELAP5- 3D

.

Nell’ambito del già citato progetto GCFR-STREP è stato condotto un successivo benchmark proposto dal PSI (Svizzera) riguardo il transitorio di LOFA.

Il transitorio di LOFA può essere suddiviso ed analizzato in tre fasi principali:

1. Run-down del compressore (da 0 a ~ 190 secondi dall’inizio del transitorio)

2. Instaurazione della circolazione naturale, ~ 100 secondi (da 190 a 290)

Conclusioni C-2

3. Circolazione naturale stabilizzata Æ long term cooling.

Dall’analisi dei parametri di stazionario e degli andamenti dei valori di transitorio, si può concludere che il codice RELAP5-3D

ha fornito risultati in ottimo accordo con quelli ottenuti dagli altri partecipanti al benchmark in tutte le sue fasi. La nodalizzazione sviluppata si è quindi rivelata consistente e valida al fine di simulare la facility ETDR sia in regime stazionario che durante il transitorio analizzato.

Sulla scorta di tali risultati, disponendo di uno strumento capace di analizzare efficacemente un sistema di tipo GCFR, si è ritenuto di apportare alcune variazioni al modello presentato in sede di benckmark, volte a rendere la simulazione impiantistica più dettagliata ed accurata. Le modifiche apportate hanno mostrato variazioni talora rilevanti ai fini dell’andamento del transitorio studiato mettendo in evidenza fenomeni e comportamenti non emersi durante l’iniziale e semplificata comparazione code-to-code: in particolare si è notato come l’implementazione delle strutture termiche relative agli elementi costituenti l’impianto abbia dotato il sistema delle sue proprie inerzie termiche che mostrano la propria influenza durante un periodo di “stagnazione” del fluido all’interno del core, della durata di circa 200 secondi, durante il quale le tubazioni del sistema DHR si portano all’equilibrio termico con il resto del sistema. Durante questo periodo di tempo si ha una portata sostanzialmente nulla ed una rapida ascesa dei valori di pressione e temperature del fluido e delle camicie. La pressione torna a sfiorare, con un picco, il valore di esercizio, mentre la temperatura di camicia nel canale caldo arriva a toccare picchi circa 130°C maggiori della temperatura di regime. Quest’ultima è sicuramente la differenza più rilevante riscontrata tra la nodalizzazione proposta in sede di benchmark e la successiva elaborazione.

Dopo 900 secondi dall’inizio del transitorio tutti i parametri possono comunque dirsi assestati o in lenta decrescita dovuta alla diminuzione del calore di decadimento, ben al di sotto dei valori di regime.

E’ interessante notare come le potenza scambiata tra l’elio del primo circuito DHR e l’acqua del secondo loop DHR sia, dopo l’assestamento dei parametri del transitorio, uguale alla potenza trasmessa alla piscina attraverso il secondo scambiatore DHR (pari a circa 0.6 MW). Questo conferma il corretto funzionamento del sistema di rimozione del calore residuo basato sulla circolazione naturale. Dopo 2600 secondi dall’inizio del transitorio si ha circa 1.2% della potenza nominale, che continua a decrescere nel tempo in una condizione d’impianto ormai stabile e sicura (long term cooling, obbiettivo della Generation IV).

Poiché il codice RELAP5-3D

consente il calcolo della curva di run-down del compressore, si è ritenuto necessario eseguire un altro calcolo sia per verificare la sensibilità del codice alla variazione di questo paramero sia per verificare l’influenza che tale variazione ha sul comportamento termofluidodinamico del reattore.

Tale calcolo di sensibilità effettuato presenta come unica differenza l’uso di una diversa curva di run-down del compressore, calcolata direttamente dal codice.

Come appare evidente dai risultati, i parametri presentano andamenti simili nei due transitori, ma nel secondo caso si ha un ritardo di circa 430 secondi durante i quali la potenza di decadimento decresce rendendo meno oneroso il transitorio a cui il sistema DHR è chiamato a fare fronte.

Infine, a completamento del lavoro svolto, si è ritenuto opportuno implementare la presenza degli

attinidi minori nel core (in quanto uno degli obbiettivi del reattore GCFR è la chiusura del ciclo del

combustibile), così da notarne l’influenza sullo stato stazionario e, mediante le variazioni della

curva del calore di decadimento successiva allo scram, anche sul transitorio. Come già anticipato,

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

Conclusioni C-3

core; questi sono stati calcolati mediante il codice MCNP-4B ed inseriti successivamente nei dati che il codice RELAP5-3D

avrebbe utilizzato per eseguire i calcoli di sistema.

Le differenze riscontrate, seppure non nulle, sono risultate essere relativamente ridotte.

Le differenze, riscontrabili dopo circa 400 secondi dall’inizio del transitorio, consistono principalmente in una maggiore pressione residua del sistema (circa 0.04 MPa) e nelle più elevate temperature di fluido in uscita dal core, di camicia

e del combustibile, che risultano incrementate di circa 20 °C. Ciò è parzialmente imputabile alla presenza degli attinidi minori che aumenta, seppure in quantità relativamente ridotte, all’attività del core e più in generale alla diversa evoluzione del transitorio precedente la fase di long term cooling sia in termini di temperature che di potenze. In ogni caso è importante sottolineare che il sistema DHR si adatta senza problemi alle variazioni riscontrabili fra le due configurazioni del core.

Prospettive future

L’analisi iniziata nella presente tesi potrebbe sicuramente trovare prosecuzione in una più dettagliata analisi dei transitori incidentali, in particolare con lo studio del Loss Of Coolant Accident (LOCA): quest’ultimo infatti coinvolgerebbe i due loop del circuito DHR dotati di compressore che, in questa trattazione, sono stati trascurati. Uno degli obbiettivi dei calcoli effettuati è stato infatti di provare come, in condizioni di mantenuta integrità del circuito primario, un unico loop DHR, privo di elementi di sicurezza attivi come i compressori, fosse sufficiente a refrigerare il core facendo affidamento esclusivamente sulla circolazione naturale. Questo risulta essere impossibile per quanto riguarda il LOCA in quanto l’integrità del circuito primario è, per definizione, compromessa. Da qui la necessità di ricorrere a sistemi attivi o comunque di studiare nuove soluzioni tali da consentire un più rapido e meno difficoltoso innesco della circolazione naturale che probabilmente, con il solo elio come fluido refrigerante, non avrebbe modo di instaurarsi in condizioni di pressione residua (Æ bassa densità) quali quelle tipiche di un LOCA.

L’inserzione di elementi più pesanti quali l’azoto o la CO

sono attualmente allo studio.

Un altro sviluppo interessante potrebbe riguardare il reattore GCFR da 600 MW: per tale impianto è infatti prevista l’adozione del ciclo diretto (al contrario della facility ETDR per cui si ha lo scambiatore di calore elio-acqua) che comporta quindi una nodalizzazione completamente nuova con andamenti diversi dei transitori. C’è da dire comunque che sul reattore da 600 MW, così come su quello da 2400 MW, si hanno ancora numerose incertezze sulle caratteristiche d’impianto, al punto tale che, sulla scorta dei risultati ottenuti dalla facility sperimentale ETDR, si potrebbe rinunciare all’adozione del ciclo diretto in favore di un circuito secondario refrigerato ad elio, ad azoto o CO

, accettando una perdita di rendimento del 3-4% a fronte di una configurazione d’impianto più sicura dal punto di vista della sicurezza e dei materiali adottati.

Infine, ciò che appare più fattibile nel breve termine è sicuramente l’implementazione della cinetica neutronica tridimensionale. Si dispone infatti di numerosi dati certi per quanto riguarda la configurazione (composizione e geometria) finale che dovrebbe assumere il core ed è perciò auspicabile una nodalizzazione 3D ragionevolmente coerente con la realtà del progetto. Le informazioni ottenibili circa l’influenza della presenza degli attinidi minori sul nocciolo sarebbero così più dettagliate e le analisi di transitorio più accurate.

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Notare che sembra esserci un certo dissenso nel valore stazionario della temperatura di camicia in fig. 8.8: si giustifica

in quanto il punto più caldo raggiunto durante i due transitori non è situato alla medesima altezza del core